5％含硼聚乙烯屏蔽快中子的实验研究与分析

目的 为了解5％含硼聚乙烯(原子数％)屏蔽快中子的防护效果,用锎-252(252Cf)和镅-铍(241 Am-Be)标准中子源分别对其屏蔽快中子的防护效果进行了实验研究.方法 将3.2 cm厚的含硼聚乙烯板裁成直径5.5cm,厚度3.2 cm的圆形待测样品,叠加为不同的样品厚度,在国防科技工业电离辐射一级计量站用252Cf和241Am-Be标准中子源照射,分别测量不同厚度的含硼聚乙烯板对其快中子的透射率.结果 结果表明,该含硼聚乙烯板厚度为3.2 cm时,对241Am-Be源中子屏蔽效率为47.7％,对252Cf源中子屏蔽效率60％,该含硼聚乙烯板厚度为12.8 cm时,对241 Am-Be源中子屏蔽效率为91％,对252Cf源中子屏蔽效率95.5％,该含硼聚乙烯板厚度为22.4 cm时,对241Am-Be源中子屏蔽效率为97.9％,对252Cf源的中子屏蔽效率98.2％.结论 该含硼聚乙烯板是一种高效的防中子屏蔽材料,可有效用于中子和中子、γ混合辐射场中的中子辐射屏蔽防护.     

反符合方法用于降低内照射直接测量系统探测下限的研究

目的 目前肺部计数器在超铀核素的内照射直接测量方面存在探测下限较高的问题，本文采用反符合方法降低系统的本底，进一步降低系统探测下限。方法 在肺部计数器系统内建立宇宙射线探测器，采用反符合方法，研究宇宙射线中μ子等硬成分对肺部计数器系统本底的影响。该宇宙射线探测器主要由140 cm（长）×110 cm（宽）×5 cm（高）的大面积塑料闪烁体和反符合电路组成。结果 在6~2 MeV能量段，增加反符合探测器后系统的本底计数率由2.5 cps降至2.2 cps。测量时间1 800 s，系统对²⁴¹Am（59.5 keV）和²³⁹Pu（13.6 keV）的探测下限可达1.4 Bq和1 700 Bq。结论 用肺部计数器直接测量超铀核素的过程中，采用反符合方法降低宇宙射线硬成分可以较好地降低部分系统本底，在降低核素探测下限方面起到一定作用。     

某医院15MV加速器机房防护门屏蔽计算

目的 对15 MV医用加速器机房防护门进行屏蔽计算,提出合理的屏蔽设计方案。方法 以Siemens ARTISTE 15MV医用加速器及机房为研究对象,根据国家法规标准以及行业报告对防护门处剂量进行分析与估算,提出屏蔽设计方案。结果 建设单位实际施工时采用的防护门为2 mm Fe＋15 mm Pb＋8 cm聚乙烯＋3 cm BPE（含硼5%的聚乙烯）＋2 mm Fe,屏蔽厚度略高于设计厚度,检测结果均符合国家相关法规标准要求。结论 计算方法可行,屏蔽设计方案合理。     

距离及屏蔽对数字床旁X射线摄影散射线防护的影响

目的探讨数字床旁x射线摄影过程中不同距离与屏蔽材料对于降低散射线的效果和可行性。方法利用胸部体模作为被照体，在79kV、3．2mAs摄影条件下，分别测量不同距离时有无铅屏风遮挡的散射线剂量，以及砖墙与轻钢龙骨墙屏蔽后散射线剂量。结果散射线剂量随测试距离增大而降低。相同距离，有铅屏风遮挡时，所测得散射线剂量仅为无遮挡的3％左右。两种不同建筑材质墙体对散射线的屏蔽效果相差很大，砖墙后所测得散射线数值近似于本底值。结论在数字床旁x射线摄影过程中，屏蔽防护是重要的降低散射线剂量的措施，辅以适当的距离防护有助于进一步降低散射线剂量。     

屏蔽室内氡对全身和肺部计数器测量性能的影响

目的 测定铅屏蔽室内氡对全身和肺部计数器测量¹³⁷Cs和²⁴¹Am的最小可探测活度的影响程度。方法 通过对屏蔽室进行通室外空气降氡。用测氡仪对屏蔽室内的氡浓度进行连续测量,同时测量全身和肺部计数器的本底谱。结果 通过实验数据分析表明,通风降氡可以降低全身和肺部计数器测量¹³⁷Cs和²⁴¹Am的最小可探测活度14%至23%。结论 对屏蔽室通风降氡,能有效地提高全身和肺部计数器的探测性能。     

医用电子直线加速器建设项目屏蔽设计

目的为医用电子直线加速器建设项目提供优化的屏蔽设计方案,使之在可合理达到的尽量低水平(ALARA原则),避免过度防护。方法选取2017年广东省某医院电子加速器建设项目作为评价对象,利用十分之一值层厚度法(TVL)分别估算医用电子直线加速器机房屏蔽墙屏蔽防护和距离防护与剂量率的关系及防护门屏蔽设计,为医用电子直线加速器建设项目提供屏蔽设计方案。结果屏蔽设计方案确定为:机房屏蔽墙的主、副和次屏蔽墙外30 cm处与等中心点距离分别为8.0、7.5和5.5 m,屏蔽厚度分别为3 100、1 500和1 600 mm混凝土,防护门为18 mm铅板+100 mm含硼聚乙烯板。结论在考虑到社会代价和经济利益等因素的条件下,采用屏蔽设计优化方案,使医用电子直线加速器建设项目满足辐射防护要求,又满足资源利用最大化,防止屏蔽过度,对辐射防护的发展有重要意义。     

移动铅屏风应用于数字床旁X射线摄影的防护效果分析

目的 明确在床旁摄影过程中铅屏风放置在什么位置和距离对散射线的屏蔽效果最佳,并建立屏蔽前后散射线的量化指导性曲线和表格。方法 利用胸部体模模拟受检者胸部,被照体模所在位置为散射线源,照射野中心为散射线源中心。采用不同摄影条件分别曝光,在曝光时对距离散射线源中心1m、2m、3m、5m区域分别进行铅屏风遮挡前后散射线多少的测量,并对所测量数值记录和分析。结果 有铅屏风防护时散射线剂量,是同等距离无铅屏风防护时散射线剂量的几十分之一、几百分之一,在2m到3m的距离铅屏风基本可以完全屏蔽散射线。结论 在床旁摄影过程中,采用铅屏风作为防护设施,散射线衰减非常显著甚至衰减为零。     

对X-γ射线天空反散射的分析

目的分析屏蔽室外由天空反散射引起辐射剂量的数值变化规律和日常辐射监测中对天空反散射的监测方法。方法通过蒙特卡罗程序MCNP4C建模模拟多种条件下X-γ射线的天空反散射。结果通过统计学方法分析出大尺寸空间天空反散射的阴影半径经验公式。结论屏蔽室外由天空反散射引起的剂量数值变化规律上并不单调递减,在建筑物的阴影半径处达到剂量最大值,建议在阴影半径处进行监测。     

减压蒸馏提纯硝酸对食品中铅测定的影响

在测定食品中铅的过程中,样品消解是很关键的一步,而消化过程所使用的硝酸试剂中铅本底的高低决定了检测结果的质量。国产硝酸试剂价格低廉但本底含量很高,进口试剂本底含量低但价格昂贵。在实验中大批量使用进口硝酸试剂,成本非常高,相对使用大批量经过提纯的硝酸则节约很多     

用两种效率刻度方法测量比对土壤介质放射性核素

目的 为了检验和提高γ谱仪测量准确性。方法 本实验室参加了由IAEA组织的土壤介质放射性核素测量比对活动。结果 分别采用由标准源刻度的和无源模拟刻度的效率曲线法,使用低本底高纯锗γ谱仪对土壤样品进行测量,通过相对偏差、Z检验、U检验、准确度和精确度等综合检验方法对测量结果进行了比对测试。结论 此次比对数据结果为"可以接受",从而验证了效率曲线刻度来源(包括无源模拟)的可靠性。     

医用电子直线加速器治疗室辐射屏蔽计算软件的设计

目的：在医用直线加速器电子线模式和X射线模式下对机房屏蔽材料厚度进行快速估算,减少手工计算所引起的繁重工作并减少计算过程中的错误。方法：参照国内外已有的辐射防护屏蔽计算经验,分析医用直线加速器不同工作模式下对工作人员和公众的危害因素进行计算机程序设计,编制完成后与实际屏蔽参数进行对比。结果：通过与医用直线加速器治疗室实际屏蔽效果验证进行比较,医用电子直线加速器治疗室辐射屏蔽计算软件的计算结果与参考经验公式进行计算的结果相吻合。结论：医用电子直线加速器总治疗室辐射屏蔽计算软件可用于对医用电子直线加速器治疗室屏蔽材料的厚度进行估算,能够大幅简化繁琐的计算过程,并使计算结果更为准确可靠。     

基于蒙特卡罗方法的质子治疗室屏蔽防护探讨

目的 探讨质子治疗室屏蔽防护材料和屏蔽厚度的选择,积累质子治疗室屏蔽防护经验,为质子治疗室的建设提供科学依据。方法 采用基于蒙特卡罗方法的FLUKA程序建立质子治疗室的屏蔽计算模型,模拟质子治疗室的辐射场分布,对质子治疗室的屏蔽进行优化。结果 厚度为250 cm混凝土控制室墙外30 cm处周围剂量当量最大为3.12 μSv/h,改变屏蔽方案为5 cm钢板（机房侧）+237 cm混凝土+8 cm聚乙烯（控制室侧）后,周围剂量当量最大值为1.43 μSv/h,调整材料位置后,治疗室控制室墙外30 cm周围剂量当量率最大为3.95 μSv/h。结论 质子治疗室辐射场中,主要是中子和γ射线,中子对剂量当量的贡献占绝大部分比重。且质子治疗室辐射场中主要以高能中子和快中子为主。因此其屏蔽防护主要考虑中子防护,在屏蔽材料的选择上应充分考虑辐射场的中子能量。     

Photoneutron production in the primary barriers of medical accelerator rooms.

Several radiation surveys, at medical linear accelerator facilities where lead or steel had been used with concrete to fabricate the primary barriers, revealed the existence of a sizable neutron field outside the shielding. This neutron field is produced by photoneutrons generated in the metal portion of the shield when the primary x-ray beam is aimed at the barrier. A method was developed to calculate the neutron dose-equivalent rate expected outside a primary shield when it is irradiated by a high-energy x-ray beam. It was found that the minimum photoneutron dose was produced when the metal part of the shield was positioned inside the treatment room in front of the concrete and also by using steel in place of lead. A thickness of less than or equal to 17 cm of metal on the inner surface of the shield produced only a slight increase in the neutron dose equivalent outside the barrier.     

CT非扫描区域防护方法的研究

目的 对CT检查中非扫描区域敏感组织器官的防护方法进行分析和研究。方法 通过分析非扫描区域受到辐射的原因,针对受到辐射的原因逐一提出防护方案。结果 放射卫生管理方面应增强人员防护意识,规范机房内外环境,完善规章制度。使用先进技术进行操作扫描,防护方式分为体表屏蔽、源项屏蔽和体内屏蔽三种。体表屏蔽需要选择先进的屏蔽材料,使用大于0.5 mm铅当量的个人防护用品。源项屏蔽的方法在CT机架孔径正反两侧架设屏蔽,极大地降低了到达非扫描区域的漏射线和外散射线。体内屏蔽通过口服硫酸钡增加人体消化道内局部密度衰减体内的内散射线。源项屏蔽和体内屏蔽的可行性与实用性需进一步通过实验验证。结论 对于CT检查时非扫描部位敏感组织器官的防护应当以"重视操作和防护技术,加强放射卫生管理"的原则为指导;在CT操作方面,在满足影像质量的条件下,选择低剂量扫描方式。在防护技术方面,应依照"衰减漏射线,屏蔽散射线"的理念进行防护。     

Radiation transmission and scattering for medical linacs producing x rays of 6 and 15 MV: comparison of calculations with measurements

We present comparisons of calculated and measured dose equivalent rates outside the shielding and in the entry mazes of 2 medical linac facilities producing x rays at 6 and 15 MV. Calculations were made using the NCRP recommendations for estimating transmission of radiation through a shielding wall and scattering of radiation in a maze. We found that, for walls made of high-density concrete, the x-ray dose rate outside the shield was estimated within 50% if transmission factors measured in the appropriate high-density concrete were used. The dose rate was overestimated by a factor of 2-4 when transmission factors for normal concrete were scaled using a density ratio. Dose equivalent rates calculated for x rays and neutrons in the entry mazes agreed within a factor of 2 with the measurements.     

A study of neutron leakage through an Fe shield at an accelerator

The spectrum of neutrons, produced in the interactions of hadrons with energies up to several hundred GeV, that are emitted through a large Fe electro magnet has been determined by use of a multisphere spectrometer both before and after the shielding was augmented with concrete. The existence of leakage neutrons at energies of approximately 0.005-1.0 MeV was verified in the initial configuration, and found to be completely eliminated in the spectrum obtained after the concrete was added. The quality factor of the radiation field was measured; the values are reduced from about six to three with the extra shielding. Additional fluence measurements in the environs of the magnet can be interpreted in terms of a skyshine mechanism with source and attenuation parameters consistent with the energies and intensity of the leakage neutrons.     

Measurements of effective doses of natural background level of neutrons with etched-track detectors

An etched-track method was applied for a measurement of the effective dose of natural background neutrons. Ten assemblies of polycarbonate film and 10B were placed at the center of a rem-counter type moderator. The assemblies were put in an air-tight container in order to avoid a continuous contribution from radon. Electrochemical etching was adopted. The sensitivity of the detector was 0.21 +/- 0.02 microSv pit(-1) cm2. After a period of storage of 4.3 y, the number of recorded artifact pits in the films corresponded to an effective dose rate of 0.8 +/- 0.2 microSv y(-1). The effective dose rate of natural background neutrons was 18.1 +/- 3.6 microSv year(-1) for the same period, with an artifact dose being subtracted. The total net number of etched-track pits of the present detector was 75 +/- 15 when used for measuring an effective dose of natural background level neutrons for 1 mo, which gives enough counting statistics. The method can thus be applied for monitoring the effective dose of neutrons around nuclear sites and high-energy accelerator facilities.     

自屏蔽回旋加速器辐射剂量测定

目的检测自屏蔽回旋加速器的辐射剂量,以保障放射工作人员的安全。方法应用手提便携式辐射测量仪检测加速器室、放化实验室以及靶的拆卸和重装过程中的辐射剂量。结果加速器室、放化实验室以及靶的拆卸和重装过程中的辐射剂量在规定的安全范围之内。结论回旋加速器自屏蔽系统、合成热室、分装防护屏等具有良好的辐射屏蔽效果。     

Dental staff doses with handheld dental intraoral x-ray units

A handheld portable dental intraoral x-ray system is available in the United States and elsewhere. The system is designed to minimize the user's radiation dose. It includes specially designed shielding of the x-ray tube housing and an integral radiation shield to minimize backscatter. Personnel radiation dose records were obtained from 18 dental facilities using both the handheld system and a wall mounted dental x-ray system, providing 661 individual dose measurements. Dental staff doses were also compared for the handheld and conventional systems using both film and digital imaging for the same facilities and staff members. The results indicate that the doses for the handheld systems are significantly less than for wall-mounted systems. The average monthly dose for the handheld systems was 0.28 μSv vs. 7.86 μSv (deep dose equivalent) for the wall-mounted systems, a difference that is statistically significant at the p = 0.01 level. Consequently, there should be no concern about the use of this handheld dental intraoral x-ray system. Additional shielding efforts, (e.g., wearing a lead apron) will not provide significant benefit nor reduce staff radiation dose.     

头部CT扫描时防护围脖对减少甲状腺辐射剂量的评估

目的 评估头部CT扫描时患者甲状腺部的辐射剂量和防护围脖对减少甲状腺的辐射受照的作用。方法 取尸体标本(头颈部)采用不同型号CT机和不同扫描模式分别进行使用防护围脖前、后的头部扫描,扫描前将热释光薄片射线剂量仪贴覆在甲状腺中心,记录使用前、后的扫描参数、CT使用的剂量加权指数(CTDIw)、剂量长度积(DLP)和被照体射线剂量。结果 使用防护围脖前甲状腺部接受的有效辐射剂量为0.207mSv,使用后0.085mSv。前后对比,甲状腺部辐射剂量平均降低58%。结论 一次头部CT扫描时甲状腺部接受的有效剂量很低,但累加辐射危害严重,防护围脖具有良好的防护效果,应在头部CT扫描时常规使用。