氚内照射剂量估算方法的讨论

目的 为氚内照射剂量估算方法的选择和方法所适用的工作场景及剂量准确评估提供重要依据。方法 比较尿氚浓度监测的2种方法估算待积有效剂量的过程和公式，解释空气氚浓度监测法的局限性，从适用范围、测量方法等方面，对比分析上述方法。结果 利用空气氚浓度监测和尿氚浓度监测法估算人员3和10的待积有效剂量大小相反；E(τ)₁比E(τ)₃高的百分比绝对值的平均数为29.6%，E(τ)₂比E(τ)₃的值为72.4%，参考人氚剂量估算法的结果与空气中氚浓度监测法计算的结果一致性更好，利用空气氚浓度监测法偏向于低估氚的待积有效剂量。结论 建议使用尿氚浓度监测法估算待积有效剂量，不建议使用空气氚浓度监测；采用参考人氚剂量估算法或是尿氚活度浓度积分法，应结合个人代谢情况、工作环境和摄入时间明确与否等多个因素而定，另外应按时、多次采尿样监测。     

用场所气溶胶浓度估算个人内照射剂量的实际应用

目的 利用场所空气气溶胶浓度对三种不同类型工作场所中工作人员的个人内照射剂量进行估算,为核工业生产企业进行职业健康管理和评价单位进行职业健康评价提供方法依据。方法 利用估算公式,结合工作场所空气中放射性气溶胶浓度实测数据,对个人内照射剂量估算过程以及估算公式中的参数应用进行详细、完整的描述和解释。结果 能够利用场所空气气溶胶浓度正确估算三种情况下的个人内照射剂量。结论 通过正确地估算个人内照射剂量,对工作人员的防护效果进行评价,为职业健康管理提供方法依据。     

秦山三核重水堆核电站职业氚内照射监测报告

目的 研究重水堆核电站氚内照射的剂量监测和照射防护，为氚内照射个人剂量的监测与氚内照射的防护提供参考。方法 对秦山第三核电厂运行十五年来的氚内照射剂量监测进行总结，介绍核电厂氚内照射监测方法，研究氚内照射个人剂量和集体剂量趋势，对比分析运行、维修、燃料操作、辐射防护等典型受照工种的集体剂量的分布特点。结果 自2003年以来，秦山第三核电厂严格按照国家相关法规标准开展氚内照射个人剂量监测，年均监测人数1 600人，年均监测人次11 000人次，工作人员年度氚内照射集体剂量均值149.62人·mSv，占年均总集体剂量的19.07%。结论 秦山第三核电厂氚内照射个人剂量监测实现了"受照人员无遗漏、监测类型无缺项，监测计划最优化"，满足国家相关法规标准的要求；工作人员职业氚内照射剂量值低于国家个人剂量限值和电厂管理目标值，其年度平均氚内照射集体剂量远低于国外重水堆核电站数值，氚内照射的防护与控制措施是有效的。     

VVER机组商运后的氚剂量监测与评价

目的 田湾核电站VVER机组厂房设计、工艺系统与其他压水堆电站存在部分差异性，为保障工作人员的健康，开展了氚相关的剂量监测和评价工作。方法 商运后，通过核岛厂房中空气中氚化水的单位体积内放射性活度监测和工作人员尿氚监测两种监测方式开展。结果 机组解列状态下，反应堆厂房空气中氚浓度未超过12 000 Bq/m³，其余检修节点，反应堆厂房空气中氚浓度未超过4 500 Bq/m³；所有检修节点，其余核岛厂房氚浓度均未超过600 Bq/m³；工作人员历史尿氚剂量监测结果基本低于40 μSv；氚致内照射集体剂量占总集体剂量比例在1%以内。结论 田湾核电站未发生过工作人员意外摄入氚事件，氚致个人剂量和集体剂量都较低，辐射风险较低。     

核应急尿样中关键核素的快速分析及内照射剂量估算

目的 估算一名中国访问学者由于切尔诺贝利事故引起的内照射剂量。方法 使用Ge(Li)γ谱仪测定尿样中¹³⁴Cs和¹³⁷Cs的含量,根据ICRP报告,估算它们的内照射剂量,参考UNSCEAR2000报告,进一步作了¹³¹I的剂量回顾。结果 来自¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和¹³¹I的有效剂量当量分别是66μSv、88μSv和1 728μSv。结论 ¹³¹I的内照射剂量是¹³⁴Cs和¹³⁷Cs的11倍,因此早期¹³¹I内照射剂量的估算对于核事故辐射损伤的评价具有重要的意义。     

吸入情况下铀的内照射剂量估算方法研究

目的 评估放射性工作人员的吸入铀所致内照射剂量。方法 采取ICRP提出的放射性核素内照射剂量系数方法,结合ICRP66、78号报告提供的生物动力学模型,针对铀的体内代谢规律建立相应的数学计算模型,并用MATLAB软件编程计算了吸入情况下肺中铀和生物样品中铀的预期值。结果 计算结果与ICRP78号报告中数据基本吻合。结论 建立的数学计算模型可方便准确地估算吸入情况下铀的内照射剂量。     

《放射性核素摄入量及内照射剂量估算规范》编制说明

目的 制(修)订GB/T 16148-2009放射性核素摄入量及内照射剂量估算规范。方法 依据国际放射防护委员会(ICRP)和国际原子能机构(IAEA)最新研究成果方法及相关技术标准。结果 采用最新生物动力学模型和剂量学模型,以及剂量系数进行放射性核素摄入量和内照射剂量估算。结论 该标准的修订是必要的,修订后的估算方法更为实用、简单。     

核事故应急分析的启示和思考

目的 估算核事故的严重程度,制定相应的应急处理措施,以减少核事故带来的危害。方法 利用可采用的各种测量技术和放化分析方法,分析进入放射性污染区域人员的体内污染核素及内照射剂量。结果 4个实例都及时有效地分析出污染核素,有的估算了相应的内照射剂量。结论 核事故应急分析应加强基础科学与学科联合研究,不断提高监测水平。对于不同人群和不同污染核素应采取与之相对应的处理措施和分析方法。     

某水源水总α放射性水平调查与评价

目的 对某区部分点位总α浓度较高的饮用水源水进行核素分析和内照射剂量估算,并提出合理解释和可能的解决方案。方法 总α浓度及核素分析参照现行国内相关标准进行测量,摄入的内照射剂量估算参照国际通行的公式。结果 基于总α的测量结果,长期饮用该水源地生水的居民,其内照射年有效剂量均值为0.09 mSv/a,最大值有可能超过饮用水剂量指导水平（0.1 mSv/a）;饮用水中总α放射性主要是由U和²²⁶Ra贡献的,内照射剂量U占小部分,主要来源于²²⁶Ra,但未超过WHO关于饮用水所致辐射的健康效应有关放射性核素浓度的指导水平。结论 该地区地下水总α放射性偏高的原因可能与该地区的地质结构有关。地下水在其形成过程中,溶入了围岩中的天然放射性核素,最终导致结果偏高。     

极低放固体废物填埋作业人员个人剂量估算

目的 对极低放固体废物处理人员个人剂量进行估算,检验其年有效剂量能否满足企业管理目标值要求。方法 根据《极低水平放射性废物的填埋处置》(GB/T 28178-2011)提供的外照射剂量估算模式及吸入内照射剂量估算模式,对填埋场作业人员个人剂量进行估算。结果 填埋厂作业人员年有效剂量保守估计为0.86 mSv。结论 极低放固体废物填埋场在废物接收过程中,不会对关键作业人员产生辐射危害。     

对医院护理管理队伍建设的几点思考

文章分析了当前医院护理管理队伍存在的主要问题：知识结构不合理；专业思想不纯正；接受继续教育不足：工作效能低下。提出了建设高素质护理管理人才队伍的思路：严格标准，搞好选才；加强思想教育和引导；加大培养力度；建立科学考评和激励机制；完善人才合理流动措施；合理编制，突出效率。     

医学科技成果信息资源网络开放利用的原则探析

医学科技成果信息资源网络开放利用，为资源的开放共享创造了良好条件，它使医学科技信息得到了高效传播和最大利用。网络开放利用医学科技成果信息资源，利用的主体和核心是其信息内容。信息内容是网络用户从中提取知识和所需资料的主要来源，同时也是信息破坏者发动攻击的主要目标之一，因而，信息内容的安全是信息安全的基本问题，主要包括信息内容的规范性、完整性与真实性、知识产权保护与利用的合理性等。要做好这些工作，应该遵循相应的原则和要求。     

政府公共财政支出分配公平性研究进展

政府公共财政支出是社会再分配的一种形式，其目的是促进社会公平。因此，政府的公共财政支出应该具有较强的目标针对性，应该向社会贫困人群倾斜，使其从中受益。本文通过查阅国内外政府公共财政支出分配公平性的相关文献资料。阐述了相关研究的进展情况，井着重探讨了政府公共财政支出分配公平性的内涵、研究范围、测算方法和研究意义。以及实际研究中存在的问题，最后提出我国政府公共财政支出分配公平性的研究方向和需要进一步完善的地方。     

长春新碱过量引起严重毒副反应1例的护理体会

报道1例霍奇金淋巴瘤患者因误用长春新碱（VCR）10mg一次性静脉推注后治疗护理情况。其出现间断性神志恍惚、眼睑闭合不全、言语不清、口腔黏膜糜烂、全身疼痛、麻痹性肠梗阻、尿潴留、手足麻木等症状,经积极解救,禁食,持续胃肠减压、胃管内注入麻油、开塞露、生理盐水灌肠,合理应用肠外营养,注重疼痛、心理护理,做好口腔、肛周护理,预防感染加重,患者病情得到控制好转出院。