放射性技术

放射性技术（精选12篇）

放射性技术 篇1

放射治疗主要用于恶性肿瘤, 它与手术治疗和化学药物治疗一起, 组成了肿瘤的三大治疗手段。国内外数字统计表明, 约有50%～70%的癌症患者需要不同程度 (单纯放射治疗或与手术、药物配合治疗) 地接受放射治疗。目前, 随着三大治疗技术的不断改进和发展, 经治疗后的肿瘤患者的5年生存率已经达到45%以上, 即约有半数的肿瘤患者可以被治愈。

1 放射性治疗技术的概述

1.1 放射性治疗的概述

放射治疗与手术治疗一样, 是一种局部治疗手段, 约有90%的肿瘤治愈率是局部治疗手段的贡献。原发肿瘤的局部控制是肿瘤治愈的先决条件。局部控制失败, 会导致肿瘤的局部复发和远地转移。已经有证据表明, 通过采用新的或改进的治疗方法, 使肿瘤患者的原发 (局部) 肿瘤的控制率得到更有效地控制, 就可以得到较高的治愈率。放射治疗不仅是肿瘤局部治疗的有效手段, 而且它能够不同程度地保留器官的正常功能, 改进患者治愈后的生存年数。

放射治疗的根本目标是, 最大限度地将放射线的剂量集中照射到病灶 (靶区) 内, 杀灭肿瘤细胞, 同时使周围的正常组织和关键器官免受或尽可能少受不必要的照射。从放射生物学角度来讲, 就是最大限度地增加肿瘤的局部控制率时尽可能地减低周围正常组织和关键器官的放射造成并发症的概率。

1.2 放射性治疗技术的两大类

目前放射性治疗技术主要分为两大类:适形放射性治疗技术和调强放射性治疗技术。

1.2.1 三维适形放射性治疗技术

三维适形放射治疗 ( (3D-CRT) 是一种治疗技术, 它是在三维方向上 (照射野) 的剂量区分布形状与病变 (靶区) 的形状一致, 称为三维适形放射治疗。3D-CRT治疗时必须采用精确的体位固定技术, 如立体定向定位摆位框架, 应用深呼吸屏气技术, 实时监测射野形状和剂量的技术等, 应用直线加速器配套的多叶光栅 (MLC) , 或外挂的电动或乎动MLC或由铅挡块形成的不规则野进行照射, 其过程需要有严格质量保证和质量控制措施。

1.2.2 调强放射治疗技术

调强放射治疗技术是以各种物理乎段的放射治疗技术, 它是根据肿瘤靶区的形状, 通过调节和控制射线在照射野内的强度分布产生不同剂量梯度来达到对肿瘤靶区给予致死性的高剂量照射, 而对肿瘤周围正常组织控制在正常耐受剂量以下的一种放射治疗技术是按设计好的强度分布在治疗机上采用某种调强方式而实施的治疗。其首先是对肿瘤靶区进行三维适形的照射, 其次是使肿瘤靶区和邻近敏感器官可以获得照射剂量强度的调节。

2 放射性治疗技术在临床中的应用

2.1 放射性治疗技术在治疗肿瘤方面的应用

2008年6月8日, 长宁县人民医院副院长、肿瘤临床治疗首席专家李红兵, 肿瘤微创中心主任、医院肿瘤临床治疗专家组成员单勇及医院肿瘤临床治疗专家组成员林绍云与解放军四川省武警总院医学博士、肿瘤治疗专家周春华一起, 在长宁县人民医院成功施行了我市首例“放射性治疗恶性肿瘤技术”。患者, 女, 32岁, 因“直肠癌术后1年”, 于2008年4月15日入院, 经CT复查提示:子宫右侧后方见约2.6cm×3.3cm不规则软组织肿块影。通过病理活检证实为直肠癌术后复发周围脂肪间隙及子宫颈和阴道侵犯。经请四川省武警总院医学博士、肿瘤临床治疗专家周春华会诊, 并请周博士亲自来院, 与长宁县人民医院肿瘤临床治疗专家组成员一起, 成功施行了“放射性粒子植入肿瘤靶向治疗术”, 术后患者感觉良好。8月8日CT复查显示, 子宫后方软组织肿块阴影缩小, 手术获得圆满成功。

患者, 女, 34岁 腹腔淋巴瘤术后两年。经手术及反复多次化疗后。近3个月以来, 腹胀纳差, 下肢及会阴部高度水肿, 依靠肾盂造瘘排尿, 全身情况极差, 放疗已进行两周。 治疗方案:热疗+放射性治疗。

患者, 男, 39岁。8个月前因血便诊断为升结肠肿瘤, 经手术切除, 病理 报告低分化腺癌, 术后在当地以草酸铂+CF+5-FU化疗5周期后。因出现腹痛复查CT提示腹腔广泛淋巴结转移。治疗方案:放射性治疗。

2.2 放射性治疗技术在治疗胃癌方面的应用

放射性治疗在治疗胃癌方面也有着很重要的应用, 患者, 女, 52岁, 胃部胀痛, 胃镜提示胃窦部低分化腺癌伴幽门不全梗阻;MRI提示肝右叶5cm转移性病灶, 已失去手术机会。治疗方案:腹腔热灌注化疗联合放射性治疗, 每周一次, 透热时间120min, 共4次。

患者, 女, 48岁, 主诉上腹部胀痛、纳差, 呕吐宿食, CT提示胃小弯占位, 胃镜证实为低分化腺癌。因全身情况差难以耐受手术。采用放射性治疗+腹腔灌注化疗模式治疗。治疗方案:略。

患者, 男, 主诉上腹部疼痛伴进食后梗噎感, CT发现贲门部占位, 胃镜证实为腺癌, 因不能耐受手术来诊。采用放射性治疗+小剂量持续化疗。

患者, 男, 46岁。胃癌术后一年, 曾用HCPT+5-FU+PDD方案化疗5周期, 因CEA明显增高行CT提示肝多发性转移性病灶。治疗方案:放射性治疗+腹腔灌注化疗。

2.3 放射性治疗技术在治疗其他癌证方面的应用

放射性治疗技术不仅在治疗肿瘤、胃癌上有广泛的应用, 它在治疗其他癌症方面也有其应用。

患者, 男, 57岁, 患者于半年前因进行性吞咽困难, 在外院发现食管中段癌, 病理证实为小细胞未分化癌, 于 2001年6月行手术根治术, 术中切除食管17cm, 术后2月复发, 行化疗两疗程, 2月余前症状再度加重, 行光子刀治疗未缓 解, 已有50多天不进水, 唾液完全不能咽下, 入院后 经食管钡剂造影, 发现食管上端吻合口处受压并完全梗阻。目前治疗方案:单纯放射性治疗后第一天, 患者自觉颈部肿块变软, 晨起发 (volumerendering, VR) 后处理, 由2名资深的影像医生采用双盲法观察评判并确定肝动脉的起源及大体解剖分型, 以现自己已能进食豆浆每次约100～150mL。行食管钡透见钡剂已能较顺利地通过梗阻端进入胃腔。

患者, 女, 62岁, 腹痛, 腹部包块, CT提示腹腔占位与左肾黏连, 在当地行剖腹探查术, 因无法切除而放弃, CT提示结肠脾曲巨大占位, 侵犯左肾, 肠腔严重狭窄。有明显肠梗阻表现。治疗:腹腔灌注化疗联合放射性治疗。

患者, 男, 53岁, 咳嗽、胸痛伴呼吸困难来诊, CT发现右肺门占位、右侧胸腔积液、右侧胸壁侵犯, 纤维支气管镜提示小细胞未分化癌。治疗:放疗+热疗

3 放射性治疗技术的展望

随着计算机技术发展, 原子物理学、放射物理学、放射生物学、放射治疗学等诸多学科的不断发展, 放射治疗技术亦在不断发展与提高, 手段不断完善。本世纪以来, 从设备方面电子回旋加速器。质子加速器以及众多重粒子发生器等应运而生。在IMRT治疗方面, 出现了由NOMOS公司和VARI-AN公司合作生产的Novalis诺力刀, 实现影像引导放射治疗 (ImagingClxidedRT, IGRT) ;利用智能化机械使机头可从任意角度对病灶进行照射的赛博刀 (Cyberknife) 亦即:机器人直线加速器IMRT。计算机网络及其可靠性工程的应用, 使得放射治疗设备趋于自动化, 智能化。计划系统从原来的二维TPS系统过渡到了3D-TPS三维计划系统, 使得治疗计划的精度得以提高;治疗方面从原来的简单治疗模式发展到立体定向调强放疗 (IMRT) 三维物理适形与剂量适形以及生物适形 (BiologicallyConformalRT) 并重治疗, 同时涌现出了呼吸门控下的四维定向与放射治疗。CT模拟定位影像与MR影像融合技术, 以及与PET影像融合技术, 使生命的节拍和质量得到更新与提高。实时验证系统、EPID电子射野影像验证系统可实时调整病人的位置, 使靶点精度严格置于治疗机的等中心位置。使治疗精度进一步提高治疗效果大为改善。

4 结论

随着科学技术的进步, 放射性治疗技术也有了很大的提高放射治疗主要用于恶性肿瘤, 它与手术治疗和化学药物治疗一起, 组成了肿瘤的三大治疗手段。目前主要有适形放射性治疗技术和调强放射性治疗技术两大技术。本文主要阐述了放射性治疗技术的相关概述, 放射性治疗技术在临床中的应用以及未来的展望三个方面。从而使放射性治疗技术能够为医院所熟知, 并广泛应用到时间中去。

关键词：放射性治疗技术,临床应用,前景

参考文献

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放射性技术 篇2

1.1 编制目的

制订本规范的目的是为了加强对核技术利用中产生的放射性废物和废放射源的管理，规范核技术利用放射性废物贮存库（以下简称废物库）的选址、设计和建造工作，促进核技术的利用，保护人民健康和环境安全，保障社会安定。

1.2 适用范围

本规范适用于核技术利用产生的放射性固体废物和废放射源贮存库的选址、设计和建造。

1.3 编制依据

本规范的编制依据：

（1）《中华人民共和国环境保护法》

（2）《中华人民共和国放射性污染防治法》

（3）《放射性废物管理办法》（国家环保局1987年7月）

1.4 废物库的性质与分类

废物库是地区性放射性固体废物和废放射源贮存库，属社会公益性环境保护设施。

废物库主要接收来自工农业、科研、医疗、教学等领域在核技术利用过程中产生的低水平放射性固体废物（以下简称废物）和不再使用的或废弃的密封放射源（以下简称废源）。废物库中贮存的废物应是可回取的，废物库应实行动态管理，满足周转使用的需要。

根据地区废物产生的形态和量以及废物处理、整备能力的情况，废物库可分为二类：包括废物处理、整备装置和废物贮存设施的一类库和仅设贮存设施的二类库。

1.5 废物库的形式

废物库可根据当地条件和选址结果采用地面、地下、半地下或洞穴库的形式。

1.6 废物库的库容和设计寿命

应根据当地核技术应用的具体情况确定废物库的库容，一般有效库容不应小于500 m3。设计寿命不得低于100年。

1.7 废物库接收的废物和放射性水平

废物库接收的放射性废物一般不应超过GB 9133规定的低放水平。接收的单个废密封放射源或不在用密封放射源的活度一般不应超过4×1012 Bq（100Ci）。贮存设施仅接收符合有关法规、标准规定的废物包和废放射源。

选址

2.1 一般要求

废物库的选址应满足以下一般要求：

（1）满足废物库的建造、运行、扩建和退役的需要；

（2）考虑外部人为事件和自然事件对废物库的影响以及废物库可能的放射性与有害物质的释放对公众和环境的影响，保证在设计寿命期内为放射性废物提供与公众、环境间有足够的隔离和良好的包容性能，满足审管部门的要求；

（3）考虑对当地社会、经济发展的制约因素和废物库建造与运行的经济合理性。

2.2 选址的步骤

废物库的选址通常包括初选和场址确定二个步骤。

2.2.1初选

2.2.1.1 目标

初选的目标是通过对区域初步调查和初步评价，选出2～3个候选场址。特殊情况下，经审管部门同意可以只对指定的场址进行初步调查和评价。

2.2.1.2 区域调查

在本地区范围内对可能建立废物库的诸地区进行图上选址（包括行政区划、人口分布、地形、水文、地震等），必要时可以进行现场踏勘或查勘。

2.2.1.3 场地特性初步评价

对各区域的地质稳定性、工程地质、气象和水文条件，社会和经济学因素以及业主和当地政府和公众的意向进行初步评价，选出候选场址。

2.2.2场址确定

2.2.2.1 目标

场址确定的目标是通过对候选场址的详细调查、评价和论证，确定一个推荐场址。

2.2.2.2 详细调查

对候选场址进行详细的自然条件和社会与经济条件的资料和现场调查，以便为设计、环境影响评价和申请许可证提供必需的场址资料。

2.2.2.3 场址特性评价和论证

在详细调查的基础上，从技术、安全、环境和经济各方面对候选场址的适用性、安全性和与环境相容性进行评价和论证分析，确定推荐场址。

2.3 场址条件

场址条件应以不影响废物库安全运行和废物库运行不影响附近地区的环境安全和社会与经济发展为原则。

2.3.1场址的自然条件

u 地形地貌比较平坦、坡度较小的地区；

u 地质构造较简单，地震烈度较低的地区；

u 地下水位较深，离地表水距离较远的地区；

u 工程地质状态稳定（无泥石流、滑坡、塌陷、冲蚀等不良工程地表现象），岩土的透水性差、有足够承载力的地基土层的地区；

u 气象条件较好的地区。

2.3.2场址的社会与经济条件

u 附近没有可以对废物库安全造成影响的军事试验场、易燃易爆与危险物生产或储存等设施；

u 附近没有具有重要开发价值的矿产区、风景旅游区、饮用水源地保护区或经济开发区；

u 交通方便和水、电供应便利的地区。

2.4 应收集的基本资料

选址阶段应收集候选场址区域范围内以下的资料：

（1）行政区划图（包括省、市、县）和人口分布资料；

（2）交通（包括铁路、公路、水路）图和交通运输资料；

（3）地形图和地貌特征与分布资料；

（4）地质、构造和地震资料；

（5）岩土特性资料；

（6）地表水和地下水资料；

（7）气象资料（包括降水量、蒸发量、风向、风速、气温、灾害性天气等）；

（8）辐射环境本底资料（包括区域γ天然辐射本底水平及空气、地表水、地下水、土壤、动植物中放射性核素的活度浓度）；

（9）其他可能收集到的资料（例如军事设施、危险品仓库的位置等）。

设计

3.1 设计阶段的划分

根据《基本建设设计工作管理暂行办法》（国家计委，1983年）的规定，建设项目一般按初步设计和施工设计两个阶段进行。二类废物库，经主管部门同意，在适当加深可行性研究报告内容，并获批准后可直接做施工设计。

3.2 设计依据

设计的依据包括以下文件：

（1）主管部门对可行性研究报告或初步设计的批文；

（2）审管部门对环境影响报告书（表）的批文；

（3）设计合同及其附件。

3.3 引用标准

下列标准所包含的条文，通过在本规范中引用而构成为本规范的条文。本规范出版时，所示版本均为有效。所有标准都会被修订，使用本规范的各方应探讨使用下列标准最新版本的可能性。

GB 9133 放射性废物的分类

GB 11806 放射性物质安全运输规定

GB 14500 放射性废物管理规定

GB 18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准

GB 50007 筑地基基础设计规范

GB 50009 建筑结构荷载规范

GB 50010 混凝土结构设计规范

GB 50011 建筑抗震设计规范

GB 50023 建筑抗震鉴定标准

GB 50034 工业企业照明设计标准

GB 50037 建筑地面设计规范

GB 50053 10 kV及以下变电所设计规范

GB 50054 低压配电装置及线路设计规范

GB 50055 通用用电设备配电设计规范

GB 50057 建筑物防雷设计规范

GB 50108 地下工程防水技术规范

GB 50207 屋面工程质量验收规范

GBJ 13 室外给水设计规范

GBJ 14 室外排水设计规范

GBJ 15 建筑给排水设计规范

GBJ 16 建筑设计防火规范

GBJ 19 采暖通风与空气调节设计规范

GBJ 42 工业企业通信设计规范

GBJ 45 工业与民用电力装置的接地设计规范

GBJ 140 建筑灭火器配置设计规范

EJ/T 1108 密封箱室设计原则

EJ 放射性废物体和废物包的特性鉴定

HAF 501/01 中华人民共和国核材料管制条例实施细则

HAF 501/02 核动力厂实物保护导则

3.4 设计原则

废物库设计的一般原则如下：

（1）满足法规、标准的要求；

（2）有利于废物库的建造、运行、维修和退役；

（3）方便废物的回取；

（4）采用经过实践检验，证明是安全、可靠和有效的技术、工艺、设备和仪器；

（5）经费概算应符合国家有关规定。

3.5 设计输入

设计输入主要包括以下方面的内容：

（1）设计依据文件中要求的条件；

（2）法规和标准规定的要求；

（3）设计合同书中约定的技术要求；

（4）拟收贮或处理废物的源项应包括废物的数量、物理性状、主要成分及其浓度（或百分比）、所含放射性核素及其活度浓度（或总活度）、非放有害物的组分及其浓度、废物包表面剂量率和表面污染水平等；

（5）场址条件应包括建筑占地尺寸（长´宽）、位置、自然条件、人为事故的影响等）。

3.6 工程项目组成及总图布置

3.6.1工程的子项及其任务

3.6.1.1 一类废物库

一类废物库通常包括以下子项：

（1）废物和废源贮存车间，可以在一个车间内设置废物贮存区和废源贮存区，如废物和废源的数量都很大时，经过优化评估也可以分别设置废物贮存车间和废源贮存车间；

（2）废物处理车间，根据废物源项情况和废物库的接收准则，选择所需的废物处理、整备装置；

（3）实验室，包括废物处理和贮存所需的分析与测量实验室和辐射防护测量实验室；

（4）办公楼，根据场址条件，也可将办公楼与实验室设在一个建筑物内；

（5）专用车库，用于停放放射性废物运输车；

（6）车库，用于停放公务车和家用车；

（7）洗衣房，用于接收和洗涤工作服，通常也设洗净工作服的存放和发放点；

（8）备品备件和材料库，用于存放运行、检修所需的各种工具材料；

（9）室外工程，包括大门、围墙、室外管网、排水沟、排洪沟、护坡、绿化工程等；

（10）其他。

3.6.1.2 二类废物库

除废物处理车间，二类废物库的子项与一类废物库基本相同。对于规模较小的二类废物库，可以考虑合并一些子项。

3.6.2总图布置

总图布置的原则如下：

（1）整个库区分为工作区、办公室和隔离区。工作区和办公室之间应相隔一定距离。放射性建（构）筑物应布置在主导风向的下风向方向。库区围墙外应设立隔离区，隔离距离应保证库区周围公众的年有效剂量达到3.8.3.2规定的要求；

（2）尽量缩短废物的运输搬运距离；

（3）道路、管网的布置应方便与场外设施的连接、方便运行和维修的作业、有利于场区的排水和防止人流与物流的交叉污染；

（4）有利于气载流出物的扩散；

（5）预留发展区。

3.7 工艺过程和布置

工艺设计应保证满足废物库运行、检修和退役过程中，废物接收、运输、存放、回取、外运、废物处理与处置、去污与拆除等活动所需的系统、设备、仪器、搬运工具的需求。

3.7.1废物接收

应考虑在废物库接收废物之前对拟接收的废物按有关法规、标准的规定进行检查、核实的需求。

3.7.1.1 核实

应考虑对废物产生（或送交）单位申请送交的废物进行就地核实的需求。包括：

（1）核对废物的数量和标识，根据需要抽查废物的核素及其活度浓度（或总活度），以验证申请报告中的数据的真实性和准确性；

（2）检查废物包是否符合有关标准的规定（如表面剂量率、表面污染水平、容器的完整性等）；

（3）对核查合格的废物包施封，并按规定标识和记录。

3.7.1.2 运输

应考虑按GB 14500第13章“废物的运输”中的要求组织运输的需求。

3.7.1.3 接收

应考虑废物库在接收前检查废物包的表面剂量率和废物包上的封装和标识是否完好，以及将全部信息输入废物库的计算机管理系统的需求。

特殊情况下（如运输中的事故），应考虑按事故应急措施的规定对废物包进行去污处理和（或）再包装的需求。

3.7.1.4 废物的分类

应考虑按GB 9133和国家环保总局制定的放射源分类导则的规定对放射性废物和废源进行分类，并分别存放、处理与整备的需求。

3.7.2废物贮存车间

3.7.2.1 分区

应根据废物的数量和类别的具体情况，将废物贮存区分为废源存放区、废物存放区、接收与转运存放区和（或）衰变存放区。必要时，可增设较高活度（或较高剂量率）废物存放区。

3.7.2.2 布置原则

废物贮存车间的布置原则如下：

（1）废源和废物存放区应分开布置；

（2）废源应存放在有屏蔽盖板的贮存坑内。活度小或半衰期很短的废源（如校准源、某些医疗用源）可以存放在地面上的铁柜内；

（3）放射性废物宜存放在贮存车间地面上。根据废物的特性，可将地面库分成较低活度间、较高活度间、衰变存放间等。对高活度废物应考虑尽量缩短其搬运距离，其存放间应有适当的屏蔽墙（门）或迷宫式通道；

（4）废物和废源均应分类、分组排列存放，各组间留有一定的距离，以便日常的检查、监测、回取和转运，并留有对受损废物包进行再包装的场地；

（5）应采取措施，加强对高危险源的安全保卫；

（6）排风机房的布置应靠近需要排风的贮存坑。

3.7.2.3 废物容器

废物容器的特性应符合GB 11806和《放射性废物体和废物包的特性鉴定》中相应规定的要求，尽可能采用标准包装容器。为了方便搬运和运输，可以将尺寸较小的废物包放在大的外包装内（小的废源可放在吊篮内）。

3.7.2.4 运输工具、搬运设备和工器具

（1）运输工具

应根据废物包的特性和运输路线的状况选择合适的运输车辆。运输车应有足够的承载能力，应配置拴固用的机具和明显的放射性货运标识。必要时应设置屏蔽防护装置。

（2）搬运设备

应根据废物包或空容器等物件的重量、尺寸、数量、放射性活度水平，废物库设计特点和搬运操作的条件，选择合适的搬运设备，如吊车（数控或手控）、叉车（电动或手动）、电瓶车、手推小车等。

对废物包搬运设备的基本要求如下：

①操作简便、行走平稳、安全可靠；

②定位准确；

③满足废物包堆码高度要求；

④起重能力满足最重废物包、吊篮或贮存坑盖板的吊装要求；

⑤与容器、抓具、拴固件、外包装相匹配。

（3）工器具

应根据废物包的重量、容器（吊篮、外包装）的形状和尺寸，以及搬运设备的要求选择合适的吊装用工器具，如专用的抓具、拴固件、钢丝绳等。

对工器具的基本要求如下：

①操作简便、安全可靠；

②有足够的强度；

③有可靠的自锁或拴固机构；

④与容器（吊篮、外包装）和搬运设备相匹配；

⑤无尖锐棱角、毛刺，以免损坏容器和伤害人员。

3.7.2.5 废物包和存放区的识别

应考虑不同类别的废物包和存放区均应有便于识别的标识的需求，以免发生差错。通常用色码来区别不同类别的废物包和用编码来识别废物包。有条件时，可考虑在使用遥控操作搬运设备时，用条码技术来识别废物包。

通常用不同的颜色或墙面（或地面）上的醒目文字来识别不同存放区。

3.7.2.6 废物信息管理系统

废物库应设置废物信息计算机管理系统，以便记录、修改、编辑、查询废物的信息，包括废物的特性、容器的特性、存放地点和位置、发送和接收单位、收发日期、事故和事故处理情况等。应考虑采取措施（如及时下载、设置备份、保存底稿等），保证信息安全的需求。

3.7.2.7 废物的检查、回取、解控和处置

（1）废物库的布置和废物包的堆码与存放安排应考虑检查和回取的要求。

（2）信息管理系统应能提供以下信息：

①废物衰变到解控水平。以便及时送指定的填埋厂处置。

②废物贮存时间达到审管部门规定的期限。以便及时送低中放废物处置场或极低放废物处置场处置。

3.7.3废物处理车间

废物处理车间通常应包括：废物分拣和存放区、处理与整备操作区、去污检修区、原材料存放区、风机房、配电间、控制室、办公室、工具间、卫生通道等。

3.7.3.1 处理、整备工艺的选择

应根据废物的特性和后续处理与整备、贮存、运输和处置的要求，优化选择合适的工艺，选用安全、高效、便于运行和检修、二次废物量少、包容性能好、技术复杂性小、节能和经济合理的技术和设备。废物处理与整备系统的设计应符合GB 14500第十章和第十一章规定的要求。

密封箱室的设计应符合EJ/T 1108及其各种部件标准的要求。

3.7.3.2 布置原则

废物处理车间的布置原则如下：

（1）放射性操作区应与非放工作区隔离，二者通道处应设过渡间或隔离台；

（2）应考虑工艺过程的连贯性（如压实后的固定、焚烧后焚烧灰的固化），减少废物转运距离，方便运转操作；

（3）不同的处理或整备装置应设置在不同的房间内，避免交叉污染；

（4）原材料（如水泥、砂石料等）存放区应紧靠处理车间单独设置。

3.7.3.3 废物包的转运

应考虑处理、整备后对废物包进行检查（包括表面剂量率、表面污染水平和废物包完好性），以及检验合格后转运至废物库贮存的需求。

3.7.3.4 二次废物的管理

废物库设计应考虑废物库运行产生的放射性废物的处理、整备和处置。可以根据本废物库和本地区的条件采取在本废物库或其他有能力的设施中处理、整备和处置二次废物。产生的非放废物可以在本废物库场址范围内或送交地方垃圾填掩场址处置。

3.8 辐射防护

3.8.1辐射防护设计原则

（1）废物库的设计，必须符合GB 18871规定的原则和要求，为从事废物作业的工作人员和公众提供辐射防护措施。

（2）从事废物运输、接收、贮存、检查和监测的工作人员及公众的受照剂量应不超过GB 18871所规定的限值。

3.8.2辐射分区

放射性废物贮存库内的房间按其辐射水平和可能污染的程度分为二区，即控制区和监督区。废物贮存车间、贮源车间、废物处理车间所在区为控制区，其他工作间为监督区。

3.8.3辐射屏蔽设计

3.8.3.1 屏蔽计算中源项的选取

（1）在确定贮存坑盖板及废物库墙体的屏蔽层厚度时，应选取所存废物内可能出现的活度高且γ射线能量较高的核素作为屏蔽计算的主要辐射源项，以适应未来贮存的需要。

（2）当废物堆放面积和体积均较大时，可选用半无穷大体源计算屏蔽厚度。

（3）由于废源库接收的不在用的或废弃的密封放射源均带有屏蔽容器，根据GB 11806《放射性物质安全运输规定》，其表面及1 m处的剂量率应符合三级货包运输规定，即表面剂量率小于2 mSv/h、距表面1 m处小于0.1 mSv/h。屏蔽计算时，可选用点源及点源组合，按钴-60 γ射线能量确定屏蔽层厚度。

3.8.3.2 剂量目标值

设计所采取的剂量目标值如下：

（1）从事放射性废物运输、检查、监测和贮存等放射性工作的人员，年有效剂量不超过5 mSv；库区周围公众年有效剂量不超过0.1 mSv。

（2）在进行屏蔽层厚度计算时，选用的剂量率值分别为：

距盖板表面0.5 m的剂量率不超过20μSv/h；

各贮存间隔墙表面0.2 m处剂量率不超过20μSv/h；

库体外墙外表面0.2 m处剂量率不超过2.5μSv/h。

（3）表面污染控制水平按GB 18871规定值执行。

3.8.3.3 屏蔽材料

废物库主体建筑物的墙体（高度2 m以下）、贮存区内的隔墙、贮存坑及贮存坑盖板应选用质量合格的普通混凝土做屏蔽材料，混凝土的密度不低于2.2 g/cm3。

3.8.4辐射监测

辐射监测设计应提供必要的手段和仪器，保证工作人员的受照剂量、工作场所的外照射水平和空气污染水平以及废物的放射性水平和废物包的表面剂量和表面污染水平监测的要求。

3.8.4.1 个人剂量监测

采用个人剂量仪监测放射性工作人员的受照剂量，以了解放射性工作人员受照情况及做为对其职业照射评价的依据。

3.8.4.2 工作场所监测

（1）外照射水平监测。

应提供可携式剂量率仪，对工作场所、废物桶、废源容器、屏蔽层外的外照射水平进行监测，以确定工作方式及贮存位置。

（2）表面污染监测。

应提供表面污染监测仪，监测工作人员皮肤与工作服、搬运工具、废物包装容器、工作场所等处的表面污染水平，以确定是否符合控制值要求及应采取的对策。

（3）气溶胶监测。

应提供可携式空气取样器，对气态流出物及工作场所、贮存间等地的空气采样，在放射性气溶胶监测仪上进行测量，以确定取样处的空气污染水平及应采取的措施。

3.8.4.3 事故下的监测

应提供上述仪表，以便在能发生的事故工况下，对上述监测内容进行测量，对事故影响作出评价。

3.8.5个人防护

应为从事废物搬运、吊装、检查、贮存、监测等放射性操作的工作人员，提供必备的个人剂量监测仪表和个人防护用品（包括防护衣、手套、工作鞋、口罩等）。

3.8.6环境监测

应考虑对库区内、外环境实施监测，以便评价和证实废物库的安全性。

3.8.6.1 外照射水平监测

应选用便携式剂量仪表对库区内、外环境的外照射水平进行测量并与开工前的本底水平进行比较，以便对辐射质量现状进行评价。

3.8.6.2 环境样品监测

应为库区内、外环境中的空气、地表水和地下水、土壤、动植物等样品测量提供必要的仪表。

3.8.6.3 监测仪表

应选择灵敏度较高的低量程仪表，以满足环境监测工作需要。

一类废物库应尽可能建立自己完备的监测系统，包括核素分析及低本底监测仪。二类废物库可视实际情况配置必要仪表或将样品送有资质的单位进行分析测量。

3.8.6.4 记录与数据保存

应为所有监测记录与数据的长期妥善保存提供相应的手段和设备。

3.9 建筑

3.9.1建筑布置

（1）放射性废物库的平面和空间布置应满足工艺布置要求，同时应能防止非获准的人员进入库房。

（2）废物库的平面设计应组织好人流和物流，避免交叉污染。人流的路线应遵循从低辐射区进入高辐射区的原则。

（3）废物库入口和走道处应设置指示牌和警告牌。不同辐射分区应采用不同色标；

（4）工作人员进入或离开贮存区或废物处理操作区，必须通过过渡间或卫生出入口。卫生出入口处应设置手/脚污染监测装置。贮存区或废物处理操作区不能作为通向其他作业区通道的一部分；

（5）建筑布置应充分考虑废物装卸、运输和处理等操作空间以及维修设备和工具的贮存场地的需要。

3.9.2建筑防火等级

废物库设计应符合GB J16的有关规定，废物库贮存物品的火灾危险性分类按丙类设计，建筑物耐火等级为二级。

3.9.3地面设计

废物库地面设计应符合GB 50037的有关规定。为了便于去除可能产生的放射性污染，贮存区和操作区的地面层应平整，并涂装涂料，其底层应设置防潮层，还需考虑汽车、叉车的通行和物件可能跌落的冲击作用。

应采取措施防止室外雨水侵入，防止贮存区进水，防止墙体与基础之间渗水。

3.9.4屋面设计

废物库的屋面设计应符合GB 50207的有关规定，屋面的防水等级为“Ⅰ”级，库房不应设置内落水。屋面设计应有防止结露的措施。

3.9.5建筑涂装

废物库内应根据辐射屏蔽设计要求布置钢筋混凝土外墙和内墙。库区的墙面、地面和废源的贮存坑应按工艺要求涂装涂料。涂层应满足以下要求：

（1）涂膜在正常使用条件下保持稳定，至少在七年内不出现起泡、裂缝、粉化等外观缺陷；

（2）涂层要易于修补；

（3）光滑且易清洁；

（4）涂层系统应通过试验证明漆膜具有良好的附着力和去除放射性污染的性能；

（5）设计中应详细说明混凝土表面涂装涂料的技术要求：包括涂料品种和面漆颜色，涂料的性能和试验验收要求，基层表面的预处理，涂料施工和质量检验等。

3.9.6门窗设计

为了防止可能的盗窃和放射性气溶胶向外泄漏，库房通常不设窗户。如需窗户，应采用固定窗，设置在2.5 m以上，并设防盗栅栏。库房的外门应满足防盗和半气密的要求。

3.9.7地下部分设计

地下和半地下废物库宜采用钢筋混凝土箱式结构，并采用有效的防水措施。

3.10 结构

3.10.1基本准则

（1）废物贮存库的结构构件，应根据承载能力极限状态及正常使用极限状态的要求，按各使用工况分别进行承载能力及稳定、变形、抗裂、裂缝宽度计算和验算，处于地震设防区的结构，应按GB 50011的有关规定进行结构构件抗震的承载力计算。

（2）废物库建筑结构安全等级为二级。处于地震设防区的废物库，其抗震设防分类按GB 50023的规定为乙类。

3.10.2结构荷载和荷载组合

（1）建筑物地基基础设计应遵循GB 50007的有关规定。

（2）结构荷载和荷载组合应遵循GB 50009的有关规定。

（3）处于地震区的废物库应遵循GB 50011的有关规定。

（4）混凝土墙和地坑的设计应考虑大气温度变化产生的效应。

（5）废源贮存坑盖板应考虑盖板叠放时荷载和吊物从吊钩垂落引起的冲击力。

（6）地下、半地下的废物库应考虑地下水的作用效应。当有充分理由证明在使用期内地下水和上部滞水等不会对地下室产生水力作用时，可不考虑地下水的作用。

3.10.3混凝土结构

（1）混凝土结构设计应遵循GB 50010的有关规定。

（2）混凝土结构厚度由辐射防护设计决定，最小厚度不宜小于250 mm，混凝土强度等级不宜低于C25，并符合GB 50010规定的有关混凝土耐久性的要求。

（3）废物库外墙内侧，废源贮存坑的墙和盖板宜采用精制模板，处理后用作油漆涂装的基层，不宜采用水泥砂浆抹面。

3.10.4废源贮存坑和盖板设计

（1）为满足辐射屏蔽要求，盖板周边均要设计成企口，盖板铺设后不应出现通缝。企口尺寸不小于100 mm。盖板相互缝隙和盖板与墙体之间的缝隙尺寸不应超过10 mm。

（2）盖板的分块应与吊车起重量相适应。

（3）为了保护盖板周边不会因吊运的撞击造成边角损坏，盖板周边和企口处、墙与盖板的接合处应包镶角钢。

（4）盖板铺设后要求平整，盖板吊钩不宜高出地面，吊钩部位要求光滑和便于去除放射性污染。

3.10.5地下或半地下的废物库设计

地下或半地下的废物库应遵循GB 50108的有关规定。防水等级为二级，采用防水混凝土，混凝土抗渗等级不低于S6。结构外侧宜采用防水措施。

3.11 通风

3.11.1通风设计原则

放射性废物库的通风设计原则如下：

（1）通风设计应确保气流组织由放射性水平低的区域流向放射性水平高的区域；

（2）从事开放性操作的区域（如密封箱室内）和在正常条件下有可能受放射性污染的区域（如贮存镭源的贮存坑和废物处理操作间）应单独设立通风系统，以免交叉污染；

（3）应根据场址气候条件决定是否设置机械进风。对沙尘较多的地区应设置有效的进风过滤系统，防止室外的沙尘进入，抑制放射性污染扩散；

（4）应采取措施保持特定区域（如密封箱室）内在运行和停运工况下的适当负压，以防放射性气载物泄漏和扩散；

（5）向环境排放放射性物质应满足相关法规、标准和审管部门规定的要求；

（6）除上述要求外，采暖通风与空调系统的设计应符合EJ/T 1108、GBJ 19和相关规范的规定。

3.11.2通风换气次数

通风换气次数如表1。

表1 通风换气次数表

工 作 区 换气次数 负压/Pa 非放工作区 约2次/时，或自然通风常压 废物贮存车间约2次/时 约20 排风机房 约4次/时 约30 废物处理车间约5次/时 约50

工作箱 不小于5次/时 200～300

3.12 给排水

放射性废物库的给排水设计原则如下：

（1）放射性废物和废源的贮存库内不应设置供水点，以防漏水造成废物包受浸和放射性污染扩散；

（2）应采取措施，将有可能因放射性泄漏而污染的上水系统与其他的生产上水、生活上水隔离；

（3）应采取措施，将有可能受污染的生产下水和排水系统与其他非放系统隔离，并单独收集和处理；

（4）向环境排放的废水应满足相关法规、标准和审管部门规定的要求；

（5）除上述要求外，给排水系统（包括消防）的设计应符合GB J13、GBJ

14、GBJ

15、GBJ 16和GBJ 140规定的要求。

3.13 电气

放射性废物库的电气设计应满足GB 50034、GB 50053、GB 50054、GB 50055、GB 50057、GBJ 45等规范的要求。

3.14 通信

放射性废物库的通信设计应满足GBJ 42的要求，并考虑多种手段的可靠性。

3.15 安全保卫

应根据放射性废物库的放射性源项和周边社会与安全环境情况参照HAF 501/01和HAD 501/02的规定设置适当的安全保卫系统，包括出入口控制系统、闭路电视监视系统和（或）库区周界照明和报警系统。

3.15.1出入口控制系统

应在废物库区的出入口，特别是废物贮存车间和废物处理车间的出入口设置合适的控制系统，如证件检查、可视对讲、密码输入或读卡控制系统。出入口控制系统应与出入登记系统和（或）闭路电视监视系统相连，以便确认、记录和（或）监视出入人员。

3.15.2闭路电视监视系统

闭路电视监视系统由工艺操作室内监视系统、室外监视系统和监控室组成。

（1）应在废物贮存车间和废物处理车间内的适当位置设置适当数量的变焦云台摄像机，供工艺操作和室内监视用。

（2）应在出入口和库区周界控制处设置室外监视摄像机，供识别与记录出入人员和遥控出入口用。

（3）监控室应装置足够的电视屏和画面转换器，遥控出入口和周界照射灯的开关。

（4）废物贮存车间及其吊车的电源控制与报警系统应设置在监控室内。

3.15.3周界照明和报警系统

周界照明和报警系统应包括废物贮存车间、废物处理车间和废物库区周界照明灯、入侵探测器和报警器以及监控室的报警器。

3.16 环境影响与辐射安全评价

3.16.1环境影响评价

设计文件中应包括环境保护的篇章，论述辐射环境质量现状、对环境可能产生的辐射危害因素及其影响；阐明设计选取的剂量约束值及评价结果，并详细说明设计所采取的环境保护措施。

3.16.2辐射安全评估

说明设计中所采取的辐射安全措施；阐明设计选取的目标值；计算从事废物收贮作业中各类放射性工作人员的年有效剂量及评估结果。

详细说明设计所采取的辐射安全措施。

3.17 事故预防和应急

设计应考虑预防事故发生以及事故应急措施所需的资源和条件。

3.17.1可能发生的事故

应考虑在废物收贮过程中最可能发生的二种事故：

（1）废物运输中发生交通事故（如撞车或着火）；

（2）废物桶装卸作业中，废物包跌落。

以及由上述事故造成人员伤亡、废物容器损坏、废物散落出来或放射性气溶胶释放的后果。

3.17.2事故预防措施

应针对可能发生的预期事故及其后果，按GB 14500第十三章的要求采取相应的预防措施。

3.17.3事故应急措施

应针对可能发生的预期事故及其后果，按核安全部门的规定制定事故应急预案，提出应急措施。

3.18 退役

3.18.1一般原则

在设计中应该考虑方便将来废物库的退役，包括：

（1）在可能受污染的地面墙面和工作表面使用光滑的、无缝的、不易吸收污染的材料和（或）容易去污的或剥离的涂料；

（2）建筑物、设备和管道的布置应考虑有足够的通道和空间以便于去污与拆除操作以及人员和机具的出入；

（3）设备和管道布置应防止放射性物质在系统和局部地方沉积，并考虑就地去污的可能性；

（4）考虑适当的通风系统，以防在运行和退役去污、拆除作业中可能出现污染扩散。

3.18.2退役计划

设计阶段的退役计划应包括以下主要内容：

（1）退役设施的放射性源项估计；

（2）退役的目标和终态的辐射测量要求；

（3）拟采用的退役方案（包括特性调查、清除放射性物质和废放射源、去污、拆除、终态辐射测量）和使用现有技术实施安全退役的可能性；

（4）设施退役和退役废物管理所需的资源和条件；

（5）在建造阶段和运行阶段中对退役计划不断进行评估、细化与更新的要求。

3.19 质量保证

3.19.1一般要求

放射性废物贮存库的设计应按照设计质量保证大纲进行。质量保证大纲应保证本规范所涉及的活动、系统、设备、建筑物和材料均处于受控状态，并满足有关法规、标准以及审管部门规定的要求。

3.19.2质量保证大纲的基本要求

（1）建立质保体系和组织机构，明确规定有关组织和人员的责任和权限，保证提供必要的资源；

（2）根据废物库的规模和特点编制并实施质保程序，确保设计的策划、输入、输出、评审、验证、确认、修改和设计文件的交付与交付后的服务的全过程都受到应有的监督和控制；

（3）设计管理人员和技术人员的资质、聘用和培训；

（4）设计文件的控制和保存。

3.20 人员编制

废物库的岗位设置及人员编制可根据废物库的性质和技术装备水平、营运单位的管理体制以及废物库现场的具体情况确定。表2是一类与二类废物库的日常操作所需的岗位设置及人员表。废物收集与运输、设备仪表检修等人员未计入在内。

表2 岗位设置及人员表

岗 位 人员（人）一类库 二类库 行政管理人员 2 1 操作人员 5 4 辐射防护、环境监测人员 1 1 监控人员（监控室）1 1 保安人员 4 4 合计 13 14 建造

4.1 总则

4.1.1引用标准

GB 5210 涂层附着力的测定法——拉开法

GB 6514 涂层作业安全规程 涂漆工艺安全

GB/T 9750 涂层产品包装标志

GB/T 13452.2 色漆和清漆 漆膜厚度测定

GB 50150 电气装置安装工程 电气设备交接试验标准

GB 50168 电气装置安装工程 电缆线路施工及验收规范

GB 50169 电气装置安装工程 接地装置施工及验收规范

GB 50170 电气装置安装工程 旋转电机施工及验收规范

GB 50171 电气装置安装工程 盘、柜及二次回路接线施工及验收规范

GB 50172 电气装置安装工程 蓄电池施工及验收规范

GB 50202 建筑地基基础工程施工质量验收规范

GB 50204 混凝土结构工程施工质量验收规范

GB 50243 建筑给水排水及采暖工程施工质量验收规范

GB 50243 通风与空调工程施工质量验收规范

GB 50276 起重设备安装工程施工及验收规范

GB 50300 建筑工程施工质量验收统一标准

4.1.2质量计划

建造开工前，施工单位应编制施工组织设计，在施工组织设计中不但要有明确的施工技术方案，还应有详细的质量计划和保证质量的措施，明确包括隐蔽工程验收、预制构件验收等质量检查点和停工待检点。施工组织设计应通过审查和建设单位的批准。

4.1.3不符合项处理

不符合项（不符合施工图、公差界限、技术规定并对结构承载力和正常使用产生影响的事项）一经发现即需寻求改正措施并报建设单位。当改正措施未能实现时，建设单位需向上级主管部门申报。

不符合项的报告、处理和验收都要有详尽的记录。

4.2 土石方工程

土石方工程应遵循GB 50202规范的要求，并在土石方开挖完成后，在验槽前应进行基坑和边坡的地质编录，并记录开挖后地基的原始地质状况。

4.3 钢筋混凝土工程

钢筋混凝土工程的施工应执行GB 50204的有关规定。

4.3.1材料、材料运输和贮存

（1）钢筋混凝土的材料包括：钢筋、水泥、外加剂、沙石骨料和拌和用水等，材料质量应符合相关的现行国家标准。

（2）钢筋进场除有出厂检验报告、钢筋合格证书外，现场应按规定抽样试验，证明合格后才能使用。

（3）每批水泥进场应有车辆运输单，水泥出厂合格证书和出厂检验报告等相关文件，并应对性能指标进行复验。

水泥的贮存和运输应避免不同性质、级别、质量的水泥混合和防止恶劣天气的影响。不同水泥应分类存放，并需有明确的标记。

（4）骨料的级配、清洁度、均匀性及硫酸盐和氯化物的含量都应满足现行的质量标准和检验方法，不同级别的骨料应分批单独贮存，以避免混杂。

（5）商品混凝土的使用需得到建设单位的同意。混凝土制作厂需具有生产混凝土的执照。每批混凝土需有明确的发货单，包括：制作厂，收货工地，混凝土的特性和指标，搅拌混凝土的材料和配比，卸入运输车的时间，使用期限等。

4.3.2混凝土配合比设计

（1）混凝土配合比的确定不但要满足强度和抗渗要求，而且应保证混凝土的和易性和稠度，使混凝土在所采用的浇注条件下能顺利地注入模板内并包住钢筋而无离析或过量泌水。

（2）混凝土配合比设计应采用现场实际使用的水泥、骨料、外加剂和拌和用水，并应考虑骨料含水量的影响。

（3）混凝土配合比的最后确定和试验报告应由建设单位和监理公司批准。

4.3.3混凝土搅拌

混凝土的搅拌应采用机械搅拌，并必须有一份详细的记录以说明：各种材料的批号；采用的配合比；此混凝土在结构中的大致部位；试块的编号和数量；搅拌和浇注的时间。

4.3.4混凝土的表面处理

（1）混凝土的施工缝在初凝时应使用压缩空气或压力水彻底冲刷，清除表面碎石、浮浆和油污。长期停顿后的施工缝表面需清洗、润湿，为使接合缝处混凝土饱和，在浇混凝土前用压缩空气将多余水清除。浇注的第一层混凝土应采用细骨料，并提高水泥用量。

（2）为了保证混凝土表面方便涂装涂料，要求采用精制模板，脱模后混凝土表面要求颜色均匀，无混凝土剥皮、分层和锈斑，无发展性裂缝。模板所涂脱模剂不得污染混凝土，造成后续涂装困难。施工单位应对脱模剂进行适应性试验。

4.4 预制盖板

盖板的模板要求见4.3.4条，盖板制作的尺寸允许偏差：

长度、宽度为：±5 mm

高度为：+3 mm

对角线为：±5 mm

表面平整度（包括端面和侧面）：2 m

靠尺检查为：3 mm

4.5 涂料施工

4.5.1涂料要求

（1）涂料的采购应满足设计文件的要求，并核实生产厂所完成的试验。涂料在现场应进行抽样鉴定试验，复核涂料厂所提供的材料性能。

（2）涂料产品应包装在清洁、干燥、密封的容器内，包装容器的标准按GB/T 9750执行。

（3）涂料的贮存和运输应按产品说明书的规定进行。涂料应在阴凉、通风、干燥的库房中贮存，不得在室外存放，防止日光照射，并隔绝火源，远离热源。涂料运输时应防止雨淋、曝晒，并应符合交通部门的有关规定。

涂料使用前应检查原始包装的完整性，如果容器有泄漏或已被打开，则该容器内产品不宜使用。

（4）涂料生产厂应向买方提交下述技术资料和样品：

u 所执行的产品标准；

u 产品合格证和出厂检验报告；

u 涂层系统的技术数据；

u 详细的施工说明书；

u 涂覆整套涂层系统的样板。

4.5.2混凝土表面处理

（1）新浇灌的混凝土应在25℃、相对湿度50%条件下经过至少28天的自然干燥或与此效果相当的干燥时间，使水分蒸发达到含水率的要求。

（2）涂装前混凝土基层必须干燥，在基层深度20 mm的范围内，含水率平均值不应大于6%。若所用涂料另有要求，则应满足涂料说明书的规定。

可采用称重法或塑料薄膜覆盖法确定基层含水率是否合格。

（3）混凝土表面应平整，没有连续错位，凹陷（小孔）表面积小于1 cm2，且深度小于5 mm，表面要去掉所有浮浆、固结物、脱模剂、油污、灰尘及其他有害物质。

混凝土表面必须进行预处理，如洗涤、冲洗、烘干、刮削、打磨、喷射、除尘等。凹坑处用涂料配套腻子或涂料生产厂规定的产品填平。

4.5.3涂料施工

（1）涂料施工应按涂料说明书的规定进行混合、搅拌、稀释等准备工作。涂料开桶后应防止灰尘和砂粒等杂物污染。超过贮存期限的涂料不宜使用。在开始施工前，施工单位应对涂层系统施涂面积大于40 m2的参考表面，作为永久性的参考面，以建立验收的参考标准。

（2）除另有规定外，涂料施工应在温度5～30℃，相对湿度小于85%的环境中进行。

基层表面要干燥清洁，表面温度应高于露点温度。

（3）表面处理完成后应尽快涂漆。对于地板应在下列规定的时间内涂漆：

u 对于通行区域为1 h；

u 对于无人穿行或封闭房间为10 h。

各道涂层涂覆后的干燥时间按涂料说明书的规定。

（4）涂料的施工方法应遵照涂料使用说明书和有关设计文件的规定。涂层的道数和厚度按有关的涂料文件执行。

最后一道面漆（除个别设备安装后无法接近的区域）宜在安装和现场施工的最后阶段进行涂覆。

对超过涂装间隔期限的已有涂层，在涂覆下一道涂层前，应对已有涂层表面采用适当的方法（如清洗、砂纸打磨、真空吸尘）进行处理，去除油脂、污物和灰尘，并将涂层表面打毛，以增强涂层间的附着力。

在涂覆下一道涂层前及涂装完成交工前，应对已有涂层的损坏部分进行修补，按与原有涂层相同的要求对损坏部分及边缘进行表面处理后涂覆原涂层相同的涂料。若某一区域面上涂层的修补面积超过20%时，应对该区全部再涂一道。

（5）涂料施工现场的通风和安全措施应遵循GB 6514的规定。

4.5.4涂装质量的检验

（1）涂装前应按要求规定逐一检查基底表面预处理的质量。

（2）漆膜外观应无裂缝、漏涂、流挂、起皱、凹陷、气泡等缺陷，漆膜应光滑平整。

漆膜颜色应符合设计要求，并与涂料产品样板和参考面一致。

（3）漆膜厚度按GB/T 13452.2进行检查。一般每200 m2监测一次湿膜厚度，每次至少取10个以上的测点，所有测点的漆膜厚度应达到或超过规定值，湿膜厚度规定值按干膜厚度规定值除以固体含量固体百分比计算。

（4）附着力测试可参照GB 5210的有关要求采用拉开法附着力测试仪器进行。一般每1 000 m2监测一次附着力，每次至少5个点，并至少取其中3点的平均值为测试结果，每点的测量值与平均值的误差不超过15%，附着力应大于1.5 MPa。

（5）涂装工程验收时，还应检查各项文件和记录，包括材料产品合格证书、性能检测报告、进场验收记录和施工记录等。

4.6 土建工程验收

土建工程验收应遵循GB 50300的有关规定。在地基与基础、主体结构、建筑装饰装修、建筑屋面、吊车梁施工等分项工程验收的基础上进行土建工程的验收。土建工程验收也可以与项目验收同时进行。

4.7 安装工程

（1）工艺设备的安装和验收应满足设计文件的具体规定。

（2）风机和风管的安装应执行GB 50243的有关规定。

（3）吊车安装应执行GB 50276的有关规定。

（4）给排水工程安装应执行GB 50242的规定。

探讨放射技术与临床的关系 篇3

【摘要】放射技术在临床上得到很好的应用，它是一项根据影像诊断来判断患者疾病的技术。放射技术与诊断有着密切的关联，在临床诊断中离不开放射技术的应用，它给疾病的诊断提供了准确的图像资料信息。深入研究放射技术和临床之间的关系，可以提高放射技术的诊断水平，提高放射技术在临床上的应用，对治愈疾病将会有很大的帮助。对已有资料进行分析，研究放射技术与临床的关系，加强放射技术与临床相关专业问的联系，可以避免临床诊断与患者病情不相符而导致拍片错误，减少患者在进行拍片检查时的辐射剂量，也可以减少放射技术在应上的成本，避免因此造成的医疗纠纷。深入研究放射技术与临床的关系，对医治患者的病情和更准确地判断疾病类型、特征等有很大的帮助，对能更好地利用放射技术诊断疾病具有重要的意义。

【关键词】临床；诊断；放射技术

近年来，新兴影像设备在临床诊断治疗中得到很广泛地运用，在医疗上摒弃了传统意义上的放射技术，应用更新的现代放射技术。放射技术被广泛的应用在临床诊断上，提高放射技术水平对能更准确地诊断疾病具有很大的帮助。深入研究放射技术与临床的关系，对提高医疗水平具有重要的意义。经济的发展带动着医疗技术的不断提升，医院开始朝着数字化和信息化的方向发展，放射技术在数字化的浪潮中也不断的提高，医疗设备不断的更新，在很大程度上提高医院的医疗水平。

一、放射技术的发展

随着数字化和网络技术的不断发展，国内外大型医院的各种检验技术、管理技术也日益数字化、信息化，数字化放射科日益兴起。随着医学图像存档与传输系统的不断发展和完善，放射科也将朝着数字化的方向发展。数字化放射科包括PAS、RIS和数字成像设备系统，而数字化成像设备系统是实现管理放射科数字化的基础。普通放射技术中的电子计算机x射线断层扫描技术、数字减影血管造影、核磁共振成像等影像设备已具备实现数字化的条件。

放射技术人员是放射科室中的设备操作人员，是放射科重要的主体，负责放射科的技术工作，放射技术水平直接关系着医院放射科对疾病的诊断水平，从而也关系着临床对疾病的诊断治疗。提高放射技术水平直接关系到患者的治疗与利益，对提高医院医疗水平起到很好的推动作用，为临床诊断提供更可靠的事实依据.

二、放射技术与临床及各学科的关系

放射技术被广泛应用在临床诊断上，放射技术水平的高低直接影响着临床诊断水平的高低。放射科是属于医技科室，而医技科室是为临床研究服务的，这就奠定了放射技术与临床诊断之间有着密不可分的联系。许多医院在多年的医疗经验中慢慢形成一种不成文的规定，即医技科室要无条件的为临床科室服务，局限性认为放射技术只是服务于临床研究，这样的认知过于片面。在实际工作中，很多放射技术人员对放射科的相关知识了解不全面，导致在放射技术的运用过程中，时常遇到临床诊断结果与患者伤势情况不相符，从而造成错照或者是重复拍片，浪费患者的治疗时间，增加医师的工作量。重复多次的拍片就会使患者和放射技术人员重复接受辐射，这对人体是不利的，严重则会造成医疗纠纷。为了避免类似事件的发生，放射科的工作人员应与临床方面相关科室进行沟通了解，密切放射技术工作人员和临床诊断医师之间的联系。在遇到临床方面与放射技术方面的矛盾或者分歧时就能及时进行沟通交流，及时解决两者间存在的问题。放射技术人员要不断地学习与临床方面相关的放射技术知识，临床医师也要提升与放射技术相关的临床知识。加强放射技术与临床间的横向联系，通过开展讲座，加强放射技术方面与临床方面的相关知识，增进放射技术与临床相关科室之间的交流。

在如今的医疗技术中，放射技术人员不仅仅是操作和维护机器那么简单，他们被赋予了更高的责任。放射技术人员的工作已涉及多个领域，其中包括拍摄图像的后处理以及相关的计算机方面的技术。而为了能更好更熟练的操作数字化设备，要求放射技术人员必须提高自身的素质和知识能力：

（1）严格遵守和执行放射防护的条例，保证被检查者的安全。

（2）在工作中，要准确把握投照的方法，严格掌控投照条件。

（3）醫院实现数字化后，使用的设备大部分只有英文说明，为了保证被检查者和自身的安全，要求放射技术人员必须严格按照说明书进行操作，因此读懂说明书是放射技术人员不断提高自身英语水平的动力，也是其在实际操作中不出现差错，达到熟练使用机器设备的保证。

（4）要求放射技术人员熟练使用计算机，熟练掌握资料的查询和图像的处理，学会检索文献，了解网络运作方面的知识。

（5）学习新的医学影像设备，能够熟练使用新设备。

三、放射技术在临床上的运用

近几年来，放射治疗在临床上得到了普遍的推广和应用，包括一些肿瘤、脉管畸形等疾病的治疗都离不开放射治疗。随着放射物理学与生物科学的不断发展，放射设备的不断更换，对放射技术提出了更高的要求。从普通性放射治疗到精确的放射治疗方法，不断地向新技术发展，这将会促进疾病治疗水平的提升。同时，不断改进用药方法，变换给药途径，迎接新型化疗药物，减轻化疗药物的毒副作用，提高化疗的治疗效果。

四、小结

综上所述，深入研究放射技术与临床的关系，对医治患者的病情和更准确地判断疾病类型、特征等有很大的帮助，对能更好地利用放射技术检查疾病具有重要的意义。加强放射技术与临床方面相关技术的横向关系，对患者疾病的治愈、医师治疗技术的提高、降低医疗的成本也具有重要意义。临床的诊断离不开放射技术的应用，为了能更准确的判断疾病，增加患者的康复率，就要不断的提高放射技术的诊断水平。而放射技术的运用离不开放射技术人员，所以放射技术人员要不断学习相关知识，提高自身的素质，熟练掌握相关的操作技术，做到对患者负责。放射技术根据影像来诊断病情，随着医疗水平的不断提升，医疗设备得到不断更新，对放射技术和诊断人员提出了更高的要求，深入研究放射技术与临床的关系，不断提高放射技术水平，对医疗水平的提高和患者生命的保障都具有着非常重要的作用 。

参考文献

[1] 季峰.放射技术在临床上的应用探析[J].中外医学研究，2012，10（26）.

放射性废水沸石处理技术研究进展 篇4

1 沸石结构特征

沸石是一种含有水架状结构的铝硅酸盐矿物, 最早由瑞典的矿物学家克朗斯提 (Cronstedt) 发现。沸石又名分子筛, 是沸石族矿物的总称。沸石在自然界中已经发现有30余种, 主要用于放射性废水处理工艺的沸石有天然斜发沸石、4A沸石等。沸石结构中形成了很多的空穴和孔道, 当处理废水时, 直径比孔道小的分子能进入空穴中被沸石吸附, 而孔径大的分子则不能进入空穴, 不被吸附, 因而沸石起着分子筛的作用。沸石在废水处理中还具有优越的吸附性能、离子交换性能、催化和稳定性能[3]。在放射性废水处理中, 利用沸石单元进行放射性废水处理, 与蒸发法相比, 处理相同类型的低放射性废水时, 节省的费用高于80%[4]。

沸石空间最基本的结构单位是硅氧 (Si O4) 四面体和铝氧 (Al O4) 四面体, 其中1个氧原子的价电子没有得到中和, 使得整个铝氧四面体带一个负电荷, 为保持电中性, 铝氧四面体附近必须有一个带正电荷的金属阳离子 (M+) 来抵消它所带的负电荷 (通常是碱金属或碱土金属离子) 。但沸石中的Na+、K+等金属阳离子与硅铝氧骨干结合得相当弱, 进入沸石表面的阳离子如Cs+、Sr+等则与沸石晶格中的阳离子中Na+、K+等进行交换。交换后沸石结构还可以通过化学或者物理方法再生[5]。

2 沸石处理放射性废水的实验室规模研究进展

沸石在放射性废水的处理应用方面, 国内外进行了广泛的研究。刘爱平等[4]研究了斜发沸石处理含铯模拟放射性废水的处理。斜发沸石对Cs+的吸附在16 h时达到平衡, 其饱和吸附量为196.99 mg/g, 等温吸附模式为Langmuir模式。

李永清等[6]通过沸石吸附处理低放射性废水试验研究发现, 沸石对废水中的碘有较强的吸附能力, 且在酸性条件下有利于沸石对碘的吸附。沸石在再生液为0.5 mol/L的盐酸, 再生时间为24 h时, 再生效果最佳。

Merceille A等[7]通过对沸石等材料的制备、表征, 并对其吸附性能进行了比较。研究表明沸石A (Na Al Si O4·y H2O) 由于有较大的吸附容量和对锶的选择性吸附, 因此是一种良好的锶吸附材料。Ca2+、Mg2+是Sr2+的主要竞争离子。沸石的吸附性能受溶液中Na+浓度的影响较大。

Mustafa, Y.A.等[8]研究了利用伊拉克高岭土制备的NaA沸石对放射性废水中的60Co的吸附。研究结果表明吸附约60 min后沸石对废水中的60Co达到吸附平衡。吸附效率随着60Co浓度的初始浓度的增大而增大, 柱实验中, 沸石床高和流速对60Co吸附效率均有较大影响。

Borai, E.H.等[9]利用天然沸石去除低放废水中的铯离子, 采用了四各种沸石矿物包括天然斜发沸石、天然菱沸石、石天然丝光沸石和合成丝光沸石进行了实验研究, 天然菱沸石对Cs离子有较高的分配系数和较大的吸附容量。Abusafa等[10]研究了斜发沸石对水溶液中的137Cs的去除, 并根究实验结果研究了其吸附动力学。

李虎杰等[11]对新疆乌鲁木齐浅水河地区沸石的物化性质和工程特性, 包括阳离子交换容量、孔结构、粒度组成、击实密度、渗透系数等进行了研究。活化沸石的阳离子交换容量达到97.7 meq/100 g, 在中性条件下最高达195.4 meq/100 g, 经过钠改性和铵改性处理后的沸石, 对Cs+的吸附量有不同程度的提高, 最高达234.5×10-3;但对Sr2+的吸附效果影响不大。

沸石对放射性废水中的Cs+、Sr2+、Co2+、I-等均有较好的吸附性能和较大的吸附容量, 且其二次废物容易处理, 能工业化应用于放射性废水的处理工艺中。

3 废水处理放射性废水的工程应用进展

Osmanlioglu, A.E.等[12]通过利用天然沸石对土耳其的放射性废液进行吸附, 化学沉淀和吸附的组合工艺可以用于放射性废液的净化处理。研究表明Gordes地区天然斜发沸石是最适合的放射性核素的吸附剂, 沸石作为化学沉淀的添加剂使用, 能选择性吸附137Cs和110mAg, 也能去除60Co和90Sr。在30℃时, 采用粒径为0.5 mm的斜发沸石, 去污系数 (DF值) 能达到430。实验流程见图1所示。利用沸石作为吸附剂的组合工艺比其他化学沉淀剂的成本降低很多。

李全伟[13]通过工程试验优化了设备、流程和工艺条件, 验证了沸石净化弱放射性废水的技术应用于生产实践的可行性。其工艺流程见图2所示。

通过研究表明, 沸石对放射性物质有良好的净化效果。沸石对总β放射性的DF值在4~13之间, 平均净化系数DF=6.3。沸石及沸石净化系统对弱放废水中的长命核素90Sr、137Cs、95Zr、95Nb、106Ru和总稀土有较好的净化效果, 尤其对常见核素137Cs吸附能力强, 净化系数较高。沸石净化系统特别适合于与低放废水 (370 Bq/L<Av<370 000 Bq/L) 蒸发系统配套, 净化尚不能达标排放的二次蒸汽冷凝液, 处理能力满足生产需要。

沸石处理放射性废水时, 通常作为整个处理工艺中的一个单元, 与其他方法如离子交换、化学沉淀、过滤等处理单元联用, 共同去除放射性废水中的放射性核素, 以达到净化、处理放射性废水的目的。

4 结论

沸石在放射性废水处理中, 由于廉价易得, 离子交换容量大, 具有一定的选择性、热稳定性和抗辐照性, 产生的二次废物易处理等优点, 在放射性废水处理中越来越收到了重视。沸石吸附放射性废水后, 可采用烘干水分后水泥固定等方法进行处理, 为其工业应用提供了可能。

沸石应用于放射性废水处理的工程应用, 还需进行以下方面的研究:

(1) 沸石的改性技术研究。由于天然沸石的吸附能力有限, 需要对沸石材料本身进行改性研究, 以提高沸石的吸附容量和吸附选择性;

(2) 加大人工合成沸石材料的吸附性能研究;

(3) 吸收放射性核素后的沸石处理技术研究;

(4) 沸石材料与其他工艺联合处理放射性废水的组合工艺研究。

摘要：沸石凭借其自身的物理化学性质, 在放射性废水的处理中展示出较好的性能, 引起了越来越多的关注。国内外对沸石在放射性废水处理中的应用进行了广泛的研究, 研究表明沸石对137Cs、90Sr、60Co等核素有较高的吸附性能。本文介绍了沸石本身的特性, 以及实验室规模和工业规模的沸石处理技术进展, 以期为我国放射性废水的处理技术发展提供借鉴和参考。

放射性技术 篇5

第一节 放射科组织管理制度

一．在院级领导领导下，实行科主任负责制。实施放射科主任对放射科各个部门（包括普通X线诊断、CT、MRI、介入治疗等）的统一领导和管理。科主任一般应当由学科带头人、高年资医生担任。

二．可分设副主任或组长协助科主任工作。

三．住院医师应实行不同影像学方法的轮转学习，力求全面掌握影像学各种方法，以便发挥综合诊断的优势。科室应鼓励高年资主治医师按人体解剖系统分专业深入钻研，以期成某一方面的专家。技术人员实施相对固定，定期轮转；能够掌握放射科各种设备的操作、使用，实现一专多能。

四．全面抓好科室的各项质量管理和优质服务。科主任要全面管理好各岗位人员的工作，有计划地安排好各级人员的专业培养和提高业务水平。

第二节资料存档保管制度

一、X线片、X线检查申请单、报告单、等资料要保存15年。

二．线检查资料要有专门储藏场地，由专人负责，保证资料的完整，不得遗失和破损。

三．如有缺片，应及时查找，明确去向。

四．每天整理，汇总，归类。

五．借取存档片由登记室人员负责，其他人员不得擅自借取。

六．急诊借片。根据急诊室要求，急诊病人拍片后，可先借片，后写报告。

七．平诊借片。借片需由借片医生开具借片条后至登记室借取；外借片须有借片人出具借条，留下借片人身份证复印件及联系电话号码。

第三节X线摄影室管理制度

一．每日上班后应先开机、开空调。检查病人前先作球管预热，不许在未预热状态下检查患者。机器出现故障时，应记录在案，维修情况也应记录。

二．进行x线摄影检查前，应仔细核对病人姓名，性别，年龄，科室，床号，住院号，摄片部位和会诊单，检查号码是否准确，严防错号、重号和病人重名重姓；应除去病人身上金属、膏药等物品。对检查有不明之处及时请示本科医师或上级技师，或与临床医生取得联系。

三．摄影操作时注意周围有无障碍物及诸附件有无固定。危重病人或怀疑脊椎骨折病人应有临床医生陪同，协助移动病人和摆位，以免因摄影操作而加重病情，发生意外。

四．病人检查结束后，应填写曝光条件、日期；特殊摄影应记录摄影体位，最后签名。

五．非本机操作人员未经许可严禁操作使用。

六．保持机房内整洁，下班前要及时关机、关灯和空调，并在机器复位后进行清洁卫生工作。

第四节 暗室管理制度

一．每早清洁暗室、洗片机、打印机，检查自来水、红灯，备足胶片。

二．检查清洁洗片机和打印机各部分结构

，检查运转状况，包括循环、补液、显影和干燥、温度。

三．洗片机工作前先走废片数张，并记录走片时间是否正常。打印机每天工作前先作，确定情况正常再进行日常工作，并装满胶片。

四．定期检查、清洁暗盒；看看有无破损、污迹，并做好记录。五．暗室工作人员应随时关灯，非暗室人员无特殊情况不得入内。六．下班前进行安全检查，包括电源、水源、空调、洗片机和打印机等，并做好桌面卫生保洁工作。

第五节CT室管理制度

一．非工作人员不得进入机房，工作期间不得在机房内喧哗，保持工作环境安静。

二．机房内严禁吸烟，严禁吃零食，保持机房整洁。

三．工作人员不得擅自使用机器做工作以外的病人。

四．工作人员在工作期间，应注意安全，防止意外情况发生。

五．维持机房温度和湿度恒定，保证机器处于正常工作环境。六．工作人员应爱护公物。托架等。CT室一切附属设备应放在指定位置，不得乱放。七．护理人员应在每日工作结束前，对高压注射器进行清理。八．技师、医生、护理人员的工作应遵守操作规程。

九．应定期对机器做清洁、CT值校正等日常维护工作，并做好记录。

十．所有病人资料应及时保存，防止丢失。

第六节 综合读片制度

一．设立专门的读片室。

二．科主任和高年制医师每天组织全科医生、进修、实习医生读片。

三．由值班医师事先准备挑选一天中较为疑难的、典型的或具有教学意义的病例，并收集这些病例的病史及其他各种影像检查的信息。

四．读片时值班医师汇报病史，分析影像，得出初步结论，并提出需解决或存在的疑问，上级医师进一步分析病例，综台各种影像信息，相互印证，做出最终结论。

五．记录疑难病例讨论结果。

第七节 疑难读片讨论制度

一、定期举行疑难读片讨论或每天综合读片时选取疑难病例，开展科室内讨论。

二、定期或不定期与相关科室联合读片。做到明确分工，指派专人负责各系统的读片，准备读片内容并负责联系相关科室的读片。

三、对疑难介入手术病例，应由多科室联合读片，制订最佳手术方案，并报院领导批准。

四、记录疑难读片结果。

第八节 手术随访制度

一、明确分工，指派专人负责各系统疾病的手术病例追查工作，并作好记录，或每周安排人员负责手术病例追查。

二、登记疑难病例，定期安排医师进行手术或临床随访。

三、定期或不定期进行手术随访结果讨论，每年至少6次。

四、定期统计影像诊断的正确率。

第九节 设备维修保养制度

一．设备定期维护（每三个月

进行一次）．设备机械性能维护：安全装置检查，各机械限位装置有效性检查，各种运动运转检查，操作完整性检查。设备电气性能维护：各种应急开关有效性检查，透视曝光参数。剂量检测：每六个月进行一次。进行一次水模检查。

放射性技术 篇6

【关键词】 传统医学影像；发展趋势；现代放射技术

【中图分类号】R445

【文献标识码】B

【文章编号】1004-4949（2014）09-0640-02

传统医学影像技术是医学物理的重要组成部分，它是用物理学的 概念和方法及物理原理发展起来的先进技术手段，而现代放射技术 是物理学原理发展起来的一种技术手段。随着医疗卫生事业的发 展，以胶片为主要方式的显示、存储、传递摄像技术已不能满足临 床诊断和治疗发展的需求，医疗设备的数字化日益完善，是放射医 学影像技术发展的必然趋勢。研究现代放射技术与传统放射技术的 关系，对于提升放射技术在医学上的应用提高诊断的准确性有着十 分重要的意义。本文研究二者的关系，提出了自己的一些观点与各 位同仁共勉。

一 传统计算机 x 线摄影的形成及发展

从 20 世纪中期开始，传统的医学成像技术进入了新的发展时期， 新的成像系统相继出现。20 世纪 70 年代早期，由于计算机断层技 术的出现使飞速发展的医学成像技术达到了一个高峰。 到了整个 20 世纪 80 年代，除了 x 射线以外，超声、磁共振、单光子、正电子 等的断层成像技术和系统大量出现。 这些方法各有所长、优势互补，能为医生做出准确的诊断，提供越来越详细和精确的信息。所以，在现代的医院中全部图像中 x 射线图像占 80% ，成为了目前医院图 像的主要来源。因此，在20世纪 50 年代以前，x 射线机的结构简 单，图像分辨率也较低。而在 50 年代以后，分辨率与清晰度都得 到了改善，患者受照射剂量却减小了，从而使患者避免了不必要的照射。随着科学技术的发展，现在各种专用 x 射线机不断出现，常规的 x 射线设备正在逐步被 x光电视设备所代替，它不仅降低了患者的 x 线剂量，而且也减轻了医务人员的劳动强度，同时又为数字图像处 理技术的应用创造了条件。

二 x—ct 技术的原理及应用

标志了医学影像设备与计算机相结合的里程碑——ct 的问世被公 认为伦琴发现 x 射线以来的重大突破。运用扫描并采集投影的物理 技术 x—ct（x—ray computed tomography），是以测定 x 射线在人 体内的衰减系数为基础，并采用一定算法，经计算机运算处理，求 解出人体组织的衰减系数值在某剖面上的二维分布矩阵后，再转为 图像上的灰度分布，从而实现建立断层解剖图像的现代医学成像技术。

三磁共振成像的起源及优点

早在1946年block和purcell就发现了物质的核磁共振现象并应 用于化学分析上，而形成了核磁共振波谱学。1973 年lauterbur 发表了 mri 成像技术，使核磁共振应用于临床医学领域。现在已将核磁共振成像改称为磁共振成像，是为了准确反映其成像基础，避免与核素成像混淆。磁共振成像（mri）是利用原子核在磁场内所产 生的信号经重建成像的一种影像技术。它无放射线损害，能多方面、多参数成像，无骨性伪影，有高度的软组织分辨能力，不需使用对 比剂即可显示血管结构等独特的优点。

四现代数字减影血管造影技术的优势

现代数字减影血管造影技术是利用计算机系统将造影部位注射造 影剂的影像转换成数字形式贮存于记忆盘中，称作蒙片。然后将注 入造影剂后的造影区的影像也转换成数字，并减去蒙片的数字，并 将剩余数字再转换成图像，即成为除去了注射造影剂前图像上所见 的骨骼和软组织影像，剩下的只是清晰的纯血管造影像。

五现代数字 x 射线摄影的成像技术逐渐成熟

数字 x 射线摄影的成像技术包括平行板检测技术、成像板技术和 线扫描以及采用电荷耦合器或 cmos 器件等技术。平行板检测技术 又可分为直接和间接两种结构类型。成像板技术是代替传统的胶片 增感屏来照相，然后记录于胶片的一种方法。直接 f 结构主要是由 非品硒和薄膜半导体阵列构成的平板检测器。间接 ffrr结构主要是由闪烁体或荧光体层加具有光电二极管作用的非品硅层在加 tftr 阵列构成的平板检测器。线扫描以及电荷耦合器或 cmos 器件 等技术结构上包括可见光转换屏，光学系统和 ccd 或 cmos。

六新型技术分子影像的发展趋势

随着现代医学影像技术和计算机技术的飞速发展，在今天已具有 可视范围已扩展至细胞、分子水平的显微分辨能力，从而改变了传 统医学影像学只能显示解剖学及病理学改变的形态显像能力。由于 与分子生物学等基础学科相互交叉融合，奠定了现代分子影像学的 物质基础。20 世纪末期提出了分子影像学的概念：活体状态下在细 胞及分子水平应用影像学对生物过程进行定性和定量研究。到目前 为止，分子影像学的成像技术主要包括核医学、mri 及光学成像技 术等。一些有识之士认为，由于诊治兼备的介入，放射学已深入到 了分子生物学的层面。因此，现代分子影像学应包括分子水平的介入放射学研究。

七影像技术学影像诊断学的交叉结合

当今科学发展的趋势越来越趋向于边缘学科、交叉学科，影像诊断学是影像技术学最为邻近的学科。前者将信息与知识、经验结合，着重于信息的内容，根据影像做出正常解剖结构的辨认及病变的诊断；后者则致力于解决信息的获取、存储、传输、管理及研发新的 技术方法，所以，两者相辅相成、互为依托。因此，影像技术学的发展离不开影像诊断学更密切地沟通与结合，将为提高、拓展原有 成像方式及开辟新的成像方式做出有益的贡献。

放射性技术 篇7

1 总体趋势

目前我国放射性的监控主要集中在核电、放射源、射线装置和放射性废物库等领域。如图1所示。剂量监控技术作为传统监测手段应用在各种放射性场所。随着科技的发展, GPS、GPRS和计算机等技术逐渐成为剂量监控的辅助技术, 得到广泛应用[2]。视频监控、红外监控和电子围栏等技术在重点放射源、废物库和核电领域也已广泛应用。随着手机及各种通信技术的普及, 智能巡检和现场执法技术正在不断酝酿中, 并有可能成为放射性监控的主流手段。

2 辐射剂量监控技术

从2009年开始, 全国各地陆续开展放射源在线监控系统建设。通过放射源在线监控系统的建设, 不仅提高了监管部门对放射源的掌控, 降低了放射性事故发生的概率, 也为放射源的自动化、智能化和系统化管理提供了可靠的技术支持和保障。

为了实时监测放射源、库区内部及周边环境的射线剂量, 目前市场多数采用一种集微电脑处理和无线通信技术于一体的智能化放射源剂量监测仪表, 它广泛应用于工业、医疗、环保等放射性同位素应用领域, 对定点放射源辐射剂量进行实时监测, 可与辐照、电子加速器等大剂量辐射设备的连锁装置相连, 组成门禁系统。也可作为环境自动预警辐射剂量监测网络的终端机。

这种监控系统一般具有远程定位跟踪、放射源丢失与泄露报警功能, 报警方式除了传统的声光报警外, 在无人值守的情况下, 还有短信和来电提醒功能。仪表嵌入GPRS无线通信模块和GPS模块, 可将监测的剂量值和放射源的坐标方位以数据包的形式, 实时发送到监控中心[3]。

3 视频监控及红外防盗技术

最近几年, 视频技术迅速更新换代, 由最早的模拟视频系统 (VCR) 向部分数字化视频系统 (DVR/NVR) 发展, 并且随着光线宽带等技术的发展, 第三代完全数字化的视频系统 (即网络摄像机和视频服务器技术) 已经逐步得到普及和应用。新一代视频监控技术是一种基于IP网络的、综合多种媒体信息 (如视频、音频和数据等) 的控制管理平台。这种技术以光纤网络为依托, 以数据的压缩、存储和解码为核心, 以快速、智能和强大的图像分析技术为特色, 并将各种信息整合到一个使用平台上。新一代视频技术弥补了现有原始视频监控系统的不足, 实现了无人值守监控、图像自动分析、智能比对存储和异常状态报警等功能, 彻底将现场的安防人员从繁杂而枯燥的任务中解脱出来。

对于Ⅰ、Ⅱ类重点源、放射性废物库和核电等重要场所, 视频监控是一种必要的监控手段。通过视频监控技术, 在监控现场可以快速、有效、真实地对现场信息进行反馈及存储, 而且不易被发现、不干扰现场的其他系统运行。在监控中心, 通过数据的及时上传, 各种监控资源汇接到此, 现场的视频、音频、数据信息被编码和存储, 管理部门可根据相关权限进行实时播放、远程控制和历史视频查询等操作, 实现数据的互联、互通和可控, 为各级主管部门的决策、指挥调度和现场取证等, 提供及时可靠的监控信息。

红外防盗也是废物库区和核电周围必不可少的监控手段, 使用对射式红外电子栅栏, 每隔8m布置一对, 完成全仓库周界的实时入侵监控, 与视频入侵报警互为补充。为防止小动物等干扰造成误报警, 目前比较可靠的方式是采用多光束探测技术。

4 智能化巡检管理及现场执法技术

巡检系统分为在线巡更系统和离线巡更系统, 根据放射性废物库的安全级别, 一般采用在线巡更系统。在线巡更系统由控制器、读卡器 (巡检点) 、巡检专用手机组成。该系统充分利用GPRS、GPS和GIS等技术进行巡检点定位、巡更信息上传和相关信息查询管理等。在巡检过程中, 巡检专用手机通过APP程序接收卫星发来的定位数据, 调取监控中心数据信息并比对, 经过后台处理, 根据巡检内容智能规划巡检路线和巡检方案, 可根据需要实时上传、记录和保存现场获取的图像和语音信息等, 辅助巡检人员作出科学决策。

在无网络信号或SIM卡欠费等情况下, 巡检软件可执行正常巡检工作, 巡检数据暂存在巡检手机上, 到信号稳定时自动上传数据。当巡检人员遇到紧急情况或生命危险时, 可按一键报警, 直接将当前所在位置的经纬度发送到服务器上, 管理人员可立即知道报警人员的当前位置, 及时做出处理, 尽可能地避免事故的发生。当巡检人员发现现场隐患或故障时, 可以通过拍照和录像等方式采集巡检现场情况, 并上传至监控中心, 也可以随时查看主管部门的通知公告等信息, 及时了解工作状态。

巡检平台系统通常由巡检专用机和监控中心平台组成。巡检人员在巡检时携带巡检专用机, 启动APP应用程序, 通过GPRS网络定时自动向监控中心平台发送位置和状态信息, 可随时将异常状况上传至中心平台, 并增加了一键报警功能, 当巡检人员遇到紧急情况或生命危险时, 可按一键报警, 立即把当前的位置发送到管理平台, 管理平台能准确知道巡检人员的位置坐标, 及时做出处理, 有效避免事故发生。

5 电子围栏技术

电子围栏技术就是利用高压脉冲和探测技术实现对控制区域周边进行安全布防的技术。电子围栏系统主要由防区主机、防区探测器和电子围栏等三部分组成。当有人非法翻越或破坏围栏时, 由于电子围栏采用了低能量的脉冲高压, 一旦触及, 会因有触电感而使非法入侵者离开, 同时由于脉冲高压能量极低且作用时间极短, 因而不会对非法闯入者的身体造成伤害。探测器会立刻探测到警情, 并将警情传送到管理平台, 管理平台对报警信号进行接收和处理, 发出声光报警, 提示中心值班人员通知巡逻中的保安人员立刻赶往现场处理。

6 结语

辐射剂量监控、视频监控及红外防盗和智能巡检等技术的发展, 弥补了放射性监控领域由于人为因素造成的安全漏洞。随着技术的不断进步, 这些技术将加快放射性监控工作逐步向着精细化、智能化和人性化方向发展。充分利用各种先进技术手段, 将推进、全面实现核与辐射安全监管体系和监管能力的现代化, 确保核能与核技术的健康发展。

参考文献

[1]国家环境保护总局.国家环境保护“十五”计划[R].北京:国家环境保护总局, 2000.

[2]愈军.建设和完善全国辐射环境监测网络初探[J].辐射防护通讯, 2000, (01) :3-7.

放射性技术 篇8

关键词：ZigBee技术,放射性物质,智能安保系统,结构设计

现阶段对放射性物质安全性的预防监控措施有很多, 如通过GM技术管来进行辐射探头的设计, 然而监控效果不尽人意;利用GPS、GPRS、GIS技术来监控放射性物质, 但费用较高且传输速度较慢。ZigBee技术的应用, 为放射性物质的有效监控提供了可能。基于Zig Bee技术的放射性物质智能安保系统, 安装了多种类型的传感器, 一旦出现放射性物质泄露, 相关人员能对危险类型及出现危险的物品进行快速确认, 从而及时采取措施。

1 Zig Bee技术概述

Zig Bee技术以IEEE无线标准为基础, 属于近距离、低成本、低功耗的无线通讯技术。工作频段为2.4GHz, 通过AES128加密的引用, 保证了信息传输的安全性和可靠性。Zig Bee技术的网络节点分为终端、路由器和协调器三个类型, 应用方面不同, 那么可以对节点的数量和种类灵活选择, 以便于后续的检修与维护。

2 基于Zig Bee技术的放射性物质智能安保系统结构设计

智能安保系统由多个节点组成, 分别为:监控室内部的警报装置、PC机以及数据统计节点;储存室外围的监控节点;储存罐上安装的监测节点。如图1所示。

监测节点通常位于存储罐上, 无异常情况时处于睡眠状态。当传感器检测到危险情况时, 监测节点会将危险信息的情况传输到监控节点上。监控节点对接收到的信息筛选处理, 将有效信息传输给数据统计节点。数据统计节点对所有数据进行智能判断, 倘若数据来源为振动传感器, 那么通过综合对比后, 判断危险物质是否在安全监控区内, 然后在PC机上发送相应的危险信息, 报警装置被触发;倘若数据来源为辐射探测器, 数据统计节点会将放射性物质的泄露信息直接传送到PC机上, 与此同时报警装置被触发。

3 基于Zig Bee技术的放射性物质智能安保系统软硬件配置

3.1 系统硬件设计

3.1.1 监测节点设计。

监测节点包括电源、Zig Bee、辐射探测、振动传感器、拨码开关等部分。辐射探测部分主要负责判断储存罐是否出现泄露。如检测到辐射剂量率异常, 则会将危险信息传输给Zig Bee部分;拨码开关用于储存罐的分类编号, 以准确确认危险物质;振动传感器负责监控是否存在放射性物质被偷盗、移动的情况。因为Zig Bee部分和辐射探测部分的电压不同, 因此监测节点的电路采用多路变压器。

3.1.2 监控节点设计。

监控节点需不停的接收数据, 因此通过电源适配器来保证其一直处于工作状态。因为CC2530自身有限的发送功率, 远距离传输很难实现, 因此通常使用高功率的CC2591来作为信息传输前端。如图2所示。

3.1.3 数据统计节点设计。

作为整个系统的核心, 数据统计节点不仅负责判断并处理其他节点传输的数据, 同时还负责与PC机完成数据的交互。该节点的信息传输前段通过CC2591来解决远距离传输的难题, 其结构如图3。

3.2 系统软件设计

3.2.1 监测节点软件设计。

通电后, 监测节点会按照既定的profile ID值连接到Zig Bee网络。连接后, 会对拨码开关值进行扫描, 倘若没有危险情况, 监测节点会切换到睡眠状态;倘若危险情况发生, 监测节点会再次处于工作状态。当危险信息来源为振动传感器, 监测节点会连续十次向监控节点发送警报信息和编码值;当危险信息来源为辐射探测部分, 监测节点会将辐射信息和编码值立即发送。

3.2.2 监控节点软件设计。

因为长期处于工作状态, 监控节点的编译环境为router。当接收到危险信息时, 倘若来源为辐射泄漏信息, 则会将信息直接发送给数据统计节点;倘若来源为移动警报, 则会对信息中的RSSI值进行提取并实施递推平均处理, 转化为距离值, 并和预设值进行对比。倘若距离值不在安全范围内, 监控节点会立即传输危险信息。

3.2.3 数据统计节点软件设计。

数据统计节点工作时会对所有频段进行扫描, 选择正确的信道来构建网络, 促使监控和监测节点连接到网络。在对接收到的信息分类处理后, 倘若为泄露信息, 会将放射性物质储存罐的对应编码值和危险信息传输至PC机并触发警报;倘若为移动信息, 数据统计节点会判断监测节点是否处于安全区, 倘若不再安全区, 则会将相应的编码值和危险信息传输至PC机并触发警报。

结束语

本文从整体结构、软硬件方面讨论了基于Zig Bee技术的放射性物质智能安保系统的设计实现, 旨在利用该系统精度高、可靠性强、灵敏度高、容易扩展、电路简单等优势, 为放射性物质的安全储存和管理提供新途径, 以保证人们的生命健康和环境安全。

参考文献

[1]陈琛, 刘冲, 李志阳, 谢宇希, 郑文涓.Zigbee技术在核辐射环境监测中的应用[J].电子技术, 2014 (2) .

[2]谢宇希, 刘冲, 谭伟, 吴龙雄, 曹云建.基于Zig Bee的X-γ剂量率数字化监测仪的设计[J].核电子学与探测技术, 2012 (9) .

放射性技术 篇9

1、理论基础

在漫长的地质过程中, 油田上方形成了还原环境, 使不同的放射性物质呈现出不同的特性。镭元素在还原条件下, 易溶于水并随地下水向地下渗滤, 当含镭地下水向下运移遇到阻挡层 (即盖层) 时, 向周围水平运移, 至油水边界处, 在离开了油田区的氧化环境中, 镭元素从水中析出并沉淀在岩石孔隙或裂隙壁上, 使这些地区的镭的含量偏高。这样, 经过长期的溶解、搬运、析出沉淀, 使油田上方近地表土壤中的镭元素含量比周围低。同时, 镭不断地衰变, 转变为氡, 释放出不同能量的γ射线。

因此可以测量土壤中自然状态的氡的浓度, 来对地下的含油情况做出初步的判别。自然状态下的氡是由正常氡和增量氡组成, 正常氡的浓度决定于土壤层中所具有的放射性元素镭的含量, 因为氡是由镭进入α衰变后形成的子体, 因此, 增量氡浓度的大小与油气田形成有一定的关系。

由于钍元素的含量可以反映出局部的放射性状况, 而钾是一种新生物元素, 在油田水中非常富集, 并且是含沥青质地层的指示元素。所以, 对这几种元素综合利用可以对地下的油水情况做一初步的判别。

2、技术简介

利用放射性技术对地下的油水情况做出初步的判别, 主要是利用已知油水层的参数建立油、水指纹, 来对未知地区的油水状况做出判别。

首先在已知油井处, 采用镭A测氡仪和γ能谱仪测量出地下的镭、铀、钍、钾、放射性总量五个参数, 根据这五个参数在不同的组合中占的百分含量不同, 分别建立起油指纹和水指纹的A~F六个图版。根据该区域的油、水指纹状况, 和对未知区域的铀、钍、钾、氡、放射性总量五个参数的测量情况, 对该区域的含油水情况进行判别。

3、现场应用

根据上述原理对齐家油田的金6井区块的地下含油水状况做了初步的判别, 建立的油、水指纹模型如下图所示:

对各测量排位分别建立了6种解释图版, 并以其中的F型图版为主要解释图版, 初步确定了油水区的解释模型。

即:Tc在RaA和 (U+Th) 中所占的比例大于82%的为油点的特征, 小于82%的为异常点的特征。

利用上述解释方法确定了各油井、注水井和各大剖面的油点和异常点的分布情况, 并利用此方法确定出各测量点的水淹情况, 对金6井区油田内部的地下情况有了初步的了解。确定出金6井区块的边界情况如下:

南部:边界为外4-5点和外4-4点之间, 通过与构造图和油田边界图对比, 该边界的确定基本与之吻合。

西部:边界为外3-23点, 从剖面图上可以看出外3-23点到外3-28点都是异常点而外3-29点到外3-32点又表现为油点的特征, 从T2构造图上可以看出外3-28处为一断层, 断层外为一缓坡构造, 可能具有油点的特征, 但由于附近没有探井和其他资料, 因此无法进一步确定。

北部:边界没有明显的界限, 从T2构造图和各种资料分析可知, 北部处在断层外, 是一个非常缓的斜坡构造, 附近探井也都见到了不同程度的油气显示, 油水规律混乱, 无法确定北部的边界。

东部:对油田东部的界限划分由于村庄和庄稼地的原因而无法进行探测, 准备在地面条件允许的情况下继续做工作。

4、结束语

(1) 从该项技术在金6井区块的使用情况来看, 利用放射性指纹技术在地下的油水状况判别和油水界面划分方面, 可以取得一定的效果。

放射性技术 篇10

1 混凝土受核辐射的机理

在核反应堆中发生的中子因有混凝土防护体隔离而衰减,从而使外部的辐射水平保持在安全范围内。但不幸的是反应堆发生的中子会与混凝土中的化学元素进行反应。如中子进入原子核内成为质子引起逆反应,改变了原子序数为1的原子核。这种反应称之为原子核反应,是一种有别于化学反应的一种反应。

如有关元素与中子反应,其它发生变化的元素核能过剩,其过剩的核能即以伽马射线放出。图1为一实例,混凝土中的Co(钴)和Eu(铕)被中子吸收,其它不同元素处在高能状态。其中的镍(Ni)、钐(Sm)、钆(Gd),由其原子核放出的伽马射线,称之为剩余伽马射线,放出的能量,特别是半衰期和所谓寿命,各有不同反应。由中子辐射的物质,在长期放出剩余伽马射线时,其物质即称之为放射性废弃物。特别是半衰期长、伽马射线能量高的物质,作为放射性废弃物即成为问题。在化学反应时,电子受到激发,同样会从原子放出放射线,但这是熟知的x射线。x射线一般能量较低,通常被认为是不成问题的放射性废弃物。

混凝土是由天然材料构成。核反应堆的混凝土防护体经中子照射,构成混凝土的元素即引起反应,但混凝土中的主要成分为硅(Si)、铝(Al)、铁(Fe)、钙(Ca)、氧(0)等,与这类元素反应生成的放射性元素,其寿命不长,在核反应堆报废时,并非是放射性废弃物的对象。但混凝土中含有少量的Co和Eu,而与中子反应,放出的伽马射线能量高、半衰期长,在核反应堆报废时,作为放射性废弃物即成为进行处理的一大问题。

图2为混凝土防护体在核反应堆报废时辐射能分布计算实例。横座标为距反应堆中心部分一侧的混凝土厚度,评定是否有辐射性,按有关标准由各个放射性核种(核的类别)决定,即由容许辐射级决定。如整个辐射能的总和超过容许辐射级的固体辐射性物质,即成为放射性废弃物。图2的纵座标为混凝土防护体中各辐射能与容许辐射级之比,其比超过1时即构成放射性废弃物。由图2可知,混凝土构成放射性废弃物的原因就在于混凝土中含有微量元素Co和Eu(整个辐射能约96%)。此外,构成放射性废弃物的混凝土,其厚度约为混凝土防护体内侧60 cm。

报废核反应堆的防护体,由大量混凝土构筑成,为降低放射性废弃物的处理成本,很重要的是对放射性废弃物进行减容。

2 放射性混凝土的减容法

2.1 以往的做法

对放射性混凝土的处理,以往多采用装罐法,先将放射性混凝土块装入桶罐内,再投入地坑中进行保存和监管。为减少空隙率,曾试验了多种方法,目前的填充率为75%,整个辐射能因装入桶罐反面增加。

另有一种方法为熔化法,通过熔化除去混凝中的空隙和水分,图3所示为经熔化构成的稠密混凝土,它是一种正在试验的减少其容积的方法。有报告称,采用这种方法可减少混凝土容积90%(减容率为90/100)。但是这种机械式减容方法有一定局限,无法实现大幅度地进行减容。

2.2 分离提取放射性元素减容法

混凝土作为放射性废弃物的原因主要是混凝土中含有微量元素Co和Eu。一般混凝土中含有这类元素不到数个ppm(百万分率)。每吨混凝土为数克(g)和10 g。由于存在如此微量元素,因而使整个混凝土成为放射性废弃物。Co和Eu等元素是构成放射性混凝土的主要原因(决定性元素),如能分离提取,即可想像将会实现剧烈的减容化。

按化学界的一般方法,为分离提取化学元素Co和Eu进行了研究。块头大的混凝土,能按原样进行化学处理是非常难得的,而40mm的粗骨料化学反应达到内部也较困难。为此,前提是将粗骨料、细骨料、水泥分开,通过粗骨料碎,以实现分离提取的处理方法。研究结果表明,将粗骨料碎至3～8 mm就可获得所希望的分离提取率。

图4为采用化学处理过程的一项实例。粗骨料经粉碎与细骨料共同投入121℃的硝酸溶液,浸泡24 h后进行过滤。图5为处理前后的取样。处理后的骨料呈白色。在与硝酸反应的过程中,铁、铝、铬等金属成分和微量元素Co、Eu即从骨料中除出。图6为处理前后硝酸溶液的变化情况。通过滤液颜色的变化,即可理解金属成分已被提取出。据化学分析结果,在这阶段前,处理前的骨料,在滤液中被提取的Co和Eu约在90%以上。对于滤液的处理,由于处理后的骨料,Co和Eu已被除去90%以上,其浓度已在1/10以下。其结果如图2所示,容许辐射级之比同样也在1/10以下,整个混凝土即在容许辐射级以下。

在硝酸滤液中,Co和Eu开始被溶入金属成分,如按原样进行中处理,存在于混凝土中具有一定百分数的铁、钴和铬等非放射性元素的硝酸盐,也会被按放射性废弃物处理,无法实现显著的减容化。由于铁、铝和铬等的氢氧化物在pH值为3～4时沉淀,经中和处理,如按以上两阶段进行,即有可能进一步提高减容率。在pH值达到4时,残存在沉淀中的铁等就可按图4所示非放射性废弃物(一般废弃物)处理。最终达到pH值为7,经中和的含有Co和Eu的沉淀物就可作为放射性废弃物处理。而经过中和的溶液便可原样排放。

2.3 对分离提取减容法的评价

为评价减容率,曾采用10 kg基数的混凝土骨料进行过分离提取试验。所用骨料为非放射性骨料,与核电站使用的骨料相同。试验装置如图7所示,装骨料的为聚四氟乙烯筐。该装置可经受121℃硝酸溶处理,压力容器的容积为100L。

使用该容器对粉碎混凝土粗骨料10 kg进行24 h处理,此后易按上述2.2项所述进行化学处理,结果如图8所示。按质量平衡法,以混凝土重量100倍即1 000 kg进得表述。

这次的化学处理结果,1 000 kg的混凝土,除去90%以上的Co和Eu,其骨料为760 kg,作为一般废弃物处理的铁等硝酸盐为520 kg,最后剩下的必须作为放射性废弃物处理的Co和Eu硝酸盐为7.4 kg,作为放射性废弃物的处理对象为7.4 kg,其减容率为7.4 kg/1 000 kg,即1/100以下。这种分离提取法的减容率效果,与机械式处理法相比,可提高100倍以上。

3 处理后骨料的再利用

如图8所示,经化学处理的骨料为760 kg,作为Co和Eu放射性废弃物的决定因素已除去90%以上。这类骨料在以后的核电站的建设中即可用于混凝土防护体内侧。如有可能,这类骨料就可按新的规定在报废核电站时没有必要将其混凝土作为放射性废弃物处理。至此,一直是报废核电站解体工程中的一个弱项,就可按一种“副产材料问题”解决。

表1为使用处理前后骨料制作的混凝土试件(砂浆试件)进行抗压强度试验的结果。由表1可见,与采用处理前,骨料制作的混凝土试件相比,处理后的骨料制作的混凝土试件,其抗压强度并不逊色。由此可以预见,形成放射化原因的微量元素经过定量化的混凝土,最终作为低放射化混凝土材料,其利用值值将会获得提高。

4 结束语

按有关放射性标准,对放射性废弃物所作的低放射化混凝土一直在进行开发。经30年的实验研究,已确认混凝土中的微量元素Co和Eu是产生混凝土放射化的主要原因;含微量元素的混凝土材料仍属于一种石灰岩系材料。

对放射性混凝土进行减容很重要。本文介绍的分离提取法,不仅是减容法的一种革新,而且使经过硝酸处理的骨料还可用于后期核电站的建设。

放射性找矿往事 篇11

418队在当时是一个专业的放射性勘查地质队，地点在怀化溆浦。我们的目标是寻找铀矿。2010年有部叫《山楂树之恋》的电影，里面的男主角老三得了白血病，他从事的就是放射性找矿工作。一般我很少看电影，但是，这部电影我很认真地看完了。

臭老九下乡

1968年正值文化大革命的起始阶段，但是，社会各界对知识分子已经开始不那么尊重了，臭老九这个名号已经成为知识分子的代称了。

这年秋天，我分配到418队的时候，住在一户农家的猪圈里。这体现了当时的阶级和对知识分子的歧视，因为那些根红苗正的队员们已经把好的农户或者好的宿舍选完了，我是最后一个挑选的，所以，没得选择。

在不少影片当中，地质队员挂了绿帆布的钻井架和帐篷，那是开采铅锌锰矿的；而我们则是露天开采铀矿。

每天手都持伽玛仪漫山遍野地探测，听到指针偏转嘎嘎声响就断定有矿。然后钻镐打洞、填药炸炮、扒石找矿，每次都是不等硝烟散尽就捧起那一块块品位不高的鸡窝矿装上车送往神秘的地方提炼。

那时，我们充满着神圣的豪情，想着是为了“要准备打仗”而造原子弹。还经常看到一身戎装的许世友司令员脚穿布草鞋在爬山找矿，来到我们身边叮嘱我们要“一不怕苦二不怕死。”

当时，每年的探亲假只有15天，其他所有时间都是山上找矿。溆浦的山也很多，有时候吃住都在山上。

营养品补给

在《山楂树之恋》的电影中孙建新的工友对静秋说，听说他拿了几块矿石到省里去化验，有放射性，孙建新也因此得了白血病。其实，我们当时的条件也是非常简陋，再加上防护知识比较缺乏，并没有太多的保护措施。

但是，我们是每工作一天，休息一天，然后418队每隔3天就给我们发一瓶炼乳或者麦乳精。这是当时最好的补品了，所以，我们心里还是乐滋滋的。

矿山每天用当时刚从日本进口的三凌翻斗车接送我们上下班，工作服上沾上一身矿粉还穿回家；后来我们全体转战到了放射性物质更集中的提炼工厂，分配在矿石破碎、硫酸浸泡、液相萃取、板框压滤、离心提纯等不同的岗位上，最后的成品是黄灿灿的铀235，被装进用铅防护的铁桶中，武装押运到更神秘的地方进一步加工。

可以说，工序越向后放射性越强，而我们必须在毫无防护的敞开式岗位上工作，硫酸浸泡池出渣我们要跳进去用铁锹掀到皮带机上，萃取槽铅衬漏了我们要钻进去补焊，成品压滤机出清后我们要清洗换滤布……

时时与放射性金属铀打交道，而我们的防护只是戴两只纱布口罩，每天洗澡换衣回宿舍。渐渐地职业病出现了，普遍的白血球低（通常每毫克在3000单位以下），老感到疲劳，一些同事还经常住院治疗。

其实我们一直知道，在放射性铀中存在α、β、γ三种射线，穿透强度是几何级地增加，γ射线的半衰期就是万年。

三次遇险

在此期间，我曾遇到3次险情。

第一次我差点淹死。那是1969年的一天，接到大队通知，要在指定的时间、地点开碰头会。那时正值雨季，当走到湑水河边时发现洪水狂泻而下。我正往河边走着要渡河，听到远处老乡高喊：“同——志，不——能——过，危——险！”

我一边回答说不怕，一边向对岸渡过，这时洪水已淹过胸部。当快到达对岸时，一下掉进一个深坑，连喝几口洪水。在这千钧一发之际，一手抓住一根小树枝，这才脱险，迅速游到对岸。开完会后返回时才发现那是一个坍塌的坟坑，现在回想起来真有点后怕啊！

第二次险情发生在溆浦县岩湾矿区分队。当时，我们正在进行常规地质工作，设计了一口深15米的浅井。当挖到12米时，民工打好炮眼，却无人装药、点火、放炮。不容多想，我主动下井操作。

在井下，我把5个炮眼装上炸药，插上导火线，填好泥巴，用烟头迅速逐个点燃导火线，火花闪亮着发出吱吱的响声。这时，我连续3次喊话叫井上人员提绳，辘轳才往上绞！刚出井口走到井边，就听见“轰”的爆炸声，霎时间井中的大小石头像火山爆发一样向井口喷射出来，接着又像天上下石头似的劈里啪啦砸在地上和我戴的安全帽上。井上的人惊呆了。因为再稍慢一点上来，我就粉身碎骨了。

第三次险情现在想来，倒有几分浪漫感觉。

一次，接到紧急任务，我们组成三人小组，手握电筒连夜向统溪河矿点进发。由于白天爬了一天山，已很疲惫，现在又要连夜赶到目的地，直走到天蒙蒙亮时，实在走不动了，就在一条河边找了一块平地躺下休息，结果睡着了。

不知睡了多久，只感觉有什么东西在扒动我的腿。起初还认为是同组的小李的动作，没有在意，一会儿感觉有毛茸茸东西在脸上拂动，奇痒难忍。爬起来向四周寻找，却发现是一只黄鼠狼向远方奔跑。就是这个小动物，扰乱了我们的“美梦”！

放射性勘探

放射性勘探又称放射性测量或“伽玛法”。由于地壳内天然放射性元素衰变放出的α、β、γ射线，穿过物质时，将产生游离、荧光等特殊的物理现象，人们根据放射性射线的物理性质利用专门仪器（如辐射仪、射气仪等），通过测量放射性元素的射线强度或射气浓度来寻找放射性矿床以及解决有关地质问题。

放射性技术 篇12

放射性同位素在医学领域有着广泛的应用, 如60Co、192Ir用于恶性肿瘤的放射治疗, 18F用于PET -CT的示踪剂, 131I用于甲亢的治疗等。由于医用放射性同位素存在电离辐射, 因此在使用过程中不可避免地会对操作人员造成不同程度的伤害。 电离辐射有不同的防护方法, 其中避免接触、远离放射源是最根本、最有效的方法。 机器人技术广泛应用于国民生产的各个领域, 具有通用广泛和灵活性等优点, 本文重点介绍我院将一种Torobot机器人应用于131I药剂遥控分配, 从而达到放射防护目的的一种装置。

1 Torobot机器人简介

Torobot机器人是一种通用机器人实验应用平台[1], 该平台通过对各种机械部件、传感器、驱动板舵机、步进电动机以及控制软件的不同组合, 可以制造出不同用途的机器人。 按照功能划分, 一个Torobot机器人大体分为以下3 个部分:

(1) 功能模块。 该模块是实现设计功能的模块, 包括轮子、机械手、电动机、传感器、传动和支撑装置等, 通过这些零件的有机组合, 从而实现各种预定的动作。

(2) 驱动模块。 该模块负责接收控制软件的信号及传感器的反馈信号, 经过处理后驱动功能模块。Torobot机器人的驱动模块支持32 路输出, 可以通过USB接口与上位计算机或单片机进行通信, 接受上位机指令。 该模块还支持蓝牙技术, 可通过安装Android系统的手机进行遥控操作。

(3) 控制软件。 Torobot机器人的控制指令非常简单, 一条指令通常由端口号、步进幅度、运行时间等因素构成。 软件支持存储一系列动作, 从而形成一个动作组, 通过对多个动作组的组合, 进而实现既定的设计功能。 为了更加简单直观地设计动作组, 系统提供了一个设计好的软件 (如图1 所示) , 能够非常快速地对相关动作进行调试, 调试完毕后存入系统, 以方便日后的调用。

2 装置研制

2.1 主要技术路线

放射性药剂遥控装置的设计采取如下的技术路线:分解规范放射性药剂 (以131I为例) 的分配流程→为每个流程设计动作组→调试动作组→组合动作组, 从而形成整个药剂分配流程。

理论上, 一个标准的131I药剂分配过程包括以下内容: (1) 把2~3 m L的131I药剂从有防护功能的铅罐中抽取出来; (2) 为了减少分配误差, 方便后续的操作, 将131I药剂进行稀释[2,3]; (3) 根据每位患者所需服用的剂量计算相应的稀释后液体的体积; (4) 抽取相应体积的稀释液, 移位后注入药杯中; (5) 患者拿走药杯服药, 药杯自动补充。 循环执行步骤3 到步骤5, 可以对多个患者进行给药 (如图2 所示) 。

通过对Torobot机器人的性能分析以及任务流程的解析, 我们认为完全可以用Torobot机器人的通用模块和通用软件实现131I药剂的自动分配过程。 对比以前类似研究[2,3,4,5,6,7,8], 他们研究的重点在于设计相应的硬件装置, 这些装置虽然有很强的针对性, 但通用程度不够。 在本次研究中, 硬件、软件几乎完全是现成的, 因此, 研究的重点是如何利用机器人去设计一个符合规范、简单合理的程序, 并具有一定的通用性。

根据上述流程, 我们设计了一个具有6 个自由度的机械手 (如图3 所示) 完成1~4 步骤, 一个二维平台完成5 步骤。 理论上, 3 个自由度控制注射器移动, 1 个自由度控制注射器的吸入注射就可以完成上述任务, 但是为了更加灵活地进行控制和操作, 我们增加了适当的冗余, 由8 个自由度完成药剂的分配。

在完成硬件的搭建后, 主要的工作就是调试动作组, 这也是本次研究的重点。 所谓动作组, 就是机器人的一组动作, 这组动作由一个或数个电动机逐步或同时运动完成的。 例如, 抽取药物的动作组是:1号电动机旋转至合适角度;2、3、4 号电动机同时动作, 将连接在抓手上的注射器针头平稳插入药瓶, 当针头触底时, 压力传感器发出信号, 电动机停止动作;6 号电动机运动, 控制抓手打开, 带动注射器活塞做抽液运动。 在调试动作时, 可以通过如图1 所示的软件进行直观控制, 逐个电动机调整, 带动机械臂完成既定动作, 同时适当注意部件运动的速度, 保证动作平稳紧凑。 在机械臂运动的同时, 系统会自动生成一条代码, 直接修改代码参数, 可以对机械臂进行更加精密细微的控制。 一条代码的构成为:#p (0) …#p (n) x (0) …x (n) t (0) …t (n) , 其中, #p (n) 表示电动机对应的端口号;x (n) 表示电动机的运动参数, 0~360°分别对应0~5 000;t (n) 为实现电动机运动的时间。 由代码的格式可以看出, 系统支持多个电动机同时运动。 一旦动作组调试完毕, 可以把该组动作存入系统, 下次需要同样的动作时, 取出调用即可。

2.2 系统框架

系统大体由2 个部分构成, 即控制部分和运动部分, 其中运动部分又分为分药和给药2 个部分, 如图4 所示。

通过分解、调试、组合各动作组, 最终设计了一套完整的药剂分配装置, 这套装置的系统运动框图如图2 所示。

2.3 系统应用的软硬件

系统控制软件由Torobot公司提供, 在网页上可以自由下载。 机械臂主要部件从公司采购, 机械臂与注射器的适配器由自己加工组装。 二维平台主要部件由自己加工, 2 个步进电动机从市场采购, 一个电动机负责将药杯推向出口, 另一个则负责将平台出口指向患者方向, 由患者将推出的药杯取走。 图5 展示的是组装完毕的整个系统。

图5 中从左至右依次为控制计算机、二维给药平台、机械臂、药液稀释杯、131I药剂原液罐。

3 结果

通过测试, 整套装置完全达到了设计要求, 操作人员可以通过遥控操作机械臂及一个二维平台完成131I药剂的分配, 避免了和放射性药剂的直接接触, 从而在不降低工作质量的前提下提高了放射防护水平。

4 讨论

Torobot机器人是一种以实验为主的机器人系统, 虽然结构简单, 但其性能还是非常强大的。 与类似的研究相比, Torobot机器人是一种通用平台, 支持Windows、Android操作系统, 并提供了一批制式的电动机、传感器、连接件, 动作组的设计方便简单机器人在跟随人工操作一次后, 就可以独立地重复相同动作, 体现了人工智能的特点。 另外, 在实践过程中, 我们认识到可以从以下几个方面进行改进和加强:

(1) 电动机、传感器、齿轮的精度有待提高, 机械结构可以进一步优化。 Torobot机器人主要是用于实验的平台, 各种部件的精密度远没有达到工业应用的水平, 因应用于药剂分配的任务较简单, Torobo能够解决, 但面对复杂的任务时它就显得力不从心了, 因此, 利用这个实验平台, 了解和掌握机器人技术方法, 通过改进硬件装备, 进行结构的优化, 一定可以开发出能应对各种复杂任务的装置。

(2) 该流程还有较大的优化空间。 例如, 药剂通过注射器抽取和注射, 剂量的多少是通过摄像头来观察的, 操作者在软件界面上通过拉动移动条来控制机械臂抓手的开合, 从而带动注射器的抽注动作事实上, 电动机的步进系数、注射器的长度、药剂量之间存在简单的函数关系, 因此, 通过合理的设计和增加相应的质控手段, 完全可以实现整个流程的全自动化。

5 结语

该装置虽然达到了设计要求, 但精度有待提高, 结构和流程还有很大的改进空间。 本次设计任务相对简单, 但有一定的通用性, 在核医学领域、实验室、检验科以及医院其他能接触辐射物、 有毒有害物质的场所, 这种平台有很大的应用空间。 因此, 在下一步的工作中, 我们将对系统的通用性、精确度及自动化程度进行更深入的研究。

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