介入放射学诊疗中患者所受辐射剂量调查研究

本文调查了在某医院接受介入放射学诊疔的405例患者的人口统计学和辐射剂量数据信息。研究发现,同一介入操作的不同患者在剂量数据上有较大的差异;除个别部位外,同一部位的不同介入操作类型之间在剂量和相关数据上有显著性差异;而不同部位介入操作间在剂量和相关数据上多数具有显著性差异。20％的患者（79／405）,主要是脑血管、肝脏、盆腔介入操作等的累积剂量CD（cumulativ edose）超过1Gy。各种栓塞操作、经颈静脉肝内门体静脉分流术和经皮经肝胆管引流术等是和患者的高辐射剂量相联系的。CD和剂量-面积乘积DAP（dose-area-product）的总体相关性较好（r=0．92。P〈0．01）;摄影CD与摄影DAP、透视CD与透视DAP均显示较好的相关性（r分别为0．95、0．88。P均〈0．01）。由摄影帧数和透视时间分别估算摄影CD（或DAP）与透视CD（或DAP）,再将睡者结合预测总CD（或总DAP）比较精确。     

脑血管介入放射学操作中患者受照剂量的研究

采用穿透电离室型剂量测量系统,对在某医院行脑血管介入放射学操作的130例患者所受的 辐射剂量进行了测量.结果表明,造影组的剂量面积乘积和累积剂量分别为(17 937±15 8 74) cGy·cm2和(759±958) mGy,栓塞组的剂量面积乘积和累积剂量分别为(28 119 ±17 828) cGy·cm2和(1 335±717) mGy,栓塞组明显高于造影组.在所研究的130例患者中,约有4.6%的患者累积剂量超过2 Gy,主要是脑血管栓塞术患者,提示要加强对这些患者的防护.     

医用X射线CT主要检查类型所致成年受检者剂量研究

研究与掌握广泛普及的医用X射线CT(X-CT)所致受检者的剂量水平,是加强医疗照射防护的一个关键课题.在上海市“十一五”期间医疗照射水平调查研究中,根据全市拥有X-CT机各种品牌及其在各级医院实际应用比例情况,抽取全市约占30％的X-CT机计45台进行现场调研.累计针对8种常见主要检查类型的500例成年受检者,调查他们进行X-CT检查时所用的扫描参数及其相关剂量学信息,借助剂量转换系数等估算其所致典型有效剂量.研究结果表明,头颅、胸部和腹部的X-CT扫描中,各自加权CT剂量指数(CTDIw)的均值分别为55.4 mGy、12.5 mGy和18.4 mGy,而相应的剂量长度乘积(DLP)的均值分别为603 mGy·cm、294 mGy·cm和415mGy·cm.由此估算出头颅、胸部和腹部X-CT扫描所致成年受检者有效剂量的典型值分别为1.4 mSv、5.3 mSv和7.5 mSv.头颅扫描检查的CTDIw值通常高于耳道、眼部或鼻窦的诊断检查.显然,必须进一步加强X-CT扫描检查的影像质量及其所致剂量的优化匹配研究,尤其必须注意恰当选取各类X-CT检查所用的扫描参数,并不断完善相应的X-CT检查医疗照射指导(参考)水平,推动X-CT检查的医疗照射防护最优化.     

民航飞行航程中机组人员所受宇宙辐射有效剂量的估算

本文介绍了一种在大气层中民航飞行高度上宇宙辐射有效剂量率和飞行航程中机组人员所受有效剂量的计算方法.用此方法计算了10 km高空,87°E和116°E上,共计28个纬度的有效剂量率和6条飞行航线上宇宙辐射有效剂量,计算结果和美国联邦航空署的CARI-6算法的结果进行了对比,相对偏差在15%之内.此方法可用于航空公司对飞行人员的辐射防护管理.     

中国原子能科学研究院同位素研制与生产人员的个人剂量监测与评价(1993～1998)

本文报道了中国原子能科学研究院 1993～ 1998年同位素研制与生产人员的个人剂量监测结果。外照射个人监测结果表明 ,1993～ 1998年 ,受监测人数共计 2 35 3人 ,受监测人员的集体有效剂量为7.0 3人· Sv,年人均有效剂量为 2 .99m Sv,年有效剂量超过 15 m Sv的人数为 94人 ,占总监测人数的4 .0 % ,其中有 7人超过了 5 0 m Sv,占总监测人数 0 .3%。各年度集体有效剂量在 0 .78～ 1.6 4人· Sv之间 ,年人均有效剂量在 1.91～ 4 .19m Sv之间 ,从 1993到 1996年 ,年人均有效剂量逐年下降 ,从 3.4 2 m Sv下降到 1.91m Sv,从 1997年开始又有所上升 ,1998年上升到 4 .19m Sv。在内照射个人剂量监测方面 ,1993～ 1998年 ,共监测了 10 4 8人次 ,发现内污染者 6 6 8人次 ,占总监测人次的 6 3.7%。内照射剂量估算结果表明 ,1993～ 1998年间 ,受监测人员的年人均待积有效剂量为 8.9× 10 -2 m Sv,总监测人数为 86 4人 ,集体待积有效剂量为 7.7× 10 -2 人· Sv。各年度工作人员所受年人均待积有效剂量在 1.8× 10 -2 ～ 2 .2×10 -1m Sv范围内 ,年集体待积有效剂量在 2 .9× 10 -3 ～ 2 .4× 10 -2 人·Sv范围内     

不同来源的红骨髓分布数据对计算~(60)Coγ射线外照射下红骨髓剂量和干细胞计权剂量的影响

计算红骨髓剂量和干细胞计权剂量必须先知道人体红骨髓的分布,但红骨髓分布资料的报道很少,而且彼此间的差别相当显著。本文使用不同来源的四组红骨髓分布数据,计算了~(60)Coγ射线外照射的红骨髓剂量和干细胞计权剂量。其结果是:放射源靠近人体时,由不同资料算得的红骨髓剂量相差很大,而干细胞计权剂量则在10%以内相符。     

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。     

两例~(60)Co工业探伤机事故照射病人的剂量估算

在一次~(60)Co 工业探伤机的事故中,两名工人在9天内受到多次全身不均匀照射。通过调查及模拟实验,确定了这次事故照射的物理条件,并估算了某些器官剂量和等效全身均匀照射剂量。     

湘西金矿煤渣砖建筑物放射性水平调查与剂量评价

本文主要介绍湘西金矿煤渣砖建筑物内放射性水平的调查结果。该矿煤渣砖内~(226)Ra 含量较高。其建筑物内的γ贯穿辐射空气吸收剂量率(包括宇宙射线贡献在内)平均值为33.4×10~(-8)Gy·h~(-1)。居住在煤渣砖房内的约5248人,所受的人均附加年有效剂量当量为3.99mSv,附加年集体有效剂量当量为20.9人·SV。     

CT-W_4(日立)头部扫描时患者的剂量分布

本文应用热释光剂量计和人体模型,测定了 CT-W_4(日立)全身扫描机进行了单层和20层头部扫描时患者脑组织的照射量分布、最大体表照射量、器官剂量和有效剂量当量;导出了头部扫描时患者眼晶体和甲状腺剂量的估算公式。     

BD-PND中子气泡探测器性能的检验

依据国家有关标准和参照ISO／DIS 21909标准的规定和要求,对放置近2年的BD-PND（Bubble Detector Personal Neutron Dosimeter）中子气泡探测器的均匀性、线性、中子个人剂量当量的响应、重复性和角响应等主要技术性能进行了检验。结果表明,基本符合标准规定的要求。采用修正的响应值可以用于低水平的个人中子剂量测量。因这些探测器的寿命将近终点,应谨慎使用。     

医用CT受检者剂量的调查研究

本文介绍了用ＣＴ标准电离室及剂量检测模体，调查研究北京、河北、河南、浙江、内蒙古等省、市、自治区８３台医用ＣＴ的受检者头部剂量和１２台ＣＴ的受检者体部剂量。结果表明，其中有６４台ＣＴ机受检者头部模体中心轴上的多层扫描平均剂量（ＭＳＡＤ）低于国际电离辐射防护与辐射源安全基本标准（ＩＢＳＳ）推荐的ＣＴ剂量指导水平（５０ｍＧｙ），占７７％，高于指导水平的１９台，占２３％；体部模体中心的ＭＳＡＤ均低于ＩＢ     

快中子治癌束剂量特性研究

我国第一台中子治癌装置由３５ＭｅＶ质子＋Ｂｅ反应产生的快中子束已在临床中取得初步结果。其剂量测试系统的监测室积分电荷－标准体模内中子吸收剂量校正因子ｋ＿（ｃｏｒ）值，在标准源皮距（１３７，３ｃｍ）、标准射野（９ｃｍ×９ｃｍ）和深度９ｃｍ条件下测得，在半年内２０次测量的相对标准差为±０．６３％。本文研究了不同射野尺寸对水模体内中子束深部剂量曲线的影响，大的射野尺寸将获得较高深部剂量。对于上述标准射野和源皮距，１０ｃｍ深处相对水模体前表面的剂量为５２％，与美国费米实验室相近几何条件下测得的中子束的相时深部剂量（６３％）相近。离轴比为１０．５％，略优于费米实验室的（１４／）。     

热释光个人中子剂量计的刻度及性能试验

本文叙述了用作个人剂量监则的镉帽型热释光子中子剂量计的中子能响特性和刻度方法。用标准Ａｍ－Ｂｅ中子辐射场测量了剂量计的响应因子，检验了反平方律。给出了相对刻度的总不确定度为７．６％。对油田中子测井和使用中子水份测量仪等测量仪器的单位，可用该剂量计作个人中子防护剂监测。     

用包镉热释光剂量计测量热中子剂量当量

本文叙述了在环境辐射监测中用包镉热释光剂量计(TLD)测量热中子剂量当量的方法。用这种方法,剂量计的标定不需要用反应堆热中子源而可用~(60)Co_γ源代替,并可用公式 H=(R_N)/(153·R_(γ1)·F)计算热中子剂量当量 H(S_ν),其中 R_N 为 TLD 对热中子的响应,R_γ为 TLD 对1R~(60)Co-γ照射量的响应,F 是对包镉尺寸的修正因子。     

一种新型中子周围剂量当量(率)测量装置的性能实验

本文介绍一种新型中子周围剂量当量（率）监测方法,搭接了一套单球多计数器的中子周围剂量当量（率）监测装置,利用蒙特卡罗MCNP4A程序模拟计算了中子注量的响应函数,借用“少道”解谱软件进行解谱并对一些辐射防护量进行了计算.通过对^252Cf和Am-Be两种中子参考辐射场的测试,表明对中子注量率、周围剂量当量率、单位注量平均周围剂量当量和剂量当量平均能量的计算结果与参考值相比,偏差均小于10%, 这种监测方法较好地解决了中子剂量仪表的能量响应问题.     

当量剂量和有效剂量

本文简要地讨论了国际放射防护委员会(ICRP)新建议书中提出的新的放射防护剂量学量——当量剂量(Equivalent Dose)和有效剂量(Effective Dose),并从概念上和数值上比较了它们与剂量当量和有效剂量当量的差异。     

关于我国铀矿冶个人剂量约束值的讨论

本文从我国铀矿冶工作人员个人剂量和通风防护的现状出发,探讨了我国铀矿冶个人剂量约束值的问题.通过最优化分析,提出了可接受与合理达到、切合我国铀矿冶实际状况的个人剂量约束值.     

可携式中子剂量当量率仪

本文介绍NH1型可携式中子剂量当量率仪的结构和性能。该剂量仪由包有聚乙烯慢化体和硼塑料层的球形~3He计数管和电子学系统组成,适于热能—15MeV能区的中子剂量当量率的测量。剂量当量率测量范围在0.1—10~4μSv/h之间;在热能附近能区和0.3—5MeV能区,剂量当量率响应随能量的变化在±30％以内,对于能量为1.15MeV的中子,响应值约为0.56cps/μSv·h~(-1)。该剂量仪具有模拟和数字显示,重量为7kg。在改换量的名称并对能响作适当修正的条件下,NH1型中子剂量当量率仪可用于中子周围剂量当量率的测量。     

某铀矿区居民室内外氡浓度调查及剂量评价

采用固体径迹探测器对某铀矿区附近居民室内外氡浓度进行了调查。对80户室内测点及25个室外测点的测量数据的统计结果表明,居民室内外氡浓度年均值(±单次测量标准差)分别为32.9(±12.1)及26.3(±18.0)Bqm~(-3)。室内外平衡因子分别为0.45和0.47。室内外氡子体照射所致成年人平均年有效剂量分别为1.02及0.32 mSv。