常用型号直读式X、γ辐射个人剂量当量(率)监测仪主要计量性能的比较与评价

依据JJG 1009-2006《直读式X、γ辐射个人剂量当量(率)监测仪》,以防护水平X、γ辐射空气比释动能率标准装置为测量标准,对市场上常见的20种不同型号的直读式X、γ辐射个人剂量当量(率)仪进行了校准检测,根据重复性和相对固有误差的测量结果进行分析评价,可以看出进口仪器的性能还是优于国产仪器,半导体型剂量计要优于GM管型剂量计。

亚太地区中子周围剂量当量(率)仪的校准比对

适当的校准方法是保证中子周围剂量当量(率)仪测量结果准确可靠的重要因素。本文介绍了亚太地区首次中子周围剂量当量(率)仪校准比对APMP.RI(Ⅲ)-S1,以及韩国、澳大利亚、印度、中国台湾、中国大陆、日本和俄罗斯等国家和地区的计量院的放射性核素中子参考辐射场及比对结果。本文利用实验室建立的^(241) Am-Be和^(252)Cf中子源参考辐射场对两台比对传递仪器进行了校准,并将校准结果进行了比较。结果表明,本实验室采用影锥法和距离反平方法的校准因子与比对参考值在不确定度范围内一致。

光子辐射场直读式个人剂量当量仪研制

研发了一款小型直读式个人剂量当量仪。通过能量补偿实现了光子辐射场中个人剂量当量Hp(10)、Hp(0.07)或Hp(3)的实时测量,并且Hp(10)与Hp(0.07)的能量及角响应性能满足国家标准要求,同时给出了剂量仪Hp(3)时的能量及角响应的测试数据。该剂量仪可应用于介入放射学诊疗、γ放射源操作等近距离操作放射源时,工作人员的肢端以及眼睛等局部剂量监测。

基于5G技术X、γ电子个人剂量仪的设计

设计了一种基于5G通信技术及PIN硅半导体探测器的新型X、γ电子个人剂量仪。该剂量仪采用STM32L073单片机为核心控制单元结合信号采集处理模块、开关量输入输出模块、电源模块和显示模块搭建了完整的剂量仪系统,并利用RG200U-CN 5G模块配合智慧核电厂搭建的5G基站可将核工作者在工作区内所受的累积剂量、实时剂量率、工作时长等信息传输至个人剂量管理服务器,实现剂量仪远程无线通信。

不同探测器便携式X、γ辐射剂量当量(率)仪的计量特性

辐射防护用便携式X、γ辐射剂量当量(率)仪通常采用电离室、GM计数管、闪烁体和半导体等探测器。实验测量并统计了应用不同探测原理的共14种型号、309台便携式X、γ剂量当量(率)仪的相对固有误差和能量响应两项主要计量性能,依据JJG 393-2003《辐射防护用X、γ辐射剂量当量(率)仪和监测仪》进行分析评价。结果表明,相对固有误差合格率为88%,能量响应在0.60~1.40之间为60%,相对固有误差和能量响应同时满足技术要求范围的为55%,表明辐射防护用便携式X、γ辐射剂量当量(率)仪检定校准的必要性与重要性显著。

X、γ辐射个人剂量当量H_(P)(10)监测仪计量性能的实验

对目前常用的18种规格型号的个人剂量当量监测仪做剂量当量率和剂量当量测量性能实验,结果显示:不论采用何种测量方式,在其中一种测量模式下相对固有误差满足规程技术要求,另一种测量模式下相对固有误差也能满足规程的技术要求,由此除指定用于剂量当量测量外,个人剂量当量H_(P)(10)监测仪一般只需按照剂量率测量模式进行检定。

JJG1197-2023《β辐射个人剂量当量(率)仪检定规程》解读

JJG 1197-2023《β辐射个人剂量当量(率)仪检定规程》的发布实施,统一了β辐射个人剂量当量(率)仪的检定方法,保证了该类设备测量H_(p)(0.07)量值的准确可靠。文章从制定背景、主要内容、技术指标和检定方法等方面对JJG 1197-2023进行了全面解读,便于计量检定人员加深对该规程的理解,正确执行该规程。

核电站工作场所中子能谱和周围剂量当量率测量

中子周围剂量当量是核电站辐射防护监测的主要对象之一,而中子周围剂量当量的评估强烈依赖中子的能量分布。利用自制的多球谱仪对秦山第三核电有限公司（TQNPC）重水反应堆安全壳内5个位置的中子能谱和周围剂量当量率进行了测量。该谱仪由1个^3He正比计数器以及9个2.5～12英寸不同直径的聚乙烯球组成,响应函数通过MCNP程序计算,并利用标准^252Cf中子源进行了校准和验证。通过测量的中子能谱,获得了不同工作区域的中子周围剂量当量率及其能量分布,并与中子周围剂量当量率仪和CR-39径迹蚀刻探测器的测量结果进行了比较,为核电站中子剂量的监测提供了相关参考数据。

ZigBee个人剂量仪性能评价

X、γ辐射个人剂量当量Hp(10)监测仪(简称个人剂量仪)在核能发电、医疗辐照、辐照灭菌等核技术应用行业的辐射防护工作中得到广泛应用并发挥着不可替代的作用,随着红外线、蓝牙、GPRS等无线通信技术的不断发展,结合不同无线通信技术的个人剂量仪产品也相继出现,从而实现了个人剂量仪智能化管理。近年来兴起的ZigBee无线通信技术具有低功耗、低成本、低传输率、安全性好的特点,很适合应用于个人剂量仪的无线通信.

医用DR曝光时间对周围剂量当量率检测影响研究

固定医用DR的其它参数,利用不同曝光时间条件,使用AT1121型X-γ辐射检测仪、热释光(TLD)剂量计和X射线质控检测仪进行周围剂量当量率检测,并将试验获取的周围剂量当量率按照标准方法进行响应时间修正。通过最值比较、En值比对等统计方法对试验数据进行分析验证。当曝光时间大于150ms时,经过响应时间修正的试验数据En值均低于0.94,最值比均大于91.84%,与近似真值没有显著性差异。使用AT1121型辐射检测仪类进行周围剂量当量率检测,建议将医用DR曝光时间调至150ms以上,并将检测结果通过响应时间修正,能提高医用DR周围剂量当量率检测的准确性。

一种直读式电子个人剂量仪的能量响应修正方法

该发明公开了一种直读式电子个人剂量仪的能量响应修正方法,包括以下步骤:采用复合屏探测技术、多通道采集技术以及通道比值法相结合的方式,完成个人剂量当量参数的准确测量;直读式电子个人剂量仪通过半导体探测器叠加不同厚度复合屏材料,在中能辐射场和137Cs、60Co辐射防护实验室,完成通道比值与射线能量信息和通道计数转换成标准剂量的刻度工作;将相关刻度系数置入仪器内部,通过查表方式完成仪器个人剂量测量,完成直读式电子个人剂量仪的能量响应修正,提供识别辐射场能量特征信息的能力。该发明采用复合屏探测材料和Si PIN半导体探测器相结合的多通道探测系统,通过识别辐射场射线能量信息的方式,完成直读式电子个人剂量仪的能量响应修正。

中子剂量仪表校准的本底扣除方法研究

用241Am-Be中子源参考辐射场校准了一台中子周围剂量当量(率)仪,采用影锥法、半经验法、多项式拟合法和简化拟合法等方法扣除散射中子本底的结果,并对结果进行了比较研究,说明了各自的优缺点和适用范围。结果表明,这四种方法的结果在不确定度范围内一致。

X、γ辐射个人剂量当量(率)监测仪在肺通气/灌注显像中的应用

目的:探讨采用X、γ辐射个人剂量当量(率)监测仪准确控制患者肺通气过程中吸入锝气体的剂量,提高同日法肺通气/肺灌注显像的成功率。方法:84例临床可疑肺栓塞患者行同日法肺通气/肺灌注显像,其中53例患者在通气过程中采用X、γ辐射个人剂量当量(率)监测仪监测吸入锝气体的剂量。31例患者未使用X、γ辐射个人剂量当量(率)监测仪监测的患者为对照组。结果:使用X、γ辐射个人剂量当量(率)监测仪监测吸入锝气体剂量的同日法肺通气/肺灌注显像成功率为96.2%。31例对照组的成功率为74.2%。结论:采用X、γ辐射个人剂量当量(率)监测仪监测患者肺通气时吸入锝气体的剂量,可以准确控制患者肺通气显像的计数率,同时提高同日法肺通气/肺灌注显像的成功率和诊断的准确性。

SPECT检查过程中放射性核素^(99)Tc^m的剂量评价

目的:评价单光子发射计算机断层显像(SPECT)检查过程中患者和照顾者的受照剂量及患者附近的周围剂量当量率,探讨SPECT检查过程中加强辐射防护的重要性。方法:采用In Light型光激发光(OSL)剂量计测量SPECT患者注射药物99Tcm后3 d内照顾者的个人剂量当量Hp(10),用γ剂量率仪测量SPECT患者注射药物99Tcm后距患者不同距离及不同方向的周围剂量当量率H·*(10)。结果:SPECT患者佩戴的个人剂量当量Hp(10)在0.45~1.12 m Sv之间,照顾者个人剂量当量Hp(10)在0.09~0.22 m Sv之间。注射放射性药物99Tcm后患者体表周围剂量当量率较高,一定距离处的剂量率显著下降,注射后5.5 h的周围剂量当量率降至注射后即刻测量结果的15%~25%。结论:在SPECT检查过程中,患者注射放射性药物99Tcm后其周围辐射水平较高,应加强防护及管理,提高专业工作人员的防护意识。

基于能谱-剂量转换函数的NaI辐射探测器能量响应修正方法研究

针对NaI辐射探测器存在光子能量响应不一致现象从而导致周围剂量当量率测量精度较低的问题,该文利用自主研制的一套基于NaI探测器的环境水平剂量仪,完成在电离辐射计量标准实验室的能谱测量,并结合能谱-剂量转换函数G(E)进行能量响应修正方法测试验证。实验测试的结果表明,自主研制的环境水平剂量仪能量响应(平均能量范围48 keV~1.25 MeV)优于±3.0%,剂量率线性范围(-4.60%~1.95%),满足国际标准IEC 61017:2016技术指标能量响应(±30%)和剂量率线性范围(-15%~22%)的相关要求。

两种直读式个人辐射剂量仪的比较

笔者为调查个人辐射剂量,比较了2种进口直读式个人剂量仪的测量结果,以消除设备不同所致的误差,现报道如下.

压水堆工作场所模拟中子参考辐射场的建立

利用串列加速器T(d,n)4He反应产生的14.8 MeV中子,以及适当的中子慢化散射装置建立了目前国内唯一的压水堆典型工作场所模拟中子参考辐射场。对不同中子慢化散射材料组合下的中子能谱及中子周围剂量当量进行了测量,并校准了2台典型结构的中子周围剂量当量率仪。将模拟中子参考辐射场下的校准因子和放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子进行比较,发现放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子明显偏高,且仪表类型不同,偏高的程度也有所区别,这主要是由于不同类型仪表的能量响应不同。相比之下,模拟中子参考辐射场更适合用于反应堆工作场所的中子剂量仪表的校准。

两台451P型电离室剂量仪时间常数的比较研究

目的比较2台451P型电离室剂量仪的时间常数,探讨时间响应修正公式的应用。方法 X射线机采用两个剂量率水平进行曝光,较高剂量率水平采用不同的测量模式进行测量,记录仪器测量的周围剂量当量率,根据RC电路的时间响应修正公式进行数据拟合,求出仪器的时间常数τ。结果 2台451P型电离室剂量仪0~5μSv/h量程时间常数τ值分别为(3 476.4±124.9)ms和(3 676.4±144.4)ms,0~50μSv/h自动转换量程τ值分别为(2 051.6±249.5)ms和(2 047.0±271.9)ms,0~50μSv/h固定量程时间常数τ值分别为(1 123.8±85.9)ms和(1 242.0±91.8)ms。结论 2台451P型电离室剂量仪的时间常数无统计学差异,但与操作手册的给定值有统计学差异,应合理选择曝光时间和测量模式进行防护检测,并使用已检定的时间常数进行响应时间修正。

湖北省15家医院介入放射工作场所检测及个人剂量结果分析

[背景]介入手术在为患者带来健康的同时也会对人体造成有害影响,其放射防护安全一直是放射卫生研究的重点和热点。国内介入放射起步较晚,存在的放射防护问题较多。[目的]调查分析湖北省15家医院介入放射场所防护现状和放射工作人员个人剂量水平,为改善介入放射场所防护,降低介入放射工作人员受照剂量提供依据。[方法]采取分层随机结合整群抽样的方法选择湖北省6个城市15家医院,检测其介入放射工作场所周围剂量当量率和透视防护区空气比释动能率水平。采用热释光剂量监测系统监测个人剂量水平,并按照工种分组比较。[结果]15家医疗机构介入放射工作场所机房外周围剂量当量率为0.11~1.12μSv/h。透视防护区第一术者位空气比释动能率为2.9~399.6μGy/h,第二术者位为2.9~395.0μGy/h。15家医疗机构1 054名放射工作人员的人均年有效剂量的M(P25,P75)为0.130(0.080,0.200)m Sv/年,其中介入放射工作人员个人剂量水平为0.131(0.082,0.213)mSv/年,放射诊断工作人员为0.129(0.070,0.200)mSv/年,核医学工作人员为0.100(0.050,0.150)m Sv/年,放射治疗工作人员为0.140(0.070,0.240)mSv/a,其他岗位工作人员为0.145(0.048,0.200)mSv/a。[结论]湖北省15家医疗机构介入放射工作场所防护检测结果符合国家标准要求;介入放射工作人员人均年有效剂量高于放射诊断和核医学工作人员。因此,介入放射工作人员应加强放射防护措施,以便降低个人受照剂量。