无源效率刻度方法在中子剂量估算中的应用

目的在意外中子照射情况下,快速给出探测器的探测效率,利用24Na能谱分析法估算中子剂量。方法使用Genius-2000 GeomComposer软件实现对探测器的效率刻度。结果可快速给出探测器对3 ml血样中1.368 MeV能量的γ光子的探测效率,其数值为4.05271×10-2,软件给出的误差为4.0%。对中子照射样品的剂量估算值为1.94～2.82 Gy,算术平均值为2.38 Gy,剂量值的不确定度约为20.07%。结论将无源效率刻度方法应用在人体血液24Na能谱分析法中,可提高估算速度。     

中子剂量测量及估算方法

随着科技的发展,中子在许多行业得到越来越广泛的应用,在医疗上应用最广泛的是硼中子俘获治疗.但在使用中子辐射的过程中,操作人员可能会受到中子辐射,因此中子剂量的测量和估算问题也就变得重要起来.目前,国内关于中子剂量的研究在有些方面还不是很深人,因此对中子剂量的测量和估算方法进行了归纳和阐述.     

LabSOCS无源效率刻度软件验证与测量研究

目的 检验LabSOCS无源效率刻度软件在实际样品测量中的应用效果,对样品自吸收校正和级联辐射符合相加修正进行分析。方法 利用实验室γ谱仪对某公司的两个标准样品进行一系列的测量。采用LabSOCS无源效率刻度软件生成的效率对测量结果进行计算。与证书标准值进行比较,验证分析各核素的计算结果。结果 LabSOCS无源效率刻度软件可以较好地解决γ能谱测量分析中的样品自吸收校正问题,宽能型高纯锗γ能谱仪采用LabSOCS分析的²⁴¹Am和¹⁰⁹Cd结果与标准值的最大偏差<4%,但对于级联辐射引起的符合相加修正还不能直接解决。结论 LabSOCS无源效率刻度软件通过对样品的成分、密度等信息的精准描述,可以较好地解决样品自吸收校正问题。但当分析带有级联辐射的核素时,仍需对符合相加效应加以考虑。可以利用LabSOCS灵活的模拟方式,增加带有级联核素样品到探测器的距离,完成级联核素的精准测量。     

LabSOCS效率刻度方法在应急监测实验室快速分析中的应用

目的 探讨LabSOCS效率刻度方法在"涉核"事件应急监测实验室分析中的应用.方法 用LabSOCS效率刻度方法模拟应急监测中采集的3种环境样品的探测效率,并与这3种样品的有源效率刻度的实测探测效率进行比较.结果 LabSOCS效率刻度方法模拟的探测效率(共20组比对值)与实测效率最大的相对偏差<15%,其中相对偏差小于5%的占70%.结论 LabSOCS效率刻度方法可以代替实测标准刻度源得到效率的方法,满足"涉核"事件应急监测实验室快速分析的需求.

Abstract：

Objective To explore the effeetiviness of the method of LabSOCS(Laboratory sourceless calibration software)efficiency calibration in laboratory rapid analysis for emergency monitoring of nuclear incidents.Methods The detection efficiency of three kinds of environmental samples in emergency monitoring Wag calculated bY using the LabSOCS efficiency calibration method,and compared with the values that were obtained by way of radioactive source calibration method.Results The maximum relative deviation of the detection efficiency between the two methods was less than 15%,and the values with relative deviation less than 5%accounted for 70%.Conclusions The LabSOCS efficiency calibration method might take the place of radioactive source efficiency calibration method,and meet the requirement of rapid analysis in emergency monitoring of the nuclear incidents.     

LabSOCS效率刻度方法在应急监测实验室快速分析中的应用

目的 探讨LabSOCS效率刻度方法在"涉核"事件应急监测实验室分析中的应用.方法 用LabSOCS效率刻度方法模拟应急监测中采集的3种环境样品的探测效率,并与这3种样品的有源效率刻度的实测探测效率进行比较.结果 LabSOCS效率刻度方法模拟的探测效率(共20组比对值)与实测效率最大的相对偏差<15%,其中相对偏差小于5%的占70%.结论 LabSOCS效率刻度方法可以代替实测标准刻度源得到效率的方法,满足"涉核"事件应急监测实验室快速分析的需求.     

两种剂量估算方法在成人胸部CT辐射剂量评估中的应用价值

目的 探讨容积CT剂量指数（CTDI_vol）与体型特异性剂量估算（SSDE）两种辐射剂量估算方法在评估成人胸部CT扫描辐射剂量中的应用价值。方法 回顾性分析2017年3月至4月浙江中医药大学附属第一医院128例进行胸部CT平扫且所有图像均能满足诊断要求的受检者的CTDI_vol与SSDE。将受检者按照不同体质量指数（BMI）分为3组：A组,16 ≤ BMI<21.1 kg/m²,38例;B组,21.1 ≤ BMI<23.9 kg/m²,53例;C组,23.9 ≤ BMI<34.1 kg/m²,37例。在两乳头层面测量每例受检者的前后径（AP）、左右径（LAT）,记录每例受检者的CTDI_vol值,计算每例受检者的有效直径（ED）、转换因子（f_size）和SSDE。同时,比较不同体质量指数组CTDI_vol与SSDE之间的差异。结果 3组受检者的SSDE均高于CTDI_vol,A、B、C组分别增加了50.13%、42.83%、33.68%。CTDI_vol和SSDE估算方法3组辐射剂量比较差异均有统计学意义（t=-48.873、-57.001、-32.651,P<0.05）。3组受检者间的ED、f_size、CTDI_vol和SSDE差异均有统计学意义（F=51.456、47.749、113.916、106.449,P<0.05）。结论 SSDE能够评估不同体型的受检者在胸部CT扫描中所受到的辐射剂量,而CTDI_vol过低地估计了受检者受到的辐射剂量,且BMI越小的受检者被低估的剂量值越大,实际受到的辐射剂量越多。     

蒙特卡罗模拟方法结合不同体模在剂量估算中的应用

随着核与辐射在人们日常生活中的应用越来越广泛,其所带来的危害也备受关注。剂量估算是辐射技术应用的重要一环,估算出人体所受的剂量对评价辐射造成的确定效应与随机效应起着重要作用。蒙特卡罗（MC）模拟与人体参考模型结合可对核事故、医疗照射和环境的辐射剂量进行估算,是一种快速且对硬件要求较少的剂量估算方法,目前正面临模型开发和计算耗时的瓶颈,笔者对此现状进行综述。     

荧光原位杂交技术在电离辐射剂量估算中的应用

作为染色体畸变分析的新方法——荧光原位杂交技术,近几年开始在电离辐射研究领域中应用,并显示了它所独有的特点和可行性。本文就这方面的有关问题,及电离辐射的剂量效应研究中,生物剂量计的一般性问题进行了概述。     

荧光原位杂交技术在电离辐射剂量估算中的应用

作为染色体畸变分析的新方法-荧光原位杂交技术，近几年开始在电离辐射研究领域中应用，并显示了它所独有的特点和可和可行性，本就这方面的有关问题，及电离辐射的剂量-效应研究中，生物剂量计的一般性问题进行了概述。     

硼中子俘获治疗的辐射场特点与剂量估算

BNCT（硼中子俘获治疗）基于这样一种思想：^10B的载体化合物会优先选择癌细胞作为靶而后与热中子反应，进而产生高能、短射程裂变产物α粒子和Li粒子。它是一种双重的靶向治疗方法。BNCT的治疗效果依赖于两个主要因素：源于^10B（n,α）^7Li核反应的高LET（传能线密度）粒子的生物效应和在靶细胞及其特异区域内的硼沉积。本总结和探讨了BNCT的发展概况、辐射场的特点以及吸收剂量的计算方法。     

硼中子俘获治疗的辐射场特点与剂量估算

BNCT(硼中子俘获治疗)基于这样一种思想:10B的载体化合物会优先选择癌细胞作为靶而后与热中子反应,进而产生高能、短射程裂变产物α粒子和Li粒子。它是一种双重的靶向治疗方法。BNCT的治疗效果依赖于两个主要因素:源于10B(n,α)7Li核反应的高LET(传能线密度)粒子的生物效应和在靶细胞及其特异区域内的硼沉积。本文总结和探讨了BNCT的发展概况、辐射场的特点以及吸收剂量的计算方法。     

尿铀监测在内照射个人剂量估算中的应用

目的 探讨尿铀监测估算内照射个人剂量的适用条件,为核工业职业卫生管理和核燃料单位开展尿铀监测提供参考。方法 使用模拟计算的方法,分别推导了急性和慢性摄入铀化合物,致个人有效剂量分别为1 mSv/次和1 mSv/年时的尿铀水平,并以某厂无职业接触史职工上岗前尿铀监测结果为例,分析尿铀监测用于个人剂量估算的适用条件。结果 对于急性摄入的特殊监测,使用液体荧光法尿铀监测可以满足F类铀化合物、M类低浓铀和S类天然铀的探测限要求;对于常规监测,在监测周期较短时,仅F类低浓铀和M类天然铀可以满足探测限的要求,S类铀化合物不适宜将尿铀作为常规监测。结论 尿铀监测用于内照射个人剂量监测的评价或结果解释时,需考虑尿中铀本底含量的影响及监测方法的探测限要求。     

CR-39固体核径迹探测器用252Cf源剂量刻度及其应用

目的:用CR-39固体核径迹探测器测量医用电子加速器产生的污染中子辐射。方法:将CR-39固体核径迹探测器用252C f中子源进行剂量刻度,进而确定加速器污染中子辐射剂量。结果与结论:CR-39固体核径迹探测器的刻度系数为(3.76±0.31)×10-5cGy/(径迹数.cm2),加速器污染中子辐射量与主束辐射量的比值在0.05%以内,满足国家职业卫生标准规定的要求。     

硼中子俘获治疗剂量验证方法进展

硼中子俘获治疗(BNCT)利用中子与肿瘤细胞中富集的硼发生特异性俘获反应, 可以定向杀死癌细胞。为了验证中子放疗计划的准确性, 保障患者的治疗效果, 需要在治疗前进行剂量验证, 即对比分析实验照射剂量与计划剂量。目前, BNCT剂量测量方法主要包括电离室法、热释光法、活化法等点剂量测量方法, 基于胶片的二维剂量测量方法, 以及基于凝胶剂量仪的三维剂量测量方法。本文总结了国际上BNCT剂量验证方法的进展, 讨论了这些方法的发展前景。     

蒙特卡罗模拟在放射诊断辐射剂量估算和优化中的应用

放射诊断成像的频次和对公众的累积剂量不断提升, 带来的辐射风险引起广泛关注, 但人体所接受辐射剂量的准确测量很难实现。蒙特卡罗模拟作为以概率统计理论为指导的数值计算方法, 已应用于各种放射诊断成像的剂量评估、成像优化和辐射防护。本文就蒙特卡罗方法的原理、蒙特卡罗模拟的建模过程及其在放射诊断剂量估算的应用进展进行综述。     

CB微核法在忻州事故生物剂量估算中的应用

本文作者报道了在忻州放射事故中３４例受检者ＣＢ法微核的检测结果。同时，用本实验室建立的ＣＢ微核剂量效应曲线对上述受检者进行生物剂量估算，并与染色体畸变分析估算的剂量进行比较，结果两种方法估算的剂量基本一致。表明ＣＢ微核法是估算事故受照者所受剂量的一种较为理想的方法。     

体型特异性剂量估算在低剂量CT肺癌筛查中的应用研究

目的 探讨基于水等效直径的体型特异性剂量估算(SSDEWED)方法在低剂量CT(LDCT)肺癌筛查中的应用价值.方法 回顾性选取行LDCT肺癌筛查者672例,按体质量指数(BMI)分为4组,分别为低体质量组(BMI<18.5 kg/m2),正常组(18.5 kg/m2≤BMI≤24.0 kg/m2),超重组(24.0 ...     

汉中钴源事故主要受照人员剂量估算

在汉中某单位1.03TBq钴源丢失事故中,多人受到了异常照射。该源遗失、转移、存放时间长达7个月,受照条件复杂。在“事故剂量调查报告”的基础上,本工作通过模 拟实验研究,分别建立了7例主要受照者的受照模式并估算了他们的吸收剂量。     

软组织中β点源和球源剂量分布估算

目的　比较文中所给出的３ 个具有代表性的β核素源的吸收剂量估算方法对核素源在软组织中的剂量率分布计算结果。方法　分别用３ 种方法计算３２Ｐ点源和球源在软组织中的剂量分布,并对其结果进行比较。结果　３ 个公式计算结果之差：在ｒ＝ ０－０８ ～０－２（ｇ／ｃｍ２） 范围内,在５％ 以内;ｒ＝ ０－０１ ～０－３５（ｇ／ｃｍ２）之间,在１０ ％ 以内;ｒ＞０－３５ （ｇ／ｃｍ２）,基本大于１０％ 。对５０ μｌ 的球源,在距球表面ｚ≤０－１５ ｇ／ｃｍ２ 范围内３ 个公式计算结果相差在１０ ％ 以内。结论　由３ 个点核函数及其由它们推导出来的球源剂量率的计算结果,在距离点源或球源表面较近时,一致性较好;距离较远时,一致性变差。