关于近台操作的透视防护区检测平面上周围剂量当量率的探讨

目的分析介入放射诊疗的数字减影血管造影X射线设备(以下简称DSA设备)的放射卫生设备检测报告中的近台操作透视防护区检测平面上周围剂量当量率在验收检时的测情况和同一台设备的历年变化,针对近台工作人员受照剂量率与防护设施防护量的变化,进行讨论并提出建议。方法通过统计广州南方医大医疗设备综合检测有限责任公司近年来新验收的DSA设备和同一台设备三年间变化的透视防护区检测平面上周围剂量当量率,分析统计数据是否满足《医用X射线诊断设备质量控制检测规范》(WS 76—2020)的要求。结果新验收设备均能满足WS 76—2020要求,其中规范上所述的第二术者位的腹部位置的周围剂量当量率是其中较高的,同一设备连续三年的检测结果大部分未发生剧变。结论应加强关注第一术者位以外的其他近台工作人员的辐射防护量,要注意防护设施的日常维护和管理,增加个人防护用品的使用并增强个人防护意识,降低工作人员的受照剂量。

西藏自治区天然中子周围剂量当量率的测量

使用中子周围剂量当量仪对西藏自治区天然中子周围剂量当量率进行了测量。分析结果表明,在西藏自治区中海拔高度位于2 000~5 000 m的范围内,海拔高度每增加1 280 m,天然中子周围剂量当量率增加约1倍。同时,建筑物对天然中子有明显的屏蔽作用。

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。

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。

甲亢患者碘治疗后^(131)I滞留量与周围剂量当量率的关系

为实现通过测量患者周围剂量当量率间接估算出其体内131I活度滞留量,建立了甲亢患者体内131I滞留量与周围剂量当量率的关系函数。选取68例甲亢患者,测量患者服碘后0.5 h、4 h、8 h、24 h、48 h、72 h、96 h、120 h、144 h和192 h时距离患者0.3 m、0.6 m、1 m和2 m处的周围剂量当量率;同时收集患者服碘后上述各时间段的全部尿液,测量患者尿液中131I放射性活度,估算出患者的体内131I活度滞留量。拟合得到患者体内131I活度滞留量(Y,单位MBq)与1 m处周围剂量当量率(X,单位μSv/h)的关系为函数Y=22.8X+3.3。医护人员可以通过测量患者1 m处的周围剂量当量率估算出患者的体内131I活度滞留量,该法方便快捷,能够极大降低周围人群的受照剂量,从而对医护人员进行有效的防护。

核电厂γ周围剂量当量率监测质量控制方法探讨

核电厂辐射仪表监测数据的准确性,关系到工作人员的辐射安全。通过对影响核电厂工作场所γ周围剂量当量率监测的典型因素进行分析,采取控制监测文件的制定、监测人员的培训、监测仪表的检定和维修、监测仪表的使用、监测数据的处理等手段,可以实现γ周围剂量当量率监测数据的有效性和准确性。此外,还对影响监测质量的重复性、相对固有误差进行了讨论,并提出了相应的处理建议。该方法可为核电厂同行和放射性相关单位在进行工作场所γ周围剂量当量率监测的质量控制工作提供参考和借鉴。

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。

γ射线参考辐射周围剂量当量标准电离室的蒙特卡罗模拟

由放射源^137Cs和^60Co产生的ν射线参考辐射在辐射监测仪表的校准中起着重要作用。对于场所辐射监测仪表的校准，参考辐射需提供周围剂量当量H^＊（10）的约定真值。本研究采用H^＊（10）标准电离室法测定周围剂量当量H^＊（10）的约定真值，利用MCNP4C蒙特卡罗模拟程序，提出了基于双金属补偿法的电离室结构设计方案。结果表明，在15～1500keV能量范围内，该电离室能量响应满足国际标准ISO4037—4的要求，该研究结果对H^＊（10）标准电离室的建立具有重要的指导作用。

Am-Be中子源辐射场周围剂量当量与吸收剂量的计算

根据最近更新的微观中子核反应截面数据(ENDF/B-Ⅶ库)计算了热中子到20 MeV中子能区,H、C、N、O、Ar 5种元素以及干燥空气和ICRU四元素组织的中子比释动能系数(kerma因子)。在此基础上,结合MCNP程序对Am-Be源外中子能谱的模拟,计算了Am-Be源中子场的周围剂量当量,单位中子注量下为373.0 pSv.cm2。利用本实验室计算国产Am-Be源的中子能谱,算得相应中子场的周围剂量当量为374.0 pSv.cm2,距离该源1 m处空气对中子和γ射线的吸收剂量率分别为1.457×10-2和1.580×10-1μGy/(GBq.h)。

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。

基于半球型碲锌镉探测器的多功能剂量率仪适用性研究

常用的剂量率仪主要针对能量在50keV以上的强贯穿γ射线,半球型碲锌镉(CZT)探测器对中低能γ、X射线具有较好的探测效率和能量分辨率。本文从能量范围、能量分辨率、环境适应性和角响应等方面阐述基于半球型CZT探测器作为多功能剂量率仪的适用性。除存在角响应以外,其他方面均说明基于半球型CZT探测器的多功能剂量率仪较常用的场所辐射监测仪器(如电离室等)具有更大的优势,其不仅能测量周围剂量当量率,还可进行放射性核素识别。本文提出了利用两个半球型CZT探测器共阳极的解决方案来改善其角响应问题。

PET-CT受检者周围剂量水平检测与分析

目的:分析在正电子发射计算机断层显像-CT(PET-CT)检查过程中受检者注射放射性药物后不同时间和不同距离处的周围剂量当量率水平,评估PET-CT检查过程中的辐射防护要点。方法:选取接受PET-CT检查的20例受检者,搭建快速测量平台,测量中采用延长导线将便携式γ周围剂量当量率仪的实时数据传送到笔记本电脑客户端中,远距离实时记录测量结果,测量受检者注射药物^(18)F-氟代脱氧葡萄糖(^(18)F-FDG)后不同时间、距受检者不同方向及不同距离处的周围剂量当量率。结果:20例受检者在注射^(18)F-FDG后体表1 m处的周围剂量当量率为15.1~33.9μSv/h,PET-CT检查后降至7.47~20.2μSv/h,下降幅度为40.8%~78.3%;在测量方向上,受检者的胸前和背部的周围剂量当量率高于受检者左右两侧的周围剂量当量率;在不同距离上,受检者1 m处的周围剂量当量率较0.5 m处下降3倍左右。结论:在PET-CT检查过程中,受检者注射放射性药物^(18)F-FDG后,其周围辐射水平较高,为减少相关人员的受照剂量,应加强对陪护者的防护及对注射药物后的受检者的管理。

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。

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。

2013年乌鲁木齐地区部分CT机工作场所周围剂量当量率及质量控制检测

目的了解2013年乌鲁木齐地区部分医疗机构CT机工作场所周围剂量水平,并进行质量控制检测,为放射防护工作提供科学依据。方法对乌鲁木齐地区31台CT机进行质量控制检测,对CT机工作场所进行周围剂量当量率检测。结果 31台CT机工作场所周围剂量当量率检测合格率为96.77%,周围剂量当量率检测结果值为(0.19±0.17)μGy/h。质量控制检测合格率为93.55%,CTDIW的离散性最大,其后依次为重建层厚偏差、CT值(水)、均匀性、高对比分辨力、低对比可探测能力、定位光精度、噪声。结论所监测的31台CT机质量性能符合国家标准要求,影像质量符合临床诊断需求,CT机工作场所的屏蔽效果满足防护要求。

某医用X射线诊断机房周围剂量当量率异常增高调查分析

目的调查分析广州市某医疗机构一间医用X射线诊断机房周围剂量当量率异常增高的原因。方法收集该医疗机构X射线诊断机房放射防护设计、施工方案、图纸等资料,采用现场职业卫生调查法,结合机房周围辐射检测结果进行分析。结果现场职业卫生调查结果显示,机房的周围屏蔽体均符合国家标准的要求,本次X射线诊断机房周围剂量当量率异常增高的原因主要是机房设置不合理,X射线投照方向直接指向机房门位置。结论应加强落实医用X射线诊断机房职业病危害放射防护预评价制度,规范机房布局,合理设置医用X射线装置的安装与摆放。

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。

上海某区一CT机房周围剂量当量率异常情况调查分析

目的以实际工作中存在的机房辐射防护问题为借鉴,为医疗卫生机构科学实施放射诊疗防护管理提供依据。方法通过现场监测,发现CT机房的机房防护门周围剂量当量率出现异常,根据勘查情况提出整改建议,并比较整改前后的周围剂量当量率变化。结果因年久失修造成机房防护移门结构出现松动现象,周围剂量当量率为4.631~6.750μSv/h,机房防护门外人员可能受到照射的年有效剂量值可达0.251~0.366 mSv(周有效剂量为4.827~7.036μSv)。维修整改完成后,机房防护门周围剂量当量率为0.237~0.275μSv/h,机房防护门外人员可能受到照射的年有效剂量值下降为0.013~0.015 mSv(周有效剂量为0.247~0.287μSv),符合国家标准限值要求。结论医疗机构应定期对机房防护门进行安全检查和维修,建立健全放射防护管理工作的长效机制。

各向同性γ点源剂量学常量计算

本文利用发射光子的各种放射性核素的衰变纲图、空气对光子的质能吸收系数，Ｗ值的最新数据重新计算了８００多种核素的Γδ，Ｘ和Γδ，Ｋａ值，经初步比较，与以前Γδ，Ｘ和Γδ，Ｋａ的值有比较明显的差别，一般可达２％左右。同时利用ＩＣＲＵ－４７号报告［１］给出的换算系数ＣＨ，Ｋａ、ＣＨ’，Ｋａ分别计算了周围剂量当量率常数Γδ，Ｈ，定向剂量当量率常数Γδ，Ｈ′。

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。