事故吸入^(241)Am后RBE加权吸收剂量系数计算

当已经发生或即将发生放射性核素急性大量摄入时,对于确定效应(或组织反应)剂量范围,需要一个能够快速估计敏感靶器官或组织在短时间内吸收辐射能量的技术手段或工具,从而能够基于国际原子能机构(IAEA)安全导则GSG-2进行核与辐射应急响应和其他响应行动决策,尽可能地减少受照射人员的急性大剂量照射、保护人员的生命健康。本文在系统研究国际放射防护委员会(ICRP)呼吸道模型、系统模型、消化道模型设计原理和参数建立依据基础上,编写^(241)Am为代表的超铀核素吸入后的滞留排泄份额m(t)计算程序,计算事故吸入^(241)Am后敏感靶器官的短期相对生物效应(RBE)加权吸收剂量AD(30)_(T)系数,并经验证确保计算结果正确。

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。

公众成员某些放射性核素的食入剂量系数

本文根据ＩＣＲＰ６７号出版物，列出了４６个放射性核素对于３个月婴儿，１、５、１０、１５岁儿童和成人的食入剂量系数，这些核素都是由于人类的活动可能释放到环境中去的具有辐射防护意义的核素。文中还就核素在胃肠道中的吸收分数ｆ＿１、组织权重因子Ｗ＿Ｔ，及生物动力学数据等因素对剂量系数的影响进行了初步讨论。

对 ICRP 出版物中一些常用核素吸入有效剂量系数的比较

本文对ＩＣＲＰ６８号出版物中有重要生物学意义的５３个放射性核素的９８个吸入有效剂量系数（新剂量系数）和根据ＩＣＲＰ３０和６１号出版物计算的这些核素的吸入有效剂量系数（旧剂量系数）进行了比较。比较结果指出，新吸入有效剂量系数大多小于旧剂量系数，在多数情况下，根据Ｉ－ＣＲＰ６８号出版物计算的核素的年摄入量限值ＡＬＩ（ＡＭＡＤ＝５μｍ）比６１号出版物对同一核素推荐的ＡＬＩ值要大，但比３０号出版物推荐的要小。

公众成员某些放射性核素的吸入有效剂量系数

本文根据ＩＣＲＰ７１号出版物，给出了３１个元素的７４个放射性核素对公众的吸入有效剂量系数，并对它们的应用进行了简要讨论。这些核素均是由于各种人类活动可能释放到环境中去的并在环境辐射防护方面有重要意义的核素。

干旱地区核设施周围陆生昆虫—蒙古束颈蝗剂量系数估算

为了研究我国干旱地区核设施附近代表性生物剂量系数,以蒙古束颈蝗(Splingonotus mongolicus Saussure)为例,基于解剖学和几何学建立简化解剖学模型和基于CT断层扫描、Photoshop软件及Python编程等建立体素模型,并分别计算环境介质中^(90)Sr、^(137)Cs对蒙古束颈蝗不同组织和器官的内外照射剂量系数。为了验证本次计算结果的可行性,将计算结果与ICRP 108号报告进行了比较。由于ICRP 108号出版物采用整体简化模型,因此本文计算结果采用各个器官剂量系数总体平均值。结果显示:^(90)Sr对蒙古束颈蝗简化解剖学模型内外照射剂量系数分别为6.59×10^(−4)μGyh^(−1)/Bqkg^(−1)、6.74×10^(−4)μGyh^(−1)/Bqkg^(−1);^(137)Cs对蒙古束颈蝗简化解剖学模型内外照射剂量系数分别为1.34×10^(−4)μGyh^(−1)/Bqkg^(−1)、4.40×10^(−3)μGyh^(−1)/Bqkg^(−1);^(90)Sr对蒙古束颈蝗体素模型内外照射剂量系数分别为7.87×10^(−4)μGyh^(−1)/Bqkg^(−1)、6.74×10^(−4)μGyh^(−1)/Bqkg^(−1);^(137)Cs对蒙古束颈蝗体素模型内外照射剂量系数分别为1.33×10^(−4)μGyh^(−1)/Bqkg^(−1)、3.51×10^(−3)μGyh^(−1)/Bqkg^(−1);ICRP 108号出版物中提供的^(90)Sr对参考昆虫的内外照射剂量系数分别为1.00×10^(−2)μGyh^(−1)/Bqkg^(−1)、3.^(90)×10−10μGyh^(−1)/Bqkg^(−1);ICRP 108号出版物中提供的^(137)Cs对参考昆虫的内外照射剂量系数分别为3.20×10^(−3)μGyh^(−1)/Bqkg^(−1)、2.80×10^(−3)μGyh^(−1)/Bqkg^(−1)。根据以上数据比较,ICRP 108号报告中提供的内照射剂量系数均比本文建立的剂量学模型计算结果大,外照射剂量系数均小,这可能与生物的体型及采用放射性核素衰变粒子及能量有关。本文采用接近生物体形态的简化解剖学模型及与生物体高度重合的体素模型,更加接近于生物体真实受照情况,精确度高、误差小,证明本次建立的昆虫剂量学模型可行。

国际放射防护委员会的剂量系数的可靠性

在评价公众成员摄入放射性核素的辐射危害时，需估算每单位摄入量所致的剂量（即剂量系数）。摄入放射性核素后器官或组织所受到的剂量是通过生物动力学模型和剂量学模型来确定的，因此剂量系数也必须根据模型来确定。文中初步探讨了国际放射防护委员会（ＩＣＲＰ）给出的剂量系数的可靠性问题。文中首先说明了估算剂量系数的概念和方法，然后分析了剂量系数估算中，采用胃肠道模型、呼吸道模型、系统生物动力学模型和剂量学模型时所遇到的不确定度的各种主要来源。

水中浸没γ外照射剂量率转换系数计算方法研究

采用蒙特卡罗软件建立点源球壳模型,快速计算得到能量在10 keV~10 MeV区间的30种单能γ射线在水中的有效作用距离;采用蒙卡软件程序的F6卡、F4卡结合FM4卡、*F8卡三种方法,计算得到参考人在水中浸没外照射条件下的单能γ射线和19种核素的放射性活度浓度-剂量率转换系数。计算结果表明,分别与采用MIRD模型的美国能源署FGR 12报告、FGR 15报告和采用体素模型的ICRP 144相比,相对偏差均在±10%以内,计算方法和结果可为工程上快速计算提供借鉴参考。

放射工作人员职业内照射剂量系数变化分析

目的通过对职业内照射剂数的变化分析,探讨其对放射工作人员内照射剂量估算的影响。方法选取41种核素作为研究对象,汇总其过去和新发布的职业剂量系数,通过计算其剂量系数比值分析其剂量系数变化。结果41种核素的职业内照射剂量系数均发生了变化,其比值范围为0.1~4.5,最大变化幅度达到10倍(比值等于0.1时)。结论建议及时修订我国涉及职业内照射剂量系数的标准,更新其职业内照射剂量系数,以便进一步完善放射工作人员的职业健康监护工作。

用蒙特卡罗方法计算X射线在酞菁铜与重金属界面的剂量增强系数

用蒙特卡罗方法计算金-酞菁铜、钨-酞菁铜和钽-酞菁铜界面的剂量增强系数,结果表明，当X射线能量为100～150keV时，界面附近酞菁铜一侧存在较大的剂量增强.

氡暴露的剂量转换系数研究动态

氡暴露的剂量转换系数是表征单位时间单位平衡氡浓度暴露所致人体有效剂量的量,受环境参数和人体相关参数的影响。采用剂量学方法和流行病学方法都能给出氡暴露的剂量转换系数,但是不同方法给出的值存在较大差别。随着近些年新一轮流行病学调查数据的公布和剂量学方法的发展,关于两种评价方法的认可和不同评价方法给出的氡暴露的剂量转换系数值都有了新的较大的发展。回顾了氡暴露的剂量转换系数的变化历史,介绍了氡暴露的剂量转换系数的研究动态,并结合近些年在该方面的研究,指出了以后的研究方向。

基于中国参考人体素模型环境外照射剂量转换系数的计算

基于中国参考人体素模型计算地面污染和空气浸没情况下环境外照射剂量转换系数,主要用于核事故情况下公众及工作人员有效剂量的快速估算.首先,采用二次源项方法,基于Geant4模拟进入人体周围圆柱面入射光子的高度、角度和能量分布;其次,利用中国参考人体素模型和二次源项结果作为MCNPX模拟的输入项,计算15ke V至10 Me V能量范围内20组单能光子外照射剂量转换系数,和文献数据吻合;最后,利用ICRP第107报告核素衰变程序并对单能光子外照射剂量转换系数进行插值,计算了核事故情况下68种常见核素外照射剂量转换系数.与本文结果对比,国标中用于快速估算人员受照剂量转换系数值在地表沉积情况下偏保守,而空气浸没下中高Z放射性核素则偏低.

基于中国辐射虚拟人Rad-HUMAN的中子剂量转换系数及分析

中子通过物质时具有很强的穿透能力,对人体产生的危险较相同剂量的X射线、γ射线更为严重,因此中子的辐射防护非常重要。目前基于不同体模的中子剂量转换系数的研究是国际上辐射防护领域的一大研究热点。本文利用FDS团队自主构建的中国辐射虚拟人Rad-HUMAN及蒙特卡罗输运程序,模拟不同能量、不同照射方式下单能中子在人体内的输运,得到了一系列器官的中子剂量转换系数和有效剂量值,并将结果与ICRP 74号、116号出版物进行了比较分析。对于某些器官在某些照射条件下,三者结果较一致;但也发现在某些照射条件下,中国辐射虚拟人Rad-HUMAN得到的结果与ICRP 74和ICRP 116号出版物推荐值存在较大差异。该结果对于分析中国人个体与ICRP参考人之间中子剂量转换系数的差异具有重要意义。

^(220)Rn子体暴露的剂量转换系数研究

环境中220Rn子体暴露的剂量评价是近些年天然辐射防护研究领域热议的问题之一,其中一个焦点问题就是室内环境220Rn子体暴露的剂量转换系数的变化。回顾了近年来国内外该问题相关的研究结果,自行计算了室内环境下220Rn子体暴露的剂量转换系数,特别考虑结合态粒径分布及未结合态份额对室内环境220Rn子体暴露的剂量转换系数的影响。研究表明,220Rn子体暴露的剂量转换系数随着结合态220Rn子体粒径分布的增加而先降低后增加,随着220Rn子体未结合态份额的增大而线性增大。典型室内环境下220Rn子体暴露的有效剂量转换系数为95.95 nSv.(Bq.h.m-3)-1,其变化范围为90.61～101.28 nSv.(Bq.h.m-3)-1。

室内氡子体有效剂量转换系数的影响因素分析

室内氡子体有效剂量转换系数受室内环境参数的影响。为了理解和评价室内氡子体有效剂量转换系数随换气率、气溶胶浓度和气溶胶粒径分布的变化关系，从室内氡子体模型出发，结合前人实测的室内环境参数，计算了典型室内环境氡子体剂量转换系数值，并重点分析了室内环境参数中换气率、气溶胶浓度、气溶胶粒径分布对室内氡子体剂量转换系数的影响。在换气率为0．55h^-1，气溶胶浓度1．0×10^4cm^-3，AMTD为1．0nm，AMAD为200nm的典型室内环境，氡子体有效剂量转换系数为28．4nSv·（Bq·h·m^-3）^-1，考虑到室内环境参数的变化范围，该值可以在19．9～33．9nSv·（Bq·h·m^-3）^-1范围内变化。

X射线在重金属-硅界面的剂量增强系数的计算

当 X射线射入不同材料组成的界面时 ,在低 Z材料的一侧将产生剂量增强。介绍了界面剂量增强效应的基本原理 ,并用 MCNP Monte- Carlo程序计算了钨 -硅、钽

X射线在肖特基与酞菁氧钛界面剂量增强系数的模拟

用蒙特卡罗方法计算不同能量的X射线在Schottky-TiOPc-Schottky界面处产生的剂量增强系数(DEF)与肖特基(Schottky)和酞菁氧钛(TiOPc)厚度的关系。结果表明,界面下的DEF随TiOPc厚度的增加而增大,随Schottky厚度的增加而减小。同时模拟了Schottky-TiOPc单层与Schottky-TiOPc-Schottky双层结构在TiOPc一侧的DEF,对于Schottky-TiOPc-Schottky结构,界面下产生的剂量增强效应更明显。此外还研究了X射线从不同角度照射Schottky-TiOPc器件时,界面处DEF的变化情况,0°时较大,90°时最小。

氡子体比的现场测量及其对剂量转换系数的影响

氡子体比是指其短寿命子体218 Po、214 Pb、214 Bi的活度浓度的比值,是氡子体剂量评价中的重要参数,但环境中氡子体比的数据非常有限。为了解和把握城市典型环境中氡子体比的现状,并分析其对剂量转换系数的影响,本文利用便携式α谱仪,现场测量了城市典型室内外环境的氡子体比,并通过分析室内外环境氡子体比数据的特点,讨论了环境氡子体比对剂量转换系数的影响。测量结果显示,城市典型室内环境中氡子体比的平均值为1∶0.59∶0.58,典型室外环境中氡子体比的平均值为1∶0.50∶0.67。因各子体的剂量系数与它们的α潜能呈正比,所以氡子体比对剂量转换系数的影响很小。

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100d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。

基于面元模型的河蚌剂量转换系数的计算

基于河蚌开口与闭合两种形态,利用多边形网格(PM)与NURBS曲线技术对河蚌体素模型进行光滑和变形处理,分别建立河蚌开口面元模型和闭合面元模型,并通过MCNPX模拟计算河蚌在两种模型形态下的外照射剂量转换系数(外照射DCC)与内照射剂量转换系数(内照射DCC)。通过模拟结果可得出:(1)在外照射条件下,河蚌的外照射DCC的关系为:开口面元模型>闭合面元模型;(2)在内照射条件下,河蚌的内照射DCC的关系为:闭合面元模型>开口面元模型。