某辐照装置退役60Co残留量估算

目的 判断辐照装置退役⁶⁰Co残留量是否满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871-2002)10⁴Bq/kg的豁免浓度与10⁵ Bq总活度的要求。方法 采用高纯锗谱仪γ能谱分析方法进行⁶⁰Co核素比活度分析,并根据放射性废物的总量进行⁶⁰Co残留量估算。结果 辐照室瓷砖⁶⁰Co残余量74 665 Bq,水泥⁶⁰Co残余量84 420 Bq,蒸发池底泥⁶⁰Co残余量7458 Bq,泵房渣土791 Bq,总残余量92 669 Bq,平均比活度为226.3 Bq/kg。结论 辐照装置⁶⁰Co残留量满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)10⁴ Bq/kg的豁免浓度与10⁵Bq总活度要求。     

四川省60Co后装近距离治疗机质量控制检测结果及分析

目的 通过对10台⁶⁰Co后装近距离治疗机性能进行检测,调查四川省⁶⁰Co后装近距离治疗机质量控制现状,探讨⁶⁰Co后装近距离治疗机质量控制的测试方法。方法 根据标准WS 262-2017《后装γ源近距离治疗质量控制检测规范》的检测方法对⁶⁰Co后装近距离治疗机6项质量控制检测项目进行检测。结果 1颗⁶⁰Co放射源活度相对偏差为-9.9%,超出了±5%的要求范围。一台⁶⁰Co后装近距离治疗机放射源累计定位误差不在标准限值内。结论 ⁶⁰Co后装近距离治疗机在制定计划和治疗前,应该对每颗⁶⁰Co后装源活度进行质量控制检测,定期对后装机各项性能指标质量控制,加强对机器性能的维护。     

气溶胶样品中134Cs、137Cs和60Co测量的实验室间比对结果分析

目的 为了提高参比单位环境实验室对气溶胶样品中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和⁶⁰Co分析水平。方法 组织参比单位环境实验室依据GB/T 16145—1995《生物样品中放射性核素的γ能谱分析方法》国家标准开展气溶胶样品中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和⁶⁰Co标准样品的比对测量，比对结果采用标准值偏差进行判定。结果 气溶胶样品中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和⁶⁰Co比对参加单位6家。¹³⁴Cs：相对偏差小于10%，占50%;10%～20%,50%;¹³⁷Cs：相对偏差小于10%，占33.3%;10%～20%,76.7%;⁶⁰Co：相对偏差小于10%，占100%。整体比对结果可以接受。结论 参加本次比对的实验室，整体比对结果良好。     

奶粉中60Co、137Cs和90Sr测量的实验室间比对结果

目的 为了提高全国重点辐射环境实验室对食品中⁹⁰Sr和⁶⁰Co、¹³⁷Cs的分析监测水平。方法 组织全国重点辐射环境实验室开展奶粉⁹⁰Sr和⁶⁰Co、¹³⁷Cs标准样品的比对。比对结果采用参考值的相对偏差进行判定。结果 参加奶粉样品⁹⁰Sr比对的实验室8个,相对偏差小于10%,占25%;10%～20%,占12.5%;20%～30%,占62.5%;参加奶粉样品⁶⁰Co、¹³⁷Cs比对的实验室14个,其中⁶⁰Co：相对偏差小于10%,占85.7%;10%～20%,占14.3%;¹³⁷Cs：相对偏差小于10%,占71.4%;10%～20%,占28.6%。整体比对结果可以接受。结论 参加本次比对的实验室,整体比对结果良好。     

一起γ辐照装置卡源故障的排除

某辐照中心装有活度为3.3×10¹⁴Bq的⁶⁰Co放射源,⁶⁰Co源不工作时储存于4.5m深的水井中,有电机或手动升降装置。在储源井口有护源罩,防止物品阻碍源的升降通道。     

某辐照装置退役辐射环境调查

目的 掌握辐照装置清污治理后的辐射环境状况,最终核实该装置治理完毕后是否符合国家相关标准而达到无限制开放。方法 采用便携式X-γ剂量率仪进行现场γ辐射空气吸收剂量率监测,采用α、β表面污染仪进行现场β表面污染监测,采用高纯锗γ能谱分析仪进行⁶⁰Co核素比活度分析,采用四路低本底分析仪进行水中总β分析。结果 辐照装置治理后γ辐射空气吸收剂量率贮源井测值为(10.0~19.9)×10^-8 Gy/h,辐照室和附属建筑物(7.1~16.8)×10^-8 Gy/h,辐照室以外的区域测值为(4.9~14.1)×10^-8 Gy/h,辐照厅排水口测值为(13.5~20.3)×10^-8Gy/h;治理后β表面污染贮源井测值为未检出~0.06 Bq/cm²,辐照室和附属建筑物测值为未检出~0.12 Bq/cm²,辐照室以外的区域测值为未检出~0.08 Bq/cm²,辐照厅排水口测值为0.17~0.25 Bq/cm²;治理后水样中未检出⁶⁰Co,地下水及地表水中未检出⁶⁰Co;水样中总β测值为0.18~0.21 Bq/L;固体样品中⁶⁰Co比活度辐照室出水口土壤样品中为15.4~23.0 Bq/kg,辐照室周围其他位置土壤样品中为未检出~1.7 Bq/kg,对照点土样未检出⁶⁰Co,贮源井表面瓷砖⁶⁰Co比活度为1324.7 Bq/kg,1#水池(贮源井水排放池)底泥⁶⁰Co比活度110 Bq/kg,2#水池底泥未检出⁶⁰Co。结论 经过退役及环境治理,各源项均已达到《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871-2002)及其他相关标准限值,整个项目区域已经达到无限制开放的要求。     

海阳核电站运行前周边地区食品中放射性水平及所致居民剂量

目的 对海阳核电站运行前周边地区食品中放射性核素进行分析,获取该地区放射性核素基线值,为评估核电站对人群的影响提供依据。方法 采集核电站周围50 km范围内居民日常食用的22种食品样品,进行预处理、测量,采用效率曲线法计算样品中所含放射性核素的活度浓度(Bq/kg),并估算当地居民由膳食摄入所致的待积有效剂量。结果 食品样品中检出的放射性核素为天然核素⁴⁰K、²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra以及人工核素¹³⁷Cs、⁶⁰Co,检出人工核素刚达到探测下限,其余人工核素¹³¹I、¹³⁴Cs、⁵⁸Co未检出;⁴⁰K、²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra、¹³⁷Cs的活度浓度平均值分别为12.858、0.550、0.146、0.077、0.016 Bq/kg,范围分别为0.0266~2.2736,0.0013~1.3599,0.0127~0.2568,0.0043~0.0555,0.0065~0.0065,2.433~30.4572 Bq/kg;放射性核素平均活度浓度由高到低依次为⁴⁰K > ²³⁸U > ²³²Th > ²²⁶Ra > ¹³⁷Cs > ⁶⁰Co,各种核素所致年待积有效剂量为39.21 μSv/a,其中人工核素为0.03 μSv/a。结论 所检测海阳核电站周边地区食品中人工核素除微量¹³⁷Cs、⁶⁰Co外,未见其他人工核素;食品中各种放射性核素活度浓度均在国家标准限值以内,对周围居民造成的剂量负担较小。     

某医院放疗科放射防护控制效果评价与分析

目的 对某医院放疗科放射防护控制效果进行评价和分析,从辐射防护最优化与确保安全运行角度提出放射防护建议,保障职业人员及公众的健康和安全。方法 通过现场调查和监测,将获取的资料和监测结果与标准的要求相比较。结果 该放疗科及周围环境辐射水平最大值为3.84μGy/h,⁶⁰Co贮源器表面5cm和1m处,泄漏辐射空气比释动能率分别为12.67和0.65μGy/h。⁶⁰Co治疗机机头表面β辐射污染最大值为3.9Bq/cm²。个人剂量监测除一人年剂量为5.26mSv外,其他工作人员年个人剂量限值均小于5mSv;结论 该医院放疗科放射防护控制效果基本达到国家标准规定要求,但需在个人防护用品的配置及放射防护管理体系的建设上进一步完善和加强,从确保安全角度考虑,增加⁶⁰Co治疗机机房门的红外联锁装置,尽量减少在⁶⁰Co机房内的工作时间。     

0.2 MeV中子照射洋葱萌发种子后根尖细胞微核诱发率的研究

目的 了解单能中子的相对生物效应。方法 通过由Schenkel型加速器产生的0.2 MeV单能中子以及⁶⁰Co γ射线照射洋葱萌发种子,观察单位剂量的两种辐射在洋葱根尖细胞中微核诱发率的差异。结果 0.2 MeV单能中子单位剂量的微核诱发率为(133.0±6.4)% Gy^-1;⁶⁰Co γ射线单位剂量的微核诱发率为(3.59±0.19)% Gy^-1。以⁶⁰Co γ射线为参考辐射,0.2 MeV单能中子照射洋葱萌发种子后在根尖细胞中诱发微核的相对生物效应(RBE)值为37.0±2.7。结论 以⁶⁰Co γ射线为参考辐射,0.2 MeV单能中子照射洋葱萌发种子后在根尖细胞中诱发微核的RBE值高达37.0±2.7。因此,为更好地解明具有高线能传输(LET)的中子的生物效应机制,以及放射治疗的基础研究提供了一种较好的手段。     

60Co治疗机辐射场分布的研究

目的 研究⁶⁰Co治疗机房内辐射场分布,为辐射屏蔽防护设计和放疗设备的性能质量控制提供基础数据,建立估算方法。方法 采用热释光TLD对⁶⁰Co治疗机工作状态下,场所内的辐射剂量空间分布进行研究。结果 在同一高度平面,2 π范围内,距中心轴等距处的剂量分布呈一致趋势,最大偏差3.9%。在同一高度平面,各角度上的剂量随与中心轴距离增大而呈幂指数衰减。不同高度平面上,地面的剂量最高,机房顶层3 m以上空间剂量分布趋于均匀。结论 采用的TLD剂量计测定⁶⁰Co治疗室内辐射场分布是有效可行的,通过实验数据得到的辐射场剂量分布曲线可用于辐射防护屏蔽设计。     

广东省食品和水中铀含量及卫生学评价

广西自60年代起开始应用放射性同位素于水文、地质物探,80、90年代陆续用于煤田地质勘探及石油天然气探测。全区计有测井源、仪表刻度源约150枚,核素为⁶⁰Co、²²⁶Ra、¹³⁷Cs、²¹⁰Po、¹⁰⁷Ru、²³²Th、²²⁶Ra-Be、²⁴¹Am、²⁴¹Am-Be等,活度范围3.7×10⁶~7.4×10¹¹Bq(0.1mCi~20Ci)。     

从一起γ外照射事故看职业健康管理的重要性

某无损探伤车间由于焊缝检测工作的需要,使用了多枚百Ci级⁶⁰Co和¹³⁷Cs放射源,并建设了临时性的射线防护工程,即野外作业用的γ探伤室。     

医用回旋加速器固体废物的放射性分析与评价

目的 通过调查与测量掌握医用回旋加速器固体废物的放射性水平。方法 采用γ辐射剂量率仪测量废物在带屏蔽的暂存状态下以及废物裸露状态下周围环境的周围剂量当量率H^*（10）,采用便携式高纯锗γ能谱仪及无源效率刻度软件对废物进行核素分析及活度测量,并对结果进行评价。结果 4家医院废物在带屏蔽暂存状态下,表面5 cm处周围剂量当量率H^*（10）测值范围为80.6 μSv/h~1.32 mSv/h;能谱分析结果显示医用回旋加速器放射性固体废物中含有的放射性核素主要为⁵⁶Co、⁵⁴Mn、⁵⁷Co,其中⁵⁶Co活度最高,单次换下来的靶膜及固定圈等废物中⁵⁶Co活度达到10⁷Bq级别。结论 医用回旋加速器放射性固体废物的放射性水平较高,所含放射性核素半衰期较长,其辐射防护问题需得到足够重视。     

平行板电离室两种校准方法研究

目的 研究用γ光子线束(⁶⁰Co模体法)和高能电子线束(电子束法)校准平行板电离室吸收剂量因子方法。方法 电子束法:0.65cc指形电离室放在水中有效点深度2.88 cm (考虑电离室半径),平行板电离室(NACP02)放在水中有效点深度2.70 cm,都距监督指形电离室3 cm处,电子线束能量18 MeV,照射野15 cm×15 cm,SSD=100 cm,照射:300MU,测量;不加监督电离室,并按上述条件照射并测量;根据国际原子能机构(IAEA)381号报告,分别计算平行板电离室空气吸收剂量校准因子。⁶⁰Co模体法:水模体30 cm×30 cm×30 cm,0.65cc指形电离室放在水中深度5cm,照射野10 cm×10 cm,SSD=80 cm,照射时间60s;水模体25 cm×25 cm×25 cm,平行板电离室放在水中有效点深度5cm,其他条件相同,计算平行板电离室空气吸收剂量校准因子。最后将两种方法校准结果进行比较。结果 电子束方法校准平行板电离室结果为52.30 Gy/C·kg ^-1(不加监督电离室的值为52.27Gy/C·kg ^-1)。⁶⁰Co模体法校准平行板电离室结果为52.33 Gy/C·kg ^-1。结论 电子束法与⁶⁰Co模体法校准平行板电离室空气吸收剂量因子偏差仅为0.05%。因此,测量电子线束输出剂量,对平行板电离室的校准既可选择高能电子线束也可选择⁶⁰ Co光子γ线束。     

昆明辐照中心周围环境放射性水平调查

目的 调查昆明三家辐照中心环境放射性水平情况。方法 采用FD-3013A辐射仪和FJ-427A1型热释光剂量仪分别测量辐照中心环境中γ辐射剂量率和辐射工作人员个人剂量;采用γ能谱仪和低本底α、β检测仪分别测量土壤中²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K、¹³⁷Cs、⁶⁰Co活度和水体中总α、总β活度。结果 三家辐照中心土壤中天然放射性核素²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K的活度范围分别为8.223.6 Bq/kg、10.621.2 Bq/kg、15.129.7 Bq/kg、41.7103.4Bq/kg,未检测出人工放射性核素¹³⁷Cs和⁶⁰Co;贮源井水总β活度分别为0.003 Bq/L、0.002 Bq/L、0.01 Bq/L;三家辐照中心空气中γ辐射剂量率均值分别为0.09μGy/h、0.10μGy/h和0.07μGy/h;工作人员人均年有效剂量当量分别为0.19 mSv、0.16 mSv和0.16 mSv。结论 三家辐照中心辐射环境水平属于正常水平,没有放射性污染。Back     

内蒙古医用电子直线加速器放疗资源现状

目的 调查内蒙古地区放疗资源现状,为优化资源配置和放疗技术科学发展提供参考依据。方法 采用多种方式对设备、人员分配的不同情况进行调查和分析。结果 截止2014年12月,内蒙古地区共在役30台医用电子直线加速器和1台⁶⁰Co远距离治疗机。开展医用电子直线加速器放疗工作的单位有26家和⁶⁰Co远距离放疗的1家;相关放疗医务人员(不包括部队系统医院放疗医务人员)共176人。结论 放疗资源配置不尽均衡。普遍缺乏放疗医师、物理师和技师等相关技术人员,人才培养亟待加强。     

广西部分放射治疗设备性能检测与评价

目的 了解放射治疗设备的性能,保证放射治疗质量。方法 依据有关的法律法规,广西疾病预防控制中心对广西区内的14台⁶⁰Co远距离治疗机和31台医用电子加速器进行了性能检测。结果 该次检测结果表明广西有部分放疗设备存在性能状态不佳的问题,加速器的性能合格率优于⁶⁰Co远距离γ射线治疗机。输出量的对比优于2003年广西放射治疗机数量的质量核查结果。结论 必须加强对放射治疗工作的监督检测管理,提高人员素质,逐步健全和完善放射治疗质量保证和放疗设备的质量控制工作,保证患者的利益。     

海阳核电厂运行前周边海水中铯-137、铯-134等放射性核素水平

目的 调查海阳核电厂运行前周边海水中¹³⁷Cs、¹³⁴Cs等人工放射性核素的放射性水平,为评价海阳核电站在正常运行期间、事故及事故后对周边海水影响提供本底数据。方法 依据《水中放射性核素的γ能谱分析方法》(GB/T 16140-1995),使用现有的设备进行样品制备、测量。结果 海阳核电厂运行前周边海水中¹³⁷Cs的活度浓度的范围为< 0.64~2.86 mBq·L^-1,算术平均数为1.32 mBq·L^-1,标准误0.11 mBq·L^-1,其他¹³⁴Cs、⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁵⁴Mn和103Ru等人工放射性核素均未检出。结论 海阳核电厂运行前周边海水中¹³⁷Cs等人工放射性核素的活度浓度处在正常本底水平,本项调查为海阳核电站运行对周边海水人工放射性核素水平的影响提供了本底数据。     

茶多酚对60Co γ辐射诱发CHL细胞染色体畸变和微核形成作用的影响

目的 研究茶多酚（tea polyphenols,TP）对60Coγ辐射诱发中国仓鼠肺成纤维细胞（Chinese hamster fibroblast cell line,CHL）染色体畸变和小鼠骨髓微核形成作用的影响。方法 将CHL细胞（±S9）分为空白对照组、阳性对照组、辐射模型组,TP保护组（分别加TP12.5、25、50 μg/ml）6组,除空白和阳性对照组外均给予2 Gy ⁶⁰Co γ照射后继续培养24 h,常规制备染色体,观察畸变类型并计算畸变率。50只KM小鼠分为正常对照组、辐射模型组,TP保护组（高、中、低剂量分别于照射后给TP725、145、29 mg/kg灌胃）,每组10只,给药后14天给予6 Gy ⁶⁰Co γ照射,24 h后处死动物,取双侧股骨,行骨髓涂片和姬姆萨染色,计数含微核嗜多染红细胞（polychromatic erythrocyte,PCE）数。结果 中、高剂量组TP（25、50 μg/ml）可显著降低⁶⁰Co γ诱发的CHL染色体畸变率,S9不影响CHL细胞染色体畸变形式和畸变率。高、中剂量TP保护组（725、145 mg/kg）小鼠PCE微核率与辐照模型组相比较,相差显著（P<0.05）。结论 茶多酚能部分对抗⁶⁰Co γ辐射诱发的CHL细胞染色体畸变和微核形成,对染色体损伤具有保护作用。     

FJX(FJQX)型60Co γ辐照装置防护安全的技术改造

目的 确保FJX/FJQX型⁶⁰Co γ辐照装置辐射应用安全和工作人员生命安全。方法 针对装置防护安全概况和国家相关标准,分析该装置潜在的防护安全隐患,开展针对性技术改造工作,并对改造结果予以评价。结果 优化改造了辐照箱及其输送系统安全检测技术,设计了板源源架防撞报警系统和贮源水井监控系统,安装了电视巡检监控系统。结论 消除了FJX/FJQX型⁶⁰Co γ辐照装置运行过程中潜在的安全隐患,充分保证了辐射加工区域安全防护设施的安全性能和运行稳定性,保障了工作人员的生命安全,为行业提供相关借鉴。