医用辐射工作场所防护测量与评价

目的 医用辐射工作场所的防护效果通过测量空气比释动能率来评价,可以达到保护工作人员和公众的目的。方法 通过使用X-γ辐射仪测得医用辐射工作场所的的空气比释动能率来估算工作人员的受照剂量。结果 如果用测量结果计算工作人员的受照剂量低于国家相关标准的要求就能满足防护与安全的最优化。结论 按照国家相关标准进行测量与评价符合辐射防护基本要求。     

铅防护屏使用前后床旁DR受检者及邻近患者辐射剂量的比较

目的 评价不同铅防护屏使用后对床旁DR受检者及相邻患者辐射剂量的影响。方法 采用胸部仿真体模,模拟床旁DR胸部正位检查环境,设置相同的X射线摄影曝光参数,分别对使用铅防护屏前及使用5种铅当量(0.125、0.175、0.25、0.35和0.5 mm)铅防护屏后共6种模拟环境曝光。在模拟的受检者及相邻患者X射线体表入射检测点布放TLD,回收、读取TLD,计算受检者及相邻患者检测点空气比释动能并进行统计学分析。结果 受检者检测点空气比释动能比较:使用5种铅防护屏后,受检者检测点空气比释动能与使用铅防护屏前比较,差异均无统计学意义。相邻患者检测点空气比释动能比较:使用5种铅防护屏后,相邻患者检测点空气比释动能与使用铅防护屏前的比较,差异均有统计学意义。结论 床旁DR检查时使用铅防护屏,在没有增加受检者辐射剂量的情况下,可明显降低相邻患者的辐射剂量。防护屏铅当量≥ 0.35 mm时,相邻患者的辐射剂量可减少60%以上。     

影响室内空间空气比释动能率测定因素

目的 了解影响室内空间空气比释动能率的测量因素。方法 用BH3103A.X-γ测量仪测量室内四周墙壁和中心点,将五个测量点的平均数作为室内空间空气比释动能率。结果 测定了不同建筑材料的放射性活度浓度以及不同条件下的室内空气比释动能率。结论 室内空间空气比释动能率不仅依赖建筑材料中的天然放射性核素的活度浓度,而且与房间面积大小有关。用低放射性材料对墙体进行表层覆盖能有效地降低室内空间空气比释动能率。     

深圳市2018年数字减影血管造影（DSA）放射防护分析

目的 了解深圳市2018年数字减影血管造影（DSA）介入诊疗场所的放射防护状况,为卫生行政部门放射卫生管理提供参考。方法 根据GBZ 130—2013的方法要求,对深圳市17家医疗机构的18台DSA设备进行状态检测,检测DSA设备透视防护区测试平面上的空气比释动能率和机房外的周围剂量当量率。结果 18台DSA设备透视防护区测试平面上空气比释动能率合格率为44.4%,透视防护区测试平面上空气比释动能率第二术者位结果略高于第一术者位,经非参数Wilcoxon秩和检验分析,差异无统计学意义（P > 0.05）,第一术者位的腹部位置和第二术者位的胸部位置所受的辐射剂量值最高。DSA设备机房外周围剂量当量率合格率为88.9%,机房外介入放射工作场所处于安全水平。结论 介入放射工作人员在诊疗活动中,应重视腹部区域的防护问题,重点关注第二术者位的防护问题,介入放射工作人员应自觉规范穿戴铅橡胶围裙等个人防护用品和使用辅助防护设施。     

2016-2017年介入放射学工作人员职业性外照射个人剂量水平调查分析

目的 调查介入放射学工作人员的职业性外照射个人剂量水平和防护现状,为加强介入放射学工作人员的放射防护与监督管理提供科学依据。方法 采用热释光剂量测量方法监测介入放射学工作人员职业性外照射个人剂量当量H_p（10）,利用X、γ散漏射线巡测仪451P检测DSA设备透视防护区空气比释动能率。结果[HT5"SS]2016年共监测介入放射工作职业性外照射757人,有效监测536人,有效监测率为70.81%,人均年剂量当量为1.29 mSv;2017年共监测1 123人,有效监测309人,有效监测率为27.52%,人均年剂量当量为1.47 mSv;2017年不同岗位放射工作人员人均年剂量当量的差异有统计学意义（χ²=11.612,P<0.01）;第二术者位总体空气比释动能率要高于第一术者位,且头部空气比释动能值均高于其他部位。结论 2016—2017年介入放射学工作人员的外照射个人剂量处于较低剂量照射水平但有效监测率偏低;放射防护工作仍需不断完善,重点应加强对介入放射学工作人员及其管理人员的辐射防护培训。     

加速器机房周围剂量当量率理论计算和实际测量结果的对比研究

目的 通过对加速器机房周围剂量当量率理论计算结果与实际测量结果的比较,探讨两者之间的关系及成因。方法 采用十分之一层法估算加速器机房主、次屏蔽墙外的周围剂量当量率,根据国家相关标准推荐的检测方法对加速器机房主、次屏蔽墙外的周围剂量当量率进行检测。结果 各加速器机房周围剂量当量率的实际测量结果均小于理论计算结果,主屏蔽墙周围剂量当量率的测量结果较之理论计算结果偏小30.0%~56.0%。结论 应用十分之一层法来估算加速器机房周围剂量当量率是可行的,偏安全的。     

从剂量约束值谈防护与安全的最优化及应用

目的 阐明如何依据辐射项目实践审定的剂量的本值来实现防护与安全的最优化。方法 用低于剂量约束值相应的空气比释动能率检测来表示。结果 辐射项目防护剂量低于剂量约束值即是防护与安全的最优化。结论 辐射项目剂量约束值可视项目实践而定,低于剂量约束值的均实现了防护与安全的最优化。     

γ射线屏蔽计算方法的比较

目的 比较三种γ射线屏蔽计算方法,并指出各种方法的适用性。方法 应用经验公式法、点核积分法、MCNP三种方法分别计算¹⁹²Ir放射源在固定点位产生的空气比释动能率,并与实测结果进行比对。结果 无屏蔽条件下,经验公式法与实测结果相比,比其它两种方法较准确。存在屏蔽介质条件下,经验公式法计算结果相对其他两种计算方法偏保守。结论 在点源屏蔽计算过程中,优先采用点核积分法和MCNP两种。     

18F-FDG PET/CT心肌代谢显像受检者的周围辐射剂量水平

目的 探索PET/CT心肌代谢显像受检者周围辐射剂量水平,为保证周围人员辐射安全提供数据支持。方法 选取33例行¹⁸F-FDG PET/CT心肌代谢显像患者,在受检者胸部等高位置按照不同体位方向、时间和距离处对其周围剂量当量率进行测量,探索受检者周围剂量当量率的分布规律。结果 在相同测量时间和距离下,受检者身体两侧的周围剂量当量率相比正、背面更低。受检者注射¹⁸F-FDG显像剂后,距离体表1 m处正面的周围剂量当量率为13～21 μSv/h,检查结束后降至5～14 μSv/h,平均降低46%。受检者周围剂量当量率随距离（10～300 cm）的增加呈幂函数趋势降低,其幂指数均值为−1.2。结论 心肌代谢显像受检者注射药物后周围辐射水平较高,周围剂量当量率随时间和距离增加快速降低,建议心肌代谢显像受检者检查当天避免与他人长时间、近距离接触。     

视野对数字减影血管造影系统辐射剂量和分辨力的影响

目的 通过对9台飞利浦Allura Xper FD 20型数字减影血管造影系统（DSA）的检测,探讨不同视野（FOV）对透视受检者入射体表空气比释动能率典型值、最大值,影像接收器入射屏前空气比释动能率,空间分辨力,低对比分辨力的影响。方法 依照《医用常规X射线诊断设备质量控制检测规范》（WS 76—2017）标准的要求,设置床面距地面100 cm、影像接收器距床面30 cm;模体和测量仪器中心位于照射野中心,在透视模式的自动曝光条件下进行数据采集。采用SPSS 23.0软件进行统计学数据分析。数据采用Tamhane'T2检验和Kruskal-Wallis检验,相关性分析采用Pearson相关性分析法,以P<0.05表示差异有统计学意义。结果 随着FOV的减小,DSA设备系统空间分辨力和低对比分辨力显著提高,与此同时透视受检者入射体表空气比释动能率典型值、影像接收器入射屏前空气比释动能率也随之增大,而透视受检者入射体表空气比释动能率最大值无明显变化。结论 DSA系统FOV的变化可引起透视受检者入射体表空气比释动能率典型值、屏前值、空间分辨力和低对比分辨力的显著变化,这与FOV改变引起kV和mA变化的作用密切相关。     

高浓缩钚材料贯穿辐射场计算方法研究

目的 为满足高浓缩钚材料操作人员辐射安全评价和核安全审评的要求,需要对高浓缩钚材料周围形成的贯穿辐射场进行计算分析,解决高浓缩钚材料发射的γ射线和中子射线贯穿机理和强度的计算问题。方法 本文在对高浓缩钚材料的组成及所含放射性核素的辐射特性进行深入分析的基础上,基于γ射线宽束减弱规律和中子分出截面理论,研究提出了适用于高浓缩钚材料γ剂量率和中子剂量率计算模式。结果 贴近高浓缩钚材料表面γ剂量率和中子通量理论计算值与实际测量值同一量级,表明计算模型是正确的。距离钚材料表面0、30、100 cm处γ剂量率实际测量值均大于计算值,并且距离越远相对误差越大;中子模拟计算值与实际测量值相对误差随距离的增加而减小。结论 通过原理分析和实测验证,证明本文提出的高浓缩钚材料辐射场计算方法是合理可行的,能够满足科学性和准确性要求。     

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.     

基于溴化镧探测器的γ射线空气吸收剂量率的测量方法

目的 针对溴化镧闪烁体探测器,开展了G(E)函数的计算方法研究,最终实现了空气吸收剂量率的测量.方法 首先,基于蒙特卡罗模拟计算方法,模拟计算出溴化镧探测器的γ能谱,给出不同能量的响应函数;然后,利用最小二乘法计算得到了G(E)函数;最后,利用标准点源实验,将溴化镧探测器利用G(E)函数转换测量得到的空气吸收剂量率与理...     

质子治疗工作场所屏蔽计算方法的探讨

目的 探讨质子治疗工作场所屏蔽计算方法,为质子治疗工作场所的设计和现有国家标准的完善提供科学依据。方法 采用国家标准和国内外文献提供的计算公式及关键特征参数,结合基于蒙特卡罗方法的FLUKA对质子治疗工作场所屏蔽体外关注点的中子周围剂量当量率进行经验公式计算和蒙特卡罗模拟,分析2种方法的估算结果。结果 相对于发散狭缝束流损失点0°和50°2个方向上单指数公式计算结果（0.13、12.4）,双指数公式计算结果（0.40、17.9）与蒙特卡罗模拟结果（0.32±0.19、18.2±4.98）的符合性更好;铜靶和镍靶蒙特卡罗模拟结果基本一致,可以认为铜靶的混凝土屏蔽关键特征参数可较好地应用于镍靶计算过程,但当用于钽靶时会低估中子周围剂量当量率,0°和40°2个方向上相差分别为5.7倍和1.3倍。结论 依据国内外文献中计算公式及关键特征参数得到的剂量率估算值与FLUKA模拟结果具有较好的符合性,可作为现有国家标准的补充和完善应用于质子治疗工作场所屏蔽设计。     

Photon extremity absorbed dose and kerma conversion coefficients for calibration geometries

Absorbed dose and dose equivalent conversion coefficients are routinely used in personnel dosimetry programs. These conversion coefficients can be applied to particle fluences or to measured air kerma values to determine appropriate operational monitoring quantities such as the ambient dose equivalent or personal dose equivalent for a specific geometry. For personnel directly handling materials, the absorbed dose to the extremities is of concern. This work presents photon conversion coefficients for two extremity calibration geometries using finger and wrist/arm phantoms described in HPS N13.32. These conversion coefficients have been calculated as a function of photon energy in terms of the kerma and the absorbed dose using Monte Carlo techniques and the calibration geometries specified in HPS N13.32. Additionally, kerma and absorbed dose conversion coefficients for commonly used x-ray spectra and calibration source fields are presented. The kerma values calculated in this work for the x-ray spectra and calibration sources compare well to those listed in HPS N13.32. The absorbed dose values, however, differ significantly for higher energy photons because charged particle equilibrium conditions have not been satisfied for the shallow depth. Thus, the air-kerma-to-dose and exposure-to-dose conversion coefficients for Cs and Co listed in HPS N13.32 overestimate the absorbed dose to the extremities. Applying the conversion coefficients listed in HPS N13.32 for Cs, for example, would result in an overestimate of absorbed dose of 62% for the finger phantom and 55% for the wrist phantom.     

压水堆核电站燃料元件包壳破损监测通道报警阈值研究

目的 建立压水堆核电站不同运行工况下燃料元件包壳破损监测通道测量值的计算方法,计算在三种一回路冷却剂浓度条件下监测通道的剂量率,指导该监测通道报警阈值的设置。方法 分析了压水堆核电站各种工况情况下一回路冷却剂中的放射性核素,根据燃料元件包壳破损监测通道的实际设计情况,采用MCAM建模软件建立了可用于MCNP软件计算的模型,计算了三种不同工况情况下元件包壳破损监测通道的测量值。结果 三种工况条件下,该监测通道的计算值分别为8.0×10^-6、5.3×10^-4、1.6×10^-3Gy/h。结论 建议将5.3×10^-4、1.6×10^-3Gy/h分别设置为一级和二级报警阈值,该两级报警阈值的设置均与现役电站运行阈值相当。     

北京地方所属外照射放射治疗设备输出剂量调查分析

目的 调查北京地方所属外照射放射治疗设备输出剂量的情况,分析输出剂量相对偏差原因,明确测量方法、计算公式及参数的选取.方法 2020年期间,采用水中吸收剂量校准因子结合国际原子能机构(IAEA)TRS398和TRS483号报告中的要求对医用电子加速器、螺旋断层放射治疗装置、机械臂放射治疗装置、γ射线立体定向放射治疗系统...