90Y树脂微球治疗患者尿液中90Y放射性活度检测和分析

目的研究患者接受90Y树脂微球选择性内放射治疗(SIRT)后48 h内所排泄尿液中90Y的放射性活度, 为术后患者排泄物的管理提供建议。方法收集3名患者在术后0～24 h和24～48 h两个时间段内排泄的尿液, 并对尿液中的90Y放射性活度进行检测和分析。结果 3名患者术后0～24 h和24～48 h尿液中的90Y放射性活度排泄量分别为(1 266±258)kBq/GBq和(140±106)kBq/GBq, 90Y放射性活度浓度分别为(640±113)kBq/L和(53±12)kBq/L。结论 90Y树脂微球治疗术后肝癌患者0～24 h排泄尿液中的90Y放射性活度比24～48 h高。术后患者可通过增加排泄尿量的方式来加速排出体内游离的90Y;患者住院期间的排泄物应按照HJ 1188-2020《核医学辐射防护与安全要求》的要求处理。     

90Y树脂微球选择性内放射治疗放射防护检测与剂量评估

目的对90Y树脂微球选择性内放射治疗过程进行放射防护检测和剂量评估, 为放射防护工作提供参考。方法对90Y树脂微球介入手术治疗各操作环节和患者体表的外照射水平进行检测, 估算相关人员的受照剂量水平。结果 90Y树脂微球分装及转运过程的剂量率水平为1.12～454 μSv/h, 手术操作过程为2.06～58.2 μSv/h;3名患者术后0.5 h, 体表5 cm和1 m处的剂量率分别为22.7～64.1和0.82～2.55 μSv/h。按照每年200例患者的工作量, 90Y树脂微球药物操作对工作人员年个人有效剂量贡献为0.12～1.03 mSv/年, 术后患者对公众、家属及陪护志愿者的个人有效剂量贡献为0.02～0.24 mSv/年。结论在患者治疗、护理和出院过程中, 工作人员、陪护志愿者和公众的照射剂量均低于(GB 18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》)中的剂量限值和医疗机构设定的管理目标值。     

高能光源储存环及同步加速器屏蔽计算与探讨

目的验证和探讨在高能同步辐射光源辐射屏蔽计算中半经验公式和蒙特卡罗模拟方法的一致性和适用性。方法分别采用半经验公式和蒙特卡罗模拟独立计算单电子打靶时屏蔽体外产生的周围剂量当量。结果Jenkins半经验公式计算结果与蒙特卡罗模拟结果比值范围为111%~153%,Sakano半经验公式计算结果与蒙特卡罗模拟结果比值为201%。结论对单一屏蔽材料,半经验公式可简单、保守地完成对高能电子加速器的屏蔽计算。对于多种屏蔽材料,宜采用蒙特卡罗模拟方法。     

PET/CT工作场所合理布局设计的探讨与分析

目的：探讨PET/CT工作场所布局设计内容,为医院PET/CT工作场所新建和改建设计提供参考。方法：根据相关文献资料和工作经验,结合PET/CT工作场所放射防护特点,对具有放射性的PET/CT工作场所布局的合理性进行分析。结果：针对PET/CT工作场所存在的不足,提出合理可行的布局设计要求。结论：对PET/CT工作场所合理的布局设计对降低辐射水平、实现辐射防护最优化以及满足工作人员、受检者和公众照射最小化要求等方面具有重要意义。     

222Rn-220Rn分辨探测器参加国际比对结果分析

目的 提高²²²Rn与²²⁰Rn的累积测量水平,保证测量结果的准确性与可靠性。方法 采用中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所的氡课题组（以下简称本实验室）改进的LD-P型²²²Rn-²²⁰Rn分辨探测器参加日本放射线医学综合研究所（NIRS）组织的²²²Rn-²²⁰Rn累积探测器国际比对。将²²²Rn-²²⁰Rn分辨探测器寄往日本,在NIRS的²²²Rn室和²²⁰Rn室进行不同条件下的比对,暴露结束后再寄回本实验室进行蚀刻与分析,测量结果告知NIRS。最后NIRS将²²²Rn与²²⁰Rn暴露参考值回馈本实验室。结果 在高²²²Rn和低²²²Rn条件下,测量值与NIRS提供的参考值的相对百分偏差（RPD）分别为-12.0%、-11.8%;变异系数（COV）分别为3.0%、6.2%。在高²²⁰Rn和低²²⁰Rn条件下,测量值与NIRS提供的参考值的相对百分偏差（RPD）分别为-0.8%、-8.0%;变异系数（COV）分别为6.7%、4.5%。结论 本次比对LD-P型探测器²²²Rn与²²⁰Rn的测量结果均为NIRS规定的Ι级结果（PRD<10%）,比对结果较好。     

放射防护材料和个人防护产品辐射屏蔽性能状况分析

目的 通过对国内送检的放射防护材料和个人防护材料及用品的检测结果进行统计整理,分析我国放射防护材料的辐射屏蔽性能及防护产品质量的现状。方法 整理2008年至2011年我国部分放射防护材料的检测结果,应用统计学软件分析。结果 统计分析得出三种防护材料的比铅当量和主要的几种个人防护用品铅当量的平均值和分布区间。结论 研究统计结果表明,我国的放射防护材料样品的屏蔽性能大部分达到或超过诊断X射线放射防护相关标准的要求。     

介入放射学程序中患者的辐射防护

目的 通过分析介入放射学术前和术中对患者剂量影响的关键环节,探讨术前和术中对患者的辐射防护。方法 通过对介入放射学实施流程的分析和查阅相关的文献,研究介入放射术中患者剂量的控制方法。结果 患者辐射防护应注意多方面的影响,并关注术中可利用的多种剂量数据。结论 合理的术前规划和完善的术中患者剂量管理与控制是减少患者吸收剂量的有效方法。     

蒙特卡罗方法在质子重离子加速器治疗场所屏蔽计算中的应用

目的 利用蒙特卡罗方法建立质子重离子加速器治疗场所的屏蔽计算模型,为治疗场所的屏蔽设计提供可靠的计算方法。方法 采用基于蒙特卡罗方法的FLUKA程序建立质子重离子治疗场所的屏蔽计算模型,模拟质子重离子加速器治疗场所辐射场的分布,通过对质子重离子加速器治疗场所的检测,验证计算模型。结果 FLUKA程序模拟计算结果与现场检测结果具有较好的符合性。结论 FLUKA程序建立的质子重离子加速器治疗场所屏蔽计算模型能够模拟质子重离子产生的辐射场。基于FLUKA程序建立的屏蔽计算模型,质子重离子治疗场所屏蔽设计应根据加速器最高可达的束流强度及能量进行计算。在质子和重离子加速器运行时的治疗室辐射场中,中子对剂量当量的贡献是主要的,因此,屏蔽设计中应重点考虑中子的屏蔽。     

放射性料位计工作场所放射防护检测与评价

目的 通过对料位计放射工作场所辐射水平的检测与评价,了解其防护现状,为做好放射防护管理和保护放射工作人员的身体健康提供指导。方法 按照国家标准的有关要求,使用便携式X、γ剂量率仪和中子剂量仪对料位计工作场所辐射水平进行检测,并进行评价。结果 5个放射性料位计工作场所中,2个工作场所距料位计外表面5 cm及100 cm处剂量当量率满足"对人员的活动范围不限制"的控制要求,2个工作场所满足"在距源容器外表面1 m的区域内很少有人停留"的控制要求,1个工作场所应加强相关管理,"在距源容器外表面3 m的区域内不可能有人进入或放射工作场所设置了监督区"。结论 应定期对料位计工作场所进行检测,根据检测结果采取相关防护措施,并根据国家规定建立完善的放射防护管理规章制度,以保护放射工作人员的健康。     

辐射检测仪器时间常数的测量与探讨

目的 测定4种常用辐射检测仪器（6150AD6+6150AD-b型剂量仪、FH40G+FHZ672E-10型剂量仪、451P型电离室剂量仪和AT1123型剂量仪）的时间常数,探讨时间响应修正公式及应用。方法 在X射线机连续出束条件下,记录仪器显示的周围剂量当量率;根据电阻R电容C串联电路（RC电路）的时间响应修正公式对数据进行最小二乘法拟合,求出仪器的时间常数τ。结果 6150AD6+6150AD-b型剂量仪2次拟合的时间常数τ相对不确定度为8%,其他类型设备2次拟合时间常数τ相对不确定度均>20%。结论 6150AD6+6150AD-b型剂量仪、451P型电离室剂量仪、FH40G+FHZ672E-10型剂量仪和AT1123型剂量仪读数稳定所需时间分别为8、5、3和2 s,其上升趋势不完全符合RC电路时间响应修正公式。