人体胸壁厚度对肺部计数器探测效率的影响研究

人体胸壁厚度是影响肺部放射性核素测量准确性的重要参数。基于数字体素模型和MC法,计算得到了不同胸壁厚度条件下,肺部计数器对241Am出射光子的探测效率,进而研究了3组不同人群胸壁厚度差异造成的探测效率偏差。结果显示:胸壁厚度对241Am测量结果的影响严重,出射光子能量越低胸壁厚度影响越大;相较平均胸壁厚度时的探测效率,对于17.6keV光子,偏差可达308.0%,对于59.5keV光子,偏差可达50.0%。     

基于Livermore模型CT图片构建人体躯干数字体模及其在肺部计数器虚拟刻度中的应用

基于Livermore 人体躯干物理模型CT图片构建数字体模,并结合蒙特卡罗程序MCNP对一套由四个宽能高纯锗探测器(BEGe)构成的肺部计数器进行了虚拟刻度.首先,利用点源(241Am,137Cs,60Co,54Mn,57Co,109Cd) 实验数据,对高纯锗晶体尺寸进行调整以获得正确的探测器几何参数,在γ射线能量13.9 keV～1332.5 keV范围内,调整后四个探测器全能峰效率实验测量的平均值与蒙特卡罗计算值的差别在±10%范围内.之后,对不同胸壁厚度(CWT=19 mm, 25 mm, 30 mm, 43 mm)躯干体模进行CT扫描获得其CT图片,利用Dosigray软件对CT图片进行分割后,连同探测器几何描述文件输入到OEDIPE软件,生成数字体模虚拟刻度用MCNP输入程序.最后,利用241Am、152Eu肺部源对数字体模虚拟刻度结果进行了实验验证,结果表明:在59.5 keV～1408 keV能量范围内,虚拟刻度结果与实验结果的差别在±10%之间;对于17.5 keV能量,差别在±30%之间.     

钚中~(241)Am的测定方法

本文报道了用NaI(T1)γ谱仪和α谱仪测定钚中~(241)Am的两种方法。 (1)方法一 用~(241)Am和纯钚标准溶液标定γ谱仪60keV峰区的探测效率ε_(Am)和ε_(Pu),再用γ和α谱仪分别测量单位重量钚样品溶液的γ计数率γ(Am+Pu)和α衰变率α(Pu),则钚样品溶液中~(241)Am和钚的α放射性比为     

质谱、α谱联合测定钚年龄

介绍了用质谱和α谱相结合测定钚材料年龄的方法.该方法利用质谱计测得试样中239Pu相对于241Pu比、用α能谱仪测得试样中239Pu相对于241Am比,利用241Pu和241Am核素级联衰变关系及其参数进行数学运算,求得钚材料的年龄.     

用HPGe和Ge(Li)探测器测定~(238)Pu,~(239)Pu,~(240)Pu,~(241)Pu丰度和~(241)Am含量

本文介绍了用γ能谱法精确测定浅燃耗钚样品的同位素丰度和~(241)Am相对含量的方法和实验结果。在38—60 keV钚的低能γ射线和203—208 keV两个能区中获取数据。选择不同同位素能量相近的γ射线对计算同位素丰度比,并对这些γ射线对的小的能量差别进行了仔细的效率修正,~(238)Pu,~(239)Pu,~(240)Pu,~(241)Pu丰度和~(241)Am相对含量的精度分别为±4.1%,±0.04%,±0.37%。±0.45%和±0.40%。与质谱仪测得结果相比,在误差范围内相互符合。     

TRPO萃取-电沉积法同时测定食品中的~(239)pu、~(241)Am和~(237)Np

本文叙述了用 TRPO 萃取、TTHA-HLac 分别反萃,电沉积制源、低本底α计数器测定的食品中~(239)Pu、~(241)Am 和~(237)Np 的同时测定方法。18种食品的分析结果表明,该方法对~(239)Pu、~(241)Am 和~(237)Np 的全程回收率分别为:(67.2±3.9)%、(67.0±3.9)%和(71.2±2.3)%;测最时间为48h 时,8g 灰样三种核素的方法灵敏度的均值为35μBq/g(灰);具有良好的去污效果;能满足测定食品中~(239)Pu、~(241)Am 和~(237)Np 的要求。     

同位素稀释一多接收电感耦合等离子体质谱测量痕量钚年龄的方法研究

对钚材料的来源及历史的鉴定在许多领域是非常重要的。年龄是在追溯核材料的历史时第一个需要被测定的参数。钚样品的年龄测定基于钚的同位素及其子体，即238Pu／234U、239Pu/235U、240Pu/236U和241Pu／241Am的原子比的测定。     

同位素稀释．萃取液闪法测量高放废液中的241Pu

在钚的238Pu、239Pu、240Pu、241Pu和242Pu5个同位素中,只有241Pu是β放射性核素,其余4个均为α衰变核素。241Pu的半衰期为14．29a,是钚同位素中放射性活度的主要贡献者,但能量很低（20．81keV）,直接测量它的β放射性是较为困难的,对复杂体系来说尤其如此。     

基于Geant4的肺部计数器效率校准及其受核素分布影响研究

效率校准是人体内照射活体监测中的一个关键环节,是影响内污染活体测量准确性的一个重要因素。利用人体躯干物理模型的CT扫描图片和实验确定的探测器晶体尺寸,分别建立了三维人体数字模型和高纯锗探测器的计算模型,进而通过调用Geant4工具包,编写了模拟肺部计数器的蒙特卡罗程序,用以校准计数器效率。在此基础上,结合ICRP生物动力学模型,模拟计算全身其他器官滞留核素对肺部计数器计数的贡献,研究核素在其他器官的分布对计数器效率的影响。结果表明:肺部计数器效率的蒙特卡罗校准结果与实验测量结果相对偏差为2.47%(对59.5 ke V)和-8.58%(对17.5 ke V);在摄入核素241Am的最初2天内和50天后,人体的实际探测效率要高于只考虑肺部滞留的探测效率,在其他器官分布的核素在肺部计数器的计数占总计数的60%以上,而在摄入中期(第3—50天),二者结果较为一致,AMAD为1μm时,其他器官内核素的计数小于20%,AMAD为5μm时,其他器官内核素的计数在30%以内。     

基于加速器质谱的尿中~(239)Pu测量方法研究

~(239)Pu作为一种长寿命极毒核素可通过吸入、食入和伤口渗入等途径进入人体,给工作人员造成内照射危害。目前一般采用尿样测量的方法评价职业人员内照射,现有尿中钚的测量手段有低本底α谱仪、热电离质谱仪、电感耦合等离子体质谱仪及加速器质谱仪等。加速器质谱对~(239)Pu的测量可达更低的探测限,这对准确评价工作人员内照射剂量具有重要意义。利用中国原子能科学研究院自行研制的加速器质谱仪开展了尿中~(239)Pu的前处理流程研究及~(239)Pu高灵敏测量方法研究,方法检出限为1.1μBq(0.47 fg),该方法可为保障工作人员的辐射安全提供技术支持。     

基于能谱重建技术的全身计数器γ能谱分析

为提高全身计数器γ能谱分析精度，开展了基于能谱重建技术的γ能谱分析方法研究。首先建立方法的原理框架；然后进行应用实验，使用一台立式NaI型全身计数器测量含放射性的BOMAB人体模型，并通过建模和蒙特卡罗模拟计算测量矩阵；最后使用boosted-Gold算法求解出射能谱，并将结果与Genie 2000软件进行比较。结果显示，boosted-Gold算法在参数p取1～10时能准确重建出理论的核素出射能谱，实现对所有核素的准确识别，且每种核素的活度计算误差均小于10%，这一结果显著优于Genie 2000软件。     

北京市X线胸透检查所致受检者的剂量

本文报道了北京市X线胸透检查所致受检者剂量的调查和研究结果。这些结果是在体表照射量调查工作的基础上,利用组织等效非均匀体模,用 LiF(Mg,Cu,P)热释光剂量计进行模拟测量得到的。通过对胸透检查所致受检者体表照射量分布的分析,将体表受照区分为高、中、低三个照射量区,采用大小不同的三个照射野,分别对体模进行投照和测量,然后将分次测得的器官剂量按适当比例叠加,使所得结果更接近于受检者的受照剂量。本文除了给出胸透检查所致受检者的器官剂量外,还采用 Drexler 等人给出的权重因子,对男女受检者分别计算了一人次胸透检查所致受检者的加权剂量当量。一人次门诊胸透和一人次体检胸透所致受检者的加权剂量当量,对男性分别为0.37和0.18msv,对女性分别为0.31和0.15mSv。     

示踪核素比活度在其不确定度范围内的变化对CIEMAT/NIST方法测量结果的影响

在中国计量科学研究院电离辐射研究所的双管符合液闪分析仪上,开展放射性医用核素⁹⁹Tc^m比活度的实验测量,并深入研究CIEMAT/NIST方法中由于示踪核素³H比活度自身不确定度对实验结果带来的影响。实验结果表明,液闪系统的通用曲线（自由参数随淬灭指示参数tSIE变化的曲线）对示踪核素比活度较敏感,进而会影响到被测核素⁹⁹Tc^m的探测效率和比活度测量值。对于采用扩展不确定度为3%的³H示踪核素,当其比活度在其不确定度范围内发生变化时,最终测量得到的⁹⁹Tc^m比活度有近1%的变化。     

CT-W_4(日立)躯干扫描时患者的剂量分布

本文介绍在 CT—W_4(日立)全身扫描机分别对胸部、腹部和盆腔部器官扫描时利用人体模型测量并估计了扫描受检者的最大体表照射量、器官剂量和加权剂量当量;特别是下腹部及盆腔器官扫描时测量了性腺剂量,并导出了男女性腺剂量的估算公式。     

肺部计数器虚拟校准结果的影响因素

内照射活体测量中,肺部计数器通常忽略肺以外其他器官中沉积的放射性核素对探测器计数的贡献,且校准使用的参考体模和被监测人之间会有身体形态的差异。本文利用中国成年男性体模库,采用蒙特卡罗程序模拟计算了~(65)Zn和~(60)Co核素的器官源探测效率,并计算了总探测效率,研究了这两个因素对虚拟校准的影响。结果表明,对于类似65Zn的核素不能忽略肺部以外其他器官源的计数贡献;同一身高下,肺部计数器对~(65)Zn和~(60)Co核素的总探测效率随体重增加而降低,且对于65Zn核素的降低比例会随摄入时间而变化;对于同一体模的总探测效率会随时间而降低。由此证明,核素生物动力学分布和体模形态的差异对肺部计数器总探测效率均有较大影响,且对不同核素影响会有不同。     

Reconstruction of the dose to the victim as a result of accidental irradiation in Lia (Georgia)

The spatial distribution of the irradiation dose to a victim who accidentally came into contact with a radioactive source is reconstructed. The computer program ROBOT and an ICRP standard anthropomorphic heterogeneous phantom are used to perform a mathematical simulation of the accident. The mass density distribution of the critical organs with respect to dose is calculated in order to predict the severity of the sickness. __________ Translated from Atomnaya énergiya, Vol. 100, No. 2, pp. 151–155, February, 2006.     

Relations Between the Effective Dose and the Indications of an Individual Dosimeter in Anisotropic Photon Fields

The effective dose, the personal dose equivalent, and the indications of an individual dosimeter are calculated, using the ROBOT computer program (Monte Carlo method), for the conditions of irradiation of an anthropomorphic heterogeneous ICRP phantom with wide beams of 40 keV–11 MeV photons for all solid angles. In anisotropic photon fields, the dosimeter indications satisfactorily estimate the personal dose equivalent. The dependence of the ratio of the effective dose to the indications of an individual dosimeter on the irradiation conditions is analyzed. It is noted that the individual dosimeter indications are not conservative when the phantom is irradiated from the back half-space. It is shown that for wide photon beams the ratio of the effective dose to the dosimeter indications determined neglecting the scattering of radiation inside the working room is an upper limit of the indicated ratio calculated taking scattering into account.     

宫颈癌腔内放射治疗时等剂量分布测量模型的研制

本文报道了为宫颈癌腔内放射治疗时等剂量分布测量用的女性臀部非均匀组织等效仿真模型的研制。模型由干尸骨和肌肉等效材料组成。采用X射线CT扫描方法调查成人女性盆腔部及下腹部正常器官和组织的CT值,并在相同条件下比较所制等效材料的等效性。结果表明,所制等效材料的电子密度、有效原子序数、密度和CT值与真实肌肉基本一致。经临床应用,模型结构合理,使用方便,能适应各种临床治疗方案的等剂量分布测量。     

Epid cine acquisition mode for in vivo dosimetry in dynamic arc radiation therapy

In this paper the cine acquisition mode of an electronic portal imaging device (EPID) has been calibrated and tested to determine the in vivo dose for dynamic conformal arc radiation therapy (DCAT). The EPID cine acquisition mode, that allows a frame acquisition rate of one image every 1.66 s, was studied with a monitor unit rate equal to 100 UM/min. In these conditions good signal stability, ±1% (2SD) evaluated during three months, signal reproducibility within ±0.8% (2SD) and linearity with dose and dose rate within ±1% (2SD) were obtained.The transit signal, S_t, (due to the transmitted beam below the phantom) measured by the EPID cine acquisition mode was used to determine, (i) a set of correlation functions, F(w,L), defined as the ratio between S_t and the dose at half thickness, D_m, measured in solid water phantoms of different thicknesses, w and with square fields of side L, (ii) a set of factors, f(d,L), that take into account the different X-ray scatter contribution from the phantom to the S_t signal as a function of the variation, d, of the air gap between the phantom and the EPID. The reconstruction of the isocenter dose, D_iso, for DCAT was obtained convolving the transit signal values, obtained at different gantry angles, with the respective reconstruction factors determined by a house-made software. The method was tested with cylindrical and anthropomorphic phantoms and the results show that the reconstructed D_iso values can be obtained with an accuracy within ±2.5% in cylindrical phantom and within ±3.4% for anthropomorphic phantom.In conclusion, the transit dosimetry by EPID was assessed to be adequate to perform DCAT in vivo dosimetry, that is not realizable with the other traditional techniques. Moreover, the method proposed here could be implemented to supply in vivo dose values in real time.     

Calculation of Effective Doses for External Neutrons

Monte Carlo calculations of the effective dose, on the basis of 1CRP Publication 60, were performed for external neutrons from thermal energy to 18.3 MeV for five irradiation geometries: AP, PA, RLAT, ROT and ISO. A unisex anthropomorphic phantom and the MORSE-CG code were used in conjunction with a nuclear data set based on the JENDL-3 library. The effective dose was found to be superior to the effective dose equivalent, the former quantity, for neutrons below about 1 MeV and inferior above this energy for all the geometries. The ambient dose equivalent based on the new Q-L relationship proposed in the Publication was found not necessarily to give a conservative estimate of the effective dose for the AP and PA geometries. The results obtained here were in good agreement with those calculated with a different computer code and a different nuclear data set.