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。     

估算放射性核素所致内照射剂量的ICRP剂量学和生物动力学模型

１引言源器官中某一放射性核素对靶器官产生的当量剂量与该源器官中放射性核素的核变化总数和在靶器官中被吸收的发射能量的份额成比例。在所考虑的时间间隔内体内任一源器官或组织的核变化数是在这段时间内那个器官或组织中放射性核素活度的时间积分。靶器官或组织从源器...     

核燃料元件厂职业内照射个人剂量估算

针对元件厂的实际情况,假定了两种放射性核素的摄入模式:一种是持续且以恒定的速率摄入;另一种是不同速率下的随机摄入,这种情况下所有的摄入均可以监测周期的中点单次摄入来代替。对应于连续摄入模式下的两种假定类型,建立了两种摄入量和剂量估算方法:监测周期中点单次摄入法和均匀摄入法,并对估算结果进行了分析与修正。相对而言,均匀摄入法是比较细致的估算方法,尤其是对于一年的监测周期里生产过程中有停产的情况,应用该法估算剂量可能更可信。     

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%.     

我国成年男子40K所致内照射剂量估算

接全身计数与K浓度测定的直接法和摄入量估算的间接法，采用更新的计算方法和参数，估算了我国成年男子^40K内照射剂量。直接法和间接法估算的年平均有效剂量分别为0.166mSv和0.145mSv。推荐直接法估算值0.166mSv暂时作为我国参考值，该值与世界参考值基本一致。但是其中按全身计数结果的估算值（0.170mSv）比按器官组织测定结果的估算值（0.140mSv）稍高，可归因全身计数测量年青受检人员比例过大。由此可推理。本文所提出的我国^40K所致内照射剂量参考值推荐值（0.166mSv）可能也有所高估，最后，就现有资料评估和信后研究建议进行了讨论。     

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。     

中国成年男子摄入原生放射性核素所致内照射剂量估算

本文依据近年来对膳食摄入量和人体器官组织含量研究结果和有关文献进展，采用直接法和间接法估算了我国当前成年男子摄入原生放射性核素(氡与子体除外)所致年待积有效剂量约为O．484mSv，比UNSCEAR世界估算值高约69％；^238u放射系的约为估算值的2．6倍；钍放射系的约为3．6倍。这些差异可归因于我国土壤铀、钍浓度都高于世界均值和特定膳食组成等因素。采用直接法估算40K年有效剂量为O．168Msv，接近于世界估算值(O．165Msv)。^z38U系和^232Th系核素按直接法和间接法估算值分别为O．22mSv和O．3mSv，都比UNSCEAR世界相应估算值高。这些结果为推荐我国天然辐射剂量参考值、我国参考人相应参数和辐射监测背景值提供了有用依据。最后，对我国今后研究提出了一些建议。     

公众吸入混合裂变产物后内照射剂量的简便估算方法(以ICRP 1994年呼吸道模型为依据)

作者前曾参照国际放射防护委员会第３０号出版物（ＩＣＲＰ－３０）给出了摄入混合裂变产物后内照射剂量的简便估算方法。现根据ＩＣＲＰ１９９４年人类呼吸道模型,重新给出了这一估算方法。计算出衰变速率系数ｎ＝０．２～２．０时呼吸道与消化道靶组织所受的待积当量剂量及其所致的待积有效剂量。用１９９４年呼吸道模型计算的结果低于１９７９年新肺模型的所得结果。     

同位素研制与生产人员内照射个人监测及剂量估算

对中国原子能科学研究院1995～2000年同位素研制与生产人员进行了内照射个人监测和剂量估算.监测结果表明,各年度工作人员的集体待积有效剂量当量为2.9×10-3～9.8×10-2人·Sv,年人均待积有效剂量当量为1.8×10-2～8.0×10-1mSv.1995～2000年6年间接受监测的总人数为873人,累积集体待积有效剂量当量为1.6×10-1人·     

公众液态途径辐射剂量对吸附分配系数的响应研究

针对辐射剂量计算的不确定性,运用放射性核素浓度计算模式和公众个人照射剂量计算模式,计算了我国某核电厂正常运行下某子区代表居民液态途径的辐射剂量,分析了公众液态途径辐射剂量对核素悬浮物吸附分配系数的响应。结果表明:当核素~(60)Co和~(137)Cs的悬浮物吸附分配系数降低一个数量级时或升高一个数量级时,岸边沉积外照射剂量响应较为明显。特别是~(137)Cs,其悬浮物吸附分配系数降低或升高一个数量级,该核素岸边沉积剂量贡献占其液态途径剂量比值和占总岸边沉积剂量比值都有明显变化。     

工作人员^131I体内污染测量及剂量估算

本文介绍了用人体计数器测量工作人员~(131)I 体内污染和用 Ge(Li)γ谱仪测量尿中~(131)I 放射性核素的活度。根据实测数据外推求其摄入量,并进行了剂量估算和评价。     

稳态总剂量效应(TID)试验剂量率选择的研究

通过调研分析,发现ESA/SCC 22900和MIL-STD-883G方法1019.7在剂量率的选择等方面存在较大差异。针对美国宇航局NASA发布的TID试验报告中总剂量及其对应的剂量率值进行统计分析,了解到不同工艺器件进行TID试验时采取多步骤辐射,辐射过程中所选择的剂量率几乎均小于1rad(Si)/s,且剂量率随总剂量不断改变。当总剂量低于30krad(Si)时,曲线分布没有规律,随机性较大;当总剂量大于30krad(Si)时,剂量率随总剂量的增加而增加,但不满足线性关系。针对不同剂量率辐射后器件失效机理的分析研究,得出器件在低剂量率辐射下失效的主要原因是界面态,而在高剂量率辐射失效的主要原因是辐射感生氧化物陷阱电荷。     

脉冲辐射场中子探测器死时间效应研究

以正比计数管为基础的中子剂量当量仪是实现反应堆和加速器等中子辐射场剂量水平实时监测的重要手段,而探测器的死时间效应问题直接关系到脉冲中子辐射场下量值的准确性。本文使用"双源法"实验测定了正比计数器死时间,使用蒙特卡洛模拟软件计算了中子探测器慢化体对中子的慢化时间,推导出加速器辐射场中计数率与修正因子的关系式,可以实现脉冲辐射场中子漏计数补偿。     

氚的内照射剂量转换系数研究

不同的生物动力学模型给出的氚的摄入量滞留函数和剂量转换系数存在明显的差别。Crawford-Brown模型在氚化学形态转化描述和年龄段剂量转换系数分析上具有独特优势,本文在比较不同模型研究进展的基础上,重点对Crawford-Brown模型进行计算,给出不同年龄段的氚滞留函数和剂量转换系数,并同其他模型计算结果进行了详细的比较。结果显示,除了成人摄入氚水情况,Crawford-Brown模型计算给出的不同年龄段人群摄入氚水和有机氚的剂量转换系数都会比ICRP模型的高。随着年龄的减小,氚水和有机氚的相互转换愈发明显,剂量转换系数上的差别愈发明显。成人氚水摄入量滞留函数的比较表明,几种模型在100 d内的滞留函数曲线几乎完全相同,只在长期滞留项上存在显著差别。     

基于CAD的点核剂量计算方法研究及初步应用

点核积分方法是辐射剂量计算的基本方法之一,广泛应用于辐射防护领域。传统的点核剂量计算中采用文本方式描述计算模型,存在难以描述复杂几何、易出错且耗时的问题。针对该问题,本文基于FDS团队自主研发的超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC,进行了基于CAD的点核剂量计算方法研究与程序开发,可基于实际问题的CAD模型直接进行支持多重源的光子点核剂量计算,提高了程序对复杂三维几何问题的处理能力,并包含较为完备的核数据库。使用ANSI/ANS6.6.1、ESIS和VisiPlan的基准例题对程序进行了测试验证,测试结果与VisiPlan4.0对比吻合良好。同时将该方法初步应用于ITER热室屏蔽的设计中,说明了本方法及程序处理复杂场景问题的能力。     

积分法评估~(60)Co工业辐照装置卡源事故剂量

利用MCNP程序构建简单人体、辐照室、源井、板源模型,对进入辐照室过程中不同位置处工人的吸收剂量率进行了计算,按指数衰减律拟合出吸收剂量率随空间变化的曲线和函数,采用积分法对进入、滞留、撤离辐照室工人的受照剂量进行了计算。结果表明:工人进入、滞留、撤离辐照室总共花费时间为12.7 s,整个过程受照当量剂量为20.61 mSv,与中国辐射防护研究设计院对事故工人个人剂量计检测结果相吻合。该方法可有效地对随空间变化辐射场中的受照工人个人剂量开展评估。     

IAEA辐射环境影响评价模型研究的最新进展

调研和分析了IAEA自1985年以来在辐射环境影响评价方面开展的研究工作,介绍了取得的成果,展望了刚刚开展的MODARIA项目的情况,并提出了我国的对策。