252Cf中子后装治疗室辐射防护的测量与分析

目的 通过现场测量,对某²⁵²Cf中子后装治疗室的实体防护效果和迷路内中子、γ辐射水平分布与变化规律进行分析,积累辐射防护屏蔽实验数据与经验,为职业照射的控制提供科学依据。方法 在²⁵²Cf中子后装治疗机运行时,分别采用中子周围剂量当量仪和X-γ剂量率仪测量治疗机房实体屏蔽墙外、迷路内各关注点的中子、γ辐射水平,并利用非线性模型对迷路内各关注点的中子、γ辐射水平与所处位置进行回归分析,分析治疗室的实体防护效果和迷路内各关注点的中子、γ辐射水平的变化规律。结果 结果表明,²⁵²Cf中子后装治疗室实体屏蔽外侧的中子、γ辐射水平处于本底水平。同时,治疗室迷路内中子、γ辐射水平随着与内入口的距离增加呈指数衰减趋势。结论 ²⁵²Cf中子后装治疗室的实体防护效果符合相关辐射防护要求。较长的迷路设置是降低治疗室防护门处剂量负担的一个行之有效方法。     

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。     

放射源倒装场所辐射场剂量分布的实验研究

目的 探究放射源在贮存状态和倒装裸露状态时辐射场剂量水平及其分布，为放射源倒装场所人员在辐射场中意外受照剂量估算及其防控策略提供实验依据。方法 于2022年选用592 GBq²⁴¹Am-Be和66.6 GBq¹³⁷Cs放射源各1枚，使用LB123型中子周围剂量当量率仪和AT1121型X/γ剂量率仪测量贮源状态时源容器外围周围剂量当量率，使用热释光剂量计测量并计算放射源裸露状态下操作间内辐射场的周围剂量当量率。结果 放射源处于贮存状态时，592 GBq²⁴¹Am-Be和66.6 GBq¹³⁷Cs放射源源容器表面5 cm处最高剂量率分别为500和773μSv/h。放射源倒装处于裸露状态下，在辐射场中距源200 cm处，²⁴¹Am-Be中子源引起的中子周围剂量当量率为233.5～337.2μSv/h，平均值为299.7μSv/h,¹³⁷Cs放射源的周围剂量当量率为1.282～1.868 mSv/h，平均值为1.530 mSv/h；辐射场中距源50 cm处累积受照...     

某~(60)Co辐照装置职业病危害防护现状调查

目的调查某水池贮源型~(60)Co辐照装置职业病危害现状,全面评价放射防护安全设施及管理措施有效性。方法采用职业卫生调查方法,对安全防护设施及管理措施进行调查,采用放射防护检测方法对工作场所周围辐射水平、贮源井水~(60)Co活度浓度进行检测,对放射工作人员个人剂量进行监测,采用理化检测方法对工作场所空气中臭氧、氮氧化物含量和噪声强度进行检测,对贮源井水总氯离子(Cl-),电导率、PH值进行检测。结果辐照装置在正常运行条件下,各类安全防护设施有效运行,防护管理措施基本落实;工作场所外围周围剂量当量率在0.12~0.32μSv/h范围内(检测时放射源活度2.22×1015Bq);贮源井水~(60)Co活度浓度0.10 Bq/L;总氯离子浓度为0.06 mg/L,电导率为4.91μS/cm,pH值为6.34;辐照室內空气中臭氧含量0.04 mg/m~3,氮氧化物总含量(换算为NO2)为0.26mg/m~3,连续5年放射工作人员个人剂量监测人均年有效剂量在0.23~0.28 m Sv范围内。结论该水池贮源型~(60)Co辐照装置工作场所外围辐射水平、贮源井水中氯离子浓度和电导率及p H值、辐照室内空气中臭氧及氮氧化物、放射工作人员年有效剂量均符合国家相关标准要求,防护安全设施及措施能够控制职业病危害。     

荆州地区天然本底外照射水平及其所致居民剂量的评价

本文报告了荆州地区室内、外天然辐射外照射空气吸收剂量率分别为14.35×10~(-8)Gy·h~(-1)和10.37×10~(-8)Gy·h~(-1),其中宇宙辐射分别为2.65×10~(-8)Gy·h~(-1)和2.95×10~(-8)Gy·h~(-1),地球γ辐射分别为11.7×10~(-8)Gy·h~(-1)和7.42×10~(-8)Gy.h~(-1)。由于建筑材料的屏蔽作用,室内宇宙辐射低于室外,比值0.9;由于建材的剂量贡献,室内地球γ辐射高于室外,比值1.58。4种主要建材房屋室内的地球γ辐射水平依次为:土砖>机砖>砖石>木。不同材料路面的地球γ辐射水平为煤渣路最高、碎石路>土路>水泥路>柏油路。天然辐射致居民人均年有效剂量当量为906μSv,全区集体年有效剂量当量为01.17×10~2man·Sv。上述各值均属正常天然本底范围。     

典型医用加速器治疗室改造的屏蔽设计与分析

以某一6 MV加速器治疗室为研究对象,采用NCRP No.151、IAEA No.47方法,估算该治疗室改造成10MV加速器治疗室时的辐射剂量水平,结合有关标准进行分析和评价。在保持原有6 MV加速器治疗室主体屏蔽的基础上,按照10 MV加速器的防护性能和设置要求初步拟订了治疗室的局部屏蔽改造方案。此改造方案下,估算出10 MV加速器1 m处的输出量率为400 cGy/min时,该治疗室室顶和水平方向主束墙外最高剂量率分别为1.53μSv/h和1.17μSv/h,室顶和水平方向次束墙外最高剂量率分别为0.17μSv/h和0.37μSv/h;治疗室入口屏蔽前由主射线束和泄漏辐射的散射辐射所产生的剂量率为53.8μSv/h,6 mm Pb当量的防护门屏蔽后门外剂量率为5.38μSv/h,防护门外按2.5μSv/h的剂量率目标控制时防护门的屏蔽设计厚度须满足8 mm Pb当量。该加速器治疗室屏蔽改造设计方案是可行的,在施工中必须注意屏蔽设计的细节,保证治疗室改造的辐射防护质量。     

广州市天然γ辐射水平及所致公众照射剂量

目的了解广州市天然γ辐射水平及其分布规律,估算其所致公众照射剂量。方法采用FD-71A闪烁辐射仪测量了广州市室内外天然γ辐射水平,计算了所致公众年有效剂量当量。结果室内天然γ辐射水平范围为9.66×10-8～27.5×10-8Gy/h,平均值为(17.61±2.61)×10-8Gy/h。室外天然γ辐射水平范围为6.59×10-8～28.39×10-8Gy/h,平均值为(13.32±2.86)×10-8Gy/h。室内外天然γ辐射水平所致公众人均年有效剂量当量为1027.4μSv/a,所致公众集体年有效剂量当量为7450.8man.Sv/a。结论广州市天然γ辐射属正常天然本底水平。     

蒙特卡罗方法在后装治疗场所屏蔽计算中应用

目的利用蒙特卡罗方法建立后装治疗场所的屏蔽计算模型。方法采用典型抽样方法,选取广东省某三级甲等医院现有的后装治疗室的屏蔽结构为模型。采用基于蒙特卡罗方法的蒙特卡罗中子-光子输运程序(MCNP5)建立后装治疗场所的屏蔽计算模型,模拟计算后装治疗场所的辐射场分布,通过对后装治疗场所的防护检测,验证屏蔽计算模型。结果各检测点MCNP5模拟计算结果与现场检测结果有较好的符合性,可模拟后装治疗装置产生的辐射场。借助MCNP5重建的计算模型模拟不同迷路内墙厚度下机房入口处的周围剂量当量率,有助于选择后装治疗场所适当的迷路内墙厚度,以有效降低防护门的厚度。结论 MCNP5屏蔽计算模型可优化后装治疗场所的屏蔽,以达到辐射防护的最优化。     

某放射源库屏蔽计算

目的根据某放射源库的设计资料,选用一种保守、简便的屏蔽计算方法计算放射源库内及源库外关注点的剂量率,与限值相比较得出该放射源库的屏蔽设计是否能满足限值要求。方法首先将密封源设为点源,利用伯杰公式计算屏蔽累积因子,从而分别计算密封源1 m处的周围剂量当量率;选用最大剂量率及与关注点最短距离,并采取减弱倍数屏蔽计算方法计算密封源在关注点产生的累积剂量率。结果根据放射源库的屏蔽计算,放射源所致放射源库内贮源坑表面P点周围剂量当量率为19.1μSv/h,墙体四周表面30 cm处Q点周围剂量当量率为0.02μSv/h。结论放射源库内关注点P和源库外关注点Q的周围剂量当量率低于标准限值。     

某汽车能源有限公司85Kr测厚仪放射防护评价分析

采用现场调查和检测检验法，对某汽车能源有限公司车载动力电池项目85Kr测厚仪工作场所放射剂量水平及防护措施进行评价。结果显示，源容器表面5 cm处周围的辐射水平为0.48~7.26 μSv/h，剂量当量率控制值＜25 μSv/h；源容器表面100 cm处周围的辐射水平为0.14~2.32 μSv/h，剂量当量率控制值＜2.5 μSv/h。放射工作人员年受照剂量估算为0.029 mSv。该公司在确保现有放射防护管理措施的情况下，可有效预防和控制辐射事故的发生。     

白求恩国际和平医院SPECT受检者外照射辐射剂量检测结果

目的测定分析白求恩国际和平医院单光子发射计算机断层显像(SPECT)过程中甲状腺显像,全身骨扫描和肾动态显像受检者外照射辐射剂量,为核医学放射防护提供参考数据和建议。方法分别使用χ、γ剂量率仪、热释光剂量检测系统检测核医学受检者注射药物后不同距离、不同时间的外照射辐射剂量率、受检者外照射累积剂量当量及铅衣的防护效果。结果甲状腺显像检查结束后辐射剂量率为17.76~28.60μSv/h,全身骨扫描为34.52~49.18μSv/h,肾动态显像为16.63~23.57μSv/h,都随时间和距离增加明显下降;受检者注射药物后胸前部体表0~6 h的累积剂量为(0.35±0.07)mSv,24 h以后累积剂量当量不再明显增加;普通铅衣的放射防护效率在60%以上,具有较好的防护效果。结论 SPECT受检者会对周围密切接触者造成一定的辐射,但总体来说是安全的,不会造成直接危害,但考虑到低剂量辐照的随机性效应,仍要注意受检者、公众和工作人员的放射防护。     

百色市22家企业含密封源仪表应用状况及辐射水平调查

目的掌握百色市工业企业中含密封源仪表应用及周围辐射水平,防止放射事故发生。方法按照GBZ137—2002《含密封源仪表的卫生防护监测规范》,对百色市22家企业使用的含密封源仪表进行监测调查。结果各种含密封源仪表使用场所辐射水平符合国家含密封源仪表的卫生防护标准。工作场所剂量当量率均未超过国家规定的放射工作人员导出的剂量当量率限值(25μSv/h)。周围环境有效剂量当量率也未超过国家规定的对公众导出的剂量当量率限值(2.5μSv/h)。结论只有继续加强对使用含密封源仪表企业辐射安全监督管理,积极采取科学有效的防护措施,才能避免放射事故的发生。     

核医学防护容器屏蔽效果调查与分析

目的 测定核医学使用的防护容器周围剂量当量率水平,验证其屏蔽效果.方法 用辐射剂量仪测量锝(99mTc)、氟(18F)和碘(131I)3种防护容器100 cm和5 cm处的周围剂量当量率.结果 99mTc防护容器周围剂量当量率为0.15 ～0.45 μSv/h,18F防护容器周围剂量当量率为0.29～1 745.00 μSv/h,131I防护容器周围剂量当量率为0.73 ～426.00 μSv/h.结论 3种防护容器周围的γ辐射水平满足国家相关标准的要求,18F和131I防护容器表面周围剂量当量率较高.     

SRRS型伽玛射线头部立体定向治疗系统辐射防护检测与评价

目的 对SRRS型伽玛射线头部立体定向治疗系统及治疗室的辐射安全进行评价,并对治疗室屏蔽厚度的合理性进行评估。方法 测定SRRS型治疗系统机头的泄漏辐射剂量,测定治疗室内、外环境在治疗和非治疗状态下的剂量分布,对治疗室的屏蔽厚度进行最优化分析。结果 距治疗系统机头表面5 cm处各方向的剂量率在0.50~8.76μGy/h的范围内分布,距源1 m处为0.80~2.80 μGy/h。在治疗状态下,治疗室屏蔽墙外各测量点的剂量率为本底或接近本底水平,而治疗室内,与焦点相对的西墙内表最高剂量率为2.22 mGy/h。结论 治疗系统机头的泄漏辐射剂量符合国家标准要求,治疗室墙体和顶的建筑厚度过大,不符合屏蔽设计最优化要求。     

云南省部分含密封源仪表放射防护监测

目的通过对含密封源仪表辐射水平的监测,对其放射防护现状进行评价.方法对云南省工业企业含密封源仪表工作场所距放射源容器表面5和100cm处上下左右前后6个方向进行测量读数,并取期均值.结果按GBZ 125-2002标准进行评价.结果共监测131台含密封源仪表,其辐射剂量当量:距源容器表面5 cm为(12.93±20.55)μSv/h,距源容器表面100cm为(1.00±1.04)μSv/h.含密封源仪表辐射水平基本符合国家卫生标准.结论加强对含密封源仪表的放射防护安全管理,定期进行防护监测.     

天津市某石化企业50台含密封源仪表放射防护检测结果

目的了解天津市某石化企业含密封源仪表装置场所放射防护现状。方法按照国家标准对含密封源仪表的放射防护要求,使用便携式X、γ剂量率仪对含密封源装置周围辐射剂量水平进行测量。结果 50台含密封源仪表周围剂量当量率均满足国家标准要求。距源容器和探测器外表面5 cm处的最大剂量率值分别为11.54、5.87μSv/h,距源容器和探测器外表面100 cm处的最大剂量率值分别为1.17、3.68μSv/h。结论在正常工作状态下,企业含密封源仪表装置符合相关国家标准的规定,所产生的辐射污染基本不会影响到工作人员的身体健康。     

241Am-Be中子源测井的辐射剂量估算与防护措施探讨

目的 调查研究²⁴¹Am-Be中子源测井过程中操作人员所受辐射剂量,探讨测井中子源的管理及防护对策。方法 通过对某公司操作现场观摩和现场测量,获取中子源表面γ剂量率、中子剂量率以及取源、运输、装源等过程的操作时间和距离等参数,计算²⁴¹Am-Be中子源测井过程中操作人员所受到的辐射剂量,分析操作人员所受个人有效剂量的来源和占比。结果 一次源罐检查、搬运和检测过程中的中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为94.17μSv和2.72μSv,一次装源和取源的中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为36.66μSv和24.08μSv,中子源一次测井全过程的中子照射和γ射线照射的有效剂量分别为130.83μSv和26.80μSv;按每年测井100次估算,则中子源测井总的年有效剂量为15.78 mSv。结论 某公司²⁴¹Am-Be中子源测井过程中操作人员所受剂量主要为中子照射剂量,需要加强中子源管理和采取有效的中子辐射安全管理与防护措施。     

医用直线加速器治疗室中子辐射水平监测结果及分析

目的通过对某18MeV医用电子直线加速器治疗室中子剂量率进行监测,了解高能射线出束时治疗室内外中子辐射水平,为中子辐射防护提供依据。方法参照标准GBZ126-2011,利用FH40G-FHT752型中子剂量仪对治疗室内外因高能X射线光核反应产生的中子剂量率进行监测。结果治疗室外中子泄露辐射方面,机房四周屏蔽体、电缆孔和操作位等处测量结果为0.05~0.08μSvh~(-1),机房门在未做中子防护时,15MV X射线和9~18 MeV电子射线出束时机房门外中子辐射剂量率为0.40~2.7μSvh~(-1);治疗室内,M区和患者测试平面区的中子剂量率测量,距机头由近及远时,辐射剂量率先增高,后降低,距机头0~200 cm范围内,周围剂量当量率为3.67~18.8μSvh~(-1);以加速器加速轨道为轴,1 m处360°范围内中子剂量率为20.4~23.4μSvh~(-1)。结论医用加速器高能射线出束时,治疗室内M区和患者测试平面区的中子辐射水平及机房门的中子辐射防护问题不容忽视。     

~(131)ⅠIodogen标记法实验中放射安全性的研究

目的评价~(131)ⅠIodogen标记法实验中操作者的安全性。方法运用Iodogen法对Herceptin进行~(131)Ⅰ标记,记录实验操作时间。测量实验条件下,离放射源不同距离处的剂量率及操作者各要害器官的辐射剂量。结果实验全过程用时135 mn。药物在Iodogen管中的反应时间为15min,在Sephadex柱中淋洗的总时间为96min,各管淋洗液放射性计数的测量时间为24min。在放射性最大的时间段内,距离Sephadex柱0 cm、5 cm、36 cm、238 cm的剂量率分别为140、85、40、0.52μSv/h。经防护后实验者眼晶体、颈部、躯干所受当量剂量分别为12.99、0.68、0.6μSv/h。双手操作范围内当量剂量范围为140～129μSv/h。结论在实验过程中,采取严格防护措施,~(131)Ⅰ对实验者的辐射剂量在规定范围内,该实验过程安全。     

汕头市中心城区天然辐射外照射水平及居民暴露剂量的调查

目的掌握汕头市中心城区居民生活环境天然辐射外照射水平并估算居民暴露剂量。方法根据《环境地表吖辐射剂量率测定规范》（GB／T14583—93）和《辐射环境监测技术规范》（HJ／T61—2001）的方法要求,采用AT1123X-γ辐射检测仪测量汕头市中心城区居民生活环境吖辐射水平,估算居民暴露剂量。结果居室内天然叮辐射水平范围为143～275nGy／h,平均值为203．1nGy／h,标准差为21．3nGy／h;居室外天然1辐射水平范围为90-252nGy／h,平均值为163．4nGy／h,标准差为26．3nGy／h;室内外天然叮辐射所致人均年有效剂量当量约1196．7ixSv／a,集体年有效剂量当量约为2028．4人·Sv／a。结论汕头市中心城区居室内天然γ辐射平均水平比广东省室内天然Y辐射平均水平（18．0×10-8Gy／h）略高,居室外天然1辐射平均水平比广东省室外天然γ辐射平均水平（13．2×10μGy／h）偏高;汕头市中心城区天然1辐射所致人均年有效剂量当量比广东省人均年有效剂量当量（970μSv／a）略高,但明显高于全国平均值（590μSv／a）和世界典型值（500μSv／a）;汕头市中心城区居民生活环境天然辐射外照射水平仍属于正常放射性的天然本底水平。