60Co放射源单层排列的剂量分布

[目的]了解60 Co放射源单层排列的剂量场空间剂量分布。[方法]使用低量程重铬酸银剂量计对辐射场的水平方向和垂直方向进行布点测量和分析,对不同堆码高度换层后辐照场吸收剂量进行计算。[结果]辐照场水平方向上,离开护源板的距离与剂量间的关系符合y=A e-0.01 x的变化趋势,x与y的相关系数为-0.9354^-0.9115;垂直方向上离开源棒中点的距离与剂量间的关系符合y=a+bx变化趋势,x与y的相关系数达到-0.9733。垂直方向上不同高度换层后最高剂量、最低剂量和平均剂量均随着高度的增加而降低。[结论]该研究为产品辐照工艺的制定、产品辐照质量控制、放射源能量的合理利用提供了依据。

^(60)Co放射源三层排列的剂量分布

为了解74枚^(60)Co源棒(活度为1.11×10^(16) Bq)在源架上作3层排列的水平剂量分布和垂直剂量分布情况,采用硫酸亚铁剂量计和低量程重铬酸银剂量计对辐射场进行布点测量。结果表明,辐照场水平方向上,离开源板的距离(x)与剂量(y)间的关系方程式为y=0.847e^(-0.014x),r=-0.9893,x与y在α=0.01水平上显著相关;垂直方向上剂量分布不均匀度为1.17,呈均匀分布;货物辐照不用人工换层,简化了辐照生产工艺,保证了产品辐照质量。

^(60)Co放射源在大型厚壁球罐全景曝光中的应用

针对3台规格为ф19 200 mm×62 mm、容积为3700 m3的球罐,通过选择合适的放射源种类、放射源强度以及胶片型号,制定了合理的检测工艺,最终所得底片质量符合ASME规范要求,工期及安全防护均达到预期目标。

^(60)Co和^(192)Ir放射源的辐射防护研究

为了更加系统地探究^(60)Co和^(192)Ir放射源的辐射防护效果,本文运用辐射防护理论体系来研究铅、铅玻璃、铁一般混凝土和重晶石混凝土等材料对^(60)Co及^(192)Ir放射源的屏蔽效果进行理论计算,准确给出各材料对^(60)Co及^(192)Ir放射源的辐射防护能力,为今后对^(60)Co及^(192)Ir放射源的防护设计和环境影响评价提供了参考方法。

利用RADTRAN4程序估算放射源运输对工作人员和公众辐射影响

目的利用国际原子能机构提供的RADTRAN4程序,对我国60Co放射源运输引起的辐射影响评价中参数的确定进行说明,并对其评价结果进行分析。方法通过几个60Co放射源运输实例,给出了正常情况和事故情况评价中所需各种输入参数的取值,并估算了正常及事故情况下工作人员及公众所受剂量。同时,实际测量了某运输公司的几名工作人员的个人剂量,并与估算结果进行了比较。结果在正常运输情况下,工作人员所受剂量最大的为司机兼押运人员、公众所受剂量最大的为高速公路服务区工作人员。事故情况下,工作人员及公众所受剂量低于事故情况下对事故处理人员和公众的剂量控制值。用个人剂量计实际测量了某运输公司的几名工作人员的个人剂量,其人均剂量约为9.0×10-2mSv。结论运输过程中,实测剂量结果均低于估算结果,并针对该结果提出几点建议。

高剂量率近距离治疗源井型电离室校准

对高剂量率60Co近距离治疗放射源参考空气比释动能率进行测量并校准井型电离室。根据国际原子能机构推荐方法利用指型电离室测定参考空气比释动能率标准值,进而对井型电离室校准。参考空气比释动能率标准值为1.0613×10^(-2)Gy·m^(2)·h^(-1),井型电离室的校准因子为9.391×10^(5)Gy·m^(2)·h^(-1)·A^(-1);60Co放射源的参考空气比释动能率标准值的不确定度为2.11%(k=2),井型电离室校准因子的不确定度为2.6%(k=2)。实现了60Co近距离治疗放射源参考空气比释动能率的测量及其井型电离室的校准,为高剂量率^(60)Co近距离治疗源的临床质控提供了量值保障。

60Co-γ射线辐照装置的辐射防护监测

[目的]了解60Co-γ射线辐照装置在辐照运行过程中是否存在放射源泄漏,是否对工作人员及公众产生外照射辐射。[方法]用低本底αβ测量仪等仪器对贮源井水水质进行了检测。用χ、γ剂量当量率仪对辐照室内外环境空气吸收剂量率进行了监测。[结果]贮源井水的pH、电导率、氯化物、总α放射性、总β放射性的测量值均符合国标规定,60Co未检出,没有放射源泄漏。贮源状态时,辐照室内剂量率低于天然本底值,井水完全屏蔽了放射源的辐射。升源状态时,辐照室周围剂量率为0.11~0.16μSv/h,远低于国标限值(2.5μSv/h)。工作人员年剂量当量为0.355~0.378 mSv,主要为天然本底辐射和建筑材料产生的辐射,与放射源相关的辐射几乎为零。[结论]该研究为湖北辐照实验中心辐照装置的辐射防护提供参考。

^(60)Co货运列车检测系统数字减影检测技术研究

为克服传统^(60)Co货运列车检测模式中检查员易疲劳、查验效率低的不足,本文提出了一种实用的列车图像检测方法,该方法以一套标准图像库为基础,通过对车厢图像与标准图像的配准和数字减影处理,凸显出二者的差异,然后根据差异程度进行风险分级,从而使图像检查员有针对性地进行检查,提高了系统的检查效率。该系统已在中国多处铁路口岸装备运行。

河南“4.26”^(60)Co源辐射事故受照人员剂量的

目的 估算河南“4 2 6”6 0 Co源辐射事故中 6名受照人员的物理剂量。方法 确立各受照人员的受照模式 ;模拟测量辐射场的照射量率分布 ;使用组织等效拟人体模 ,对“梅”(女 )、“旺”(8岁男童 )和“天”的主要受照 ,进行剂量模拟测量 ;对“勇”、“民”、“义”的受照和“天”的部分受照 ,采用组织 空气比的方法估算他们的剂量。结果 给出“梅”和“旺”的 19个主要器官和组织剂量 ,“梅”、“旺”和“天”的全身平均剂量分别为 6 1Gy、3 4Gy和 2 4Gy;造血干细胞活存计权等效剂量分别为 5 0Gy、2 6Gy和 2 3Gy。“勇”、“民”和“义”全身平均剂量分别为 1 1Gy、0 9Gy和 0 7Gy ;造血干细胞存活计权等效剂量分别为 1 0Gy、0 9Gy和 0 8Gy。结论 给出的物理剂量估算结果与用生物学方法估算的剂量结果 ,以及受照者的临床检验和辐射损伤症状程度相一致 ,为临床诊治和剂量与效应的研究提供了可靠的剂量学数据资料。

山东济宁^60Co辐射事故的医学救援

2004年10月21日17：30，山东省金乡县华光辐照厂发生了一起人员意外受到^60Co放射源照射事故，初步诊断2例患者为极重度急性放射病。事故发生后，我国各级放射应急医学救援组织快速响应，密切合作，开展了对事故损伤病人的医学救援工作，延长了患者的存活时间，得到了国家核事故应急办公室的肯定，为处理大剂量误照事故的医学救援工作积累了宝贵的经验。现将这次放射事故的医学救援工作及体会作简要概述。

全身γ刀换源的辐射防护监测

全身高玉伟刀（OUR—QGD型）是由深圳奥沃医学发展有限公司生产的大型医用放疗设备，共有30枚^60Co放射源。本院2000年3月引进该设备，经过6年多的使用，该设备放射源已过半衰期^60Co放射源的半衰期为5．27年），

山东济宁^60Co辐射事故受照人员物理剂量的模拟测量和估算

2004年10月21日山东省发生一起辐照加工用^60Co放射源事故。两名工人（A、B）在放射源处于工作状态时误入辐照室工作受到大剂量照射，造成重大放射事故。为了估算该事故受照人员的物理剂量，笔者先后对事故经过进行了调查，在现场对受照过程进行了模拟操作及物理剂量估算。