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放射性核素内污染所致待积有效剂量快速估算软件研发

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中国职业医学 2014年第6期41卷 708-711页

作者：王冠杰陆伟明孙亮匡恒陈丹丹罗金鹏涂彧苏州大学医学部放射医学与防护学院放射医学及交叉学科研究院江苏省高校放射医学协同创新中心江苏省放射医学与防护重点实验室江苏苏州215123 苏州市核与辐射安全监督站 215000

目的开发适用于核与辐射突发事件所致放射性核素内污染的快速剂量估算软件。方法依据国内外相关标准和出版物，采用有关职业照射及公众照射的食入和吸入放射性核素的剂量转换系数，针对核与辐射事故早期参数信息不明确的情况确定相关参... 详细信息

目的开发适用于核与辐射突发事件所致放射性核素内污染的快速剂量估算软件。方法依据国内外相关标准和出版物，采用有关职业照射及公众照射的食入和吸入放射性核素的剂量转换系数，针对核与辐射事故早期参数信息不明确的情况确定相关参数的缺省值，应用VisualBasic6．0编制软件。结果本软件涵盖自氢-3至钔-258等数百种放射性核素，可快速估算核与辐射突发事件发生时食入和吸入所致待积有效剂量。采用本软件对f3本福岛核事故期间出现的铯-134和碘-131进行模拟估算结果显示：吸入铯-134所致公众待积有效剂量为（1．34～5．13）×10^-8msv，职业人员吸入待积有效剂量为7．46×10^-8msv；食人碘-131所致待积有效剂量为7．00×10^-5mSv。对比方法估算成人吸入铯-134所致待积有效剂量为2．80×10^-8mSv，食入碘-131所致待积有效剂量为5．50×10^-5mSv。本软件考虑了不同年龄不同人员呼吸率特点和核素随时间的衰减，估算结果更详细准确。结论此软件可应用于核与辐射突发事件早期内照射所致的待积有效剂量的快速估算，为早期是否进行医学处理和干预提供剂量学依据。

关键词：核与辐射放射性核素内照射剂量估算软件待积有效剂量

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一种估算氚的内照射剂量的方法

核动力工程 2008年第6期29卷 87-90页

作者：毛永王晓冬中国辐射防护研究院山西太原030006

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... 详细信息

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%。

关键词：氚内照射剂量估算氚化水尿氚浓度待积有效剂量

深圳市大气气溶胶中210Po的比活度及其辐照剂量

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中国环境科学 2017年第6期37卷 2025-2028页

作者：苏玲玲刘国卿丁敏霞冯江平张鸿深圳大学物理与能源学院核技术应用研究所广东深圳518060 深圳市环境监测中心站广东深圳518049

研究了深圳市大气颗粒物中^(210)Po的放射性比活度及其对人体所致辐照剂量.深圳大气总悬浮颗粒物(TSP)和PM_(2.5)中^(210)Po的比活度变化范围为0.01~0.20m Bq/m^3(平均0.08mBq/m^3)和0.03~0.38mBq/m^3(平均0.12mBq/m^3).研究发现,大气^(210(Po比活度与大气PM_(2.5)含量呈显著的正相关关系,而与降雨呈弱负相关,认为大气颗粒物是影响大气^(210)Po含量的重要因素.由呼吸摄入^(210)Po所致人体的年均待积有效剂量为4.53×10^(-6)Sv.

关键词：大气气溶胶 210Po 待积有效剂量深圳

体外直接检测法评估南京市3家医院核医学工作人员的内照射个人剂量水平

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环境与职业医学 2019年第6期36卷 549-553页

作者：马加一史晓东江苏省疾病预防控制中心

[背景]随着医疗技术的发展,放射性核素特别是18F、99mTc和131I被广泛应用于医学诊断与治疗过程当中。对于经常接触放射性核素的医护人员,其内照射剂量应当进行监测。[目的]本研究对南京三家具有一定规模的三甲医院共21名接触放射性131I... 详细信息

[背景]随着医疗技术的发展,放射性核素特别是18F、99mTc和131I被广泛应用于医学诊断与治疗过程当中。对于经常接触放射性核素的医护人员,其内照射剂量应当进行监测。[目的]本研究对南京三家具有一定规模的三甲医院共21名接触放射性131I、99mTc、18F的核医学科放射工作人员利用全身计数器进行体外直接测量,并结合接触情况对高于探测限的131I放射工作人员的摄入量、待积有效剂量进行估算。[方法]测量采用高纯锗探测器,固定采集从颈部到髋部γ谱,一次采集两次分析的方法。首先分别对分布于甲状腺和全身两种情况利用标准源分别刻度两条效率曲线。在检测过程当中,在对被检测人员采集数据过后,利用甲状腺效率曲线分析131I含量,利用全身效率曲线计算的99mTc、18F含量。计算结果利用长期摄入模型推知其14 d工作周期内摄入量,利用摄入量计算监测周期内的待积有效剂量,假设在本次测量具有代表性的前提下利用本次摄入量推知年待积有效剂量。[结果]从事131I相关工作人员共9人,在其中5人体内检出131I;从事99mTc相关工作的工作人员共9人,其中1人体内检出99mTc;从事18F相关工作人员16人,所有人体内均未检出18F。131I污染高于探测限的5名工作人员监测周期内最高待积有效剂量为0.92mSv,平均待积有效剂量为0.27 mSv。年平均待积有效剂量为7.0mSv,最高达到24.0mSv。[结论]本次调查中,被检出人员平均剂量高于必须进行内照射监测的1 mSv限值,即使考虑到检出率的影响,内照射对年剂量的贡献依旧不可以被忽略。估算的最高剂量甚至突破了5年平均剂量限值,对于131I工作人员的内照射监测工作刻不容缓。

关键词：内照射待积有效剂量职业暴露 131I 99mTc 18F

秦山核电基地外围环境中^(14)C所致公众内照射剂量估算

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辐射防护 2013年第6期33卷 371-373页

作者：黄仁杰倪士英梁梅燕陈前远马永福王晓峰浙江省辐射环境监测站杭州310012 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

根据2009年度秦山核电基地外围各居民点及附近海域环境样品中14C活度浓度监测数据,结合秦山核电基地外围农村居民生活及饮食习惯等资料,采用GB 18871—2002推荐的年龄别剂量系数,估算由空气和食物途径所致居民14C的年摄入量和年待积有... 详细信息

根据2009年度秦山核电基地外围各居民点及附近海域环境样品中14C活度浓度监测数据,结合秦山核电基地外围农村居民生活及饮食习惯等资料,采用GB 18871—2002推荐的年龄别剂量系数,估算由空气和食物途径所致居民14C的年摄入量和年待积有效剂量。结果表明,关键居民组所受到的年待积有效剂量最大值为14.11μSv/a。

关键词：秦山核电基地 14C 待积有效剂量内照射剂量

土壤中^(238)U、^(226)Ra、^(210)Pb、^(210)Po在3种蔬菜中的转移及食用后剂量估算

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辐射防护 2021年第3期41卷 229-236页

作者：梁国帅陈柏迪陈志东邓飞广东省环境辐射监测中心广州510300

研究了广东地区受铀矿污染的土壤中生长的芥菜、大白菜、苋菜的根、茎、叶中^(238)U、^(226)Ra、^(210)Pb、^(210)Po的含量分布情况,其中根为主要富集部位;3种蔬菜的转移系数皆在10-3~10-2水平,芥菜的238 U和226 Ra的转移系数之间存在... 详细信息

研究了广东地区受铀矿污染的土壤中生长的芥菜、大白菜、苋菜的根、茎、叶中^(238)U、^(226)Ra、^(210)Pb、^(210)Po的含量分布情况,其中根为主要富集部位;3种蔬菜的转移系数皆在10-3~10-2水平,芥菜的238 U和226 Ra的转移系数之间存在相互影响,大白菜的^(210)Pb和^(210)Po的转移系数之间也存在相互影响关系;对公众每食入1 kg蔬菜所产生的待积有效剂量做了初步估算,238 U贡献的剂量为0.001~0.105μSv,226 Ra为0.004~0.576μSv,^(210)Pb为0.019~0.646μSv,^(210)Po为0.010~1.30μSv。

关键词：蔬菜 ^(238)U ^(226)Ra ^(210)Pb ^(210)Po 转移系数待积有效剂量

2例铥170内污染人员摄入量及内照射剂量估算

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中国工业医学杂志 2004年第5期17卷 319-320页

作者：刘长安马力文张淑兰徐翠华尚兵刘英北京大学第三医院肿瘤放射病研究室北京100083 中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所北京100088

依据国家标准GB/T1614 5— 1995测定 2例铥 170内污染人员粪便中铥 170的放射性活度 ,并参照GB/T1614 8—1995进行摄入量、待积有效剂量E(5 0 )及 3年内累积有效剂量当量 (H3 ,E)的估算。 2例铥 170内污染人员的摄入量分别为(9 2 2±... 详细信息

依据国家标准GB/T1614 5— 1995测定 2例铥 170内污染人员粪便中铥 170的放射性活度 ,并参照GB/T1614 8—1995进行摄入量、待积有效剂量E(5 0 )及 3年内累积有效剂量当量 (H3 ,E)的估算。 2例铥 170内污染人员的摄入量分别为(9 2 2± 1 40 )× 10 5Bq和 (1 3 7± 0 2 1)× 10 5Bq ,E(5 0 )分别为 (6 15± 0 93 )× 10 -3 Sv和 (9 13± 1 40 )× 10 -4Sv ,H3 ,E分别为(6 11± 0 92 )× 10 -3 Sv和 (9 0 7± 1 40 )× 10 -4Sv。本事故中 2名工作人员铥 170摄入量低于相应的年摄入量限值 ,E(5 0 )低于 0 0 2Sv ,所造成的内污染和内照射均是轻微的 ,不需要采取加速排出体内铥 170的医学干预措施。

关键词：铥-170 内污染摄入量待积有效剂量累积有效剂量当量

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秦山核电基地排放氚所致公众内照射剂量估算

辐射防护 2010年第3期30卷 160-163页

作者：梁梅燕马永福倪士英章昕欲浙江省辐射环境监测站杭州310012

秦山第三核电厂是我国首座重水堆核电站,其1、2号机组分别于2002年11月和2003年6月并网发电。本文根据2006年度秦山核电基地外围夏家湾、杨柳村、秦联、秦山镇、武原镇等5个居民点(取样点)环境样品中氚活度浓度监测数据,结合秦山核电基... 详细信息

秦山第三核电厂是我国首座重水堆核电站,其1、2号机组分别于2002年11月和2003年6月并网发电。本文根据2006年度秦山核电基地外围夏家湾、杨柳村、秦联、秦山镇、武原镇等5个居民点(取样点)环境样品中氚活度浓度监测数据,结合秦山核电基地外围居民的生活及饮食习惯等资料,估算由空气、饮水和食物途径所致居民氚(不包括有机结合氚)的年摄入量;采用ICRP72号出版物推荐的年龄别剂量系数,计算出氚致秦山核电基地外围各居民组中幼儿、少儿、成人经各种途径的年待积有效剂量。计算得到关键居民组(夏家湾居民点)中幼儿、少儿和成人经各种途径的氚的年摄入量分别为5.75、9.59、15.7kBq/a;年待积有效剂量分别为0.33、0.18、0.23μSv/a。其中幼儿组成员受氚待积有效剂量最大,为0.33μSv/a,但此待积有效剂量也仅占评价剂量目标值(0.05mSv)的1%以下。由此得出,在秦山第三核电厂的正常、安全运行工况下,氚对秦山核电基地外围环境的影响目前还很小。

关键词：秦山核电基地氚待积有效剂量

涉氚工作人员体内氚浓度测量方法及氚致剂量研究

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涉氚工作人员体内氚浓度测量方法及氚致剂量研究

作者：水振宇苏州大学

学位级别：硕士

在核电站运行过程中，氚（H）是影响环境的核素之一，而氚水（HTO）则更是重水堆核电站主要的放射性液（气）态流出物。氚水很容易被人体吸收造成内照射污染，而尿氚的测量是进行氚内照射水平评价最常用的方法。因此，本工作的两个主要... 详细信息

在核电站运行过程中，氚（H）是影响环境的核素之一，而氚水（HTO）则更是重水堆核电站主要的放射性液（气）态流出物。氚水很容易被人体吸收造成内照射污染，而尿氚的测量是进行氚内照射水平评价最常用的方法。因此，本工作的两个主要目的是一：为核电站涉氚工作人员的尿氚常规监测以及在发生放射性事故情况下为大批量的尿样提供一种快速、方便而可靠的样品预处理方法;二：对某轻水堆和重水堆核电站涉氚工作人员的尿氚测量结果进行内照射剂量估算，从而论证涉氚工作场所的安全性。我们主要对核电站尿氚监测工作的两个方面进行研究。第一是对尿氚样品预处理方法改进的实验研究。本文采用尿氚不脱色猝灭校正法对10人的尿样加氚制成试样后进行液闪测量，同时用常规蒸馏脱色法进行比对，发现其在操作上明显比常规蒸馏法快速而方便，且α=0.05时，与常规蒸馏法的测量结果无明显差异。故不脱色猝灭校正法适合短时间内大规模的尿氚检测，可作为核电站尿氚监测的常用方法加以推广采用。第二是通过测量轻水堆和重水堆核电站涉氚工作人员的尿氚浓度并计算其50年的待积有效剂量发现，后者所受到氚的内照射剂量要比轻水堆工作人员高2～4个数量级。

关键词：尿氚猝灭校正蒸馏待积有效剂量核电站