心血管病介入操作时患者受照剂量估算

放射诊疗新技术给人类带来了巨大的利益,放射性介入操作是其中最具代表性的一类新技术.然而在放射性介入操作的过程中,患者受照剂量在医用X射线诊断和治疗中是最高的,其剂量可能大到能引起皮肤和眼晶体辐射损伤,而且其防护也是目前职业辐射防护中最困难的.目前有60%左右的介入术是在心血管病的治疗中开展,心血管病介入操作时患者的辐射防护问题已引起了国内外广泛的重视,并开展了较为广泛的研究.大量的研究结果表明,心血管病放射性介入操作可能给患者造成值得重视的高剂量辐射.但是许多研究都是集中在表面剂量,这个量对评估患者的风险是远远不够的.在外照射情况下,当人体受穿透力强的辐射(X射线、γ射线、中子)照射一定剂量时,可造成深部组织和器官损伤,因此在研究表面剂量的同时,研究深部组织和器官的剂量也是至关重要的.由于放射性介入操作可能引起肿瘤和遗传这类随机性效应损伤,因此需要估算其有效剂量.     

体型特异性剂量估计之美国医学物理师学会第293号报告解读

【摘要】当前头部CT检查所受辐射剂量估算仍为设备输出剂量容积CT剂量指数（CTDIvol）。美国医学物理师学会（AAPM）先后发布了基于患者体型特点辐射剂量估计（SSDE）第204和220报告,但以上报告均未对头部辐射剂量估算中转换因子f进行单独测算。因此AAPM最近发布了专门针对头部SSDE估算第293号报告,通过物理测量和蒙特卡洛模拟最终得到综合拟合便于临床使用头部转换因子fH16。本文对AAPM第293报告内容进行详细解读以供临床快速准确估算头部CT受检者辐射剂量。     

测量人体血液中24Na估算中子事故剂量。

测量人体血液中２４Ｎａ估算中子事故剂量罗素明在事故中，人们怎样才能快而准确地估算出受照者所受到的中子剂量。本文描述了用人的离体血液测量２４Ｎａ放射性活度，估算在事故情况下受照者所接受的中子剂量的步骤、方法。１原理和方法１．１原理：人体血液中含有钠、钾...     

出血性脑血管病介入诊疗过程中辐射剂量的分析

目的:测量出血性脑血管病在介入放射学诊疗过程中患者及介入医生所受到的X线辐射剂量,分析探讨影响X线辐射剂量的因素及其减低剂量的途径和方法.方法:应用热释光测量法对我院介入中心近期120例出血性脑血管病进行介入放射学检查和(或)介入治疗时患者及介入医生辐射剂量测量.结果:出血性脑血管病患者行全脑血管造影时患者皮肤剂量范围在0.013～4.032 Gy,介入医生所受剂量范围在0.113～1.601 mGy;行栓塞治疗时患者皮肤剂量范围在2.231～10.868 Gy,介入医生所受剂量范围在0.307～2.548 mLGy.结论:全脑血管造影是诊断出血性脑血管病的金标准,介入治疗是治疗脑血管病的重要而有效的方法之一,但患者及介入医生所受的X线辐射剂量很大,因此应该采取有效的防护措施来减低X线辐射剂量.     

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。     

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。     

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     

90Sr/90Y前列腺增生治疗器的职业照射剂量评估

目的 估算使用前列腺增生治疗器人员（医生）职业照射的个人剂量上限和评价使用前列腺增生治疗器的辐射安全.方法 用辐射防护仪表测量前列腺增生治疗器周围的辐射剂量[定向剂量当量H′（d）和周围剂量当量H^＊（d）],调查医院前列腺增生治疗器临床试用情况和测量临床试用中的辐射剂量来估算医生的个人剂量上限.结果 患者治疗1疗程,医生个人剂量上限分别为6.0 μSv（尿道型）和4.5 μSv（直肠型）.结论 在正常条件下使用前列腺增生治疗器的辐射安全是有保障的.     

核爆炸中子辐射场的特性

一、引言中子辐射是核武器的重要杀伤破坏因素之一。随着战术核武器的发展,特别是中子弹的出现,使中子辐射的作用更加突出了。测量与计算技术的改进,使人们对中子辐射场的认识也更深入和正确。文献对不同类型核武器的计算结果表明,中子剂量与γ剂量的比值比过去了解的要高。在我国     

数值模拟在民航飞行宇宙辐射防护中的应用研究

目的 研究简便可行的民航飞行人员所受宇宙辐射有效剂量的估算工具。方法用欧洲飞行航程剂量计算程序EPCARD计算民航飞行航程中的有效剂量和剂量率，计算结果与有关文献实测的数据进行对比分析。结果计算机估算系统计算的数据在多数航线上与实测数据较吻合，但实测数据由于实施人员不同、仪器不同及估算方法的差别，对同一时期同一条航线，实测结果差别较大。结论在飞行高度用简便的个人剂量计测定宇宙辐射的各种成分目前还相当困难。宇宙辐射有效剂量不能直接测量获得，而必须用计算的方法或是从接近实际剂量值的测量数据转换而来，因此计算机模拟系统是最简便实用的宇宙辐射有效剂量估算工具。     

Clinical dosimetric properties of the TLD-300 thermoluminescent dosimetry detector and its use for measuring spatial dose distribution in patient radiation planning

Thermoluminescence dosimetry is often used to verify the calculation of dose distribution of treatment techniques and treatment planning by using a phantom. However, a quality assurance of therapy by comparison between treatment planning and actual dose values measured with TL-detectors on the patient, is only sporadically realized. The use of a single detector offers a solution for the measurement of both the neutron and gamma ray absorbed doses in mixed neutron-photon fields in fast neutron tumour therapy. The knowledge of both gamma ray and neutron absorbed doses is important because of the considerable difference in biological efficiency of these two types of radiation.     

医用电子直线加速器治疗室的中子防护屏蔽设计

目的 研究治疗室内中子来源和中子散射的实质,分析计算加速器机房治疗室及迷路内中子剂量的变化规律,进行屏蔽设计。方法 本文基于对一台运行中的15MeV加速器治疗平面上关注点的中子通量测量结果,参考NCRP 79号报告,进行屏蔽防护设计和计算。结果 医用加速器产生X射线达到一定能量时,光核反应中子是医用加速器机房中子污染的主要来源。在加速器治疗室出入口处,主要的辐射防护是通过散射进入迷路内侧入口的杂散中子及其俘获γ辐射。结论 中子污染与治疗作用无关,但却给相关人员增加了额外剂量负担,一定条件下,也可能产生中子照射危害。所以,应重视医用加速器产生的中子外照射危害,对医用加速器治疗室内中子污染需进行防护设计和评价。     

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。     

The irradiation system and dose estimation joint-system for NCT wider application in Kyoto University.

The research for neutron capture therapy (NCT) at the Kyoto University Research Reactor (KUR) has been remarkably developing after December 2001. However, the most important subject is the preparations for the KUR provisional shutdown coming in March 2006. In this paper, our present concept and plan are reported about the novel irradiation system and dose estimation system for wider applications of NCT. For the irradiation field, the target nuclear reaction was selected to (7)Li(p,n)(7)Be and the neutron moderator was selected to heavy water. The minimum proton current was about 13 mA for epi-thermal neutron irradiation, and about 9 mA for mix-neutron irradiation. In thermal neutron irradiation, the proton current needed more than 18 mA for 2.5-MeV protons, but only 4 mA for 5.0-MeV protons. For the dose estimation system, we are aiming at the completion of the "dose estimation joint-system". The data from the on-line measurement systems such as beam monitors and gamma-ray telescopes are fed back to the results for the in-body dose estimation, and then the dose estimations for irradiation field and a living body are jointed. For the beam-monitor system, multi-chamber method was adopted. The surveys were performed for the wall materials and chamber gases.     

硼中子俘获治疗(BNCT)设备中子束流质量控制检测项分析

目的通过对医院中子照射器(IHNI)的超热中子束流辐射特性参数和剂量学特性参数的检测, 为建立硼中子俘获治疗(BNCT)设备中子束流的质量控制检测方法提供参考。方法通过对比各项检测结果的不确定度与欧洲联合研究中心(EC-JRC)推荐的偏差值, 分析评估相应检测方法的可行性。结果超热中子注量率的不确定度为2.7%;热中子与超热中子注量率比值的不确定度为3.1%;快中子空气比释动能率与超热中子注量率比值的不确定度为9.3%;γ空气比释动能率与超热中子注量率比值的不确定度为8.7%;中子注量率空间分布的不确定度为2.7%;模体内热中子注量率的不确定度为1.8%;模体内中子和γ射线剂量率的不确定度分别为17.1%和4.0%。结论模体内中子剂量率测量结果不确定度高, 需要进一步研究该项检测方法来提高检测结果的准确度;其余检测项测量结果不确定度低, 检测结果准确度预期能满足欧洲联合研究中心的推荐允许偏差值, 检测方法可行。     

民航飞机座舱中宇宙辐射中子剂量与飞行高度和地磁纬度关系探讨

目的为对民航机组人员飞行中所受宇宙辐射剂量进行全面评估，实测两条国际航线中子剂量并进行分析探讨。方法采用慢化ＢＦ３中子监测器，在北京—纽约和北京—斯德哥尔摩航线飞行的Ｂ－７４７飞机上进行了测量，起飞、着陆阶段每２ｍｉｎ测一次，巡航阶段第３０ｍｉｎ测试一次，高度和纬度利用飞机仪表读出，地磁纬度采用人造地球卫星环境手册的公式计算。以回归法处理中子剂量与飞行高度和地磁纬度的关系，得出曲线及公式。结果实测中子剂量占总剂量的２７％～４５％。北京—纽约航线中子剂量为２．９３６ｍＳｖ／１０００ｈ，北京—斯德哥尔摩航线为３．５０１ｍＳｖ／１０００ｈ，分别占总剂量的３７．５％和４２．３％，与电离成分的比例分别为１∶１．６７和１∶１．３７。宇宙辐射中子剂量随飞行高度增高呈指数型增大，随地磁纬度增高呈直线型增大。结论飞行高度是影响航线中子剂量的第一位因素。     

二维电离室矩阵在鼻咽癌调强适形放射治疗相对剂量验证中的应用

目的 利用二维电离室矩阵(matrixx)对鼻咽癌调强适形放射治疗(IMRT)计划进行相对剂量验证。方法 将30例鼻咽癌患者的IMRT计划移植到matrixx验证模型,生成验证计划。对二维电离室矩阵按验证计划进行实际机架角度下照射,将测得的平面剂量分布与验证计划中相同平面剂量分布分别输入到ominiPro-IMRT软件,依次进行验证计划与实测剖面图分析、验证计划与实测等剂量曲线分析,并用gamma分析量化。gamma值[γ(rm)]≤1的通过点,大于90%时表示患者IMRT计划通过。结果 30例患者的IMRT计划有27例患者计划通过点大于90%;有3例患者通过点分别为85.89%、86.56%、80.53%,经修正IMRT计划后,亦获得通过。结论 二维电离室矩阵可以作为IMRT计划平面剂量分布验证的工具,且使用简捷、方便。应用matrixx进行IMRT计划相对剂量验证的方法,可保证IMRT计划实施的准确性。     

Dose calculation and in-phantom measurement in BNCT using response matrix method

In-phantom measurement of physical dose distribution is very important for Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) planning validation. If any changes take place in therapeutic neutron beam due to the beam shaping assembly (BSA) change, the dose will be changed so another group of simulations should be carried out for dose calculation. To avoid this time consuming procedure and speed up the dose calculation to help patients not wait for a long time, response matrix method was used. This procedure was performed for neutron beam of the optimized BSA as a reference beam. These calculations were carried out using the MCNPX, Monte Carlo code. The calculated beam parameters were measured for a SNYDER head phantom placed 10 cm away from beam the exit of the BSA. The head phantom can be assumed as a linear system and neutron beam and dose distribution can be assumed as an input and a response of this system (head phantom), respectively. Neutron spectrum energy was digitized into 27 groups. Dose response of each group was calculated. Summation of these dose responses is equal to a total dose of the whole neutron/gamma spectrum. Response matrix is the double dimension matrix (energy/dose) in which each parameter represents a depth–dose resulted from specific energy. If the spectrum is changed, response of each energy group may be differed. By considering response matrix and energy vector, dose response can be calculated. This method was tested for some BSA, and calculations show statistical errors less than 10%.     

Development and verification of THORplan—A BNCT treatment planning system for THOR

THORplan is a treatment planning system under continuous development and refinement at Tsing Hua University, Taiwan, for BNCT purpose. New features developed for homogeneous model calculation include material grouping model, and voxel data reconstruction model. Material grouping model is a two-step grouping method, tissue-volume-percent grouping method followed by atom-gram-density grouping method. The root mean square difference of neutron flux due to material grouping is <0.8%. In the voxel data reconstruction model, voxel neutron dose is calculated based on the material composition and dose of individual atom of each voxel, which is calculated by linear interpolation from the dose of individual atom of neighboring cells tallied in MCNP calculation. The detailed voxel model is used to benchmark the accuracy of the new features developed for the homogeneous model calculation. The maximum error of the neutron flux and dose of voxels using the homogeneous cell model is 5% and 7%, respectively. Big improvement of accuracy of voxel dose over the original dose calculation model based on F6 tally is observed at locations containing very heterogeneous compositions.