伴生放射性废物回取整备的辐射安全分析

目的 某厂历史遗留废物中的放射性水平较高，退役操作人员可能受到较大的受照剂量。开展伴生放射性废物回取整备的辐射安全分析，提出适当的辐射防护措施，尽可能降低操作人员的受照剂量。方法 分析该厂暂存库内的伴生放射性废物源项，采用点核积分软件MicroShield进行建模计算，并结合现场监测数据，提出退役工况下的辐射防护措施。结果 计算得出的暂存库内废物堆体附近最大γ辐射剂量率为313.9μGy/h，与监测水平相当；采取距离衰减和适当的屏蔽措施对降低操作岗位的γ辐射剂量率效果显著。结论 暂存库退役现场对操作人员危害较大，采取密闭隔离、远距离操作和个人防护等措施后，可以有效降低操作人员受照剂量。     

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。     

基于PBU-60体模的介入患者及职业人员辐射剂量学研究

目的 基于仿真人体模型实验及蒙卡模拟，对于一种介入程序中患者入射及出射体表剂量、职业人员辐射剂量、DSA辐射场空间分布进行研究，旨在为患者皮肤损伤推断以及介入工作人员放射防护提供依据。方法 模拟实验中将岛津PBU-60人体模型作为患者，利用热释光剂量计对患者胸腹部入射及出射体表剂量进行测量实验；利用X/γ剂量率仪（型号为：AT1121）对DSA辐射场空间分布进行测量，并利用蒙特卡洛软件MCNP对其进行验证性的计算机模拟；同时对术中工作人员在不同站位、不同防护条件下的辐射剂量学进行实验研究。结果 通过实验测量，表明在某一腹部介入程序PA照射情况下，每5 min介入透视操作将会给患者带来的最大皮肤剂量为18.62 mGy；通过蒙卡模拟及实验测量，表明DSA辐射场空间分布呈现出类似蝴蝶状分布，剂量分布与距离、角度相关；铅防护用品防护效果实验结果表明剂量率与铅当量呈指数衰减规律。结论 开展介入手术中患者皮肤剂量测量，对高剂量患者进行术后随访十分必要。在介入手术中，若条件允许，医生应尽量避开剂量率偏高的站位；如手术需要，必须加强术者位和助手位的辐射防护。在床边铅防护用品和个人防护用品的双重保护下，可显著降低介入人员的受照剂量。