一种有限烟云外照射剂量计算方法——光子“射程”法
6.16.外照射剂量的理论计算
距离X射线点源r (cm)处的空气比释动能率为:
K a (r ) I / r 2
I :X射线机的管电流,
mA
ν:X射线机的发射率常数,
是指:单位管电流在距源 1
m 处造成的空气比释动能
率。单位:Gy m2 / (mA
min)
在次级带电粒子
平衡下近似 Da
6.1.1 γ点源照射剂量计算
距离 γ 点源 r cm 处的空气比释动能率为:
1
对于非点源,可将其视为点状源的“集合”,对某点的
剂量是所有微元化“点源”对该点剂量水平之和,必要
时候还需考虑源自身的吸收。
如果受到屏蔽或不能忽略周围空间和物质的吸收或散射,
那么理论计算结果还需要进一步修正。
6.2 中子剂量的计算
6.2.1 中高能中子剂量的理论计算
单能中子的比势动能:
fK 称为中子比势动能因子,表示单位中子注量的比势动能。
若具谱分布中子的比势动能:K E ( tr ) EdE E f K ( E )dE
ΦE 是粒子注量按粒子能量的微分分布。
在满足带电粒子平衡的条件下,中子比释动能近似等于
吸收剂量。
6.2.2 中子当量剂量的计算
( tr / )T
DT KT
Km
( tr / ) m
= ∙ ,
fH.n为当量剂量换算因子; φn为中子注量率;
6.3 β(电子) 剂量的计算
6.3.1 β点源吸收剂量率的计算
应用条件:电子能量0.167MeV<E<2.24MeV
c
离点源距离r(g/cm2)
讨论:
一般情况下,空气吸收剂量估算:
2329_10037_749-用蒙特卡罗方法计算光子外照射对人体产生的有效剂量
核 动 力 工 程Nuclear Power Engineering第27卷 第1 期 2 0 0 6 年2月V ol. 27. No.1 Feb. 2 0 0 6文章编号:0258-0926(2006)01-0047-04用蒙特卡罗方法计算光子外照射对人体产生的有效剂量王丰春,杨忠勤,田新珊(中国广东核电集团苏州热工研究院,江苏苏州,215004)摘要:采用雌雄同体的成人人体模型和蒙特卡罗方法(MCNP4C)计算了环境γ射线外照射对人体产生的有效剂量。
为了便于比较,计算中选用了 ICRP 74号出版物中给出的20种不同的γ光子能量以及从前向后照射和从后向前照射两种辐照几何源。
对计算结果进行比较发现,MCNP4C 程序计算得到的结果与ICRP 74号出版物中给出的结果非常吻合。
关键词:蒙特卡罗;光子;外照射;人体;有效剂量 中图分类号:TL77 文献标识码:A1 前 言在辐射防护工作中,为了避免非随机性效应和降低随机性效应发生的几率,通常需要预测并估算辐射照射对人体产生的有效剂量,为辐射防护实践提供信息支持。
估算公众成员的剂量时,应同时考虑外照射和内照射。
笔者于2002年在日本原子力研究所工作期间,进行了人体外照射剂量转换因子模拟计算的研究。
本文利用人体数学模型和蒙特卡罗技术,模拟从一个指定的源到人体器官的光子传输问题,使用MCNP4C 程序计算得到人体组织或器官剂量,并进一步计算得到剂量转换因子,以便将放射性量转换为有效剂量。
2 计算机程序和人体模型MCNP4C 是采用蒙特卡罗方法解决粒子传输问题的计算机程序。
本文给出的有效剂量计算结果是利用安装在SunOS 工作站上的MCNP4C 程序来进行模拟计算得到的。
计算中采用的人体模型是由Cristy [1] 等设计开发的雌雄同体的模型(图1)。
这一模型是基于早期开发的体形较大的西方男性的典型模型,便于计算一些平均的量,比如器官的当量剂量等。
其中,增加了一些女性的器官(乳房、子宫和卵巢)。
放射治疗剂量学知到章节答案智慧树2023年山东第一医科大学
放射治疗剂量学知到章节测试答案智慧树2023年最新山东第一医科大学第一章测试1.以下材料中可以做体模材料的有()参考答案:有机玻璃;水;聚苯乙烯;石蜡2.吸收剂量的单位有()参考答案:J/Kg;Gy;rad3.在一般的医学应用中,射线与物质相互作用时,主要产生的效应有()参考答案:电子对效应;光电效应;康普顿效应4.吸收剂量的测量方法中被国际权威机构和国家技术监督部门确定的、用于放射治疗剂量测量校准和日常监测的主要方法是()参考答案:电离室法5.一均匀剂量给予某一组织,如果给予1g 组织的吸收剂量为2Gy,那么给予5g组织的吸收剂量是()参考答案:2Gy6.入射能量为10MeV的光子与物质发生电子对效应,若产生的正负电子对的动能相等,正电子的动能约为()参考答案:4.5MeV7.水是最常用的组织体模材料。
()参考答案:对8.光子属于直接电离辐射。
()参考答案:错9.对中高能X射线,康普顿效应为主要形式。
()参考答案:对10.对高能X射线,电子对效应为主要形式。
()参考答案:对第二章测试1.Co-60衰变所放出的γ射线平均能量为()参考答案:1.25MeV2.半影中无法完全消除的是()参考答案:散射半影3.肿瘤放射治疗机产生的半影不包括()参考答案:能量半影4.Co-60衰变所放出的γ射线能量分别为()参考答案:1.17MeV和1.33MeV5.SDD是指()参考答案:放射源至准直器的距离6.电子直线加速器初级准直器的主要作用是()参考答案:限定最大照射野的尺寸7.电子直线加速器中均整器的作用是()参考答案:调整射野的平坦度和对称性8.电子直线加速器采用的微波电场的频率大约是3000MHz。
()参考答案:对9.钴-60远距离治疗机最早在美国生产。
()参考答案:错第三章测试1.射野中心轴上最大剂量深度处的TAR定义为()参考答案:BSF2.矩形野面积为10cm×15cm,其等效方形野的边长为()参考答案:12cm3.对于4MVX 射线,最大剂量点深度在体模内()参考答案:1.0cm4.关于非规则野外照射治疗剂量计算,正确的说法有()参考答案:原射线剂量与照射野大小相关;散射线剂量与照射野大小、形状相关;可以用Clarkson方法进行剂量计算;体内剂量由原射线剂量加散射线剂量叠加而成5.X射线PDD的影响因素有()参考答案:照射野大小;SSD;射线能量;深度6.SAD表示放射源到机架旋转中心的距离。
肿瘤放射治疗技术考试:2021肿瘤放射治疗技术基础知识真题模拟及答案(3)
肿瘤放射治疗技术考试:2021肿瘤放射治疗技术基础知识真题模拟及答案(3)共403道题1、从放射生物学角度考虑,适合于加大次剂量照射的肿瘤为()。
(单选题)A. 肺癌B. 肾癌C. 淋巴瘤D. 前列腺癌E. 脑胶质瘤试题答案:D2、发生康普顿效应时()。
(单选题)A. 光子与核外电子发生弹性碰撞,电子获得部分能量脱离原子,同时入射光子的能量与运动方向发生变化B. 光子与核外电子发生弹性碰撞,电子获得部分能量脱离原子,入射光子的能量与运动方向不发生变化C. 光子与核外电子发生非弹性碰撞,电子获得部分能量脱离原子,同时入射光子的能量与运动方向发生变化D. 光子与核外电子发生非弹性碰撞,电子获得部分能量脱离原子,入射光子的运动方向不发生变化E. 光子与核外电子发生非弹性碰撞,电子获得部分能量脱离原子,入射光子的能量不发生变化试题答案:C3、临床上用电子线治疗一个有效治疗深度为2cm的肿瘤时,通常选择的能量为()。
(单选题)A. 4~6MeVB. 6~8MeVC. 9~12MeVD. 12~15MeVE. 18MeV试题答案:B4、关于反散因子(BSF)说法正确的是()。
(单选题)A. 反向散射与患者身体厚度无关B. 反向散射与射线能量无关C. 反向散射与射野面积和形状无关D. 反向散射数值与源皮距成正比E. 定义为射野中心轴上最大剂量深度处的组织空气比试题答案:E5、电子线穿过物质时()。
(单选题)A. 路径大大超过最大射程B. 路径大大小于最大射程C. 路径与最大射程相等D. 路径与能量无关E. 能量越小射程越大试题答案:A6、表示L-Q线性数学模型的原始表达式是()。
(单选题)A. EXP(-αD-βD2)B. αD+βD2C. E/βD. E/αE. 以上都不对试题答案:A7、射野挡铅一般具有能够将相应能量的射线衰减95%的厚度,其厚度应该为()。
(单选题)A. 2个半价层B. 4个半价层C. 5个半价层D. 6个半价层E. 8个半价层试题答案:C8、质子治疗具有高线性能量传递(LET)射线的特点是()。
高温气冷堆烟羽应急计划区的计算分析
高温气冷堆烟羽应急计划区的计算分析张良 侯连娇(中国原子能科学研究院 北京 102413)摘要:该文介绍了我国关于核电厂应急计划区及其范围计算的基本要求。
针对高温气冷堆的特点,选取了国内不同地区的典型气象条件,结合高温气冷堆的事故源项进行了后果评价和应急计划区的计算。
计算结果表明,现有高温气冷堆的模块化设计具有高安全性,低事故放射性后果特点,综合不同气象条件,其包络的烟羽应急计划区范围为150 m,在考虑2倍安全系数时,其烟羽应急计划区范围为200 m。
关键词:高温气冷堆 烟羽应急计划区 扩散 剂量中图分类号:TL424文献标识码:A 文章编号:1672-3791(2023)15-0004-06Calculation and Analysis of the Plume Emergency Planning Zone of the High-temperature Gas-cooled ReactorZHANG Liang HOU Lianjiao(China Institute of Atomic Energy, Beijing, 102413 China)Abstract:This paper introduces the basic requirements for the calculation of the emergency planning zone and its range of nuclear power plants in China. According to the characteristics of the HTGR, the typical meteorological conditions in different regions in China are selected, and the consequences evaluation and the calculation of the emergency planning zone are carried out according to the accident source terms of the HTGR. The calculation re‐sults show that the modular design of the existing HTGR has the characteristics of high safety and low-accident radioactive consequences. Based on different meteorological conditions, the range of the plume emergency planning zone that it envelops is 150 m, and the range of its plume emergency planning zone is 200 m when considering twice safety factor.Key Words: High-temperature gas-cooled reactor; Plume emergency planning zone; Dispersion; Dose随着我国“3060目标”的提出、“碳达峰、碳中和”工作已成为当前与未来中国绿色可持续发展工作的核心内容。
2012年全国医用设备使用人员业务能力考评LA物理师专业试卷(1)
E 2.5cm
B 总能量之和
7.用于β线治疗的同位素是
C 总动能之和
A 铯-137
D 沉积能量总和
B 镅-241
E 电荷总和
C 锶-90
3.按照 IAEA 测量规程 1997 年修订版的建议, D 碘-125
对高能电子线,有效测量点应位于电离室中 E 锎-252
心前方
8.远距离放射治疗中,对表面剂量几乎没有
B 不必拉开放射源与正常组织的距离 C 附加屏蔽物以提高正常组织受量 D 提高分次剂量 E 采取与外照射相同的常规分次 43.指形电离室的中心收集极一般选用 A铅 B铝 C铜 D 不锈钢 E 合金 44.医用加速器每月十字线的中心精度应不超过 A 0.5mm B 1mm C 1.5mm D 2.0mm E 2.5mm 45.腔内放疗单个点源距源 0.5~0.5cm 剂量计算验 收标准为 A 1% B 2% C 3% D 4% E 5% 46.非共面野实现的方法是 A 移动或转动治疗床加转动机架 B 转动机架不动治疗床 C 转动机头加转动机架 D 同轴多野照射 E 单野转转照射 47.钴-60 源γ衰变时释放出的γ射线有
1.放射治疗吸收剂量校准的主要方法是
C 电离室校准因子
A 量热法
D 中心电极
B 化学剂量计法
E 照射量校准因子
C 电离室法
6.60Co 射线最大剂量深度是
D 热释光法
A 0.3cm
E 胶片法
B 0.5cm
2.能量注量是进入辐射场某点处单位截面 C 1.0cm
积球体所有粒子的
D 1.5cm
A 数目总和
A 0.5r
影响的因素是
B 0.55r
A 准直器的散射线
核电厂气载放射性流出物有效剂量转移因子取值差异性分析研究
核电厂气载放射性流出物有效剂量转移因子取值差异性分析研究张琼;逯馨华;王博;郭瑞萍;陈鲁【摘要】本文介绍了核电厂气载放射性流出物对公众造成的剂量计算公式,概述了在正常运行工况下由于大气弥散所导致的公众剂量评价软件,比较分析了软件中典型放射性核素的有效剂量转移因子,并与相关标准进行对比分析,为我国核电厂环境影响审评提供了有益的技术参考.%Firstly, it introduces the public dose calculation formula and software on the nuclear power plant of airborne radioactive effluents to the public.Then it comparative analysis the transfer factor of the typical radionuclide under normal operating conditions by the atmospheric dispersion stly, it compared with the relevant standards and it gives some advices and provides useful technical reference for the environmental impact evaluation of nuclear power plants in China.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2016(015)004【总页数】8页(P40-47)【关键词】核电厂;气载放射性流出物;有效剂量转移因子【作者】张琼;逯馨华;王博;郭瑞萍;陈鲁【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082【正文语种】中文【中图分类】X591《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)[1]指出,在核电厂环境影响报告书中必须考虑核电厂流出物对环境、生态和公众的影响。
光子照射剂量学
光⼦照射剂量学第六章光⼦照射剂量学光⼦即X射线与(γ)射线的总称,是现代放射治疗中应⽤最⼴泛的射线之⼀,掌握好X射线与(γ)射线照射剂量学的各种特性,将能更好地利⽤X射线与(γ)射线的特性为肿瘤病⼈制定⼀个系统的、全⾯、完善治疗计划,使病⼈能够得到最佳的治疗⽅案,以减轻病⼈的疾苦,提⾼疗效。
第⼀节原射线与散射线⼈体或模体中任意⼀点的剂量可分为原射线和散射线剂量贡献之总和。
⼀、原射线是指从放射源(或X射线靶)射出的原始X(γ)光⼦,它理解为射线经电⼦打靶后(或辐射源)直接产⽣原始X(γ)光⼦,穿过过程中没有碰到任何物体或介质⽽产⽣散射,经常⽤零野来表⽰,它在空间或模体中任意⼀点的注量遵从平⽅反⽐定律和指数吸收定律。
⼆、散射线包括:①上述原射线与准直器系统相互作⽤产⽣的散射线光⼦,准直器系统包括⼀级准直器、均整器、治疗准直器、射线挡块等;②上述原射线以及穿过治疗准直器和射野挡块后的漏射线光⼦与模体相互作⽤后产⽣的散射线。
区别这两种散射线是很重要的,例如加射野挡块时,对射野输出剂量虽有影响,但影响很⼩,⼤约只有不到1%的范围,但却减少了模体内的散射剂量。
,散射线来源于射线穿过⼀级准直器、均整器、治疗准直器(包括射野挡块)的射线,它射线质⽐较硬,穿透⼒⽐较强,对输出剂量的影响类似于原射线的影响,故⼀般将这种散射线归图6-1原射线与散射线⽰意图属于始发于放射源(或X射线靶)的原射线的范围,称为有效原射线(图6-1),由它们产⽣的剂量之和称之为有效原射线剂量,⽽将模体散射线产⽣的剂量单称为散射线剂量。
这样规定以后,模体中射野内任意⼀点的原射线剂量可理解为模体散射为零时的该射野的百分深度剂量。
第⼆节平⽅反⽐定律X (γ)光⼦射线产⽣后,在空⽓或介质中的衰减,必然要遵照距离平⽅反⽐定律进⾏衰减,也就是说,在理论上只要有⾜够的距离,就能够把射线衰减到⽆穷⼩。
如果已知某点处的剂量,⽽需要知道另⼀特定点的剂量,则可以根据距离平⽅反⽐定律来进⾏换算,若令f 1为标准源⽪距f 标,f 2为⾮标准源⽪距f ⾮标,则:PDD ⾮标=PDD ⾮标F =22f f d PDD f f d +?? ? ? ? ?+??⾮标标标标⾮标 (6-1) 其中 d m D D PDD 标标标= d m D D PDD ⾮标⾮标⾮标=若令 'd m D D PDD ⾮标⾮标标=则因 D m 标=2m m m f d D f d ??+? ? ?+??⾮标⾮标标(距离平⽅反⽐定律) (6-2)所以 2'd m D D m m f d PDD f d ??+? ? ?+??⾮标标⾮标⾮标⾮标==2m m f d PDD f d ??+? ? ?+??标⾮标⾮标(6-3) = 2f d k f d ??+= ? ?+??标⾮标⼜因f 标≥d m ,f ⾮标≥d m 所以, PDD ⾮标=2f d PDD f d ??+? ? ?+??标标⾮标=k PDD ?标 (6-4) 式中 2f d k f d ??+= ? ?+??标⾮标根据k 因素(图6-2)的定义,可以利⽤标准源⽪距下的百分深度剂量换算成⾮标准源⽪距下的以标准源⽪距下参考剂量点为100%的所谓百分深度剂量,这样既简化了计算,⼜给图6-2 K因素的定义⽰意图常规剂量测量提供了⽅便。
个人外照射监测题库 (2)
个人外照射监测题库1. 概述个人外照射监测是指对个体的辐射剂量进行测量和监测的过程。
这一过程主要应用于辐射工作者、核能工作者以及其他需要长期接触辐射环境的人群。
个人外照射监测的目的是确保个体长期接触辐射环境时不会超过安全辐射剂量限值,从而保护工作人员和公众的健康。
2. 个人外照射监测的方法个人外照射监测可以通过多种方法来进行,下面是常用的几种方法:2.1. 人体剂量学法人体剂量学法是一种基于扩散理论的方法,它通过分析个体身体不同组织部位的剂量分布来估算总剂量。
这种方法需要进行标定和测量,以确定个体与辐射源之间的辐射吸收情况。
2.2. 核探测器测量法核探测器测量法是一种直接测量个体外照射剂量的方法。
通过将核探测器放置在个体身体附近,可以准确测量到个体接收到的辐射剂量。
2.3. 电离室测量法电离室测量法是一种间接测量个体外照射剂量的方法。
它通过测量辐射在电离室中所产生的电离电流来估算个体外照射剂量。
这种方法需要使用专门的电离室设备,并进行仔细的校准和标定。
3. 个人外照射监测的限值标准个人外照射监测的限值标准是指个体在长期接触辐射环境时所允许的最大辐射剂量限制。
这些限值标准通常根据不同工作环境的辐射强度和个体身体敏感性来确定。
根据国际委员会辐射防护委员会(ICRP)的建议,个体在一年内的工作时间内所接收到的总剂量限制为30毫西弗(mSv),而在整个工作生涯内的总剂量限制为100毫西弗(mSv)。
此外,根据国际原子能机构(IAEA)的建议,公众每年的平均剂量应控制在1毫西弗(mSv)以下。
4. 个人外照射监测的管理个人外照射监测的管理是确保个体长期接触辐射环境时不会超过限值标准的关键。
管理包括以下几个方面:4.1. 监测计划制定个人外照射监测计划,确定监测频率和测量方法。
根据个体的工作性质和工作环境确定监测的重点和方法。
4.2. 测量设备选择和配置适当的测量设备,包括核探测器和电离室设备。
确保设备的准确性和可靠性,并定期进行校准和维护。
AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究
AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究黄挺;曲静原;李红;曹建主【摘要】Emergency planning zone (EPZ) is one of the important contents in the emergency planning. The study on the EPZ sizing for AP1000, which is the third generation reactor, has significance for its emergency planning and preparedness. At first, the general method for the EPZ sizing and the relevant regulations in our country was introduced. Then, by choosing one coastal site as an example, the off site consequences were estimated by using the PAVAN and MACCS codes on the basis of the current research results of the AP1000 accidents source terms and the meteorological observation data of this site. Finally, the calculated results were analyzed and assessed with the relevant criteria. This preliminary study result shows that it is appropriate to define the radius of 3 km as inner zone and 7 km as outer zone for AP1000 plume EPZ.%应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一.第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义.首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址为例,根据现阶段AP1000事故源项的研究结果和该厂址的气象观测数据,使用PAVAN和MACCS程序对相应的事故后果进行计算;最后结合相应的准则对计算结果进行分析和评价.初步的研究结果表明,AP1000核电厂取半径3 km范围作为烟羽应急计划区的内区、半径7 km范围作为烟羽应急计划区的外区是合适的.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2011(045)012【总页数】6页(P1472-1477)【关键词】AP1000;事故源项;应急计划;应急计划区【作者】黄挺;曲静原;李红;曹建主【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084【正文语种】中文【中图分类】TL48应急计划是核安全纵深防御原则的最后一个环节,对核电厂周边的公众安全具有十分重要的意义。
04外照射剂量的计算
点源是指辐射源的线度远小于源至计算剂量点的距离的辐射源 如果辐射场中某点与辐射源的距离,比辐射源本身的几何尺 寸大十倍以上,即可把辐射源看成是点状的,称其为点状 源,简称点源。
任何其他形状的源,都可视为若干点源的叠加。
4
2
第一节 γ射线剂量的计算
照射量与吸收剂量的关系
照射量的单位为:库仑每千克(C/kg),其专用单位为伦琴(R)
NB
26
13
第三节 带电粒子的剂量计算
四.重带电粒子剂量的计算
重带电粒子的剂量,常用质量阻止本领计算
1. 质量阻止本领的计算
现用Mp和M1分别表示质子和入射重带电粒子的质量,用E和v分别表示入 射重带电粒子的能量和速度,把速度等于v时的质子能量,称为等效质
子能量,用ε表示,
ε
=
(
Mpc2 M1c2
)E
=
Mp M1
E
Mp/M1-质子质量与入射重带电粒子质量之比
E -入射重带电粒子
27
第三节 带电粒子的剂量计算
四.重带电粒子剂量的计算
1. 质量阻止本领的计算
可从辐射防护手册中查到质子在不同材料中的质量阻止本领,由表中可
查出相应能量为ε时,在所求物质中的阻止本领值(S/ρ)ε,入射重带 电粒子在所求物质重的质量阻止本领为:
X
=
fX
戈
5
第一节 γ射线剂量的计算
一.点源的剂量计算
1.γ点源的空气吸收剂量率计算
γ射线在空气中吸收剂量率与照射量率之间的关系为:
D& a = 33.85X& Gy / s
在空气中同一点处γ射线在物质(m)中吸收剂量率与照射率关系为:
核辐射剂量估算在核事故应急中的应用
核辐射剂量估算在核事故应急中的应用陈天豪; 傅力凯【期刊名称】《《武警学院学报》》【年(卷),期】2019(035)006【总页数】6页(P11-16)【关键词】核事故; 高斯模型; 应急救援; 辐射剂量估算【作者】陈天豪; 傅力凯【作者单位】中国人民警察大学河北廊坊 065000; 北京市消防救援总队特勤支队北京 102600【正文语种】中文【中图分类】D631.6随着核工业产业的迅速发展,当前世界对核能的利用率日益提高,核技术在各个行业的应用愈加广泛,其中最具代表性的应用就是核电站。
核能属于清洁能源,但核燃料具有很强的放射性,核事故的发生会造成严重的政治影响、经济损失以及环境污染,导致社会公众的恐慌和生产秩序的停顿。
除此之外,另一个具有代表性的应用就是放射源,放射源对国家安全和经济建设起到了重要的推进作用。
但由于放射源具有庞大的使用基数,且每年的替换更新会造成大量废弃放射源的产生。
因此,放射源丢失或盗窃事故在近几十年的时间里时有发生。
尽管在2003年国家对废弃放射源进行了集中管理,消除了一定的安全隐患,但不能从根本上解决放射性事故的发生。
这些丢失或被窃的放射源所造成的死伤人数甚至超过了核电站。
核事故应急处置要求迅速、准确地根据现场环境做出防护和救援的决策。
参加核与辐射事故应急响应的处置人员非常容易受到不同程度的辐射照射,造成各种辐射病,甚至导致死亡[1]。
作为行动的基本依据,辐射剂量的估算是处置人员优化行动方案,确保人员生命安全的基础。
而控制应急人员受到的辐射剂量,则是安全、顺利、合理、有效地处置相关事故的重要方面。
本文以核辐射剂量估算在核辐射事故应急中的应用为研究对象,利用少数几个位置的辐射剂量测量值快速估算现场辐射剂量分布情况,对于研究核辐射剂量估算在核事故应急处置中的应用,减少应急处置人员在污染区接受到的辐射剂量,规划最佳的公众疏散路线,划定辐射剂量分区,提高事故处置效率,促进核事故应急救援水平提升有着重要意义。
一种惰性气体生物辐射剂量的计算方法[发明专利]
专利名称:一种惰性气体生物辐射剂量的计算方法专利类型:发明专利
发明人:魏其铭,杜红燕,白晓平,王晓亮,郑伟
申请号:CN201910418365.9
申请日:20190520
公开号:CN110288187A
公开日:
20190927
专利内容由知识产权出版社提供
摘要:本发明属于核辐射评价技术领域,涉及一种惰性气体生物辐射剂量的计算方法。
所述的计算方法包括如下步骤:(1)根据核设施的惰性气体排放源项和厂址周围环境条件,计算空气中的惰性气体放射性活度浓度;(2)在厂址周围进行陆生生态环境调查,确定参考生物种类;(3)根据空气中的惰性气体放射性活度浓度、浓集因子以及内照射剂量率转换因子计算参考生物受到的内照射剂量率;(4)根据空气中的惰性气体放射性活度浓度、居留因子以及外照射剂量率转换因子计算参考生物受到的外照射剂量率;(5)根据参考生物受到的内、外照射剂量率计算总剂量率。
利用本发明的计算方法,能够填补我国空白,提供惰性气体生物辐射剂量的计算方法。
申请人:中国核电工程有限公司
地址:100840 北京市海淀区西三环北路117号
国籍:CN
代理机构:北京天悦专利代理事务所(普通合伙)
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一种复杂射野的放疗剂量快速计算方法、设备和存储介质[发明专利]
专利名称:一种复杂射野的放疗剂量快速计算方法、设备和存储介质
专利类型:发明专利
发明人:李强,李贵
申请号:CN201711479159.6
申请日:20171229
公开号:CN109985316A
公开日:
20190709
专利内容由知识产权出版社提供
摘要:本发明属于放疗技术领域,涉及一种复杂射野的放射剂量快速计算方法、设备和存储介质。
该方法包括步骤:定义限束装置的参数:射野网格化操作,将每个网格的计算任务分配给每个计算单元;对粒子进行剂量计算;然后将单个网格的剂量进行叠加;将叠加后权重相同的相邻网格进行合并后求和,得到单个线程下的剂量;最后将所有单个线程的剂量求和得到复杂射野的剂量计算结果。
本发明通过将单能或多能射束到达体模或人体的射野平面划分多个网格,将网格等数量或不等数量的指派给每个并行的线程,实现了不损失精度的情况下,快速高效地进行复杂射野的模拟计算;本发明的计算方法还能够移植到GPU或者其他并行计算平台。
申请人:北京连心医疗科技有限公司
地址:100094 北京市海淀区永丰屯538号3号楼1层3-126室
国籍:CN
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外照射屏蔽计算方法资料
半减弱厚度与十倍减弱厚度
• 半减弱厚度△1/2:half value thickness 将入射光子数减弱一半所需的屏蔽层厚度
令K=2n,则n=logK/log2 屏蔽厚度d=n △1/2
例题1
将Co-60所产生的剂量减弱2000倍,所需铅防 护层厚度是多少? 解:已知K=2×103, 查表得Co-60的△1/2 =1.2cm 则:n=(log 2×103)/log2=11 R=n×△1/2 =11 ×1.2=13.2cm
β辐射屏蔽
(1)最大射程法: 经验公式:R是电子在低z物质中的射程,g cm-2
R 0.412E (1.2650.0954ln E ) Condition : 0.01 E 2.5MeV R 0.53E 1.06 Condition : 2.5 E 20MeV
知道了材料的密度ρ,可计算出最大射程对应的 屏蔽材料厚度d(cm): 1 d E max 2
屏蔽方式
• 固定式:防护墙(迷路)、防护门、观察窗 • 移动式:包装容器、手套箱、防护屏 铅砖、铅围裙、眼镜等
窄束γ射线在物质中的减弱规律
• 窄束的概念(narrow beam): 不包含散射成分的射线束 •单能γ射线在物质中的减弱规律 d
I I 0e
I,I0:设置屏蔽前后的剂量率(强度)
例题2
要建筑一个Co-60辐照室,源活度为3754居里, 墙外容许照射率为0.25mR/h,若用混凝土建筑, 需要屏蔽墙的厚度是多少?
光子外照射周围剂量当量与空气比释动能转换系数的实验研究
光子外照射周围剂量当量与空气比释动能转换系数的实验研究谢向东;杨世魁;郭勇;朱云平【期刊名称】《中国辐射卫生》【年(卷),期】1999(8)3【摘要】为执行国际辐射单位与测量委员会(ICRU)的建议,在光子外照射环境和个人剂量监测中使用实用量,研究周围剂量当量H(10)与空气比释动能Ka之间的转换系数。
方法是用直径30cm的聚乙烯球代替ICRU球,利用热释光探测器测量球表面与球内深度10mm处两位置的空气比释动能,经过一些必要的修正,将测量结果转化为ICRU球内的剂量值。
在ISO4037规范的窄谱X射线和137Cs、60Coγ射线准平行束照射条件下,测量了H(10)/Ka的值,分析了测量中不确定度的来源及其大小,转换系数的总不确定度为32%。
本文还与有关文献报道结果作了比较和分析。
表明测量结果与理论计算值在误差范围内一致,转换因子可用于环境监测仪和个人剂量计的刻度。
【总页数】5页(P129-133)【关键词】周围剂量当量;空气比释动能;转换系数;辐射【作者】谢向东;杨世魁;郭勇;朱云平【作者单位】北京放射医学研究所国家生物医学分析中心【正文语种】中文【中图分类】R144.1【相关文献】1.光子周围剂量当量换算系数验算与插值 [J], 陈常茂;刘锦华;刘迪金2.光子注量到空气比释动能转换系数的Monte-Carlo模拟 [J], 花正东3.光子注量到周围剂量当量转换系数的Monte-Carlo模拟 [J], 花正东;王德忠;刘诚;陈继亮;王方4.外照射光子和电子辐射的剂量当量测量 [J], 韩奎初5.光子和电子辐射外照射剂量当量的测定 [J], 陈丽姝因版权原因,仅展示原文概要,查看原文内容请购买。
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(1) 式中, CD ( r0, c0, org , t) 为第 t 个小时内, 位于 网格中心 ( r0, c0 ) 某受照者的器官 org 接受核 素 n 的 Χ外照射剂量, Gy 或 Sv; f 为能量单位 转换系数 1. 6×10- 13, J M eV ; K E 为核素 n 衰 变产生的某个光子的编号; E 0 为核素 n 的第
周围一定范围内的烟云造成的外照射剂量, 用 一个圆柱体来界定这个范围, 为满足应急情况 下的时间要求, 圆柱体尺度选择原则是: 只计算 来自柱体之内的放射性物质对外照射剂量的贡 献就可以达到较好的近似。 由于外照射的主要 贡献来自于核素衰变过程释放的光子, 而光子
D K 0 (E 0, org ) 为能量为 E 0 的光子造成的器官 org 剂量与自由空气吸收剂量之比值, Sv Gy 或 Gy Gy; C (n, r, c, z , t) 为第 t 个小时内, 核素 n 在小体积元 ( r, c, z ) 内的空气时间积分浓度, B q·s m 3; r × d r × dc × dz 为小体积元的体 积, m 3。
域用极坐标划分为 2 400 个网格 (半径方向 30 份, 圆周方向 80 份) , 三维数值大气扩散模式以 网格几何中心上 1 m、50 m、75 m、100 m、200
Ξ 第一作者简介: 王醒宇, 男, 1969 年 8 月出生, 1991 年毕业于北京大学理论物理专业, 助理研究员。 © 1995-2005 Tsinghua Tongfang Optical Disc Co., Ltd. All rights reserved.
因此圆柱体的尺寸是变化的。 对该圆柱体作有
限划分, 底面半径方向 8 等分, 圆周方向 16 等
分, 高度方向 5 等分, 共有 640 个小体积元, 然
后利用插值方法从大气扩散模式输出中得到各
体积元内核素的小时空气积分浓度。
2. 2 模型计算公式
用下式来计算在第 t 个小时内, 位于某网
格中心 ( r0, c0 ) 的受照者器官 org 接受核素 n
换成空气瞬时浓度, 并且令其在所有体积元内
都为单位浓度时, 可以得出外照射剂量转换因 子。 选择 15 种核素进行计算, 并将结果与一些 文献给出的外照射剂量转换因子进行比较, 见 表 1。
从表 1 可以看出, 采用本方法计算的剂量 转换因子与用其他方法计算得到的差别不大, 其中与 M A CCS 使用的剂量转换因子十分接 近, 对于所有 15 种核素比值在 0. 80~ 1. 22 之 间。
广东大亚湾核电站事故场外应急实时决策 支持系统 (GNA RD ) 开发已经完成并进行了测 试; 为适合大亚湾核电站周围地形复杂的情况, 选择随机游走三维数值大气扩散模式[4], 并开 发了配合使用的烟云外照射剂量的有限烟云计 算方法, 该方法与其他有限烟云模式的主要区 别在于对受照者所在处的烟云作有限划分时采 用光子在空气中的线吸收系数的倒数即平均自 由程 (在本文中简称为“射程”) 的 5 倍作为划分 尺度, 因此可称本方法为光子“射程”法。
· 7 8 · 辐射防护 第 21 卷 第 2 期
m、300 m 等 6 个点为计算点, 给出各点处各种 B (E 0) 为 空 气 中 的 剂 量 累 积 因 子, 无 量 纲;
核素在各小时内的积分空气浓度值。 假定受照者处于某个网格中心, 应计算其
本 文主要介绍光子“射程”法的物理模 型、 计算结果和计算速度; 在计算结果中, 给出了外 照射剂量转换因子及其与文献结果的比较, 和 单位释放率所致的外照射剂量率及其与离散点 近似法和图解法计算结果的比较。
2 光子“射程”法物理模型
2. 1 模型的基本思想 将以核电站为圆心、半径 80 km 的圆形区
0. 92
0. 87
0. 85
0. 66
132T e 2. 79×10- 2 3. 52×10- 2 3. 09×10- 2 3. 93×10- 2 5. 00×10- 2
0. 79
0. 90
0. 71
0. 56
133 I 9. 07×10- 2 9. 95×10- 2 1. 01×10- 1 1. 07×10- 1 1. 22×10- 1
第 21 卷 第 2 期 2001 年 3 月
辐射防护 R ad ia t ion P ro tect ion
V o l. 21 N o. 2 M ar. 2001
一种有限烟云外照射剂量计算方法 ——光子“射程”法
王醒宇Ξ 施仲齐
(清华大学核能技术设计研究院, 北京, 100084)
摘 要 本文介绍了一种有限烟云外照射剂量计算方法—— 光子“射程”法, 该方法的特点是将受照者周 围一个以光子在空气中平均自由程 (文中简称为“射程”) 的 5 倍范围内的烟云划分为一些体积元来计算 其外照射剂量 (或剂量率)。计算出的空气外照射剂量转换因子和空气吸收剂量率与有关文献给出的值或 图解法、离散点近似法的计算结果相当一致。 该方法适于与三维数值大气扩散模式配合使用。 关键词 有限烟云模式 外照射 剂量 大气扩散模式
1. 10
1. 08
1. 05
0. 75
106R u 3. 36×10- 2 3. 74×10- 2 3. 40×10- 2 3. 58×10- 2 4. 72×10- 2
0. 90
0. 99
0. 94
0. 71
131 I 5. 68×10- 2 6. 18×10- 2 6. 56×10- 2 6. 72×10- 2 8. 61×10- 2
表 1 本文及文献中的外照射剂量转换因子比较 T ab. 1 Com p a rison of ex terna l do se conversion facto r in th is p ap er and o ther references
剂量转换因子 ( rem ·m 3·C i- 1·s- 1)
的 Χ外照射剂量 (不考虑屏蔽的情况) :
∑ ∑ CD ( r0, c0, org , t) =
f ×E0 ×
K E ( r, c, z )
F E (n, K E ) × Λ0a × exp (- Λ × R )
× B (E 0) × D K 0 (E 0, org ) ×
C
(n,
r, c, z ,
由 (1) 式看出, 当小体积元与受照者的距离 R 增大时, 式中的 exp (- Λ×R ) 一项是主要的
的 照射“有效范围”由其能量决定的“射程”表 征, 经分析和计算试验后得出结论: 以光子“射 程”的 5 倍作为圆柱体的底面半径和柱高能够 满足上述尺度选择原则, 这点将在下文结合计 算公式作说明 (见 2. 2 节)。另外, 各种放射性核 素释放的光子能量范围较宽, 从几个 keV 到几
·79·
而离散点近似法着眼于烟云分布范围, 即上述 代表烟团的圆柱体。另外, 两种方法中选定的计 算范围尺度有所不同, 光子“射程”法选择各光 子的 5 倍“射程”作为尺度, 离散点近似法选择 表征烟团分布的两个尺度。
3 计算结果的比较
3. 1 外照射剂量转换因子 当把 2. 2 节式 (1) 中的空气时间积分浓度
1+
ΛR +
(ΛR ) 2
7E
2. 0
4
E 0 ≥ 0. 5 M eV
B (E 0) = 1 + 1. 1ΛR + (ΛR ) 2
E 0 < 0. 5 M eV
(4) 光子造成的自由空气吸收剂量与器官
剂量之比值可从文献[ 7 ]中选取, 未给出的中间
能量值用牛顿三点插值计算。
的计算公式与光子“射程”法形式上完全相同,出的放射性浓度结果的分布范围一般
数, m 2 kg; Λ 为核素 n 的第 K E 个光子在标准 空气中的线吸收系数, m - 1; R 为小体积元 ( r,
难以近似为规则的几何体, 因此光子“射程”法 着眼于受照者周围的一定范围, 只考虑这个范
2. 4 光子“射程”法与离散点近似法的差别 离散点近似法以烟团模式为基础, 将烟团
视为一个半径为 2 Ρy 、高度为 6 Ρz 的圆柱体, 然 后将这个圆柱体按柱坐标划分成若干体积元, 划分数目取决于烟团水平分布标准差 Ρy 和圆 柱中心到受照者间的距离。 虽然离散点近似法
K E 个光子的能量,M eV ; F E (n, K E ) 为核素 n 的第 K E 个光子产额, 无量纲; Λ0a 为核素 n 的 第 K E 个光子在标准空气中的质量能量吸收系
c, z ) 与 受 照 者 的 距 离, 等 于 r2 + z 2 , m ; 围内的浓度分布, 并且这种分布可以是任意的;
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王醒宇等: 一种有限烟云外照射剂量计算方法——光子“射程”法
1 引言
在核事故早期, 释放到大气的放射性烟云 外照射是主要的照射途径之一。 为了计算各种 核素的烟云外照射剂量, 一种简便的近似计算 方法是采用“半无限烟云”的假定, 即假定受照 者位于无限大的半球形放射性烟云包围之中, 烟云中放射性核素浓度均匀, 烟云中电子平衡 条件成立, 在该种特殊分布形式下计算通用的 外照射剂量转换因子, 然后将该因子与受照点 核素积分浓度相乘即可得到外照射剂量的近似 值。 但通常“半无限烟云”的假定是不能严格成 立的, 尤其是在不利于扩散的天气条件下和释 放点几 km 范围内, 计算的近似值较之采用更 严格的计算方法导出的值相差数倍[1]。 因此在 上述情况下, 应采用更接近真实情况的计算方 法, 即认为烟云可划分为一系列几何体 (如细长 方体、球体、椭球体、圆柱体等) , 在这些几何体 的有限体积内浓度分布是均匀的, 计算每个几 何体的总贡献, 可以得到更真实的估计值。基于 上述思想的计算方法即所谓“有限烟云”方法有 很多, 其中包括本文将提到的离散点近似法[2]、 图解法[3 ]。