通过对辐射防护监管范围相关的三个基本概念的重新梳理,分析了划分监管范围的准则和涉及的棘手问题,梳理了国内和国际相关标准的演变和相互之间的可能差异,对其适用性和下一步我国相关标准的修订提出了初步建议。

基于医学解剖学、辐射剂量学和中国成年人特征体格参数等数据,建立了眼晶体剂量计算模型。模型包含双眼眼球和头部模型两部分;眼球具有精细结构,包含8个主要组织;头部模型由软组织和硬骨构成;左右眼球对称置于头部模型内。使用该模型,分别计算了0.01~10 MeV范围单能平行光子以AP前后照射(0°)、LLAT左侧照射(90°)和PA后前照射(180°)照射时的剂量转换系数H_lens/K_a。结果表明,国际放射防护委员会(ICRP)74号报告≤40 keV光子0°及90°入射下的H_lens/K_a是本文计算结果的1.04~4.78倍,主要由于本文模型增加了角膜和前房;ICRP 110号报告10 keV、20 keV和3~10 MeV光子0°照射时的H_lens/K_a分别是本文计算结果的0.43、0.93和1.45~1.65倍,本文模型改善了ICRP 110号报告眼晶体前方组织过厚导致的剂量低估或高估;Behrens模型30~60 keV及100 keV~10 MeV光子180°照射时的H_lens/K_a是本文计算结果的4.05~1.18倍和0.88倍,差别原因是本文参考中国成年人人体尺寸确定头模为椭圆柱体且内有头骨;20 keV~1 MeV光子90°照射时左右眼晶状体剂量比为130%~710%,表明在非均匀照射时需格外关注左右眼剂量差别带来的辐射风险。

NaI(Tl)探测器能量分辨率较差使得基于其获取的伽马能谱进行准确的核素识别较为困难,为提高识别准确率,综合已有研究方法和模型的优缺点,提出了PCA-FCN混合识别模型,并基于随机化策略通过实验测量和蒙特卡罗模拟构建了有较强通用性的γ能谱数据集,利用数据集对模型进行训练并开展实验测量能谱验证。结果表明,PCA-FCN模型的核素识别A_P、F₁性能因子达到0.982 3和0.980 1,显著优于PCA模型、FCN模型和传统全能峰分析法,而且在不同能谱复杂度、不同能谱统计涨落下仍能保持识别准确性。该结论显示了PCA-FCN模型和随机化样本生成策略在未来放射性定量测量应用的潜力。

针对核设施放射性气溶胶监测既可快速预警又可达到接近实验室离线分析的灵敏度的需求,研制了一款高灵敏放射性气溶胶在线监测仪。通过采取即时与延时双通道结构设计,增加采样轨道长度,优化即时道响应时间,综合应用衰变法、能量甄别和α/β比值的氡扣除技术,降低探测限值。一台设备可同时满足快速响应(即时道响应时间1 min)与高灵敏度(延迟道探测限值α为10^-4 Bq/m³,β为10^-2 Bq/m³)特性,巧妙地解决了常规气溶胶监测中两个参数相悖的问题。相比传统气溶胶在线监测仪,α与β探测限值均提高了2个量级,且降低了当前离线取样的实验室分析工作量和受照风险。

针对CO₂和O₂地浸采铀技术建立一种安全快速的铀浓度分析方法。研究表明在无水乙醇-水介质中,CyDTA-磺基水杨酸-氟化钠混合络合剂下,UO₂²⁺与5-Br-PADAP和F^-形成红色配合物,测量最佳吸光度的波长为580 nm,适宜显色酸度的pH值范围为6.68~9.24,无水乙醇用量7.5 mL,得到分析结果RSD<1.0%。该方法对铀矿冶CO₂和O₂地浸浸出液中铀浓度的测量应用效果良好,使用无水乙醇替换丙酮,提高了铀浓度分析方法的工作效率与操作安全性。

对包头市某稀土尾矿库的辐射环境水平进行了监测与分析。结果表明:尾矿库坝内库渣的γ空气吸收剂量率均值达680.3 nGy/h,约为包头市城区γ空气吸收剂量率均值的6.6倍;三个监测年度内土壤样品中钍-232活度浓度为36.1～364.7 Bq/kg,与2019年全国监测范围值相比处于正常波动范围内;尾矿库中的库渣平均钍-232活度浓度是1.417 Bq/g,尾矿库内的库渣应受到严格的监管,避免放射性污染扩散;尾矿库渗出水形成的尾矿库车间循环水含有极少量的放射性钍,其钍核素浓度在监测期间与当地地下水本底水平相当。

为了评估成年参考人由伤口摄入锕系元素的内照射剂量,本文将美国国家辐射防护与测量委员会(NCRP)156号报告中的伤口模型、国际放射防护委员会(ICRP)137、141号等出版物中的元素周身模型以及ICRP 100号出版物中的消化道模型相结合,按照ICRP 103号出版物的理论方法,确定了由伤口摄入典型锕系元素对应于不同摄入物质类别的有效剂量系数,包括 ²²⁸Th、²³⁰Th、²³²Th、²³⁴U、²³⁵U、²³⁸U、²³⁷Np、 ²³⁸Pu、²³⁹Pu、²⁴⁰Pu、²⁴¹Pu、 ²⁴¹Am、 ²⁴²Cm、²⁴⁴Cm和 ²⁵²Cf。结果表明,基于新生物动力学模型、吸收分数和剂量学模型的共同影响,新剂量系数比旧剂量系数小约23%~73%,可为国内准确评估伤口摄入锕系元素的内照射损伤提供依据。

以碱性锆渣为研究对象,采用不同含磷材料对碱性锆渣中U进行稳定化处理,分析其稳定化效果及机理。结果表明,试验所用的几种含磷材料中,Ca(H₂PO₄)₂、KH₂PO₄、CaHPO₄和Ca₃(PO₄)₂均能起到稳定化效果,其中Ca(H₂PO₄)₂和KH₂PO₄对U稳定化效果最佳,稳定效率分别为98.35%和99.59%;K₂HPO₄会促进碱性锆渣中U活化浸出,U活化浸出与碱性条件下HCO₃^-生成有关;Ca(H₂PO₄)₂和KH₂PO₄稳定化作用原理为促进碳酸盐结合态和有机结合态U向残余态转变,其稳定化效果受环境酸碱性影响较大,酸性条件更有利于其稳定化;Ca(H₂PO₄)₂和KH₂PO₄对碱性锆渣中U的稳定效果与投加量呈正相关关系,Ca(H₂PO₄)₂和KH₂PO₄最适投加量为1.2%,稳定后残余态U占比约为98.6%;HCO₃^-是影响U长期稳定化的主要因素,在约90天内,HCO₃^-会导致碱性锆渣中稳定后的U再次浸出,Ca(H₂PO₄)₂、KH₂PO₄均可有效抑制HCO₃^-对碱性锆渣中U的活化浸出,而且Ca(H₂PO₄)₂的抑制效果更佳,再稳定用时更短。

根据核电站各工艺系统树脂床的特点,研究了核级树脂动力学性能、氧化稳定性和交换孔道对树脂床运行寿命的影响。结果表明,动力学性能对用于调节工艺系统添加剂浓度的树脂利用率影响较大;树脂降解表现在骨架的断裂和交换基团的脱落,交联度越高的树脂稳定性越好;使用大孔型树脂有利于提高放射性核素的净化因子和树脂的失效度。通过对树脂失效机理的分析和运行实践的总结,探讨了核级树脂使用中存在的问题并提出了对策。

与常规湿法洗涤塔相比,干式酸气吸收器操作流程简便、设备成本及维护费用低,此外不产生废液排放,能够有效避免二次废物处理。通过合理设计设备形式及结构尺寸,可使干式酸气吸收器具备较高的除酸效率和吸收剂利用率,并保持较低的设备阻力以降低能耗。本文利用workbench有限元分析软件,模拟设备运行,分析设计参数对设备性能的影响,根据工艺计算及数值模拟结果,开展了干式酸气吸收器的结构设计及加工制造,并进行了实际测试。结果表明,当流道宽度增加时能够有效提高吸收剂利用率;而对吸收剂料仓进行分仓设计,在显著降低设备阻力的同时吸收剂利用率被削弱;进一步采用共用流道的设计方法,能够改善设备内气体分布流场,保证对吸收剂的有效利用;最后通过实际应用和测试,证明酸气吸收器能够满足连续运行时烟气除酸的需求。

通过自主设计的摩擦磨损实验,针对高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)使用的同工艺、同材质石墨球开展了不同气氛环境条件下石墨球的摩擦磨损行为研究,并对石墨粉尘的粒径、粒形等物理性质进行了表征。结果表明,与空气相比,氦气气氛中摩擦形式以磨粒磨损为主,石墨粉尘在氦气气氛中产生的颗粒数量更多,但粒径更小;石墨球表面摩擦掉粉量和掉粉率与气氛无明显相关,主要与初始表面粗糙度直接相关,一颗石墨球的平均最大掉粉量约为160 mg;摩擦产生的石墨粉尘颗粒为鳞片状,石墨粉尘的球形度中值为0.84,长径比中值为0.61。

通过在治疗计划系统上模拟不同体积大小(1 cm、2 cm和3 cm直径)和距等中心距离(6 cm范围内)的肿瘤在已知旋转角度(0.5°、1°、1.5°和2°)的剂量分布来评估旋转摆位误差在单等中心容积旋转调强技术(VMAT)治疗多发脑转移中的靶区剂量学影响,同时对增加肿瘤区外扩以减少旋转摆位误差影响进行定量分析。结果表明,随旋转角度的增加,计划靶区(PTV)剂量覆盖率呈现明显降低趋势,肿瘤区(GTV)剂量覆盖率的变化趋势与PTV一致,但数值较PTV明显减小;随与等中心距离的增加,靶区剂量覆盖率呈现降低趋势,靶区体积越小,这种趋势越显著。GTV外扩2 mm得到PTV时,GTV剂量覆盖率降低的趋势得到显著改善,均在-5%以内。因此,建议在使用单等中心VMAT治疗多发脑转移时,优先采用六维治疗床进行旋转纠偏;若无六维床设备,可根据靶区的尺寸、与等中心的距离,结合临床旋转摆位误差和容差选择合适的外扩大小。

为了评估阴茎癌术后放疗,常规双弧容积旋转调强放疗(VMAT)(dac-VMAT)与分弧分野VMAT(sapf-VMAT)两种方法的睾丸剂量差异,为临床计划中保留睾丸功能提供参考。本文对10例年龄在33至56周岁的阴茎鳞状细胞癌并伴有淋巴结转移的术后放疗的患者,采用联影医疗的uRT-TPOIS计划系统设计治疗计划,探讨射野铅门锁定范围和避开睾丸的弧度。采用配对t检验,对比计划靶区(PTV)的剂量学参数和睾丸等危及器官(OAR)所受到的辐射剂量。结果显示所有计划均归一到处方剂量50.4 Gy覆盖PTV的95%体积,双弧计划的机器跳数(MU)为706.85±107.97,低于分弧分野计划的874.70±106.08;双弧和分弧两种VMAT方法的治疗时间(T,s)分别为174.44±13.61和183.89±14.33;分弧分野计划中睾丸的V1、V2、V3(V1、V2、V3分别为睾丸受照剂量1、2、3的体积百分比)分别为49.77±14.52、5.42±5.60、0.40±0.69,均明显低于双弧计划中的97.97±3.17、83.15±19.14、7.35±4.81,P值均小于0.001;其它结果没有显著差异。研究结果表明,对于阴茎癌术后放疗的患者,相较于常规双弧VMAT,采用分弧分野VMAT技术能显著降低睾丸剂量,并且所受剂量低于引起功能损伤的剂量阈值,这表明患者可以无需采取遮挡睾丸或放疗前冷冻精子的措施,即可保留生育功能。

放射性核素从土壤到植物的转移系数是高放废物地质处置生物圈评价模型的关键参数之一,其取值和不确定性对评价结果影响较大。为获取北山地下实验室场址的转移参数及不确定性水平,选取了场址范围内优势植物——合头草,开展了放射性核素从土壤到植物的转移系数研究。通过对北山场址范围内代表性区域土壤和合头草样品的采集和分析,获得了土壤和合头草样品中天然放射性核素²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra和人工放射性核素¹³⁷Cs从土壤到合头草根部、茎部、叶部的转移系数及其不确定性水平。结果表明,天然放射性核素²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra在合头草茎部的转移系数高于根部和叶部,人工放射性核素¹³⁷Cs在合头草根部的转移系数大于茎部和叶部;天然放射性核素²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra转移系数的波动范围在1个数量级之内,人工放射性核素¹³⁷Cs的波动范围达到2个数量级;合头草各部位的核素转移系数波动范围呈现出叶部显著高于茎部和根部的特点。

为评价核设施对陆生生态系统的辐射影响,探讨γ辐射对植物种群的辐射效应,分析γ射线辐照引起子一代植物的诱变效应和诱变机制,选取哥伦比亚生态型拟南芥进行不同剂量率¹³⁷Cs-γ辐照,并测定辐照后拟南芥子一代生长参数、生理生化指标和荧光参数。结果表明:不同剂量率γ辐照后,子一代拟南芥生长发育存在差异,株高整体呈现随剂量率的增加先升高后降低的趋势,50 mGy/h辐照后的拟南芥子一代叶片最小,丙二醛含量、过氧化物酶比活力、有效光化学量子产量最低,20 mGy/h的超氧化物歧化酶和过氧化氢酶比活力最低,谷胱甘肽还原酶、脯氨酸表现为辐照后的拟南芥子代植株均显著低于对照组,10 mGy/h、50 mGy/h辐照后叶绿素a和叶绿素b含量显著低于其他处理组,非光淬灭系数整体表现出随剂量率的增加呈先降低后升高的趋势,表明低剂量率辐照未对拟南芥子代光合作用反应中心PS Ⅱ造成不可逆伤害,植株主要通过调控抗氧化酶系统和渗透调节物质,对电离辐射做出应答。

本文以联合国原子辐射影响科学委员会(UNSCEAR)2021年报告为基础,结合近年来其他重要研究成果,综合分析日本福岛核事故后对救援人员和公众的照射剂量及健康影响。结果表明,日本福岛事故后核电站工人及承包商的最高个人年有效剂量均出现在核事故发生的第一年,分别为678.8 mSv及238.4 mSv,2012年4月后承包商剂量均高于核电站工人,除第一年外,承包商剂量均控制在规定的50 mSv/a的剂量限值之内;2011年3—12月间有1 757名工人甲状腺待积吸收剂量超过100 mGy,估计有13名工人甲状腺待积吸收剂量超过2 Gy。事故发生后第一年未撤离地区公众有效剂量为0.079～5.3 mSv、甲状腺吸收剂量0.46～21 mGy,两者均随着年龄段降低而依次增高,公众前10年内有效剂量约为第一年剂量的2～3倍,终身剂量则高出约4倍。在从事福岛事故应急工作的人员中没有观察到可归因于辐射照射的明确健康效应或死亡,尚无证据表明福岛居民的不良健康效应可直接归因于福岛事故的辐射照射。应重视完善应急辐射监测体系、储备应急监测人员,重视核电站当地居民健康基线监测。