核和放射事故劑量實(shí)用計算機(jī)估算方法

核和放射事故劑量實(shí)用計算機(jī)估算方法

1、概述2、放射事故外照射劑量估算方法3、核事故外照射劑量估算方法4、核事故內(nèi)照射劑量估算方法5、應(yīng)急特殊個人監(jiān)測及劑量估算6、應(yīng)急食品、飲水和氣溶膠監(jiān)測及劑量估算1、概述

（1）核和放射事故應(yīng)急劑量估算方法和數(shù)據(jù)的主要依據(jù)主要國際標(biāo)準(zhǔn)

1、IAEA，GeneralSafetyRequirements，No.GSRPart3，RadiationProtectionandSafetyofRadiationSources:InternationalBasicSafetyStandards，2014.2、IAEA，GeneralSafetyGuide，No.GSG-2，CriteriaforUseinPreparednessandResponseforaNuclearorRadiologicalEmergency，20113、IAEA，SafetyGuide，No.RS-G-1.2，AssessmentofOccupationalExposureDuetoIntakesofRadionuclides，19994、ICRP，ConversionCoefficientsforRadiologicalProtectionQuantitiesforExternalRadiationExposures.ICRPPublication116.2010.5、ICRP，IndividualMonitoringforInternalExposureofWorkers,ICRPPulication78,1977.6、ICRP，ConversionCoefficientsforUseinRadiologicalProtectionagainstExternalRadiation，ICRPPublication74.19967、ICRP，Age-DependentDosesfromIntakesofRadionuclides，ICRPPublication72.19968、ICRP，Age-DependentDosestoMembersofthePublicfromIntakeofRadionuclides，ICRPPublication71.1996主要國標(biāo)：

1、GBZ/T261-2015《外照射輻射事故中受照人員請劑量重建規(guī)范》2、GB/T16149-2012《外照射慢性放射病劑量估算規(guī)范》3、GB/T16148-2009《放射性核素攝入量及內(nèi)照射劑量估算規(guī)范》4、GBZ129—2002《職業(yè)內(nèi)照射個人監(jiān)測規(guī)范》5、GBT17982-2000《核事故應(yīng)急情況下公眾受照劑量估算的模式和參數(shù)》6、GBZT144-2002用于光子外照射放射防護(hù)的劑量轉(zhuǎn)換系數(shù)主要其他資料：1、/publicinformation/radardecaydata.cfm2、蘇旭，張良安主編《實(shí)用輻射防護(hù)與劑量學(xué)》，原子能出版社，20143、F.H.Attix,TopicsinRadiationDosimetry,Academicpress,NewYorkandLondon,1972

圖1可用于實(shí)際估算的劑量估算及其他相關(guān)估算模塊(2)劑量估算軟件系統(tǒng)的主界面圖2本次培訓(xùn)班所涉及的計算機(jī)模塊（凸顯模塊）圖3編碼自動生成模塊（3）公用模塊用戶界面2、放射事故外照射劑量估算方法2.1光子劑量估算模塊的主要理論基礎(chǔ)

（1）MC化的劑量估算數(shù)學(xué)模型

劑量估算的數(shù)學(xué)模式+MC隨機(jī)模擬算法

MC化的劑量估算數(shù)學(xué)模型

劑量估算的數(shù)學(xué)模式：直接用用上式積分式進(jìn)行劑量估算是太困難，因此將(1)式改寫為如下形式：

實(shí)際上當(dāng)M

和N

（2）式的計算結(jié)果與（1）式的計算結(jié)果一致?；冢?）可得到MC化的劑量估算數(shù)學(xué)模型：

dij是MC計算的目標(biāo)函數(shù)。（2）外照射劑量估算的MC算法

MC化的劑量估算數(shù)學(xué)模型+MIRD人體數(shù)學(xué)模型和源的幾何模型+

在人體（V1）和放射源體（V2)上分別進(jìn)行獨(dú)立隨機(jī)點(diǎn)抽樣+

兩抽樣點(diǎn)之間進(jìn)行劑量計算+

進(jìn)行符合不確定度要求的隨機(jī)抽樣計算

累計所有隨機(jī)抽樣計算，求其均值（3）基于周圍劑量當(dāng)量率和個人劑量當(dāng)量的劑量估算最基本的器官劑量估算公式：周圍周圍劑量當(dāng)量率轉(zhuǎn)換為空氣比釋動能率的公式：個人劑量當(dāng)量轉(zhuǎn)換為空氣比釋動能的公式：2.2需輸入的信息注意在所有用戶界面中：

提示標(biāo)示為的藍(lán)色淺的，而且文本框為白色的項是應(yīng)當(dāng)輸入或可更改的信息項；提示標(biāo)示為的藍(lán)色很深，而且文本框為淡黃色的項是無需輸入和更改的信息；提示標(biāo)示為的藍(lán)色很深，而且文本框為淡紅色的項是估算結(jié)果項。

圖4是光子（X、γ）外照射劑量估算模塊信息錄入界面。圖4光子（X、γ）外照射劑量估算模塊信息錄入界面2.3需輸入中的注意事項

1、選擇用放射性活度估算劑量時，只能輸入源類型選擇（可選Am-241、Au-198、Ra-226、Ir-192等），不能輸入射線能量的信息；在輸入源類型時才要求輸入源的形狀、高度、半徑等信息。

2、選擇用周圍劑量當(dāng)量率（）或個人劑量當(dāng)量（Hp(d)）估算劑量時，不能輸入源類型信息，此時要求輸入射線能量的信息。3、選擇歸一化工作量信息估算劑量時，應(yīng)用如圖5的特殊用戶界面估算劑量，這時不需要輸入源的類型和射線能量信息。圖5X線工作人員歸一化工作量劑量估算4、受照時間，僅選擇源活度和周圍劑量當(dāng)量率估算時才需要輸入被估算人員在輻射場停留的時間（h）；選擇個人劑量當(dāng)量（Hp(d)）或歸一化工作量信息進(jìn)行劑量估算時，不用輸入受照時間，要注意，這時的Hp(d)）應(yīng)是被估算時間整個的累計值。5、源到坐標(biāo)原點(diǎn)的距離（m）中的坐標(biāo)原點(diǎn)就是受照人員軀干底部中心點(diǎn)。6、入射到人體上的照射幾何條件通常有以下幾種入射幾何條件：

前后入射(AP)

后前入射(PA)

側(cè)向入射(LAT)：從左側(cè)的表示為LLAT，從右側(cè)的表示為RLAT；

轉(zhuǎn)動入射(ROT)

各向同性入射(ISO)7、源相對人的位置：”頭"、"軀干頂部"、"軀干底部"、"膝關(guān)節(jié)"、"足"2.4輸出信息

如圖6是光子（X、γ）外照器官劑量估算模塊的主要輸出界面。這個模塊的劑量估算結(jié)果，可以給出性腺、紅骨髓、結(jié)腸、肺、胃、膀胱、乳腺、肝贓、食道、甲狀腺、皮膚、骨表面、腎上腺、腦、上段大腸、直腸、腎贓、胰臟、脾贓、胸腺、子宮、其余器官、眼晶體、軀干皮膚等器官吸收劑量，和有效劑量。圖6光子外照射劑量估算結(jié)果

輸出的結(jié)果還可保存在“C:\ProgramFiles\常用劑量估算結(jié)果.xls”的Excel文件中。

輸入信息科保存在“C:\ProgramFiles\光子劑量信息.xls”的Excel文件中。3、核事故外照射劑量估算方法

程序主要用戶界面如下（圖7）。

圖7核事故劑量重建開始的用戶界面3.1煙羽γ外照射劑量重建1、劑量估算模式a)基于地面上方1m處γ劑量率的估算，見公式(6)。2、用戶界面使用說明注意在所有用戶界面中：

提示標(biāo)示為的藍(lán)色淺的，而且文本框為白色的項是應(yīng)當(dāng)輸入或可更改的信息項；提示標(biāo)示為的藍(lán)色很深，而且文本框為淡黃色的項是無需輸入和更改的信息；提示標(biāo)示為的藍(lán)色很深，而且文本框為淡紅色的項是估算結(jié)果項。b）、用現(xiàn)場測量數(shù)據(jù)的估算

這種估算主要包括共用信息、方法1和方法2。

方法1需要有近地空氣核素的活度濃度(kBq.m-3)的測量值，它是煙羽經(jīng)過期近地空氣核素活度濃度測量值的均值，煙羽核素經(jīng)過時間可輸入實(shí)際時間，其默認(rèn)值為168h(一周)。

方法2需要測量地面上方1m處的平均周圍劑量當(dāng)量率(μSv/h)，平均劑量當(dāng)量率是指事故后7天內(nèi)的測量均值。

本模塊的計算結(jié)果保存在一個Excel文件中，其路徑是“C:\ProgramFiles\劑量估算\煙羽γ劑量.xls”。圖8煙羽γ外照射劑量重建的用戶界面3.2煙羽β外照射劑量重建

1、劑量估算模式a)來自煙羽中放射性惰性氣體的劑量估算見公式(8)。b)基于近地面空氣中其他放射性核素的劑量估算

2、用戶界面使用說明

圖9煙羽β外照射劑量重建的用戶界面

本界面中的近地空氣核素的時間積分濃度是近地空氣核素濃度在事故期間的時間積分值，對煙羽為事故后的7天。屏蔽因子根據(jù)估算的需要而定，如是進(jìn)行應(yīng)急和防護(hù)決策，應(yīng)取保守值(1)為宜，若用于群體評價，用均值(0.5)更為合理。

本模塊的計算結(jié)果可保存在一個Excel文件中，其路徑是“C:\ProgramFiles\劑量估算\煙羽β劑量.xls”。3.3地面沉積核素γ外照射劑量重建1、主要估算模式a)基于地面沉積核素表面比活度Cg的估算，用公式(9)估算。b)基于地面上方lm處γ照射周圍劑量當(dāng)量率的劑量估算見公式(10)。2、用戶界面說明圖10地面沉積核素γ外照射劑量重建的用戶界面

居留因子可以按實(shí)際情況取值，若實(shí)際情況不清楚時可使用機(jī)器的默認(rèn)值(0.8)。

屏蔽因子選擇實(shí)際是選擇地面的建筑物，燃后由機(jī)器根據(jù)建筑物的類型自動賦予屏蔽因子。本次選擇中的建筑物的類型有平房、二層地下、二層地上、多層地下、多層地上等五種。他們的屏蔽因子分別為0.25、0.01、0.1、0.005、0.01。

地面沉積的情況可基于地面沉積核素表面比活度（MBq·m-2）這個測量值進(jìn)行估算，也可以基于測量地面上方1米處的劑量當(dāng)量率(μSv/h)進(jìn)行的估算，但兩者只能選其中一種方法。應(yīng)當(dāng)注意的是這兩個值隨時間變化，事故發(fā)生后應(yīng)盡快測量這個值，也可以是一段時期的平均值。若事故后第一天未能測得這個數(shù)值，則可用以后6天測得的數(shù)據(jù)外推求得第一天的值。這個值輸入后，計算機(jī)也可計算出三個結(jié)果，一是第一個月的待積劑量當(dāng)量(mSv)，一個是二個月的待積劑量當(dāng)量(mSv)，和50年的待積劑量當(dāng)量(mSv)。

本模塊的計算結(jié)果可保存在一個Excel文件中，其路徑是“C:\ProgramFiles\劑量估算\沉積核素劑量.xls”。4、核事故內(nèi)照射劑量估算方法4.1內(nèi)照射劑量估算方法(1)內(nèi)照射劑量估算的基本公式

（2）核事故早期劑量估算模式a）煙羽核素的吸入4.2核事故內(nèi)照射劑量估算（3）核事故早期內(nèi)照射劑量估算界面圖11核事故內(nèi)照射劑量估算方法模塊的用戶界面圖12事故早期內(nèi)照射劑量估算用戶界面人的呼吸率可能會因人、環(huán)境、狀態(tài)的不同有所不同，可根據(jù)具體情況錄入，機(jī)器默認(rèn)UNSCEAR的建議值，對1歲以下、1歲、5歲15歲和成人分別為0.13、0.23、0.37、0.60、0.77和0,83m3/h。

近地面空氣放射性核素的活度濃度（Bq.m-3)應(yīng)是停留時間內(nèi)多次測量的平均值。測量的次數(shù)應(yīng)盡可能多些。應(yīng)特別注意的是這里的停留時間是指的被估算人員在該區(qū)域的停留時間，二不是待積劑量估算中的待積時間，但在早期內(nèi)劑量估算中，最大的停留是間區(qū)為7天。測量時還應(yīng)注意合理不點(diǎn)。4.3事故中期內(nèi)照射劑量估算

1、劑量估算方法a）污染食品式中：

A01

一食入經(jīng)加工處理的被污染食物k所致的放射性攝入活度，Bq：f—未經(jīng)加工處理的被污染食物中放射性核素比活度與經(jīng)過清洗等加工處理后的比活度的比值，一般而言，對牛奶、奶制品、肉類、水、和飲料等一般清洗難去污的食物和消費(fèi)形態(tài)下測量的水果、蔬菜和谷物等f＝1，而對于去皮后食用或易于去污的食物f=100。b)飲用污染水式中：Cjw是飲用水中j類放射性核素峰值時刻時刻的比活度，Bq·L-1；

Iw是被污染飲水的年飲用量；

λjR是核素j的物理衰變常數(shù)，a-1；t是攝入被污染飲水的持續(xù)時間，a。c）吸入再懸浮核素的劑量估算方法已在前面介紹，這里不重復(fù)2、用戶界面說明圖13事故中期內(nèi)照射劑量估算用戶界面

對飲水途徑，這時需要錄入主要核素選擇、水中核素在峰值時刻的比活度(Bq·L-1)、污染水的年飲用量(kg·a-1)等信息。應(yīng)注意的是，這里是污染水的年飲用量，而不是水的年飲用量。

對吸入再懸浮放射性核素時，所需信息與事故早期內(nèi)照射劑量估算時完全一致，這里不再重述。

本模塊的計算結(jié)果可保存在一個Excel文件中，其路徑是“C:\ProgramFiles\劑量估算\事故內(nèi)照射中期結(jié)果.xls”。5、應(yīng)急個人監(jiān)測及其劑量估算

5.1內(nèi)劑量估算方法

這時的攝入量用以下公式計算

A0j=M/m(t)

5.2特殊個人監(jiān)測主界面5.3、特殊體外個人監(jiān)測劑量估算用戶界面圖15特殊體外個人監(jiān)測監(jiān)測子模塊的用戶界面要特別注意不同核素，可能有不同類型特殊個人監(jiān)測的要求，例如：Fe-59、Sr-85、Ru-106、Cs-134、Cs-137、Ra-226、Bi-214、Ra-228、Th-228、Th-232等要求進(jìn)行全身監(jiān)測；Co-57、Co-58、Co-60、PB-214、Ra-226Tl要求進(jìn)行全身和肺監(jiān)測；Pu-239、Pu-240、Cm-242、Cm-244、Cf-252、U-235要求進(jìn)行肺監(jiān)測；I-125、I-129、I-131要求進(jìn)行甲狀腺監(jiān)測。本模塊的計算的器官劑量結(jié)果可保存在一個Excel文件中，其路徑是“C:\ProgramFiles\劑量估算\器官劑量結(jié)果.xls”。圖16內(nèi)照射體外監(jiān)測劑量估算的器官劑量估算結(jié)果5.4、特殊排泄物個人監(jiān)測劑量估算用戶界面

要特別注意不同核素，可能有不同類型特殊個人監(jiān)測的要求，例如：Co-57、Co-58、U-234、Th-228、Th-232、Co-60“、U-235、U-238、Np-237、Pu-238、Pu-239、Pu-240、Am-241、Cm-242、Cm-244、Cf-252等除進(jìn)行尿樣分析外，還應(yīng)進(jìn)行糞樣分析；其他核素只需進(jìn)行尿樣分析就可以了。

如需估算器官劑量，按器官劑量鍵，可以得到相應(yīng)的器官劑量值。本模塊的計算的器官劑量結(jié)果可保存在一個Excel文件中，其路徑是“C:\ProgramFiles\劑量估算\器官劑量結(jié)果.xls”。圖18內(nèi)照射排泄物監(jiān)測劑量估算的器官劑量估算結(jié)果5.4、特殊空氣個人監(jiān)測劑量估算用戶界面1、劑量估算方法

當(dāng)有PAS監(jiān)測結(jié)果，它是監(jiān)測周期或某一特定時期內(nèi)的累積放射性活度，則可直接視為此時的攝入量Ａ0。

若監(jiān)測結(jié)果是核素空氣濃度(cj空)，單位kBq/m3，還需要有呼吸率（B空）和攝入天數(shù)（T）的值，這時核素j的攝入量Ａj0可用下式計算：

值得注意的是，到監(jiān)測的累積天數(shù)，若是用的個人空氣采用器(PA