摘要：目的调查并掌握GBZ/T 201.3—2014《放射治疗机房的辐射屏蔽规范第3部分:γ射线源放射治疗机房》技术指标的理解与应用状况及存在的问题,为标准的深入贯彻实施和进一步修订完善提供技术支持。方法依据WS/T 536—2017《卫生标准跟踪评价工作指南》,采用整群抽样和分层抽样相结合的方法,代表性地选取全国20个省(自治区和直辖市)γ射线源放射治疗装置与场所项目相关业务人员作为调查对象,制定专门的调查表对其进行问卷调查,收集调查人员的基本情况及其对标准中技术指标的理解与应用状况,建立专用数据库使用SPSS 21.0进行统计分析。收集到259份有效问卷,问卷有效率为98.85%。结果技术相关类调查人员133人,医疗相关类调查人员126人;调查人员中本科学历和具有副高级职称人员最多,分别占调查人数的56.76%和43.24%,74.51%的调查人员具有≥5年放射治疗相关工作经历,42.08%的人员接受过该标准的培训;平均每年应用标准≥1次的人数占调查人数的23.17%;99.61%的调查人员均不同程度了解该标准并认为标准得到了普遍应用;93.05%的调查人员认为标准中γ射线源治疗机房屏蔽相关性能参数完整;98.46%的调查人员认为标准附录中γ射线源治疗机房示例参数内容较全面或非常全面;≥89.96%的调查人员能正确识别放射治疗机房屏蔽需要考虑的位置参数;≥81.47%的调查人员能准确识别屏蔽计算方法涉及的辐射束类型;不同类别、学历/学位和技术职称的调查人员对机房剂量控制指标合理性的判定差异均无统计学意义(均P>0.01)。结论GBZ/T 201.3—2014《放射治疗机房的辐射屏蔽规范第3部分:γ射线源放射治疗机房》基本满足γ射线源放射治疗机房辐射屏蔽估算和防护设计的需要,相关人员对标准中技术指标能正确理解和应用,但仍需结合标准实施中存在的问题以及γ射线源放射治疗设备和技术更新的需要对标准进行修订和完善。

摘要：目的分析并确定改建加速器治疗机房的屏蔽防护设计方案,对机房外关注点的辐射水平进行估算和验证,为放射治疗机房防护的科学设计提供实验依据。方法2020—2023年以北京市某医院1台10 MV加速器及其拟改建成的治疗机房为研究对象,采用IAEA 47、NCRP 151和GBZ/T 201.2—2011《放射治疗机房的辐射屏蔽规范第2部分:电子直线加速器放射治疗机房》等提供的计算方法估算加速器机房主射线束方向的屏蔽宽度和机房外关注点的剂量率,使用6150 AD b/H/型X、γ剂量率仪对机房外关注点的辐射水平进行验证测试,依据相关技术规范和标准进行分析和评价。结果将1间X射线常规模拟定位机房改建成最高X射线为10 MV的加速器治疗机房,确定了加速器治疗机房屏蔽设计方案;南墙外、北墙外和室顶外主束区剂量率分别为1.67、0.30和1.65μSv/h,墙体外主束区剂量率理论计算值与实测值几乎一致,墙体外次束区实测值均为现场本底辐射水平;防护门外实测剂量率均<2.5μSv/h,门体表面剂量率实测值约为理论计算值的4倍。结论以模拟定位机房场区改建成加速器治疗机房的屏蔽设计方案是合理可行的,其中防护门的屏蔽设计及其效果验证是放射防护的重点,应采取适当措施有效降低防护门外辐射水平。

摘要：目的 设计核医学场所布局分区和通风方案并进行验证检测,为规范核医学场所的防护、保障核医学人员的辐射安全提供基础条件。方法 以2019—2022年北京市某医院设计并建成投入使用的核医学场所作为调查对象,通过现场勘察,查阅资料和综合分析,对该核医学场所的布局和通风进行设计,并在场所投入运行后进行放射性污染水平和通风效果验证检测,依据有关法规和技术标准进行分析评价。结果 确定了该核医学工作场所的布局分区和通风设计方案,验证检测结果表明,场所内废物桶表面放射性表面污染水平最高,为6.40 Bq/cm^(2),其次为便池和注射台,分别为0.70和0.50 Bq/cm^(2),场所内其他设施和物品表面以及现场工作人员体表均未发现明显的放射性污染;通风柜操作口截面风速为1.0 m/s。场所内表面污染水平和通风分别满足GB 18871—2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》和GBZ 120—2020《核医学放射防护要求》的要求。结论 核医学场所布局分区和通风是防护设计的关键,验证检测是维护场所安全运行的有效手段,应将放射防护理念贯穿到每一个设计环节,从根本上为核医学场所运行的辐射安全提供可靠的保障。

摘要：目的中外近距离治疗机房辐射屏蔽设计考虑因素不尽相同,本研究以常见的高剂量率192Ir源为例,分别应用国内外标准进行后装机房的屏蔽核算,比较计算结果分析差异产生的原因,为修订和完善现行国家标准提供参考。方法对于典型的后装机房进行工作量估算,放射源初始活度10 Ci(1 Ci=3.7×10^(10) Bq),分别按照英国医学物理与工程研究所IPEM75号报告、美国辐射防护委员会NCRP151报告和GBZ/T 201.3-2014国家标准设计后装机房屏蔽方案,详细比较不同参考标准的屏蔽限值、居留因子及其他因子的差异。结果典型后装机房的年照射时长约为330 h,按照NCRP151报告、IPEM法规和GBZ/T 201.3-2014国家标准计算得到的控制室、屏蔽墙外、候诊区、相邻控制室和无人居留室顶等关注点位所需的混凝土厚度分别为70、65、61、70、50 cm,41、43、30、40、39 cm和84、79、46、88、39 cm。按照GBZ/T 201.3-2014国家标准计算得到的相应关注点所需的混凝土屏蔽厚度普遍偏厚,与NCRP151报告结果差别较小,IPEM75号报告计算得到的屏蔽厚度最薄;三者计算出的防护门的等效铅屏蔽厚度分别为1.170、0.854和1.040 cm,厚度相近。结论我国现行后装机房屏蔽标准所推荐的计算方法和评价指标计算得到的屏蔽厚度与NCRP151报告的相似但偏保守,特别是现行国家推荐标中要求的瞬时剂量当量率评价指标以及过于保守的居留因子取值会显著增加主屏蔽区所需的屏蔽厚度。

摘要：目的:比较国内外3种标准在高能医用电子直线加速器机房屏蔽设计和效果检测中的差异,为修订和完善现行国家标准提供参考。方法:对于一个具有两档X射线能量(6和10 MV),日均使用X射线治疗105例患者(90%为调强放疗技术)的高能医用电子直线加速器机房,分别按照美国国家辐射防护与测量委员会(NCRP)151号报告、英国电离辐射法规(IRR)17和GBZ/T 201现行国家标准计算并比较所需的屏蔽方案。分析按照3种标准各自评价指标计算得到的各关注点所需的混凝土屏蔽厚度随高能X射线工作负荷占比的变化。提出一种基于瞬时剂量当量率保守估计值的屏蔽效果检测和评价方法。结果:按照NCRP 151号报告和IRR 17号法规计算得到的各关注点(主束次屏蔽区A、B点、主束主屏蔽区C、D点、侧墙次屏蔽点E、室顶主屏蔽点F和室顶次屏蔽点G)所需的混凝土屏蔽厚度分别为89、115、162、183、113、163、86 cm和104、130、215、213、128、207、105 cm。而GBZ/T 201屏蔽方案所需的混凝土屏蔽厚度最大,分别为136、153、243、265、131、207和105 cm。与NCRP 151号报告屏蔽方案相比,GBZ/T 201屏蔽方案治疗室内使用面积、室内层高的显著降低(分别减小14.01%和8.68%),室顶承重增加明显(24.01%)。IRR 17和GBZ/T 201屏蔽方案的最终屏蔽厚度主要由瞬时剂量当量率限值决定,基本不随高能X射线工作负荷的增加而变化。基于本文提出的瞬时剂量当量率保守估计值确定的屏蔽厚度均大于由周剂量控制目标值计算得到的屏蔽厚度,且能减小二者之间的差异。结论:由于不同标准使用的评价指标(特别是剂量当量率限值)的不同,各屏蔽方案所需的屏蔽厚度差异明显。瞬时剂量当量率保守估计值作为屏蔽效果检测评价指标,安全合理且使用方便。

摘要：目的:分别根据中、外放射治疗机房辐射屏蔽标准,对低能医用电子直线加速器机房设计方案进行对比,为修订和完善现行国家标准提供参考。方法:按照美国国家辐射防护与测量委员会(NCRP)151号报告、英国电离辐射法规(IRR)17号和国家标准GBZ/T 201,对于一个每日平均治疗125例患者(90%为调强放疗技术)的6 MV X射线医用电子直线加速器机房,分别设计机房屏蔽方案,对比关注点(主束次屏蔽区A、B点、主束主屏蔽区C、D点、侧墙次屏蔽点E、室顶主屏蔽点F和室顶次屏蔽点G)所需的混凝土屏蔽厚度、治疗室内使用面积、室内层高和室顶承重。结果:按照NCRP 151号报告和IRR 17号法规,计算得到的A、B、C、D、E、F和G点所需的混凝土屏蔽厚度分别为79、105、136、166、104、137、76 cm和94、126、183、189、119、175、92 cm。而按照我国标准GBZ/T 201计算得到的相应关注点所需的混凝土屏蔽厚度是最厚的,特别是主束主屏蔽厚度的增加明显,分别为117、133、207、227、121、175、94 cm。与此同时,与NCRP 151号报告计算得到的屏蔽方案相比,治疗室内使用面积、室内层高显著降低,分别减小11.24%和7.13%,室顶承重增加更为明显(25.20%)。结论:与NCRP 151号报告和IRR 17号法规相比,按照我国现行屏蔽标准所推荐的计算方法和评价指标计算得到的屏蔽厚度是最大的,特别是现行国家标准中要求的瞬时剂量当量率评价指标会显著增加主屏蔽区所需的屏蔽厚度。

摘要：目的 调查回旋加速器工作场所辐射剂量水平及其分布状况,以期更好地指导现场人员的防护并为放射性药物生产场所的屏蔽设计提供技术依据.方法 以某医院安装的1台HM-20S型回旋加速器及其放射性药物生产场所为研究对象,使用LiF（Mg,Cu,P）热释光剂量计、CR39中子剂量计、NH-1B中子剂量当量率仪和451B剂量巡测仪测量加速器室内中子和γ射线辐射剂量率,并对室外关注点的辐射水平进行验证.结果 在质子能量20 MeV、束流100 μA条件下,回旋加速器自屏蔽体南侧表面中子最高剂量率为北侧表面的63倍、γ射线最高剂量率为北侧的6.0倍;机房南墙内表面中子和γ射线剂量率分别为北墙内表面的11倍和5.3倍;机房东墙内表面中子和γ射线剂量率平均值分别为21μSv/h和45 μSv/h,西墙内表面中子和γ射线剂量率平均值分别为34 μSv/h和69 μSv/h.结论 回旋加速器室内辐射水平及其分布状况与束流方向和靶位置等因素密切相关,其实测值可用于指导场所的屏蔽设计和人员防护.

摘要：目的掌握后装γ源近距离治疗室(简称后装治疗室)内辐射场剂量水平及其分布,为机房的防护设计和改造以及现场人员的放射防护指导提供科学决策。方法以北京市某医院1台RL-HZJ 18型192Ir后装γ源近距离治疗机(后装机)及其治疗室为研究对象,在实际放射源活度为254.7 GBq的情况下,使用AT1121型辐射巡测仪分别测量后装机贮源状态下治疗室内辐射场剂量水平和出束状态下迷路的剂量分布;使用热释光剂量计(TLD)测量患者治疗期间治疗室内关注点的辐射剂量水平。结果后装机贮源状态下距离设备表面5和100 cm处的周围剂量当量率最高值分别为24.0和0.56μSv/h;照射状态下迷路拐口周围剂量当量率为5.4×10~3μSv/h,相应的辐射比率为3.8×10^(-2),迷路内接近入口防护门处为9.4μSv/h,相应的辐射比率为6.8×10^(-5);患者治疗期间治疗室内墙面关注点的辐射比率为(0.235~201.4)×10^(-6)。结论后装治疗室迷路具有明显的防护效果,迷路的设置和治疗室内辐射剂量水平的实时监测是必要的。