PET/CT屏蔽计算

目的 确定PET/CT中心各个功能用房的屏蔽厚度。方法 IAEA安全报告丛书-NO.58和AAPMTG108。结果 以¹⁸F为主概述影响PET/CT屏蔽体厚度的因子,以此确定屏蔽计算公式。结论 由于湮没光子的能量较高使得PET/CT中心的屏蔽要求与其他诊断设施不同,通常吸收室还不止一个,屏蔽计算时需综合考虑每个吸收室对控制区和非控制区的影响。     

PET受检者出院后对公众照射剂量的估算与评价

目的 为PET受检者出院后的辐射防护提供参考数据。方法 用辐射剂量仪分别测量20例PET受检者出院时的空气吸收剂量率,采用Mountford法估算不同公众人群的有效剂量。结果 注射¹⁸F的患者出院时其体表不同距离的空气吸收剂量率分别为:体表:124.0~314.9μGy/h,0.3m:59.0~113.5μGy/h,0.5m:35.3~68.1μGy/h,1m:15.6~22.7μGy/h,1.5m:7.2~10.9μGy/h.经估算,出院患者对不同公众照射后的有效剂量分别为:配偶或伴侣0.15~0.29mSv,成人家属0.040~0.059mSv,工作同事0.039~0.057mSv,同车乘客0.11~0.20mSv。结论 单个PET受检者出院后对不同的公众成员所造成的照射剂量均未超过国家辐射安全标准关于公众个人年剂量限值。     

18F-FDG PET/CT显像结束后对周围人群的辐射研究

目的 评估患者¹⁸F-FDG PET/CT显像结束后,对周围人群的辐射安全影响。方法 66例患者¹⁸F-FDG PET/CT显像结束后,分别在其正、侧面前胸水平测量0.5 m、1 m处辐射剂量率。结果 在相同时间段内,距离患者越近,辐射剂量率越大;距离一定时,正面测量值高于侧面,二者差别有统计学意义（P < 0.05）;测量值与性别、身高、体重无关（P> 0.05）,与剂量、年龄呈正相关（P < 0.05）,与时间呈负相关（P< 0.05）。结论 患者¹⁸F-FDG PET/CT显像结束后,其正面辐射高于侧面,正面0.5 m测量结果最高约为6 μSv/h,而侧面1 m测量结果最低约为0.9 μSv/h,均远低于国家标准（年有效剂量限值平均不超过1 mSv）。     

某院PET/CT室护士胸部和手指受照剂量分析

目的 本文通过记录PET /CT室从事注射工作的护士全身和手指辐射剂量,获取对其辐射防护有意义的数据。方法 将热释光剂量计（TDL）分别置于两名护士的左右手指、左胸部铅衣外侧和铅衣内侧,通过监测周期内的受照剂量和记录的注射次数,计算护士平均每次注射手指受照剂量和铅衣的屏蔽效果。结果 两名护士左手指受照剂量均大于右手指,平均每次注射受照剂量为：5.8~13.0 μSv,二者手指的受照剂量当量相差0.4~0.8倍;铅衣内侧剂量值小于铅衣外侧,射线衰减率为2.8%~6.6%。结论 PET/CT室从事¹⁸F注射的护士,其手指受照剂量主要取决于其注射次数、注射药物的剂量及注射操作熟练程度;铅衣的防护效果很有限。只有通过提高护士注射操作熟练程度,缩短接触¹⁸F时间才能有效地减少护士的辐射剂量。     

关于医用电子加速器辐射屏蔽两种计算结果的探讨

目的 对医用电子加速器机房辐射屏蔽厚度的两种计算方法进行比较。方法 依据国家相关标准和规范,对医用电子加速器机房的辐射屏蔽厚度分别采用周工作负荷和焦点最大输出剂量率进行核算。结果 两种计算方法得出的结果虽有差异,但均满足放射防护要求,其中以焦点最大输出剂量率计算的结果导致防护过度。结论 以防护最优化原则,采用周工作负荷计算医用电子加速器机房的辐射屏蔽厚度是达到既安全又经济的目的。     

医用电子直线加速器机房环境辐射监测

目的 按国家标准对广东省11台医用电子直线加速器机房屏蔽防护效果进行评价。方法 对加速器机房控制室操作处和机房外30 cm处环境X-γ辐射剂量率进行监测,并与机房辐射剂量率设计值进行比较。结果 各加速器机房监测符合国家辐射防护要求。结论 定期对加速器机房进行屏蔽防护监测,是确保辐射安全的简单有效方法。     

广东省部分核医学诊疗工作场所辐射水平及人员受照剂量分析

目的 了解广东省部分临床核医学诊疗工作场所的放射防护状况以及人员受照剂量水平,为寻找其放射性职业病危害的关键控制点提供数据支持。方法 以广东省14家三级甲等综合性医院为研究对象,根据国家相关标准,采用辐射监测方法,对临床核医学工作场所的周围剂量当量率、放射性污染水平及人员受照剂量进行测量和推算。结果 工作场所中¹⁸F合成室操作孔在防护罩打开状态下的周围剂量当量率最高,达到166 μSv/h;放射性药物分装、注射等操作环节手部的剂量率较高,其中在分装柜分装¹⁸F、¹³¹I和⁹⁹Tc^m时可分别高达3720、1220和468.2 μSv/h,在注射台（窗）注射¹⁸F和⁹⁹Tc^m时可分别高达537和882 μSv/h。广州G医院¹⁸F注射室的工作台面β表面污染水平为99.6 Bq/cm²,工作人员手掌部位为1.6 Bq/cm²,超过国家标准限值。核医学工作人员年有效剂量为0.08~5.18 mSv/a。在无防护措施的前提下,分装人员手部的年当量剂量最高,为0.02~390 mSv/a;注射人员次之,为0.57~85.62 mSv/a;而分装、注射时工作人员眼晶体、全身和下腹部的职业照射剂量较低。结论 核医学工作场所的放射防护现况良好;应重视放射工作人员自身防护,熟练操作技能以缩短作业时间,采取合理防护设（措）施以降低辐射剂量。     

131I的分装与使用对工作场所γ辐射水平的影响

目的 探讨¹³¹I在核医学分装和使用过程中对工作场所γ辐射水平的影响。方法 通过使用RSS-131型高压电离室对四家核医学单位工作场所进行连续γ辐射剂量率测量。结果 通过连续γ辐射剂量率测量,可了解到¹³¹I在核医学分装和使用过程中对工作场所γ辐射水平的影响。结论 在核医学应用中,应进一步加强辐射管理,集中服用¹³¹I放射性药物的辐射管理模式更符合辐射防护最优化原则。     

2008年南京市医用诊断X射线机机房放射防护监测与分析

目的 了解X射线机房放射防护状况,保证辐射安全许可证核发工作顺利进行。方法 依据国家相关标准,利用FH40G-L型X-γ辐射剂量率仪,对X射线机房周围辐射剂量率进行监测。结果 辐射剂量率最高值出现的位置主要是机房的门、窗,全市130家单位的223台X射线机房,有22家单位,25台X射线机房屏蔽防护不合格。结论 南京市郊区(县)卫生服务中心的摄片机房屏蔽防护存在较多问题,加强对X射线机房放射防护的监测是很有必要的。     

标准水模在医用诊断X射线设备机房防护检测中结果比较

目的 对比有标准水模和无标准水模散射体情况下,测量机房屏蔽体外泄漏辐射剂量率变化。方法 采用451P-SD-PI电离辐射测量仪,分别在有和无标准水模散射体状态下,测量屏蔽体外各个点位泄漏辐射剂量率并进行比较。结果 有标准水模各个点位测量值均大于无标准水模散射体测量值,无标准水模平均测量结果仅为有标准水模测量结果36.7%。结论 在日常医用诊断X射线设备机房防护检测中,应重视使用标准水模散射体。     

射线装置工作场所辐射水平监测调查报告

目的 通过对北京市5家使用多台射线装置的单位进行放射工作场所辐射水平现场监测调查,在对监测数据进行统计的基础上,分析射线装置工作场所周围附加剂量率超标的原因,提出应采取的预防措施。方法 采用X-γ剂量率仪现场实测射线装置机房实体屏蔽墙外30 cm处的辐射水平。结果 所调查的北京市5家使用多台射线装置单位,均存在射线装置机房周围附加剂量率超标现象;机房周围附加剂量率超过评价指标的射线装置数量约占单位射线装置总量的4.9%~11.8%;射线装置机房周围的附加剂量率最大可达判定指标的39.2倍。结论 对射线装置的使用单位在辐射安全管理工作上,具有一定的借鉴指导意义。     

某工业库房高能X射线辐射剂量率的计算

目的 为制定科学合理的射线检测防护方案,构建某工业库房高能X射线检测现场的辐射模型,并计算检测现场的辐射剂量率。方法 根据国家标准对各监测点进行了剂量率实测。结果 结果证明计算的辐射剂量率是正确的。结论 该辐射剂量率计算方法具有科学性和有效性,为加强辐射防护管理提供了重要依据。     

一种核电站事故工况下安全壳内剂量率的估算方法

目的 通过估算冷却剂丧失事故(LOCA)时间内的安全壳内剂量率,推测事故的大小和发展趋势,为防止事故扩大、保护公众辐射安全提供依据。方法 根据国内某核电站安全分析报告及LOCA事故应急演习的实际情况基础上,提出了冷却剂丧失事故工况序列MCNP耦合计算方法,将该计算方法用于LOCA事故实际演习边界条件计算。结果 计算结果与现场事故期间安全壳内γ辐射剂量率监测通道的实际读数比对,数据匹配较好。结论 该计算方法经验证可以用于类似事故工况下安全壳内剂量率的估算,为事故工况下安全壳内的放射性变化情况提供参考。     

0.5~2.5 MeV辐射加工电子加速器X射线发射率的MCNP5计算

目的 研究辐射加工用0.5~2.5 MeV电子加速器的X射线发射率。方法 通过MCNP5计算0.5~2.5 MeV工业辐照电子加速器轰击铅靶、铁靶、铝靶时,在0°~180°方向的X射线发射率,与NCRP-51报告给出X射线发射率常数进行比较。结果 MCNP5计算得到的X射线发射率与NCRP-51报告中的数据基本一致。结论 MCNP5计算得到的X射线发射率对于辐射影响分析具有一定的参考作用。     

自屏蔽加速器屏蔽防护优化探讨

目的 对3款带有自屏蔽结构的加速器机房布局和屏蔽防护进行分析,为优化自屏蔽加速器机房屏蔽防护设计提供依据。方法 采用MC模拟和经验公式计算相结合的方法,对比分析3款自屏蔽加速器机房主屏蔽区透射剂量率和次屏蔽区散射剂量率等辐射防护水平。结果 MC模拟和经验公式计算结果均显示Unity MR Linac次屏蔽区散射线剂量率明显高于主屏蔽区主射束透射剂量率,最高可达后者的5倍;Unity MR Linac和TOMO横断面散射剂量率明显高于矢状面。结论 自屏蔽结构的外形、材料及厚度差异,增加了机房屏蔽计算及防护设计的复杂性,应改进屏蔽计算方法,实现新型放疗机房辐射防护最优化。     

某PET中心辐射环境影响评价

目的 对广州某PET(正电子断层显像)中心进行辐射环境影响评价,了解该建设项目对环境辐射的影响。方法 分析PET项目的污染源项和污染因子,对回旋加速器机房外照射屏蔽和项目产生的放射性废水、放射性废气和放射性固体废物进行评价。结果 PET加速器机房周围职业和公众所接受的辐射年有效剂量均小于项目管理值5 mSv(职业)和0.25 mSv(公众)。结论 PET项目对职业人员和公众的辐射影响可控制在项目管理值以内。项目产生的放射性废水、废气和固体废物经有效设施处理后,可达标排放。     

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。     

基于蒙卡GEANT4研究某放疗场所的辐射水平分布规律

目的 构建某放疗场所的蒙特卡洛物理模型,探究该场所的辐射水平分布规律。方法 利用蒙特卡洛程序对某放疗科室的医用直线加速器及治疗室进行物理建模,模拟直线加速器在15X档位、剂量率为400 MU模式下的出束,在考虑高能X线与机头高Z材料发生光核反应产生中子的情况下,得到该场所室内外的辐射剂量水平分布情况。结果 加速器等中心处的剂量率约为2.6×10⁵ mSv/h,辐射剂量率随距离的衰减并不是呈现严格的距离平方成反比规律,即等剂量线存在一定漂移,且射线经过迷道内路的一次转折辐射水平下降一个量级。结论 蒙特卡洛方法能够对放疗场所的辐射剂量水平进行模拟计算,为放射治疗场所的屏蔽优化设计提供了新的思路。     

某直线加速器工作场所辐射防护状况分析及评价

目的 分析和评价某放射治疗直线加速器工作场所及周围环境辐射卫生状况。方法 选取该直线加速器最高能量的X射线,最大照射条件,检测工作场所和周围环境的辐射剂量率,估算辐射防护后的有效剂量当量。结果 该直线加速器工作场所及周围环境辐射卫生防护符合国家相关标准的要求。结论 该直线加速器在运行时,对放射治疗人员和机房周围公众是安全的。     

上海市PET/CT工作场所放射性水平监测与分析

目的 了解上海市PET/CT使用基本状况,通过对PET/CT工作场所放射性水平的监测,掌握目前上海市PET/CT场所防护情况。方法 普查上海市PET/CT医疗机构,通过γ辐射空气吸收剂量率和β表面污染两项检测指标进行现场监测。结果 截止2011年底,上海市共有PET/CT 13台。现场检测表明,候诊室及注射室γ辐射空气吸收剂量率水平相对较高,候诊室门四周最高达19 552 nSv/h,注射室桌面最高达6 136 nSv/h,注射室中央最高达5408 nSv/h。PET/CT工作场所β表面污染无超国家标准限值情况,但注射室内,尤其是传递窗及废物桶四周仍然较高。结论 上海市PET/CT工作场所放射防护较得当,工作场所表面污染水平能控制在标准限值内,但国家标准对PET/CT等核医学场所的γ辐射空气吸收剂量率并没有限值,防护重点仍是外照射的防护。