丹麦钍造影剂病例的恶性肿瘤

在丹麦从1949年起就对钍造影剂病例进行观察。这些病例(除个别外)是在1935～1946年间主要由于罹患神经系统疾病需作动脉造影而接受钍造影剂(Thorotrast)注射的。据1973年的资料,丹麦钍造影剂病例共计1012人(男性671人,女性441人),其中621人已死去。钍造影剂病例的恶性肿瘤可分为两组,钍造影剂诱发者与其它恶性肿瘤属于前者的是肝肿瘤和白血病。     

葡萄牙钍造影剂病例的恶性肿瘤

在葡萄牙,从1946年起就对取自钍造影剂病例的标本进行形态学研究,1960年后更开展了前瞻性的(Prospective)流行病学调查。已查知在1930～1955年间,葡萄牙有2434人主要由于做脑血管造影而接受了钍造影剂(Thorotrast)注射。对上述人员中的1237人(占总数的51％)进行了追踪观察。另外选择了1992名患者作为对照组,他们接受过非     

骨活体组织照射剂量估算

用电子顺磁共振(EPR)定量辐射感应氢氧磷灰石中心的方法,精确测量两例受~(60)Co源大剂量事故照射受害者腿骨的剂量,并与临床估算结果做了比较.分析了EPR方法的优缺点,展望了EPR方法的应用前景.根据骨组织EPR谱测量原理,骨组织中的矿物质成分可作为活体剂量计用于剂量测量.骨组织中含有氢氧磷灰石,放射线照射氢氧磷灰石能感应产生生存时间较长的辐射感应顺磁中心.这些顺磁中心产生的EPR信号强度正比于氢氧磷灰石所受的剂量,故它们可以作为测量电离辐射剂量的参考量.     

全身照射的剂量估算

全身照射在骨髓移植(BMT)或造血干细胞移植(HSCT)预处理方面已成为其重要的组成部分,因此越来越引起人们的关注.全身照射实施前处方剂量可以选用百分深度剂量(PDD)、组织体模比(TPR)RA.射、出射平均剂量等方法来计算,我们尝试采用TPR、PDD等参数估算实际照射剂量及病人各器官的受照剂量.     

PET附近局部辐射剂量的测量和估算

对长期工作在PET(正电子发射断层)扫描机附近的人员所受的潜在辐射剂量进行了研究.其目的为:(1)一年内在PET扫描机周围不同位置测量局部累积辐射剂量,建立估算PET环境局部剂量的可靠数据库;(2)根据一年内完成的所有PET研究和体检PET测量估算局部剂量,通过与测量结     

X线图像质量与造影剂浓度和放射剂量相关性研究

目的　探讨X线图像质量与造影剂浓度和放射剂量相关性。方法　在丙烯酸体模块上制作圆柱状体模管 ,管直径为 1.2mm。体模管内造影剂的碘浓度范围从 4.0～ 5 0mg/ml ,并摄取X线图像。目测观察不同管电压的X线图像 ,确定碘的探测阈浓度。观察X线管电压、表面剂量、比释动能以及碘探测阈浓度之间的变化关系。分析了不同比释动能状态下图像像素值与管电压间的变化关系。结果　无论比释动能为 1.1μGy/帧还是 4.0 μGy/帧 ,表面剂量随着X线管电压的增加而降低。当比释动能为 4.0 μGy/帧时 ,随着管电压的增加 ,像素值保持相对的恒定 ,而当比释动能为 1.1μGy/帧时 ,像素值却逐渐增加。当X线管电压为 85kVp时显示的体模管最多。结论　在保证X线图像质量前提下 ,降低X射线管电压和曝光量 ,可以有效地减少放射性损害。     

阳江高本底辐射地区的个人外照射剂量估算和人员的剂量分组

目的为了更好地进行剂量与效应关系的分析,将高本底辐射地区（ＨＢＲＡ）的人员按村平均的环境γ外照射水平及各自的居留因子估算的村平均有效剂量分成“高”、“中”、“低”三个剂量组和相邻的正常本底地区（ＣＡ）的一个对照组。方法在进行辐射剂量与效应关系的研究时,采用环境γ外照射辐射水平（卧室、室内、外和田野）的测量和个人累积剂量（ＴＬＤ）的两种测量方法给出ＨＢＲＡ和ＣＡ各组人员平均有效剂量。结果这两种方法的测量结果：ＨＢＲＡ分别是２１１８６×１０－５Ｓｖ·ａ－１和２０６７５×１０－５Ｓｖ·ａ－１;ＣＡ分别是６８６０×１０－５Ｓｖ·ａ－１和６７１１×１０－５Ｓｖ·ａ－１。两种不同测量方法所估算的村平均有效剂量有很好的相关性,它们的直线回归方程为Ｙ＝０．９３３７Ｘ＋６．０４４４,相关系数ｒ＝０．９９４９。结论环境γ外照射辐射水平测量方法的总的不确定度为１５％。作者分析了引起人员误分组的原因,并认为人员的误分组的可能性不会超过１％,它不会影响分组作用的有效性。     

人的天然内照射剂量估算

引言本文对由于天然和长寿命放射性同位素体內沉积而引起的标准人平均剂量率进行了估算。这里说的天然放射性同位素包括α,β和γ发射体。对各同位素的K俘获和内转换伴随的X线,内外轫致幅射及α反冲原子等对剂量小的贡献也进行了考     

燃煤电厂辐射剂量的估算

有关估算燃煤电厂释放的微量天然放射性核素所致公众剂量的几个方法主要是由美国提出的。由于日本的燃煤电厂采用不同的烟气处理,如湿法脱硫以及高除灰率,另外,日本和美国在剂量估算参数方面也存在一些区别,如一生饮食方面,所以作者提出了一个适用于日本燃煤电厂的剂量估算方法,并用此法描述了几种类型燃煤电厂周围公众剂量估算的结果。作者在根据大气扩散计算而定的最大浓度点作了剂量估算,推算了在~(238)U、~(232)Th 和~(235)U 衰变链中γ辐射体的外照射剂量和由于吸入或摄入这些放射性核素的内照射剂量。因为日本的膳食习惯与美国有很大区     

氡的危害及剂量估算

氡(^222Rn)是铀-镭天然放射系中的衰变产物，是惰性气体，存在于一切环境空气中。氡的子体(从^218Po到^214Po)半衰期较短，称为短寿命子体。氡及其子体是人类所受到的来自天然辐射的主要辐射照射源，对公众产生不可避免的持续照射，其所致剂量约占所有灭然辐射的50％。氡水平的分布在自然界中极不均匀，特别是在包括工作场所和居室在内的建筑物内，氡浓度受诸多因素的影响，有时可以达到较高的水平。     

仪器读数修正方法和居民剂量估算模式

由于FD-71闪烁辐射仪的能响特性较差,所以,用该仪器测量天然本底辐射的读数必须进行适当的修正^[1]。为了使全国天然外照射剂量率调查的数据具有可比性,仪器读数均采用本文建议的方法进行修正,并统一按UNSCEAR(1982)采用的剂量估算模式^[2]估算我国天然本底辐射所致居民的外照射剂量。     

未成年人头颅容积CT剂量指数和体型特异性剂量估算值比较

目的 探讨容积CT剂量指数(CTD_Ivol)和体型特异性剂量估算值(SSDE),估算未成年患者头颅CT辐射剂量的差异。方法 选取278例头颅CT检查未成年患者。按未成人生长发育阶段分为四个年龄组:婴幼儿期组(0～3岁)、学龄前期组(4～7岁)、学龄期组(8～14岁)、青春期组(15～18岁)。使用MATLAB软件自动计算,并输出头颅的水等效直径(d_w)、体型转换因子(f)、CTD_Ivol和SSDE。比较各组之间头颅体型大小和辐射剂量差异;同时比较组内CTD_Ivol和SSDE的差异;分析头颅d_w和辐射剂量与年龄的相关性。结果 所有患者CTD_Ivol和SSDE为(48.91±10.01) mGy和(44.92±7.91) mGy,差异有统计学意义(t=20.059,P <0.05)。婴幼儿期组和学龄前期组组内CTD_Ivol和SSDE平均为(37.26±11.84) mGy和(38.02±11.38) mGy、(41.50±8.85)...     

IVP中静注不同剂量造影剂的临床观察

静脉肾孟造影（Ｉｎｔａｖｅｎｏｕｓ Ｐｙｅｌｏｇｒａｍ ＩＶＰ）是一种常用的Ｘ线诊断技术，它对泌尿系统的急性和慢性疾患的诊断和鉴别诊断有着重作用．但造影中使用的复方泛影葡胺（Ｉｎｊｅｃｔｉｏｎ Ｍｅｇｌｕｍｉｊｕｉ Ｄｉａｔｒａｉｚｏａｔｉｚｏａｔｉｓ Ｃｏｍｐｏｓｃｔａ）系含碘的有机水溶液类阴性造影剂，其毒副反应一直为人们所重视。我们自１９８６年１月－１９９５年１２月１０年间共进行静脉肾孟造影术     

78070例病人的性腺估算剂量

本文分析了从1973.3～1975.2在欧鲁大学放射诊断科检查的病人其性腺所接受的辐射剂量,目的在于确定哪些病人接受了较大的性腺剂量。在这两年中78070例病人进行了200088次 X 线检查。性腺剂量用对使用的 X 射线经过校准的电离室(Kondiometer,PTW)测定。男病人电离室放     

外照射慢性放射病人的剂量估算

本文报道了外照射慢性放射病人(简称慢放病人)的剂量估算。根据射线工作量、X线机型号和容量、防护条件, 采用全国对x射线工作人员的剂量调查资料或对慢放病人的实际监测数据, 对从事x射线诊断的慢放病人进行了剂量估算。根据镭源活度、操作时间、离源距离, 及其镭疗的病人次数, 对早期从事谲疗工作的巨放病人进行了剂量估算。给出了29例慢放病人剂量的估算结果。其照射量(无受体)、红骨髓剂量、躯干平均剂量和有效剂量当量的平均值分别为7.5×10^-2C·kg^-11.3Gy、1.2Gy和1.6Sv。     

用于剂量估算的环境放射性测定

根据ICRP2号建议书,日本在1974年以法律规定了核电站周围环境中放射性所致的公众剂量不得超过600毫雷坶·年~(-1)。日本原子能委员会(日本AEC)于1975年根据轻水冷却动力堆周围剂量极限制定了全身剂量和申状腺剂量的基本规定。全身剂量为5毫雷     

辐射防护内照射剂量估算软件的开发

目的 建立辐射防护内照射剂量估算的计算机系统。方法 基于医学内照射吸收剂量(MIRD)的人体及其器官的数学模型,采用MS Visual Basic 6.0编程语言,结合内照射剂量学方法,建立辐射防护内照射剂量估算的计算机系统。结果 成功研制了能够用于内照射剂量估算的计算机系统。结论 本系统方便、快捷,能够用于辐射防护多种情况中的内照射剂量估算,而且也能用于核突发事件内照射的剂量估算。