与1990年ICRP推荐接轨的内照射剂量估算方法研究及其软件的开发

介绍用于估算个人内照射剂量的新一代计算机应用软件系统。该系统参照ICRP第56、66、67、68、69、71、78号等一系列出版物提供的代谢模型和参数,采用了适于在微机上实现的矩阵算法,使用VC 编制而成,可在Win95或更高版本的微软操作系统下运行。它可以将个人内照射监测量换算为摄入量、有效剂量和其它评价量,适用于职业受照人员的常规个人内照射剂量估算。本套软件采用了新的模型和参数,可以直接求解任何不循环的和循环的库模型。这使得它可用于与1990年ICRP推荐和1997年的国际电离辐射防护和辐射源安全的基本安全标准接轨的个人内照射剂量管理和估算。此外,本套软件在视窗操作系统下运行,图形界面使得它给用户的感觉更加舒服,使用更加方便。     

基于ICRP呼吸道新模型的胸区各库滞留函数的计算

本文基于国际放射防护委员会(ICRP)第66号出版物颁布的工作人员呼吸道新模型,采用分别解一阶线性齐次和非齐次微分方程的方法,得出了胸区各库的滞留函数的表达式,并计算出了不同摄入时间下的肺部的滞留量。计算结果与中国辐射防护研究院编制的INDO2003剂量估算软件的计算结果、ICRP第78号出版物中给出的数据一致性较好,表明胸区滞留函数的计算方法是可靠的。     

一种估算钚内照射剂量的方法

本文应用 ICRP 第30号出版物提供的库模型和钚的代谢资料以及 Langham 公式,提出了一种单次或连续均匀摄入情况下钚内照射剂量估算方法,从而把辐射防护中监测的量与待积有效剂量当量或待积剂量当量或摄入量定量地联系起来。     

一种估算氚的内照射剂量的方法

为了估算内照射剂量,国际放射防护委员会(ICRP)推荐了多种放射性核素的参考人的生物动力学模型及其参数.ICRP还建议,若受照个体的剂量接近或大于个人年剂量限值时,应尽可能多的获得受照个体内照射监测资料,以便更准确地估算剂量;当受照个体接受了促排等医学处理,应采取个体的代谢资料估算剂量.本文以事故性过量摄入氚化水,且接受了促排医学处理的内污染为例,通过尿氚浓度的大量监测结果分析,得出了该受照个体的代谢资料.按此代谢资料估算的待积有效剂量为25.5 mSv,与国际原子能机构IAEA最终给出的参考值25.8 mSv仅相差1%.为了比较,也按照ICRP推荐的参考人的代谢资料估算了待积有效剂量,其结果为38.6 mSv,与参考值相差了48%.     

ICRP第141号出版物《放射性核素职业性摄入量》Part 4内容简介

ICRP 2007年建议书引进了影响有效剂量计算的变化,意味着对第30号系列出版物(ICRP 1979a、b,1980a,1981,1988)和第68号出版物(ICRP 1994b)中发表的内照射剂量系数的修正。此外,现有的数据支持对第54号和78号出版物(ICRP 1989a,1997)中给出的、用以监测计划设计和职业性内照射剂量回顾性评价的数据进行更新。第2分委员会及其任务组提供了新的动力学模型、剂量系数、监测方法及生物学测定数据。     

关于公众成员某些放射性核素的剂量转换因子的探讨

摄入放射性核素后,个体所受的剂量随年龄、代谢及身材大小的不同而变化。为了反映单位摄入量所产生的剂量随年龄的变化,本文把公众成员分为婴儿(1岁)、儿童(10岁)及成人三个年龄组,分别给出了某些放射性核素的剂量转换因子。但由于目前还缺乏可供应用的数据,不得不把国际放射防护委员会(ICRP)第30号出版物的剂量学模型和代谢数据用于公众成员(包括儿童和婴儿)的剂量估算,在计算儿童的剂量时,只考虑了体重的影响。本文还给出了公众成员吸入短寿命氡,(气土)子体的剂量转换因子。     

用于内照射剂量估算的INDO计算机软件系统

本文主要介绍用于进行个人内照射剂量估算的一套计算机应用软件系统(简称 INDO)。该系统参照 ICRP 第30号和54号出版物提供的多库模型和参数,使用 FORTRAN 77程序设计语言,在MICRO VAX-Ⅱ计算机上编制完成。它可以将个人内照射监测量换算为摄入量、剂量当量和其它评价量。它既适用于意外摄入情况下的内照射剂量估算,也适用于职业受照人员的常规个人内照射剂量估算。     

两例天然钍内污染案例的报道

本文报道了Y男、C男两例生前从事含钍纱罩生产的死者的职业史和发病史,对他们生前或死后的全身钍含量进行了测定和估算。按ICRP30和23号出版物的建议分别算得Y男全身钍含量为5.338mg,待积有效剂量当量为0.29Sv;C男全身钍含量16.61mg,待积有效剂量当量为1.00Sv,均未达到ICRP规定的限值。     

气溶胶粒径分布对肺模型评价氡子体有效剂量的影响

剂量学近似方法常用于评估氡子体有效剂量。在回顾ICRP66号肺模型的基础上,计算分析了气溶胶粒径对肺部区域沉积份额的影响。在此基础上,计算讨论了气溶胶粒径分布对氡子体有效剂量转换系数的影响,结合粒径分布实验测量值,综述了典型环境下氡子体有效剂量转换系数同未结合态份额及结合态粒径分布的关系。     

ICRP新建议书中限值的含义,降低限值的原因及加强个人剂量监测的必要性

本文主要介绍 ICRP 新建议书(ICRP60号报告)降低个人剂量限值的原因、ICRP 推荐的限值的数值及含义的演变历史;文中还结合新建议书的内容讨论了加强个人剂量监测的必要性。     

REIDAC—A Software Package for Retrospective Dose Assessment in Internal Contamination with Radionuclides

For cases of internal contamination with radionuclides, it is necessary to perform an internal dose assessment to facilitate radiation protection. For this purpose, the ICRP has supplied the dose coefficients and the retention and excretion rates for various radionuclides. However, these dosimetric quantities are calculated under typical conditions and are not necessarily detailed enough for dose assessment situations in which specific information on the incident or/and individual biokinetic characteristics could or should be taken into account retrospectively. This paper describes a newly developed PC-based software package called Retrospective Internal Dose Assessment Code (REIDAC) that meets the needs of retrospective dose assessment. REIDAC is made up of a series of calculation programs and a package of software. The former calculates the dosimetric quantities for any radionuclide being assessed and the latter provides a user with the graphical user interface (GUI) for executing the programs, editing parameter values and displaying results. The accuracy of REIDAC was verified by comparisons with dosimetric quantities given in the ICRP publications. This paper presents the basic structure of REIDAC and its calculation methods. Sensitivity analysis of the aerosol size for ²³⁹Pu compounds and provisional calculations for wound contamination with ²⁴¹Am were performed as examples of the practical application of REIDAC.     

ICRP新框架计算的内照射剂量系数

辐射剂量中的内照射剂量无法直接测量,只能根据活度测量结果由生物动力学模型、剂量模型及相关参数计算获得。自从19世纪80年代以来,涉及内照射剂量计算领域的“剂量学计算模式与参数”、“生物动力学模型及参数”、“核衰变相关参数”等已发生变化,由此形成新的计算框架。自2015年的130号出版物开始,ICRP发布了一系列报告(目前还未完结),给出了“新计算框架”下的剂量系数,及根据活度测量结果可直接求得待积剂量的Z(t)函数等有关生物样品测量解释的最新结果,用于替代ICRP 30、68、54以及78号出版物。本文选取了32种常见核素,对原有数据与ICRP新的计算结果进行了比较。可以看出,新出版物给出的各种核素的剂量系数基本都有所变化,同时对吸收类型的划分更为丰富。     

Estimating internal dose coefficients of short-lived radionuclides in accordance with ICRP 2007 recommendations

For radiation protection in high-energy accelerator facilities, internal dose coefficients of short-lived radionuclides were estimated using the dosimetric methodology in accordance with the International Commission on Radiological Protection (ICRP) 2007 Recommendations. A computational program was developed for estimating the dose coefficients. The program was verified by confirming whether it could reproduce the dose coefficients provided by ICRP for intakes of representative radionuclides. In addition, the estimated dose coefficients of short-lived radionuclides were compared to the values generated by Dose and risk CALculation software (DCAL), which is based on a dosimetric methodology that is in accordance with the ICRP 1990 Recommendations, to discuss the reasons why the dose coefficients were changed by the revision of the dosimetric methodologies. The comparison revealed a decreasing trend of dose coefficients in the case of inhalation upon revision of the dosimetric methodologies. By contrast, in the case of ingestion, the dose coefficients tended to increase.     

基于ICRP141号报告模型计算吸入241Am后的排泄份额及剂量的对比分析

依据更丰富的受照人员实测数据,以国际放射防护委员会(ICRP)141号报告呼吸道模型及系统模型为代表的新模型及剂量转换系数相比旧模型及剂量转换系数具有更高可信度。对于目前超铀核素吸入后的基于间接测量的内照射评价来说,新、旧模型带来的计算结果的异同很重要。本文基于ICRP 141号报告为代表的新生物动力学模型建立超铀核素的滞留、排泄份额计算程序,并分别对工作参考人吸入S、M、F类²⁴¹Am气溶胶(AMAD 5 μm)后的尿、粪排泄份额进行新、旧模型计算值对比,发现了新、旧模型计算值的显著差异,且基于尿、粪样中²⁴¹Am估算有效剂量上,新、旧模型计算结果的差异也显著。基于尿粪的间接测量的内照射评价标准后期可视情况根据新模型计算值进行修订。     

国际放射防护委员第2分委员会当前和今后工作的概述

本文对国际放射防护委员会第２分委员会当前和今后的工作作了概述，内容限于内照射剂量学领域，涉及：（１）公众成员的剂量；（２）工作人员的剂量；（３）对病人使用放射性同位素标记的药物所致的剂量。     

外照射情况下有效剂量（E）与有效剂量当量（HE）的比较

ＩＣＲＰ第６０号出版物引入了对外照射辐射剂量学的几个重大变化,６０号出版物推荐的辐射加权方法和基本防护量的技术规格与２６号出版的推荐有很大的不同,本文依据ＩＣＲＰ第７４号出版物给出的数据和讨论,对在各种照射几何条件下对不同能量的光子,中子及电子辐射场计算的有效剂量（Ｅ）与有效剂量当量（ＨＥ）的数值差别作了评述。     

国际放射防护委员会第二委员会工作进展及对内照射剂量学中某些问题的讨论

本文介绍了国际放射防护委员会（ICRP）第二委员会在ICRP第30、54、68和78号出版物修订、母乳中放射性核素对吃奶婴儿产生的剂量计算、生物学检验数据解释、用于辐射防护的基本解剖学和生理学数据（参考值）、人消化道模型建立及剂量计算体模方面的研究进展情况，并结合国内外辐射防护、生物学、医学及其它学科的发展，对内照射剂量学中的某些问题进行了讨论。     

人类入侵景象下的处置库安全评价分析

利用剂量计算和风险评估模型,基于国际原子能机构(IAEA)推荐的标准数据库和日本核燃料循环开发机构(JNC)的玻璃固化体源项数据,利用程序计算了人类入侵处置库景象下的受照剂量和风险,计算结果表明:在人类入侵景象下,最大外照射剂量在10-4数量级,贡献较大的核素有126 Sn、243 Am;最大内照射剂量在101数量级,贡献较大的核素有240 Pu、241 Am、237 Np和243 Am;内照射和外照射的最大风险值在10-12数量级,远远低于其他类型风险。     

国际放射防护委员会为放射防护提出的人呼吸道模型

本文简要介绍了国际放射防护委员会１９９４年提出的人呼吸道模型，主要叙述了该模型的特点和吸入放射性核素在呼吸道的沉积模式和廓清途径；文中还了一些对辐射敏感的组织和细胞，以及计算靶组织剂量的方法。     

Measurements of 134Cs and 137Cs in urine and estimation of the inter nal dose of an adult exposed to the Chernobyl Accident

To estimate the internal dose of a Chinese visiting scholar internally contaminated because of the Chernobyl Accident, the contents of 134Cs and 137Cs in urine were measured using a Ge（Li） γ-spectrometer. The internal doses were calculated based on data from the ICRP Publications. The effective doses from ^134Cs and ^137Cs were estimated to be 61 μSv and 98 μ Sv, respectively. The sum of 159 μSv was lower than the total effective dose （310 μSv）, from the inhalation and ingestion of natural radionuclides. The dose of ^131I was also reviewed referring to the UNSCEAR 2000 Report. The equivalent effective dose of ^131I was estimated to be 2.9 mSv, 18 times more than the amount of ^134Cs and ^137Cs. Therefore, it is considered that the earlier estimation of internal doses of ^131I is important in evaluating radiation injuries from a nuclear reactor accident.