医用加速器机房迷路辐射水平的测量与分析

目的 通过医用加速器机房迷路内辐射水平的测量与分析,为职业照射的控制提供科学依据,为理论模拟计算积累实验数据。方法 利用剂量率仪测量加速器机房迷路内的辐射水平,并对测量结果进行理论分析。结果 医用加速器机房出入口处杂散X-γ射线剂量率与机头朝向有关,并随照射野的减小而降低;杂散中子剂量率水平主要取决于加速器粒子的能量和输出剂量,随照射野的变化不明显。同时,医用加速器机房出入口处杂散X-γ射线和中子剂量率与医用加速器机房迷路的辐射防护设计密切相关。结论 合理改善医用加速器机房迷路的辐射防护设计是降低医用加速器机房出入口处X-γ射线和中子剂量率水平的行之有效的措施。     

蒙特卡罗方法在质子重离子加速器治疗场所屏蔽计算中的应用

目的 利用蒙特卡罗方法建立质子重离子加速器治疗场所的屏蔽计算模型,为治疗场所的屏蔽设计提供可靠的计算方法。方法 采用基于蒙特卡罗方法的FLUKA程序建立质子重离子治疗场所的屏蔽计算模型,模拟质子重离子加速器治疗场所辐射场的分布,通过对质子重离子加速器治疗场所的检测,验证计算模型。结果 FLUKA程序模拟计算结果与现场检测结果具有较好的符合性。结论 FLUKA程序建立的质子重离子加速器治疗场所屏蔽计算模型能够模拟质子重离子产生的辐射场。基于FLUKA程序建立的屏蔽计算模型,质子重离子治疗场所屏蔽设计应根据加速器最高可达的束流强度及能量进行计算。在质子和重离子加速器运行时的治疗室辐射场中,中子对剂量当量的贡献是主要的,因此,屏蔽设计中应重点考虑中子的屏蔽。     

射波刀机房屏蔽的特殊考虑

目的 验证某射波刀机房的迷路外墙屏蔽的辐射防护效果,发现特殊情况下的屏蔽防护设计缺陷并予以纠正。方法 按照生产厂家提供的某射波刀机房辐射防护屏蔽设计方案,主要考虑有用线束经过影像中心,不会直接照射迷路外墙。在对已经建成的机房实施放射防护验收检测时,发现存在有用线束不经过影像中心实施照射的情况并补建屏蔽防护设施,并加以验证。结果 经过现场验证检测,在有用线束经过影像中心的情况下,距迷路外墙30 cm相关关注点处的最高周围剂量当量率为0.31 μSv/h,低于参考控制水平10 μSv/h。当有用线束不经过影像中心的情况下,距迷路外墙30 cm相关关注点处的最高周围剂量当量率达到301.67 μSv/h,接近参考控制水平的30倍。对此部分迷路外墙增加厚度以后,距其30 cm处的最高周围剂量当量率为2.14 μSv/h。检测结果符合标准要求。结论 建议设计射波刀机房的迷路外墙屏蔽时,应当根据加速器的运动范围确定有用线束是否经过影像中心,是否存在直接照射的迷路外墙的特殊情况,并根据照射范围和辐射源点至关注点的距离,按照有用线束计算屏蔽厚度,以符合标准要求,同时避免在机房迷路外墙相关专注点位置居留的人员受到超剂量照射。     

术中放疗加速器中子剂量当量率的测量研究

目的 测量并分析术中放疗加速器9和12 MeV电子线在手术室内引起的中子剂量当量率,与西门子Primus加速器相同电子线能量档产生的中子污染进行比较,为放射治疗引起的二次致癌风险提供数据参考。方法 利用中子探测仪测量术中放疗加速器在9和12 MeV电子线于机头两端、限光筒底端、患者治疗平面,以及其他关键位置产生的中子剂量当量率。取相似的位置在西门子Primus加速器上进行相同方法的测量。分析测量结果,并将两种加速器产生的中子进行比较。结果 手术过程中使用9和12 MeV的电子线治疗时会产生中子,对患者以及工作人员产生潜在的健康隐患。9 MeV时,术中放疗加速器机头两端以及限光筒底端两侧的中子剂量当量率分别为（51.8±3.1）、（45.2±1.5）、（70.5±4.9）和（68.2±3.3）μSv/h,比12 MeV产生的中子分别低5.9%、5.4%、17.8%和21.5%。手术室门内侧在9和12 MeV时产生的中子剂量当量率极低,可以忽略。西门子加速器出束9 MeV时,在相似测量点处产生的中子剂量当量率为（277.3±1.2）、（285.1±1.6）、（185.1±1.8）、（182.8±2.4）μSv/h,比12 MeV的分别低48.8%、47.6%、48.7%、和52.2%。能量达到12 MeV时,西门子Primus加速器产生的中子剂量当量率是术中加速器的10倍以上。结论 两种医用加速器12 MeV电子线产生的中子剂量当量率远高于9 MeV产生的中子,增加了患者第二原发癌的风险;传统医用加速器在相同能量档产生的中子剂量当量率远高于术中电子加速器,应采取适当的屏蔽防护。     

加速器防护门的设计

在加速器机房防护门设计时，既要考虑X射线防护，又要考虑中子防护。机房门口处的x射线、中子的剂量及能量大小，是防护门屏蔽设计的主要依据，与机房的迷路设计、机房内辐射场分布等因素密切相关。     

15MV医用直线加速器光中子蒙特卡罗模拟

目的 研究高能医用直线加速器运行过程中因光核反应所形成的光中子辐射场。方法 利用蒙特卡罗(MC)程序模拟Clinic 2300CD型医用电子加速器15 MV X射线模式下光中子污染,掌握机头内不同位置光中子能谱和不同照射野下等中心处中子周围剂量当量变化,分析光中子在等中心平面内剂量分布和水模体中剂量衰减。结果 准直器关闭时,加速器机头内靶、主准直器、均整器和多叶准直器下表面的光中子平均能量分别为1.08、1.20、0.35、0.30MeV;等中心处中子周围剂量当量随着照射野的增大先增大后减少,在30 cm × 30 cm照射野下达到最大;随着测点在水模体中的深度增加,中子通量先增加后减小,而中子剂量却在逐渐减小;不同照射野下,光中子剂量率在水模体深度20 cm处,基本都接近本底。结论 探究高能医用直线加速器机头光中子谱和剂量分布特点,以及光中子在水模体内剂量沉积规律,能为进一步研究高能医用直线加速器光中子污染对患者产生的附加剂量提供支持。     

医用远距离~（60）Co治疗机的辐射防护

医用远距离~（６０）Ｃｏ治疗机的辐射防护李志刚，戴战英机房的设计和建造在设计机房及防护计算时，应参照厂家提供的图及有关资料，治疗室必须与控制室分开，在治疗室控制室之间应采用迷路方式，保证机头的漏射线和用线束到达迷路口之前，至少经过两次散射，屏蔽要有一?..     

剂量率参考控制水平对加速器屏蔽设计的影响

目的 探讨剂量率参考控制水平对加速器屏蔽设计的影响.方法 根据GBZ 126-2011、GBZ/T 201.1-2007、GBZ/T 201.2-2011中关于加速器机房辐射屏蔽的要求,分别采用剂量率参考控制水平计算方法和周剂量控制水平计算方法对加速器机房的主屏蔽进行计算,并对计算的屏蔽厚度进行比较.结果 在周最大工作负荷相同的情况下,当计算的剂量率参考控制值大于剂量参考控制水平2.5 μSv/h时,计算结果会出现差异,屏蔽厚度差值最大达64 cm.15 MV能量的屏蔽厚度差值大于6 MV.同时,考虑了剂量率参考控制水平的情况下,加速器剂量率不同,所计算的机房的屏蔽厚度也不同.结论 在屏蔽计算时,首先要估算参考点的剂量率,满足剂量率参考控制水平的条件下再进行计算.     

质子加速器治疗室辐射防护优化研究

目的 研究铁屏蔽体在主防护墙中不同深度对防护墙外周围剂量当量率的影响。方法 采用FLUKA蒙特卡罗模拟程序构建了质子治疗室的模型,治疗室的屏蔽体由混凝土和钢构成。分别模拟220和250 MeV的质子照射水模体,以获得不同情况下的周围剂量当量率分布。结果 随着嵌入防护墙的铁屏蔽体深度的变化,两种模拟条件下质子治疗机房主防护墙外30 cm处的周围剂量当量率发生显著变化,最大周围剂量当量率（220 MeV：3.42 μSv/h,250 MeV：6.39 μSv/h）比最小周围剂量当量率（220 MeV：1.75 μSv/h,250 MeV：3.32 μSv/h）高2倍。结论 在质子治疗加速器的设计中,应仔细评估铁屏蔽体在主防护墙中的位置。     

高能医用电子直线加速器的机房屏蔽设计方案国内外比较

目的 分别根据中、外放射治疗机房辐射屏蔽标准,对低能医用电子直线加速器机房设计方案进行对比,为修订和完善现行国家标准提供参考。方法 按照美国国家辐射防护与测量委员会（NCRP）151号报告、英国电离辐射法规（IRR）17号和国家标准GBZ/T 201,对于一个每日平均治疗125例患者（90%为调强放疗技术）的6 MV X射线医用电子直线加速器机房,分别设计机房屏蔽方案,对比关注点（主束次屏蔽区A、B点、主束主屏蔽区C、D点、侧墙次屏蔽点E、室顶主屏蔽点F和室顶次屏蔽点G）所需的混凝土屏蔽厚度、治疗室内使用面积、室内层高和室顶承重。结果 按照NCRP 151号报告和IRR 17号法规,计算得到的A、B、C、D、E、F和G点所需的混凝土屏蔽厚度分别为79、105、136、166、104、137、76 cm和94、126、183、189、119、175、92 cm。而按照我国标准GBZ/T 201计算得到的相应关注点所需的混凝土屏蔽厚度是最厚的,特别是主束主屏蔽厚度的增加明显,分别为117、133、207、227、121、175、94 cm。与此同时,与NCRP 151号报告计算得到的屏蔽方案相比,治疗室内使用面积、室内层高显著降低,分别减小11.24%和7.13%,室顶承重增加更为明显（25.20%）。结论 与NCRP 151号报告和IRR 17号法规相比,按照我国现行屏蔽标准所推荐的计算方法和评价指标计算得到的屏蔽厚度是最大的,特别是现行国家标准中要求的瞬时剂量当量率评价指标会显著增加主屏蔽区所需的屏蔽厚度。     

回旋加速器工作场所辐射水平的调查与分析

目的 调查回旋加速器工作场所辐射剂量水平及其分布状况, 以期更好地指导现场人员的防护并为放射性药物生产场所的屏蔽设计提供技术依据。 方法 以某医院安装的1台HM-20S型回旋加速器及其放射性药物生产场所为研究对象, 使用LiF(Mg, Cu, P)热释光剂量计、CR39中子剂量计、NH-1B中子剂量当量率仪和451B剂量巡测仪测量加速器室内中子和γ射线辐射剂量率, 并对室外关注点的辐射水平进行验证。 结果 在质子能量20 MeV、束流100 μA条件下, 回旋加速器自屏蔽体南侧表面中子最高剂量率为北侧表面的63倍、γ射线最高剂量率为北侧的6. 0倍; 机房南墙内表面中子和γ射线剂量率分别为北墙内表面的11倍和5. 3倍; 机房东墙内表面中子和γ射线剂量率平均值分别为21 μSv/h和45 μSv/h, 西墙内表面中子和γ射线剂量率平均值分别为34 μSv/h和69 μSv/h。 结论 回旋加速器室内辐射水平及其分布状况与束流方向和靶位置等因素密切相关, 其实测值可用于指导场所的屏蔽设计和人员防护。     

A study of neutron spectra from medical linear accelerators.

Medical accelerators with photon energies over 10 MeV generate an undesired fast neutron contamination in the therapeutic beam. In this work, the Monte Carlo code MCNP was used to simulate the transport of these photoneutrons across the head of various medical accelerators of high energy. The average and most probable neutron energies were obtained from these spectra, before and after crossing the accelerator shielding. The degradation of these spectra, when they cross concrete barriers with thickness which vary between 25 and 100 cm, was also studied.     

The evaluation of neutron and gamma ray dose equivalent distributions in patients and the effectiveness of shield materials for high energy photons radiotherapy facilities

In this study, the MCNP5 code was used to model radiotherapy room of a medical linear accelerator operating at 18 MV and to evaluate the neutron and the secondary gamma ray fluences, the energy spectra and the dose equivalent distributions inside a liquid tissue-equivalent (TE) phantom. The obtained results were compared with measured data published in the literature. Moreover, the shielding effects of various neutron material shields on the radiotherapy room wall were also investigated. Our simulation results showed that paraffin wax containing boron carbide presents enough effectiveness to reduce both neutron and secondary gamma ray doses.     

宽能中子辐射个人防护材料研究

目的 研究可用于制作宽能中子辐射个人防护用品的柔性屏蔽材料。方法 依据理论计算结果配比加工实验用材料样品,利用²⁵²Cf裂变中子和加速器单能中子开展中子屏蔽效率实验。结果 给出了1.5 cm厚含10％碳化硼(B₄C)的乙丙橡胶板对144 keV等6个单能中子和²⁵²Cf裂变中子的屏蔽效率,其中对²⁵²Cf裂变中子的屏蔽效率为31.02%,对144 keV中子的屏蔽效率可达到76.9％。结论 以乙丙橡胶为基材掺入B₄C研制的个人中子防护柔性材料对不同能量中子辐射均有一定屏蔽效果,可用于制作宽能中子个人防护用品。     

螺旋断层加速器自屏蔽结构对机房屏蔽防护厚度的影响

目的 探讨新型放射治疗设备螺旋断层加速器机房的屏蔽计算方法以及该型加速器自屏蔽结构对机房屏蔽防护厚度的影响,为螺旋断层加速器机房的屏蔽防护设计提供依据.方法 根据国家相关标准要求,结合机房几何结构,分别计算无自屏蔽存在情况下屏蔽主射线、散射线和漏射线所需的屏蔽厚度;根据螺旋断层加速器自屏蔽特点以及其辐射场特性,计算自屏蔽存在情况下机房辐射防护屏蔽厚度.结果 有自屏蔽结构的螺旋断层加速器机房防护屏蔽体的厚度与没有自屏蔽结构相比,其计算结果差异有统计学意义(t=3.576,P＜0.05);主射束区包括南墙、北墙、顶棚和地板,自屏蔽结构可以分别减少约95.59%、63.63%、80.73%和51.30%的屏蔽厚度.结论 螺旋断层加速器自屏蔽结构可显著减少其机房主射束区所需的辐射防护屏蔽厚度.对有自屏蔽结构的加速器机房的屏蔽厚度,应该根据其辐射场数据进行计算,也可将无自屏蔽情况下主射束区的计算结果减去自屏蔽等效屏蔽材料厚度来估算.

Abstract：

Objective To study the calculation of the room shielding thickness of tomotherapy accelerator,a new type of radiotherapy facility,especially the impact of the beam block on the shielding design.Methods According to the relevant standards,combined with the room geometry,the shielding thickness was calculated without the presence of the beam block,considering the primary beam,the scattered beam and leakage.Meanwhile,the shielding thickness was also calculated as comparison with the presence of the beam block,based on the characteristics of tomotherapy facility and its radiation field.Results There was statistical difference between the shielding thicknesses calculated with the presence of the beam block and those without the beam block,to the primary beam direction including the south wall,north wall,the roof and the floor,the shielding thickness were decreased by 95.59%,63.63% ,80.73%and 51.30% ,respectively.Conclusions For the tomotherapy accelerator,the beam block could be of great help to minify the shielding thickness of the room.The radiation field of the tomotherapy facility could be used for the calculation to improve accuracy,and the shielding thickness can also be estimated by subtracting the initial shielding thickness without beam block of the beam block equivalent thickness in the primary beam direction alternatively.     

A shielding design for an accelerator-based neutron source for boron neutron capture therapy.

Research in boron neutron capture therapy (BNCT) at The Ohio State University Nuclear Engineering Department has been primarily focused on delivering a high quality neutron field for use in BNCT using an accelerator-based neutron source (ABNS). An ABNS for BNCT is composed of a proton accelerator, a high-energy beam transport system, a (7)Li target, a target heat removal system (HRS), a moderator assembly, and a treatment room. The intent of this paper is to demonstrate the advantages of a shielded moderator assembly design, in terms of material requirements necessary to adequately protect radiation personnel located outside a treatment room for BNCT, over an unshielded moderator assembly design.     

2019年天津市放射诊疗工作场所辐射防护检测结果分析

目的 掌握天津市放射诊疗工作场所辐射防护的基本情况,以便改善其防护现状,为监管部门提供数据支持。 方法 采用方便随机抽样方法,选取2019年天津市全部行政区域105家医疗机构（三级医疗机构19家、二级医疗机构10家、一级医疗机构22家、民营医疗机构54家）中的434个放射诊疗工作场所[X射线诊断工作场所（包括X射线摄影机、X射线透视机、CT机房）413个、放射治疗工作场所（包括后装机和加速器机房）13个和核医学工作场所（包括PET/CT和SPECT/CT机房）8个]进行辐射防护检测,对其结果进行回顾性分析。根据国家标准和卫生行业标准进行辐射防护检测与评价。各放射诊疗工作场所检测合格率的比较采用R×C列联表的χ2检验。 结果 434个放射诊疗工作场所辐射防护检测整体初检合格率为95.4%（414/434）。放射诊断中CT机房的辐射防护初检合格率最低,为79.6%（43/54）,CT和X射线透视机机房的辐射防护初检合格率[95.5%（128/134）]均低于X射线摄影机机房[99.6%（224/225）],且差异均有统计学意义（χ2=7.146、11.820,均P<0.05）。CT和X射线透视机机房的不合格指标均为机房门。放射治疗中加速器机房的辐射防护初检合格率最低,为81.8%（9/11）。加速器机房的不合格指标为机房墙体（主墙的次屏蔽区）。后装机及核医学工作场所辐射防护初检合格率均为100%（2/2、8/8）。数字减影血管造影X射线机和近台同室操作的X射线透视机透视防护区的空气比释动能率的检测合格率为100%（35/35）。二、三级医疗机构的辐射防护检测合格率较低,分别为97.4%（38/39）和93.3%（265/284）。一级医疗机构和民营医疗机构的辐射防护检测合格率均为100%（34/34、77/77）。民营医疗机构工作场所辐射防护检测初检合格率高于三级医疗机构,且差异有统计学意义（χ2=5.438,P<0.05）。 结论 2019年天津市放射诊疗工作场所的辐射防护存在不符合标准要求的现象,医疗机构,特别是二级和三级医疗机构应加强对放射诊疗工作场所辐射防护的重视与改进,监管部门应加强对防护不合格工作场所的重点监督和管理。     

The measurement of photoneutrons in the vicinity of a Siemens Primus linear accelerator.

This study involves the measurement of photoneutron contamination emitted from a Siemens Primus medical linear accelerator by using BD-PND bubble detectors. Various bubble detectors were arranged around the linac head with the interval of I m and at the same height as the isocenter to measure the dose equivalent distribution in the treatment room. The measurements were performed for 15 MV X-rays with 40 x 40cm2 and 0 x 0cm2 fields and for 15,18, and 21 MeV electrons with 25 x 25 cm2 electron cone. Neutron dose equivalent rate at the points of measurement in the treatment room decreased with increasing distance to the isocenter. The maximum neutron dose equivalents were at the isocenter, and the values for 15MV 40 x 40 and 0 x 0 cm2 were 1843+/-90 and 169.9+/-59.9 microSv per Gy X-ray, respectively. The values for 15, 18 and 21 MeV electrons with 25 x 25 cm2 cones were 100.0+/-20.4, 262.7+/-61.2 and 349.0+/-29.6 microSv per Gy electron, respectively. The neutron contamination of electrons less than 12 MeV was below the detection limit.