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。     

蒙特卡罗方法在后装治疗场所屏蔽计算中应用

目的利用蒙特卡罗方法建立后装治疗场所的屏蔽计算模型。方法采用典型抽样方法,选取广东省某三级甲等医院现有的后装治疗室的屏蔽结构为模型。采用基于蒙特卡罗方法的蒙特卡罗中子-光子输运程序(MCNP5)建立后装治疗场所的屏蔽计算模型,模拟计算后装治疗场所的辐射场分布,通过对后装治疗场所的防护检测,验证屏蔽计算模型。结果各检测点MCNP5模拟计算结果与现场检测结果有较好的符合性,可模拟后装治疗装置产生的辐射场。借助MCNP5重建的计算模型模拟不同迷路内墙厚度下机房入口处的周围剂量当量率,有助于选择后装治疗场所适当的迷路内墙厚度,以有效降低防护门的厚度。结论 MCNP5屏蔽计算模型可优化后装治疗场所的屏蔽,以达到辐射防护的最优化。     

六种不同混凝土在质子治疗机房屏蔽性能研究

目的 研究6种不同混凝土为主墙时,230 MeV质子治疗室主屏蔽体外的剂量水平,获取6种不同混凝土的屏蔽性能.方法 采用FLUKA程序构建计算模型,将不同混凝土组成引入FLUKA程序,模拟230 MeV质子束流照射情况下关注点周围剂量当量率随混凝土厚度的变化,拟合6种混凝土透射曲线,得到6种不同混凝土的屏蔽性能参数.结...     

PET中心相关工作场所辐射防护屏蔽研究

目的：探讨PET中心相关工作场所防护屏蔽的计算方法。方法以GB18871-2002等国家标准为依据,采用AAPM TG108经验公式计算某医院PET/CT机房、PET/MRI机房和PET注射后等候室的屏蔽厚度,采用辐射源的屏蔽计算方法计算注射室的屏蔽厚度,将计算结果与设计厚度进行比较。结果该院核医学科PET/CT机房、PET/MRI机房、PET注射室（通风柜除外）和PET注射后等候室的房间屏蔽厚度范围分别为8-21 mmPb当量、8-21 mmPb当量、7-29 mmPb当量、4-24 mmPb当量。结论4个房间防护屏蔽的计算厚度与设计厚度均符合相关标准要求,说明AAPMTG108经验公式可应用于PET中心相关工作场所防护屏蔽的计算。     

质子治疗室感生放射性及屏蔽材料影响分析

目的 分析质子固定束治疗室内感生放射性剂量分布及屏蔽材料的影响。为质子治疗辐射防护及屏蔽材料选择提供依据。方法 利用FLUKA模拟质子固定束治疗室内感生放射性剂量分布、剂量随时间的变化情况及不同混凝土材料的影响。结果 质子治疗室内感生放射性剂量分布主要集中于靶周边，且冷却3～5 min后剂量迅速降为停止照射时刻的5～10倍。混凝土中感生放射性会在主射束末端靠近屏蔽体内侧形成剂量略高区域，混凝土中Fe、O、H、等元素含量对治疗室内感生放射性剂量有显著影响（P <0.01），且治疗室内感生放射性剂量与Fe元素含量呈负相关。结论 质子治疗室内治疗后的患者、空气和屏蔽材料的感生放射性均是工作人员外照射剂量的主要来源，采取时间的防护方式最为有效。在不考虑施工难度等因素，从外照射防护效果和感生放射性剂量贡献的影响上分析，在质子治疗室的屏蔽材料选择上含Fe较多的重混凝土为最优选择。     

高能质子治疗系统辐射环境影响评价关键问题探讨

目的 分析高能质子治疗系统辐射环境影响评价中重点关注的问题并提出建议，为该类型核技术利用活动的环境影响评价提供参考。方法 就近期国内某质子治疗系统辐射环境影响评价实例展开探究，从辐射污染源项、辐射屏蔽计算评价、感生放射性分析、人员受照剂量估算等几个方面，梳理重点关注的问题，并提出建议。结果 质子治疗系统辐射环境影响评价中，确定工作场所屏蔽体外剂量率水平控制限值时应重点关注相邻旋转束治疗室迷道内墙入口及其机架区；分析计算感生放射性时，除空气、冷却水、结构部件、混凝土墙、土壤和地下水等要素外，还应重点关注治疗室内病人的感生放射性；估算工作人员受照剂量时，除直接外照射途径，还应综合考虑治疗室内感生放射性对工作人员的剂量贡献。结论 高能质子治疗系统作为大型医疗设备，应综合考虑各类影响因素，科学、客观的进行环境影响评价工作。     

重晶石混凝土医用加速器机房屏蔽防护效能分析

目的：分析检测重晶石混凝土配合比,结合加速器机房屏蔽防护要求,进行屏蔽防护效能的剂量估算。方法：基于15 MV加速器主要防护关注点,参考国家标准和NCRP 151#报告推荐方法,进行屏蔽防护设计和计算。结果：采用重晶石混凝土建设医用加速器机房,其施工工艺直接影响混凝土容重比和机房屏蔽防护效能。结论：重晶石混凝土建设机房可减小墙体厚度,能有效屏蔽X射线、电子线和中子污染。     

医用直线加速器机房屏蔽防护改建研究

目的 :针对医用直线加速器机房建造中出现的防护不足提出黏土砖改建方案。方法 :参考相关国家标准和国际报告提供的方法推导屏蔽改建计算公式,计算满足剂量率参考控制水平要求的黏土砖墙厚度。根据机房改建前参考点的测量剂量率、距离修正因子和增建黏土砖墙的透射因子估算改建后的参考点剂量率。结果:改建后的参考点剂量率符合剂量率参考控制水平的要求,估算剂量率大于测量值。结论:提出的增建黏土砖墙的改建方法能够满足机房的屏蔽防护要求,推导的剂量率估算公式可以保守预测改建后的测量剂量率。     

医用加速器治疗室防护门辐射屏蔽厚度两种核算方法的探讨

目的 寻求简易可靠的方法优化核算医用加速器机房防护门口处辐射屏蔽的厚度。方法 采用简易法和IAEA 47号报告对某15 MV医用加速器机房门的屏蔽厚度进行核算。结果 按照国家标准规定的剂量限值,采用IAEA 47报告核算机房门屏蔽厚度,对于标称能量 ≥ 10 MV的加速器,γ射线与散漏射线的总屏蔽厚度值都要大于简易法的核算值,中子屏蔽厚度值不一定要大;对于标称能量< 10 MV的加速器(不需屏蔽中子),IAEA 47报告核算的屏蔽厚度值不一定要大。结论 IAEA 47报告计算繁琐复杂,所需利用的参数和需利用难以准确的数据较多,计算繁冗容易出现纰漏。因此,我们选取两种方法核算,选取较大值进行设计,在随后加速器工作场所防护验收检测中,辐射屏蔽都可行,符合国家标准的要求。     

某同步辐射光源辐射场特性研究

目的 通过对同步辐射光源电子直线加速器输运段以及储存环所在工作大厅周围辐射场特性分布的研究,掌握类似装置辐射屏蔽应关注的问题。方法 采用经验公式以及FLUKA程序对直线加速器屏蔽体外的剂量率进行计算和模拟,并对结果进行比较分析。结果 取得了较好的一致性。结论 在进行直线加速器的刮束器类部件检修时,应做好防护工作,使有关人员避免受到不必要的照射。直线加速器的运行对外环境和工作人员的影响很小,可以忽略。利用经验公式和利用Monte Carlo进行屏蔽计算两种方法各有其特点,在实际使用时可灵活选择合适的方法。     

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。     

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。     

基于Monte Carlo算法的角度变化对乳腺癌术后电子线放疗剂量分布影响研究

目的 使用蒙特卡罗算法分析不同照射角度变化对乳腺癌患者术后电子线放疗计划剂量分布影响。方法 使用MCNP5蒙特卡罗粒子输运软件包建立乳腺癌患者术后电子线照射模型,模拟电子线照射过程中350°、355°、5°、10°四个照射角度变化,计算靶区胸壁及敏感器官患侧肺、健侧肺、心脏的剂量分布,分析其剂量学特点。结果 选取350°、355°、0°、5°、10°五个角度后,0°对照组胸壁接受剂量最高,355°组、350°组、10°组、5°组接受剂量依次降低;敏感器官的接受剂量在旋转角度模拟后均有升高,患侧肺和心脏靠近射野,接受剂量和变化程度均较大,0°对照组、350°组、355°组、10°组、5°组患侧肺接受剂量依次升高,0°对照组、355°组、350°、10°组、5°组组心脏和健侧肺接受剂量依次升高。结论 本文使用蒙特卡罗算法对乳腺癌患者术后电子线放疗进行模拟研究,发现不同照射角度变化会降低靶区接受剂量,升高敏感器官接受剂量。     

某医院直线加速器机房防护门改造实例分析

目的 改造直线加速器机房防护门,降低防护门外的中子辐射剂量水平,减少对人员的危害。方法 根据理论计算的结果,在原防护门防护材料的基础上增加聚乙烯防护材料,以减少门外的中子辐射。结果 增加聚乙烯材料之前防护门外30 cm处的中子辐射剂量水平为2.54~3.83 μSv/h,防护门改造之后防护门外30 cm处的中子辐射剂量水平低于仪器探测下限。结论 对电子标称能量大于10 MeV的医用电子直线加速器进行防护门的设计时需要考虑中子的危害,富含低原子序数的材料适用于对中子的屏蔽。     

New calculations of neutron kerma coefficients and dose equivalent.

For neutron energies ranging from 1 keV to 20 MeV, the kerma coefficients for elements H, C, N, O, light water, and ICRU tissue were deduced respectively from microscopic cross sections and Monte Carlo simulation (MCNP code). The results are consistent within admitted uncertainties with values evaluated by an international group (Chadwick et al 1999 Med. Phys. 26 974-91). The ambient dose equivalent generated in the ISO-recommended neutron field for an Am-Be neutron source (ISO 8529-1: 2001(E)) was obtained from the kerma coefficients and Monte Carlo calculation. In addition, it was calculated directly by multiplying the neutron fluence by the fluence-to-ambient dose conversion coefficients recommended by ICRP (ICRP 1996 ICRP Publication 74 (Oxford: Pergamon)). The two results agree well with each other. The main feature of this work is our Monte Carlo simulation design and the treatments differing from the work of others in the calculation of neutron energy transfer in non-elastic processes.     

基于镅铍中子源的简易照射装置及其剂量学特性研究

目的 拟利用241Am-Be中子源设计并建立一套中子辐射照射实验装置.方法 采用蒙特卡洛(Monte Carlo)方法,模拟计算装置内外中子能谱和γ能谱空间分布数据,研究中子注量等随空间分布的变化规律;初步建立镅铍中子装置的数学模型,采用影锥法、平方反比律验证等数据分析方法,对中子输运过程进行研究.结果 模拟获得测量点...