外照射剂量计算算法
放射治疗机制和放射剂量计算方法
调强适形放射治疗技术
调强适形放射治疗(IMRT)
01
通过调节射线强度,使剂量分布与肿瘤形状相适应。
容积旋转调强放射治疗(VMAT)
02
在旋转照射过程中,同时调节射线强度和形状,实现更高效、
精确的放射治疗。
质子调强放射治疗
03
利用质子剂量分布特点,实现更精确的剂量控制和更好的治疗
效果。
03
放射剂量学基础
加强人员培训与考核
加强对放射治疗人员的培训和考核, 提高人员的专业素质和技能水平,为 放射治疗提供有力保障。
定期设备检测与维护
定期对放射治疗设备进行检测和维护 ,确保设备处于良好状态,提高放射 治疗的精度和效果。
持续改进与优化流程
通过收集和分析放射治疗过程中的数 据和信息,持续改进和优化放射治疗 流程和管理制度,提高放射治疗的整 体质量和效率。
骨髓抑制
放射治疗可能抑制骨髓功能,导致白细胞、血小板等减少,预防措施 包括监测血常规指标、及时调整治疗方案等。
风险评估方法及应对策略
评估患者因素
包括年龄、身体状况、基础疾病等,以确定 患者对放射治疗的耐受性。
制定个性化治疗方案
根据患者和肿瘤的具体情况,制定个性化的 放射治疗方案,以降低并发症风险。
患者体位固定与定位技术
体位固定
使用热塑膜、真空垫等固定装置,确保患者在治疗过程中保持稳定的体位。
定位技术
采用CT、MRI等影像技术进行精确定位,明确照射野的位置和范围。
照射野设置及优化方法
照射野设置
根据治疗计划和定位结果,设定合适 的照射野大小、形状和方向。
优化方法
通过多叶光栅、楔形板等辅助设备, 优化照射野的剂量分布,减少正常组 织的损伤。
6.16.外照射剂量的理论计算
距离X射线点源r (cm)处的空气比释动能率为:
K a (r ) I / r 2
I :X射线机的管电流,
mA
ν:X射线机的发射率常数,
是指:单位管电流在距源 1
m 处造成的空气比释动能
率。单位:Gy m2 / (mA
min)
在次级带电粒子
平衡下近似 Da
6.1.1 γ点源照射剂量计算
距离 γ 点源 r cm 处的空气比释动能率为:
1
对于非点源,可将其视为点状源的“集合”,对某点的
剂量是所有微元化“点源”对该点剂量水平之和,必要
时候还需考虑源自身的吸收。
如果受到屏蔽或不能忽略周围空间和物质的吸收或散射,
那么理论计算结果还需要进一步修正。
6.2 中子剂量的计算
6.2.1 中高能中子剂量的理论计算
单能中子的比势动能:
fK 称为中子比势动能因子,表示单位中子注量的比势动能。
若具谱分布中子的比势动能:K E ( tr ) EdE E f K ( E )dE
ΦE 是粒子注量按粒子能量的微分分布。
在满足带电粒子平衡的条件下,中子比释动能近似等于
吸收剂量。
6.2.2 中子当量剂量的计算
( tr / )T
DT KT
Km
( tr / ) m
= ∙ ,
fH.n为当量剂量换算因子; φn为中子注量率;
6.3 β(电子) 剂量的计算
6.3.1 β点源吸收剂量率的计算
应用条件:电子能量0.167MeV<E<2.24MeV
c
离点源距离r(g/cm2)
讨论:
一般情况下,空气吸收剂量估算:
宫颈癌体外放射治疗的剂量计算
宫颈癌体外放射治疗的剂量计算摘要】文章主要介绍宫颈癌体外放射治疗的剂量计算中常规手工计算与应用Eclipse计划系统的比较,通过应用Eclipse计划系统能更直观更方便于治疗计划的剂量计算,希望能更好地指导宫颈癌治疗工作的开展。
【关键词】宫颈癌剂量计算 Eclipse计划系统参考点等中心【中图分类号】R730.5 【文献标识码】B 【文章编号】2095-1752(2013)27-0321-011 宫颈癌常规照射野的设置1.1 全盆腔照射野照射野包括宫旁组织、大部分髂总淋巴结以及髂内、髂外、闭孔、腹股沟深组、髂前各淋巴结群。
上界为L4-5水平,下界为闭孔下缘,外界为髋臼外缘1cm,前后对穿照射。
1.2 盆腔四野在全盆腔照射野的基础上加中间活动挡块,前面挡3cm,后面挡4cm。
1.3 盆腔侧野从盆腔的两侧入射,照射的范围包括全子宫、宫旁、直肠和膀胱以及髂外淋巴结的一部分1.4 改进后的照射野:在原来照射野的基础上采用固定铅挡块技术遮挡不必要照射的部位。
改进后的设野对没有盆髂淋巴结分布的两侧盆壁有较好的保护。
1.5 大野套小野与改进后的照射野相似,只是并不是对称的照射野,后照射野的设置与前照射野相似只是略小。
2 剂量常规组织量2Gy/次,4~5次/周(如与腔内放疗同时进行则腔内放疗当天不进行外照射),总量45~55Gy/4.5~6周。
全盆腔照射野、盆腔四野、盆腔侧野以及改进后的照射野均要求等中心处剂量为200cGy,大野套小野比较特殊,如图,其要求腹股沟皮下d=3cm处平面的剂量是200cGy,算出等中心平面处剂量,然后用后野补够等中心处200cGy剂量。
3 如何算出照射野等中心处的剂量?3.1 常规手工算法:首先求出等效方野的面积,再根据等中心处的深度查PDD表算出等中心处剂量为200cGy时(前后野各为100cGy)机器的跳数MU。
对于大野套小野的计算方式,如图算出在只有一个前照射野时参考点的深度以及等中心处的深度,前野的等效方野,查PDD表求出参考点和等中心点的百分深度剂量,再按参考点处200cGy算出等中心处的剂量,此为前野的剂量,然后再用200cGy减去前野等中心处的剂量即为后野等中心处的剂量,再根据前后野等中心处的深度查PDD表算出等中心处剂量为200cGy时机器的跳数MU。
04外照射剂量的计算
1
第四章 外照射剂量的计算
外照射防护的基本原则:尽量减少或避免射线从外部对人体的 照射,使之所受照射不超过国家规定的剂量限值。 外照射防护的三要素:
时间:充分准备 减少受照时间 距离:远距操作 任何源不能直接用手操作 屏蔽:根据辐射源的类型、射线能量、活度,选择适当
材料和厚度进行屏蔽
3
第一节 γ射线剂量的计算
/
c)
⎤ ⎥⎦
+
νre1−νr
式中:
当 νr ≥ 1时 c
⎢⎣⎡1 −
νr c
e1−(νr
/
c)
⎥⎦⎤=0
D& -在吸收介质中距离点源r(克/厘米2)处的β剂量率(毫戈/小时)
A - β点源的放射性活度(贝克)
c - 与β最大能量有关的参数
ν- β射线的吸收系数
K - 归一化系数
21
第三节 带电粒子的剂量计算
X&
=
2πSvΓ µs
[1 −
cos ϕ0
−
E2 (µsl)
+
cos ϕ0E2 (µsl sec ϕ0 )]
14
7
第一节 γ射线剂量的计算
二.非点源照射率计算
3.体源
(2).半无限大体源
当
ϕ0
=
π 2
,
l = ∞,便是半无限大体源: (若仅考虑自吸收)
X& = 2πSvΓ c / kg ⋅ s
(3).无限大体源
一.X射线的产生
产生X射线的机理有两种,一种是轫致辐射;一种是特征X辐射。在此两 种发射的X射线中以轫致辐射为主,因此X射线是连续谱。实际中我们利 用X射线机产生的X射线应用于医疗、工业、农业及科学研究方面。 16
辐射外照射剂量的计算
二、重带电粒子剂量的计算 两种方法 ①质量阻止本领法 ②剂量换算因子法
0.00956
1.0
0.00965
0.00922
0.00956
1.5
0.00964
0.00920
0.00958
2.0
0.00966
0.00921
0.00954
3.0
0.00962
0.00928
0.00954
4.0
0.00958
0.00930
0.00948
5.0
0.00954
0.00934
0.00944
E
碳
(兆电子伏)
铝
铅
空气*
水
肌肉* 骨胳*
聚苯 乙烯
硅
氟化锂 软片*
(LiF) 乳胶
0.010 0.015 0.020 0.030
0.04 0.05 0.06 0.08 0.10 0.15 0.20 0.30 0.4 0.5 0.6 0.8 1.0 1.5 2.0 3.0
4 5 6 8 10 15 20 30 40 50 60 80 100
小结: X射线 韧致辐射X射线(连续谱)——管电压
特征X射线 (分立谱) ——靶材料、能级
二、X射线剂量的计算
D fX 0It(R0 R)2 (Gy)
f ——换算系数 (Gy/R) ; X 0 ——离靶为 R0 处的 X 射线输出额 (R/mA min) ,可从专用图上查出; I ——管电流 (mA) ; t ——受照时间( min :分); R0 ——在图上查出 X 射线输出额为 X 0 时离靶的距离 (cm)
270.720 200.480 161.760 119.856 97.232 82.960 73.088 60.304 52.368 41.472 35.936 30.464 27.824 26.416 25.568 24.704 24.352 24.224 24.448 24.992 25.488 25.888 26.224 26.768 27.168 27.888 28.368 28.992 29.424 29.744 30.000 30.384 30.672
水中浸没γ外照射剂量率转换系数计算方法研究
㊀第43卷㊀第5期2023年㊀9月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.43㊀No.5㊀㊀Sep.2023㊃辐射防护监测㊃水中浸没γ外照射剂量率转换系数计算方法研究龚军军,黄㊀固,夏文明,陈君军,张耀云(海军工程大学核科学技术学院,武汉430033)㊀摘㊀要:采用蒙特卡罗软件建立点源球壳模型,快速计算得到能量在10keV ~10MeV 区间的30种单能γ射线在水中的有效作用距离;采用蒙卡软件程序的F6卡㊁F4卡结合FM4卡㊁∗F8卡三种方法,计算得到参考人在水中浸没外照射条件下的单能γ射线和19种核素的放射性活度浓度-剂量率转换系数㊂计算结果表明,分别与采用MIRD 模型的美国能源署FGR 12报告㊁FGR 15报告和采用体素模型的ICRP 144相比,相对偏差均在ʃ10%以内,计算方法和结果可为工程上快速计算提供借鉴参考㊂关键词:水中浸没外照射;剂量率转换系数;有效作用距离;蒙特卡罗方法中图分类号:TL8文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2022-08-05作者简介:龚军军(1977 ),男,2012年毕业于清华大学核科学与技术专业,副教授㊂E -mail:dxaw110@ 通信作者:夏文明㊂E -mail:xiawenming2008@㊀㊀核动力舰船发生核事故时,可能需要进行潜水作业或救援,作业人员存在电离辐射照射的风险,为确保作业人员健康,需进行剂量评估与计算㊂水中浸没γ外照射有效剂量率转换系数(effective dose rate conversion coefficient,DRCC,以下简称剂量率转换系数),即单位活度浓度的水体在单位时间内对浸没于水体中的人体产生的有效剂量,常用于评估暴露于放射性水体中人员的辐射健康风险㊂由于放射性实验存在辐射安全隐患㊁产生废液㊁费用昂贵等不足[1-3],绝大多数情况下均采用模拟计算的方法获得γ外照射剂量率转换系数,仅对小部分情形采用实验的方法加以验证㊂1993年,美国环境保护署发布第12号和第13号联邦导则报告[4-5],给出了在空气浸没外照射㊁地面沉积外照射和水中浸没外照射条件下MIRD 人体模型各组织器官的当量剂量率转换系数和人体有效剂量率转换系数㊂近年来,剂量学人体模型㊁蒙特卡罗计算软件以及放射性核素衰变数据等都在不断更新[6]㊂国际放射防护委员会(ICRP )2007年修改了计算有效剂量所需的组织权重系数[7],2020年发布了男性和女性参考人的新模型[8],蒙特卡罗计算软件和放射性核素的辐射衰变数据库[9]也在不断发展和更新㊂Song Jae Yoo 等[10]利用蒙卡软件建模,利用F6卡计算得到人体受到能量介于10keV ~10MeV 区间的26种单能γ射线在空气浸没外照射㊁地面沉积外照射和水中浸没外照射条件下的剂量率转换系数㊂高峰等[11]等利用蒙卡的F6卡得到不同能量γ射线的水中浸没照射条件下的剂量率转换系数,采用多项式拟合得到转换系数与能量的函数关系,但将能量在3MeV 以内的γ射线的有效作用范围全部限制在半径3m㊁高度6.4m 的圆柱体内,具体核素的转换系数还要查阅衰变能量和分支比进而通过公式进行计算才能得到㊂李怀良等[12]采用蒙卡的F6卡除以F4卡的值计算得到10keV ~10MeV 的单能γ射线在水㊁骨㊁软组织三种材料或组织的注量率-剂量率转换系数㊂路伟等[13]利用Geant4获取人体外围圆柱面的能谱㊁发射角度等信息作为二次源项,利用蒙卡软件计算中国参考人体素模型在地面沉积外照射和空气浸没外照射条件下不同单能γ射线的剂量率转换系数㊂2019年,美国环境保护署发布专门针对第12号导则报告更新的第15号联邦导则报告[14](以下简称FGR 12和FGR 15),同年ICRP发布144号出版物[15](以下简称ICRP 144),给出基于新参考人的体素模型在不同条件下的外照射剂量率转换系数㊂㊃064㊃龚军军等:水中浸没γ外照射剂量率转换系数计算方法研究㊀本文在研究已有的外照射剂量率转换系数计算方法的基础上,提出计算不同能量光子在水中的有效作用距离(effective distance,D eff)的新方法,快速计算能量在10keV~10MeV内的30种单能γ射线在水中的有效作用距离,采用蒙卡程序的三种计数卡,计算水中浸没外照射条件下单能γ射线和19种常见核素的剂量率转换系数,并与FGR12㊁FGR15和ICRP144进行比较㊂1㊀计算方法㊀㊀(1)有效作用距离的计算方法水与γ射线作用使其强度不断减弱,当距离足够远时,可以忽略该处及更远距离水体产生的γ射线对人体的作用,因此计算时可取有限尺寸的水体,只要精度满足要求即可㊂由于在同一介质中不同能量γ射线的减弱系数不同,满足相同精度要求所对应的水体尺寸也不相同,能量越高,满足要求的水体尺寸越大㊂如果为简便起见,不同能量γ射线对应的水体尺寸均参照相同的最高能量计算将耗费计算资源,延长计算时间㊂对所有能量的γ射线而言,当放射源与受照对象之间的距离超过5个平均自由程(mean free path,MFP,衰减为原来的1/e时穿过介质的厚度)时,放射源产生的辐射贡献衰减至无介质时的e-5(约0.67%)以下,因而实践中常以5个平均自由程作为边界条件㊂为提高计算效率,本文分别求不同能量的γ射线有效作用距离作为后续计算的边界㊂虽然由γ射线在介质中的线衰减系数能够直接计算出在该介质中的平均自由程(平均自由程与线减弱系数互为倒数),但这是在不考虑散射作用理想窄束条件下得到的,由此计算得到的平均自由程未考虑多次散射作用,与实际的宽束条件相差较大,尤其是在原子序数较低的介质中更是如此[16]㊂例如,1MeV的γ射线在水中的线减弱系数为0.0707cm-1,则在窄束条件下计算得到的平均自由程为14.1cm,但在宽束条件下减弱为原来的1/e对应的水层厚度为37cm,是前者的2.6倍㊂因此,在工程实践中必须按照宽束条件计算㊂利用蒙卡程序进行建模计算,采用图1所示的模型与实际测量装置和条件比较一致,但对某种能量的γ射线而言,屏蔽介质的厚度需要调整多次,工作量将增加许多倍㊂本文提出一种点源-球壳模型,如图2所示,各向同性发射的点源位于球心,在不同距离处(间隔1cm)设置厚度为0.01 mm的薄球壳作为计数栅元㊂与图1模型相比,这种模型有两大优点:一是计数栅元的立体角达到4π,极大地提高了计算效率,在相同统计误差要求条件下所需计算时间显著缩短;二是保证一种能量的射线只需通过一次计算即可获得有效作用距离,克服了采用图1模型需要反复调整屏蔽体厚度㊁耗时耗力的缺点㊂以介质为真空时计数栅元的值I0作为比较基准,介质为水时计数栅元的值记作I,当I0/I的比值即衰减倍数K等于e5对应的计数栅元的半径即为有效作用距离㊂图1㊀采用准直器的模型Fig.1㊀Model withcollimator图2㊀点源-球壳模型Fig.2㊀Model diagram of point source-spherical shell (2)剂量率转换系数的计算方法自1970年以来,ICRP等机构和研究人员建㊃164㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期立了MIRD 模型㊁体素模型等,并不断根据实验数据和各国的实际情况加以修改㊂体素模型能够十分精确细致地反映人体受照剂量,但对计算平台和资源要求很高,也十分耗时[17]㊂本文采用相对简单但能反映主要器官质量㊁位置㊁形状等关键信息的MIRD 成人模型,γ放射性核素均匀分布于水体,各向同性发射(本文未考虑β射线),水体为圆柱体,完全将人体包围,如图3所示㊂为保证计算精度的同时缩短计算时间,将放射性核素发射的最大能量γ射线(分支比大于1%)在水中的有效作用距离作为头顶㊁脚底及躯干与水体外边界的距离㊂图3㊀MIRD 人体模型和水中浸没外照射模型Fig.3㊀MIRD phantom and external exposuremodel of water immersion对水中浸没γ外照射,人体的有效剂量是γ射线在各器官中沉积的能量的加权和,加权系数包括γ射线的辐射权重因数和器官的组织权重因数,加权系数可查询ICRP 相关出版物获得,关键是如何计算γ射线在各器官中的沉积能量㊂蒙卡程序的F6卡可用于统计光子在栅元中的能量沉积,其物理意义[18]为:H t =ρam ʏʏʏʏσt (E )H (E )ϕ(r ➝,Ω^,E ,t )d E d t d V d Ω(1)式中,ρa 为栅元材料的原子数密度;m 为栅元的质量;σt (E )为能量为E 的入射粒子与栅元发生作用的截面;H (E )为入射粒子与栅元发生作用时的能量沉积;ϕ(r ➝,Ω^,E ,t )d E d t d V d Ω为r ➝处d V 微元内t 时刻d t 间隔内㊁能量在(E ,E +dE )㊁Ω^方位d Ω立体角范围内的粒子的注量率㊂但应该注意的是,光子与栅元发生光电效应㊁康普顿效应或电子效应产生的负电子,F6卡均认为其能量全部就地沉积,不会再产生光子,这与实际情况不完全相同㊂实际上,这些电子还将与栅元作用,产生轫致辐射,其能量大小和份额与电子的能量有关,这将导致计算得到的射线在器官中的能量沉积与实际稍有不同㊂蒙卡程序还提供了F4卡结合FM 卡统计光子能量沉积的方法,F4卡的物理意义[18]为:ϕ-V =1Vʏʏʏʏϕ(r ➝,Ω^,E ,t )d E d t d V d Ω(2)式中,V 为栅元的体积,F4卡实际统计的是穿过栅元的径迹长度之和与栅元体积的比值,与注量具有相同的量纲㊂仔细观察F4卡和F6卡的物理意义表达式可以看出,在F4卡的基础上,常量部分乘以栅元的质量密度,除以栅元的原子数密度,积分项乘以光子与栅元的作用截面和能量沉积函数,即可达到与F6卡相同的效果㊂FM 卡设置为:FM4:P ρa /ρm MT -5-6,其中ρm 为栅元材料的质量密度,MT 为栅元材料编号,-5代表光子与栅元材料发生作用的总截面,-6代表每次作用的能量沉积,-5和-6的涵义与F6卡中的σt (E )和H (E )相同㊂但与F6卡不同,F4卡还将模拟光子与栅元产生的负电子与栅元的进一步相互作用和能量沉积,因而数值会较F6卡稍大一些㊂这两种方法均认为光子与栅元作用后产生的负电子的能量全部就地沉积,而实际情况是负电子将与栅元材料的原子或分子发生碰撞并穿行一段距离,以电离损失或辐射损失方式损失能量,蒙卡的F8卡能够完整㊁精确地统计这一过程中的能量沉积㊂F8卡和E8能量分箱卡配合使用,可用于统计光子和电子在栅元中的沉积能量在E8划分的各能量分箱中的数量分布,∗F8与E8卡配合使用,则可统计光子和电子在栅元中的沉积能量在E8划分的各能量分箱中的大小分布㊂如果将E8能量分箱的上限和下限分别规定为入射光子的能量和接近于零的某个极小数(蒙卡程序不建议设为零),则∗F8卡统计的就是光子和电子在栅元中的沉积能量㊂但要得到与F6卡相同意㊃264㊃龚军军等:水中浸没γ外照射剂量率转换系数计算方法研究㊀义的结果,∗F8的结果还需要除以栅元的质量㊂基于以上分析,本文使用以上3种方式计算水中浸没外照射条件下各种核素在各组织器官中的沉积能量(实际是吸收剂量),而ICRP规定γ光子和电子的辐射权重因数为1,所以只需按照ICRP给出的组织权重因数加权求和,得到的数据即为人体的有效剂量㊂由于MCNP的计算结果是归一化到一个源粒子的贡献(也可以视作单位时间内发生一次衰变的贡献,单位为Sv㊃s-1),因而需要对结果进行适当变换才能得到单位放射性活度浓度到剂量率的转换系数DRCC㊂假设蒙卡程序计算得到的输出结果用DR表示,水体中放射性核素的活度浓度为单位活度浓度,即1Bq㊃m-3,有效作用距离范围内的水体体积为V(需扣除人体体积),单位为m3,则该水体内的放射性核素在单位时间内发生衰变的次数为V,则单位活度浓度的水体对人体产生的剂量率,即单位放射性活度浓度-剂量率转换系数DRCC为:DRCC=DR㊃V,单位为Sv㊃s-1/(Bq㊃m-3)㊂2㊀计算结果分析㊀㊀(1)有效作用距离图4给出了使用上述方法得到的10keV~ 10MeV能量区间内30种单能γ射线在水中的有效作用距离,由于不同能量γ射线的有效作用距离的差别很大,最大值与最小值相差数十倍㊂为方便比较分析,图4还给出了对应能量γ射线的线减弱系数㊂从图4可以看出,在10~60keV能量区间,随着γ射线能量的增加,有效作用距离快速增加,但从60keV开始至10MeV,有效作用距离随γ射线能量增加而增加的速度很慢㊂这种变化规律与γ射线的线减弱系数随γ射线能量增加的变化规律恰好相反,且相应的能量区间也非常吻合,验证了采用本文所提出方法的可靠性㊂(2)剂量率转换系数本文首先计算了单能γ射线的剂量率转换系数,3种方法的计算结果和FGR12的数据列于表1(2019年公布的FGR15和ICRP144没有单能γ射线对应的数据表)㊂由于∗F8更准确更细致地反映了实际物理过程,因而表1仅给出∗F8所得结果与FGR12数据的相对偏差㊂从表1可以看图4㊀不同能量的γ射线在水中的线减弱系数和有效作用距离Fig.4㊀Linear attenuation coefficient and effectivedistance ofγ-rays with different energies in water 出,对30keV~10MeV范围的各种单能γ射线(10keV和20keV对应的有效作用距离比人体的横向尺寸还小,意义不大,故未计算),∗F8计算值与FGR12的相对偏差均在10%以内,γ射线能量较低时相对偏差较大一些,γ射线能量达到1MeV以上时,相对偏差减小很多㊂从表1可以看出,F4所得结果比F6所得结果略微大一点,与前述理论分析相符,但均不超过0.2%㊂∗F8所得结果有的比F6大,有的比F6小,且与γ射线能量有关,入射γ射线的能量越高,产生的次级电子能量越高,可能沉积到邻近组织器官的可能性和能量就越大,而不同组织器官在人体分布部位的差异和组织权重因数的差别,最终导致剂量率转换系数有所差异㊂由于三者相差很小,最大不超过ʃ1.3%,为节省篇幅,后续计算仅给出∗F8计算结果㊂在此基础上,本文计算了半衰期不短于1h的19种γ放射性核素的剂量率转换系数,计算时,选取核素放出的最大能量γ射线(能量分支比超过1%)的有效作用距离作为尺寸边界㊂表2同时给出了FGR15和ICRP144的数据及FGR15相对于ICRP144的偏差,由于ICRP144缺少部分核素的数据,表中只给出了∗F8计算值相对于FGR15的偏差㊂从表2可以看出:(1)采用简单的MIRD模型计算的FGR15数据与采用复杂的体素模型计算的ICRP144数据相对偏差最大不超过ʃ3.5%;(2)除Ag-110㊁Zn-65和Cs-134三种核素外,本㊃364㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期㊀㊀㊀㊀㊀表1㊀水中浸没条件下单能γ射线的外照射有效剂量率转换系数Tab.1㊀Effective dose rate conversion coefficient for mono-energy gamma-rays表2㊀水中浸没条件下放射性核素的γ外照射有效剂量率转换系数龚军军等:水中浸没γ外照射剂量率转换系数计算方法研究㊀文的∗F8计算值与FGR15的相对偏差稍大外(也未超过ʃ10%),其余核素的∗F8计算值与FGR15的相对偏差均低于ʃ5%㊂3 结论㊀㊀本文提出快速计算γ射线在水中的有效作用距离的点源球壳模型,建立标准参考人水中浸没γ外照射计算模型,采用蒙卡程序的F6卡㊁F4卡结合FM4卡和∗F8卡三种方法,计算了水中浸没γ外照射剂量率转换系数DRCC㊂由于物理定义的差别,F4卡结合FM4卡所得结果均比F6卡稍大(0.2%以内),而∗F8结果与F6相对偏差最大不超过ʃ1.3%,说明采用三种方法中的任一种方法都是可行的㊂对单能γ射线而言,∗F8所得水中浸没γ外照射DRCC相对于FGR12的偏差最大不超过ʃ9%,且在γ射线能量超过1MeV时,偏差低于ʃ3%㊂对压水堆发生事故可能向外释放的半衰期超过1h的一些典型放射性核素而言,采用相对简单的MIRD模型计算的FGR15给出的DRCC 与采用复杂的体素模型计算的ICRP144给出值的相对偏差最大不超过ʃ3.5%,本文采用∗F8计算所得的DRCC比FGR15给出值最大偏差在ʃ10%,满足工程上快速估算ʃ10%的误差要求㊂本文建模条件与ICRP144和FGR15类似,均假定头顶与水面的距离为放射性核素的有效作用距离,而实际情况可能是救援人员头部位于水面以上,因而计算结果可能比实际会偏大一些,但这也符合辐射防护偏保守偏安全的基本原则㊂后续可以建立与实际情况更为一致的模型进行计算分析,以得到更接近实际的结果㊂参考文献:[1]㊀徐园,孔海宇,王希涛,等.水体环境中的放射性污染及测量[J].核安全,2020,19(1):75-79.[2]㊀赵亚民.关于水源中放射性核素浓度标准问题[J].原子能科学技术,1986,20(5):572-572.[3]㊀藉安時.水中放射性污染的测量[J].原子能科学技术,1960,2(Z1):579-579.[4]㊀Eckerman Keith F,Ryman Jeffrey C.External exposure to radionuclides in air,water,and soil[R].Federal GuidanceReport No.12.1993:1-229.[5]㊀Eckerman Keith F,Leggett R W,Nelson C B,et al.Cancer risk coefficients for environmental exposure to radionuclides[R].Federal Guidance Report No.13.1999:83-128.[6]㊀潘羽晞,邱睿,刘立业,等.辐射防护用中国参考人体素模型建立㊁应用及最新进展[J].辐射防护,2014,34(4):199-205.[7]㊀Charles M W.ICRP Publication103:Recommendations of the ICRP[J].Radiation Protection Dosimetry,2008,129(4):500-507.[8]㊀Kim C H,Yeom Y S,Petoussi-Henss N,et al.Adult mesh-type reference computational phantoms[R].ICRPPublication145.Annals of the ICRP,2020,49(3):13-201.[9]㊀Eckerman K,Endo A.Nuclear decay data for dosimetric calculations[R].ICRP Publication107.Annals of the ICRP,2008,38(3):7-96.[10]㊀Yoo S J,Jang H K,Lee J K,et al.External dose-rate conversion factors of radionuclides for air submersion,groundsurface contamination and water immersion based on the new ICRP dosimetric setting[J].Radiation Protection Dosimetry, 2013,156(1):7-24.[11]㊀高峰,张建国,杨翊方,等.基于蒙特卡罗方法的水中浸没状态γ外照射剂量率转换因子计算[J].中华航海医学与高气压医学杂志,2014,21(1):56-58+66.[12]㊀李怀良,石睿,庹先国,等.MC法计算γ射线外照射剂量转换因子[J].核电子学与探测技术,2017,37(4):457-462.[13]㊀路伟,武祯,邱睿,等.基于中国参考人体素模型环境外照射剂量转换系数的计算[J].计算物理,2016,33(5):613-624.[14]㊀Bellamy M B,Dewji S A,Leggett R W,et al.External exposure to radionuclides in air,Satoh water and soil[R].FederalGuidance Report No.15.2019:217-247.㊃564㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期[15]㊀Petoussi-Henss N,Satoh D,Endo A,et al.Dose coefficients for external exposures to environmental sources[R].ICRP Publication 144.Annals of the ICRP,2020,49(2):11-145.[16]㊀李星洪.辐射防护基础[M].北京:原子能出版社,1982.[17]㊀Hans-Georg M,Christopher C,Paul D.Realistic reference phantoms:an ICRP /ICRU joint effort.A report of adultreference computational phantoms[R].ICRP Publication 110.Annals of the ICRP,2009,39(2):007-171.[18]㊀Team X M C.MCNP A general monte carlo n-particle transport code,version 5[R].Overview and Theory,2003:76-78.Study on calculation method of dose rate conversion coefficients for water immersion γexternal exposureGONG Junjun,HUANG Gu,XIA Wenming,CHEN Junjun,ZHANG Yaoyun(College of Nuclear Science and Technology,Naval University of Engineering,Wuhan 430033)Abstract :The point source spherical shell model was established by Monte Carlo software,and the effectivedistances of 30mono-energy gamma rays with energies in the range of 10keV -10MeV in water were quicklying three methods of Monte Carlo method F6card,F4card combined with FM4card,∗F8card,the radioactivity concentration-dose rate conversion coefficients of mono-energy gamma-rays and 19kinds of nuclides for reference person water immersion were calculated.The calculation results show that the relativedeviations are within ʃ10%compared with the FGR 12report and FGR 15report of the US Energy Agency usingthe MIRD model and the ICRP No.144using the voxel model.The calculation method can provide a referencefor rapid engineering calculation.Key words :water immersion external exposure;dose rate conversion coefficient;effective distance;Monte Carlomethod㊃664㊃。
放射治疗:剂量计算与设备操作
治疗阶段:启动 设备,进行放射 治疗
结束阶段:关闭 设备,记录治疗 数据
定期检查设备各部件,确 保正常运行
定期清洁设备表、电缆等
定期进行设备校准和测试, 确保剂量准确和安全
添加 标题
肺癌:放疗适用于早期、中期和晚 期肺癌患者
添加 标题
的病灶和范围。
制定治疗计划:根据治疗 目标,制定治疗方案,包 括放射源的选择、剂量的 确定、照射角度和照射时
间等。
准备治疗设备:根据治疗计划, 准备相应的放射治疗设备,如
直线加速器、伽玛刀等。
实施治疗:按照治疗计划,操 作放射治疗设备,对病灶进行
照射治疗。
监测治疗效果:在治疗过程中, 定期监测患者的病情和治疗效
质量控制的重要性:确保放 射治疗的质量和效果
质量控制的方法:定期检查 设备、人员培训、质量管理
体系等
按照放射源分类: 电子直线加速器、
伽玛刀、质子刀 等
按照治疗方式分 类:立体定向放 射治疗设备、调 强放射治疗设备
等
按照设备功能分 类:放射治疗计 划系统、放射治 疗模拟定位系统、 放射治疗实施系
结直肠癌:放疗适用于早期、中期 和晚期结直肠癌患者
添加 标题
脑瘤:放疗适用于脑瘤患者,尤其 是恶性脑瘤
添加 标题
乳腺癌:放疗适用于早期、中期和 晚期乳腺癌患者
添加 标题
前列腺癌:放疗适用于早期、中期 和晚期前列腺癌患者
添加 标题
淋巴瘤:放疗适用于淋巴瘤患者, 尤其是霍奇金淋巴瘤
确定治疗目标:根据患者的病 情和医生建议,确定需要治疗
统等
按照设备制造商 分类:瓦里安、 医科达、安科锐
等
添加标题
添加标题
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一种有限烟云外照射剂量计算方法——光子“射程”法
(1) 式中, CD ( r0, c0, org , t) 为第 t 个小时内, 位于 网格中心 ( r0, c0 ) 某受照者的器官 org 接受核 素 n 的 Χ外照射剂量, Gy 或 Sv; f 为能量单位 转换系数 1. 6×10- 13, J M eV ; K E 为核素 n 衰 变产生的某个光子的编号; E 0 为核素 n 的第
周围一定范围内的烟云造成的外照射剂量, 用 一个圆柱体来界定这个范围, 为满足应急情况 下的时间要求, 圆柱体尺度选择原则是: 只计算 来自柱体之内的放射性物质对外照射剂量的贡 献就可以达到较好的近似。 由于外照射的主要 贡献来自于核素衰变过程释放的光子, 而光子
D K 0 (E 0, org ) 为能量为 E 0 的光子造成的器官 org 剂量与自由空气吸收剂量之比值, Sv Gy 或 Gy Gy; C (n, r, c, z , t) 为第 t 个小时内, 核素 n 在小体积元 ( r, c, z ) 内的空气时间积分浓度, B q·s m 3; r × d r × dc × dz 为小体积元的体 积, m 3。
域用极坐标划分为 2 400 个网格 (半径方向 30 份, 圆周方向 80 份) , 三维数值大气扩散模式以 网格几何中心上 1 m、50 m、75 m、100 m、200
Ξ 第一作者简介: 王醒宇, 男, 1969 年 8 月出生, 1991 年毕业于北京大学理论物理专业, 助理研究员。 © 1995-2005 Tsinghua Tongfang Optical Disc Co., Ltd. All rights reserved.
因此圆柱体的尺寸是变化的。 对该圆柱体作有
限划分, 底面半径方向 8 等分, 圆周方向 16 等
分, 高度方向 5 等分, 共有 640 个小体积元, 然
放射性核素在核医学应用中的辐射剂量估算
放射性核素在核医学应用中的辐射剂量估算曹瑛;邱小平;葛双【摘要】采用一种估算方法来研究放射性核素在核医学应用中的辐射剂量水平。
选取临床上常用的几种诊疗用放射性核素,分别采用剂量系数法和点源模型估算内照射与外照射剂量。
并对比其他估算方法,分析受照剂量存在差异的原因。
结果发现,单次核医学诊断所致患者的全身待积有效剂量最高可达1.63 Sv,对 A、B 类医护人员造成的单次有效剂量分别为1.48μSv 和1.15μSv。
本研究估算结果稍大于实测有效剂量,小于其他估算结果。
该估算模型可作为核医学放射性核素辐射剂量水平的一种有效估算方法。
%To study the level of radiation dose on nuclear medicine of radionuclides with estimation method.We chose some diagnostic and therapeutic radionuclide to estimate the dose of internal radiation and external exposure with the estimation model of the dose coefficient method and point source.The results showed that the effective dose that patient suffered in a single diagnostic CNM procedure was up to 1.63 Sv;the single effective dose that A and B medical staffs suffered were 1.48 μSv and 1.15 μSv.The dosage level of some part of Diagnostic radionuclide beyond medical guidance level.The estimation results was slightly larger than the measured effective dose,less than other bined with the actual situation,the estimation model can be used as an effective estimation method of the radiation dose level of nuclear medicine radionuclide.【期刊名称】《同位素》【年(卷),期】2015(000)003【总页数】7页(P171-177)【关键词】放射性核素;诊断;治疗;辐射剂量【作者】曹瑛;邱小平;葛双【作者单位】南华大学核科学技术学院,湖南衡阳 421001;南华大学核科学技术学院,湖南衡阳 421001;南华大学核科学技术学院,湖南衡阳 421001【正文语种】中文【中图分类】TL72利用放射性同位素进行核医学诊断和治疗过程中不仅会产生放射性废物,污染环境;同时滞留在患者体内的放射性同位素,还会给患者、医务人员、家属及公众带来额外的辐射照射,存在一定的辐射危害风险[1]。
外照射剂量计算算法
12.7 外照射剂量计算算法12.7.1剂量计算算法的临床实现进程总的来说,剂量计算算法在被应用到临床之前要经历一系列变革步骤。
了解这个用户看不见的变革步骤以及这个步骤的组成项目是很有教育意义的。
对用户来说,了解了这一点能帮助建立治疗计划的QA项目。
12.7.1.1剂量计算算法的发展剂量计算算法就是尽可能精确的预测剂量在病人体内任意一点的分布。
因为射线与人体组织辐射反应的相当复杂,并且实际应用时为了增加计算速度,剂量计算算法必须取物理模型的近似值。
这是剂量计算算法的内在限制。
结果这些剂算法的应用在某些条件下是计算精度很高,但在其他另一些复杂条件下是精度不够。
通常来说,更长运算时间的复杂剂量计算算法的不确定度要小于简单的剂量计算算法。
常用的剂量计算算法会在下一节细节做详细的讨论。
剂量算法的优化是一个治疗计划系统中很重要的因素。
一些系统制造商在治疗计划系统中提供了不止一个的剂量算法。
12.7.1.2剂量计算算法软件的开发一旦剂量计算的数学公式被发现,算法就可以被转化成计算机代码。
这些编码过程需要软件的如下支持:(1)接受与病人影像资料或者轮廓数据;(2)允许描画靶体积和正常组织;(3)确定射线几何参数和射野形状;(4)允许对辅助设备的附加支持,例如楔形板,挡铅和多叶准直器(MLC)等;(5)可以为相关的机器和与病人有关的参数进行精确的剂量计算;(6)可以提供简易的治疗计划评估和优化;(7)可以在显示器上提供计划设计的结果;(8)可以通过网络或打印机对计划进行输出。
事实上,软件中大部分代码用来信息管理,只有相当少的代码被用来剂量计算。
尽管购买者可以通过选择不同的软件来选择想要的剂量算法,但是购买者并不能精确的知道算法如何被写成代码。
考虑到计算速度的需要,软件的有时候会简化原原来的数学公式,这样计算结果就会产生一定的误差。
12.7.1.3 剂量计算算法所需数据的输入所有算法都需要输入某些形式的治疗数据。
辐射受照人员的外照射剂量估算
第二阶段(事故后7~71h)
剂量工作的目的是复核初步剂量报告,做出必要 的修正,再评价事故受照人员的剂量估算和大致的剂 量分布,为最终剂量报告做好准备。
• 对第一阶段所收集的资料进行分析复查。 • 若有中子照射,继续收集并测量有关样品,初步估
算中子剂量,有条件时做全身测量。 • 进行事故后剂量测量。
• 根据事故剂量预估和现场监测,确定可能发生急性 损伤病人区域,对他们进行剂量估计与医学检查。
• 涉及的场区公众,对他们个人剂量进行粗略估算。 • 专科医院收治的病人,查明每个人的内、外受照剂
量,并给出最终剂量报告。
剂量估算的一般程序
大型核辐射事故
事故后的剂量工作 • 继续做好环境辐射监测。 • 收集可供事故后剂量测量的物品。 • 为事故场区内、外放射性污染和处理提供剂量数
目的意义
物理剂量估算是外照射辐射损伤诊断的主要方法之一。 早期、快速、合理地提供受照病人详细的剂量分布、器官剂 量、全身剂量等剂量学参数。
放射事故多为非均匀照射。 • 人体特定的几何构型 • 空间辐射场的变化 • 受照时人体取向不同 • 人体器官(或组织)的元素组成和密度不同。
剂量估算的基本原则
• 即时发现即刻处理和报告 • 寻找客观判据 • 在辐射防护剂量范围内,应不出现低
估和过大的高估 • 有临床意义的剂量,应尽可能准确、
可靠
剂量估算的一般程序
一般核辐射事故
第一阶段(事故后0~6h) 剂量工作的目的是给出事故受照人员的初步剂量估
算,为下阶段工作直至最终剂量报告累积原始资料。 • 收回事故受照人员和在场者全部个人剂量计并测量 • 检查并登记事故现场及附近周围的所有固定式的监
测仪表和记录剂量仪表的数据。
辐射受照人员的外照射剂量估算
17%;距离源再远时,两者之比基本不变。
物理剂量的表达
在放疗和放射事故剂量诊断中的应用
在60Co深部治疗的双侧上、下半身照射及全 身淋巴照射29例肿瘤病人中,干细胞剂量与临 床表现符合良好,与染色体畸变分析的生物剂 量和临床综合判断剂量具有可比性。
和方法计算体模中任一点处的剂量,确定人 体内详细剂量分布。
大射野大深度照射情况下TAR值的实验 测定和计算。
物理剂量的计算
• 红骨髓分布对干细胞剂量计算的影响 红骨髓剂量:放射源靠近人体时,由不
同资料算得结果相差很大;在放射源离开人 体50cm以远时,由四种红骨髓分布资料算得 结果差别小于10%。
干细胞剂量方法用于估算国内发生的11起重 大或较大的60Co、137Cs和192Ir源事故中50多例 受照人员剂量,结果比较满意,其剂量值与临 床综合判断和染色体畸变分析的结果一致。
物理剂量的计算
• 人体模型的确定
采用德国GSF参考人模型(EVA)数据,只考 虑含有红骨髓躯干、肢体上端及头颈部。躯干 (包括手臂)及头颈部为椭圆柱体,左右肺均 为半个椭圆球。将体模按人体解剖位置沿轴线 等分为17层,再将各层划分为5cm×5cm×5cm 的小立方体,整个体模共有396个立方体(其 中188个含有红骨髓)。
D—累积剂量,Gy;
.
D
—剂量率,Gy•min-1;
K—常数,对正常健康人 K=0.475,
对血细胞减少症病人K=0.237。
此式适用于100d内的照射。
• 即时发现即刻处理和报告 • 寻找客观判据 • 在辐射防护剂量范围内,应不出现低
估和过大的高估 • 有临床意义的剂量,应尽可能准确、
外辐射剂量计算
1 什么是外辐射剂量学? 什么是外辐射剂量学?
研究受到体外放射源照射的,以人身为主的各种物 体的剂量学分布规律的研究领域。
2 关心的射线类型 总体来看,如果某类粒子(射线)对受照物体造 成明显的能量沉积,进而引起微观结构形态的变 化,则均需要考虑其剂量学性质,如吸收剂量D、 比释动能K、照射量X的时间、空间、能量分布; 从日常应用角度来讲,主要关注的粒子(射线) 类型有α,β,γ/X, n这4类。
体积:
关注对象均具有一定的体积,对辐射场会造成明显的 改变,因此剂量学特性不能直接按小体元进行转换。
4 常见的剂量获取方法
实践方法:
1 直接实验测量,分析整理数据,制成各类图表,拟合 得到经验公式,结合图表进行计算; 2 如果关注对象不容易分割,一般是首先建立体模,然 后重复过程1 ;
一种实际的射束准直器系统示意图[15]
单束照射到体模过程中的几何参数示意图
2 射束与体模作用的一系列参数 参考点R:体模中射束轴上一点,该处剂量值梯 度比较小,比较容易测准; 最大值点M:射束轴上吸收剂量值最大的一点; 源皮距 f:源到体模表面的距离; 射野:垂直于参考轴的射束截面,如表面、点R、 点M、任意深度Z处的射野分别为WO, WR, Wm, WZ; 参考平面:通过参考点垂直于射束的平面; 基本平面:包含射束的平面;
SFw ,m = Zw Zm
ρm ( μ ρ )m , w ρw
4 具体粒子束的特性参数 即从应用角度,利用射束的若干参数,来评价 射束的可应用价值和量化评价方法。 1)电子束的特性参数 2)光子束的品质 3)重核带电粒子束特性 4)中子束特性
对于不带电粒子射束:SFw ,m = 对于电子束: 若对非平行射束:
外照射
第一节点核模型在外照剂量计算中 的应用
• 例2,按例1条件,计算Kr-85的无限烟云对组织的 剂量率转换因子。
第一节点核模型在外照剂量计算中 的应用
• 对于电子照射,则组织剂量对空气剂量的比值为:
第一节点核模型在外照剂量计算中 的应用
单能γ与单能β的平衡散 射谱是不同的,前者主 要由康普顿散射,后者 是带电粒子的连续慢化
• “——”表示对能谱的平均。注意应是该点的“入 射谱”,而不是辐射源的发射谱。发射谱是单能 分离型光子,而入射谱则是是一个连续谱。
第一节点核模型在外照剂量计算中 的应用
• 单能光子在无限大均匀污 • 染大气中的慢化谱。
第一节点核模型在外照剂量计算中 的应用
• 浸没在无限大均匀污染大气中对夹在大气中组织 片的剂量。
第一节点核模型在外照剂量计算中 的应用
• 由于累积因子的限值使得点核模型的计算精度相 对于求解辐射输运方程的蒙特卡洛方法要低,另 外对于计算环境外照射剂量,尤其是有效剂量而 言,我们还需要吸收能量的角分布,这一点点核 模型也是无法给出的。尽管如此,点核模型概念 清晰、计算方便、计算速度快的优点使得其在辐 射环境评价以及屏蔽设计领域依然受到青睐。
第七章外照射剂量评价
杨宏伟
• 这里的外照射指的是环境中的外照射。
• 外照射剂量计算通常是针对参考人而言,参考人 和年龄、性别以及种族有关。在这一章中我们讨 论的外照剂量数据都是针对参考成人而言的。这 一参考人的参数(ICRP23,1975)。 • 给定参考人后,环境中的外照射剂量和下面4个因 素有关: • 1、放射学核素在环境介质(空气或水)中的浓度, 对于剂量计算,这个可以认为是输入量;
第一节点核模型在外照剂量计算中 的应用
• 一、点核模型的基本方程 • 对于单能点源而言,
外辐射剂量计算_图文(精)
个人剂量计刻度情形 7 各实用量之间的关系 ™ 当指定方向与辐射入射方向相同时,即Ω Ω=0,则: ƒ H’(d, 0 = H’(d = H*(d ™ 辐射场均匀,且身体上指定点的外法线方向与定义H’(d的指定方向重合,则: ƒ H p ( d ≈ H ′( d ™ 在单向均匀辐射场中,如果指定点外法线的方向与入射辐射的方向反平行,则: ƒ H p (d ≈ H * (d 五实用量的测量测量示意图 1 绝对测量方法:按 H * (d 和H ′(d 的定义测量,测量仪器可用量热计、空腔电离室和硫酸亚铁等参考剂量计测定。
利用水、塑料或有机玻璃等组织有效材料做成直径为30cm的ICRU球体模,然后在球的指定深度开一个小 * 空腔安放参考剂量计,按照 H (d 和H ′(d 的定义来严格规定测量条件和手段,就可以进行测量。
五实用量的测量(续)六实用量的试验验证——热释光剂量计实验过程:有直径30cm球形、30×30×30cm立方形组织等效模型,利用LiF(Mg,Ti热释光2块,用黑色塑料布包装,其中一块薄的(0.2mm对着开口窗,厚的一块(0.4mm放在塑料滤板下,做能量响应的刻度实验,并对体模的散射差异进行了修正。
实验结果:对于30keV以上能量的光子,采用热释光剂量计可以用来测定H’(10和H’(0.07,因而也可以用来测定个人剂量当量Hp(10和Hs(0.07。
2 相对测量方法对环境监测仪在已知 Da , K a 或粒子注量Φ 的参考射束中,利用转换系数对环境监测仪按 H *或H ′ 进行刻度时,监测仪可直接放在射束中进行,转换系数可以从ICRP51号出版物、ICRU43号报告查找。
对于佩带在人身上的个人计,H p (10 ≈ H ′(10 、H p (0.07 ≈ H ′(0.07,故剂量计按 H p (10或H p (0.07 的刻度可应用H’(d的转换因子在ICRU球上进行;七结论 ™ *对于环境水平的照射,H 和H ′ 可给出居民外辐 * 八辐射剂量量、操作量及防护量之间的关系Φ K D Q(L ICRU WR WT 射有效剂量的近似估计值。
剂量计算
1、放射性及其常用度量单位1.1元素元素是指具有相同核电荷数的一类原子的总称。
按照元素的化学性质呈周期性的变化规律排列在元素周期表中占据同一个位置称为元素。
例如等它们同属于碘元素。
迄今为止,世界上已发现了118种不同的元素,其中92种是地球上存在的天然元素。
26种是人造元素。
1.2 同位素具有相同的原子序数Z和不同的质量数A,或者是原子核内具有相同数目的质子和不同数目的中子的一类原子(或元素),它们的化学性质相同,在元素同期表上占据同一个位置,故称为同位素,等均属钴的同位素。
目前已知的118种元素的同位素达2500余种。
一种元素可以有许多种同位素,例如元素周期中的元素的同位素就有30种。
一种元素的各个同位素的某些性能可能是不同的。
因引,又将核内具有特定数目中子和质子的一类原子。
称为某一核素。
例如都是氢的同位素,但它们都属不同的核素。
由核的稳定性能又可将同位素分为稳定同位素和不稳定同位素两类。
不稳定的同位素又称放射性同位素。
1.3放射性不稳定的同位素(或核素)能不属外界条件的影响自发地放出携带能量的射线,使其原子核发生变化,这种现象称为放射性。
1.4放射性同位素能够自发地放出射线从而变成另一种元素的同位素称为放射性同位素。
放射性同位素又可分为天然放射性同位素和人工放射性同位素。
1.5核衰变(或衰变)不稳定同位素的原子核能自发地发生变化而入射出某种粒子(例发α、β-、β+等)和射线(例如γ射线等)的现象称为核衰变或衰变。
放射性核素的衰变与环境温度、压力、湿度等外界条件无关,而是取决于原子核内部的物理状态。
对某种特定的放射性同位素的某个特定放射性原子,它何时衰变是随机的,但是可以用统计方法来处理的,则单位时间内发生衰变的几率都是相同的这个几率叫做衰变常数,λ。
假定在to时刻有N个放射性原子,到时刻则有个放射性原子核发生衰变,则:公式(1)就是放射性衰变的基本方程。
是衰变率,通常称为放射性活度(后面再述)。
电离辐射所致皮肤剂量估算方法
电离辐射所致皮肤剂量估算方法1范围本标准规定了电离辐射所致皮肤剂量估算的方法。
本标准适用于成人受到电离辐射外照射时皮肤剂量的估算。
2术语和定义下列术语和定义适用于本文件。
2.1皮肤当量剂量 skin equivalent dose特定电离辐射在皮肤中产生的平均吸收剂量与该种辐射的辐射权重因子的乘积。
2.2照射几何条件 irradiation geometries平行辐射束入射到人体上的照射几何条件。
注:常用的这类照射几何条件有:——前后入射(AP):垂直于人体长轴(Z轴)从人体正面的入射;——后前入射(PA):垂直于人体长轴(Z轴)从人体背面的入射;——侧向入射(LAT):垂直于人体长轴(Z轴)从人体侧面的入射,当需要更详细的描述时,从左侧的表示为LLAT,从右侧的表示为RLAT;——转动入射(ROT):垂直于人体长轴(Z轴)围绕着长轴均匀速度转动方式的入射,也可以认为是身体在围绕着长轴均匀速度转动;——各向同性入射(ISO):每单位立体角注量不随角度变化的辐射。
3 通用要求3.1 仅当α粒子能量≥6.5 MeV,电子能量≥0.01MeV,X、γ射线能量≥10keV才需进行外照射皮肤剂量估算。
3.2在辐射损伤疾病诊断中,特别是超剂量限值时,宜用皮肤吸收剂量作为皮肤剂量估算目标量;在辐射防护评价中应使用皮肤当量剂量为估算目标量。
3.3皮肤剂量估算的结果报告时除给出平均值外,还应给出受照射线种类、能量、剂量率、受照面积大小、照射的次数和照射间隔时间等信息。
4 X、γ外照射皮肤吸收剂量估算方法4.1有个人监测信息的剂量估算当有X 、γ个人剂量当量H p (d )监测或估算结果、并有射线能量和入射角等信息时,应用式(1)估算皮肤吸收剂量:S p p =()D f H d γ ......................................(1) 式中:D S ——皮肤吸收剂量,单位为毫戈瑞(mGy );f p γ ——个人剂量当量到皮肤吸收剂量的转换系数(其值参见附录A 中A.2的方法计算),单位为毫戈瑞每毫希沃特(mGy /mSv );H P (d ) ——个人剂量当量(对X 、γ射线,一般应采用皮肤估算位置的H P (0.07) 进行皮肤吸收剂量估算;无H P (0.07)资料,且为强贯穿辐射所致均匀照射时,也可用H P (10)进行皮肤吸收剂量估算),单位为毫希沃特(mSv )。
GBZT151-2002放射事故个人外照射剂量估算原则
GBZ/T 151-2002 放射事故个人外照射剂量估算原则前言根据《中华人民共和国职业病防治法》制定本标准。
原标准GB/T16135-1995与本标准不一致的,以本标准为准。
本标准的附录A、附录B、附录C和附录D是资料性附录。
本标准由中华人民共和国卫生部提出并归口。
本标准起草人:李开宝、赵招罗本标准起草单位:中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所。
本标准由中华人民共和国卫生部负责解释。
放射事故个人外照射剂量估算原则Principles of estimate on personal dose from external exposure in radiation accidentGBZ/T 151-20021 范围本标准规定了放射事故中个人外照射剂量估计的一般原则和基木要求。
本标准适用于光子、中子辐射外照射事故。
本标准不适用于β辐射事故。
2 规范性引用文件下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。
凡是注日期的引用文件,其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修改版均不适用于本标准,然而,鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用文件的最新版本。
凡不注日期的引用文件,其最新版本适用于本标准。
GBZ104 外照射急性放射病诊断标准GBZ113 电离辐射事故干预水平及医学处理原则GBZ/T144 用于光子外照射放射防护的剂量转换系数3 术语和定义下列术语和定义适用于本标准。
3.1 事故照射accident exposure在事故情况下受到的非自愿的、意外照射。
3.2 外照射external exposure体外辐射源对人体的照射。
3.3 一次急性照射sjngle acute exposure在短时间内受到的一次性大剂量照射。
3.4 分次照射fractionated exposure在较长时间内受到多次、间歇性照射。
3.5 延时照射protracted exposure在长时期内受到的低剂量率连续或间断性照射。
剂量率和距离公式
剂量率和距离公式典型γ辐射剂量计算方法γ辐射剂量计算是为辐射防护提供设计输入数据,判定屏蔽材料选择是否满足人员和公众辐射防护要求。
文章介绍了几种典型模型的γ辐射剂量计算方法,为同类核设施或核技术运行设施辐射防护屏蔽计算提供参考。
关键词:典型;辐射;计算引言在国内外核技术应用和核设施中,存在大量γ放射性核素,γ放射性核素会发出一定能量的γ射线。
人员接触后,会产生受照剂量,在不采取辐射防护措施的情况下,一旦超过限值,可能对人员产生辐射损伤。
在已建成的核技术运用设施和核设施,通常设置有固定式或者便携式γ剂量测量设备,用于监测工作现场γ剂量率,根据监测数据确定工作人员辐射防护措施,确保工作人员辐射安全。
但新建的核技术运用设施和核设施,需要通过新建设施内的源项进行γ剂量理论计算,计算结果作为设计输入,进行辐射防护屏蔽设计,确保设施运行过程中工作人员辐射安全。
目前国内外γ辐射剂量计算多数采用蒙卡计算,计算软件较为复杂,而且需要专业技术人员计算,科研研究院所使用较多,厂矿企业使用较少。
因此,为方便厂矿企业开展辐射剂量计算,特开展较为典型模型的辐射剂量计算开展研究。
对于较为复杂的模型,可采用点核计算后进行积分或叠加。
1 γ外照射辐射防护计算原理1.1 Γ常数放射性同位素的Γ常数表示从1mCi点源释放出的未经屏蔽的γ射线在距源1cm处所造成的剂量率(R/h)。
Γ常数分为微分Γ常数和总Γ常数,对某一给定放射性同位素的某一单能γ射线所计算的Γ常数为微分Γ常数,以Γi表示,放射性同位素的总Γ常数简称Γ常数,等于Γi之和。
即:上式可简化为:。
经计算,Cs-137的Γ常数为8.51E-14Gy.m2/(h.Bq),Co-60的Γ常数为3.42E-13Gy.m2/(h.Bq)。
1.2 γ屏蔽计算γ射线与物质的相互作用,主要是光电效应、电子对效应和康普顿散射。
究竟哪种效应是主要的,决定于射线的能量和屏蔽材料的原子序数,三种效应均随屏蔽材料原子序数的增加而不同程度的增加。
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12.7 外照射剂量计算算法12.7.1剂量计算算法的临床实现进程总的来说,剂量计算算法在被应用到临床之前要经历一系列变革步骤。
了解这个用户看不见的变革步骤以及这个步骤的组成项目是很有教育意义的。
对用户来说,了解了这一点能帮助建立治疗计划的QA项目。
12.7.1.1剂量计算算法的发展剂量计算算法就是尽可能精确的预测剂量在病人体内任意一点的分布。
因为射线与人体组织辐射反应的相当复杂,并且实际应用时为了增加计算速度,剂量计算算法必须取物理模型的近似值。
这是剂量计算算法的内在限制。
结果这些剂算法的应用在某些条件下是计算精度很高,但在其他另一些复杂条件下是精度不够。
通常来说,更长运算时间的复杂剂量计算算法的不确定度要小于简单的剂量计算算法。
常用的剂量计算算法会在下一节细节做详细的讨论。
剂量算法的优化是一个治疗计划系统中很重要的因素。
一些系统制造商在治疗计划系统中提供了不止一个的剂量算法。
12.7.1.2剂量计算算法软件的开发一旦剂量计算的数学公式被发现,算法就可以被转化成计算机代码。
这些编码过程需要软件的如下支持:(1)接受与病人影像资料或者轮廓数据;(2)允许描画靶体积和正常组织;(3)确定射线几何参数和射野形状;(4)允许对辅助设备的附加支持,例如楔形板,挡铅和多叶准直器(MLC)等;(5)可以为相关的机器和与病人有关的参数进行精确的剂量计算;(6)可以提供简易的治疗计划评估和优化;(7)可以在显示器上提供计划设计的结果;(8)可以通过网络或打印机对计划进行输出。
事实上,软件中大部分代码用来信息管理,只有相当少的代码被用来剂量计算。
尽管购买者可以通过选择不同的软件来选择想要的剂量算法,但是购买者并不能精确的知道算法如何被写成代码。
考虑到计算速度的需要,软件的有时候会简化原原来的数学公式,这样计算结果就会产生一定的误差。
12.7.1.3 剂量计算算法所需数据的输入所有算法都需要输入某些形式的治疗数据。
对于传统的治疗计划系统,临床上要用的每一种射线的数据都需要测量。
输入的数据的精确性和可靠性依赖于用户测量和计算的数据。
这些数据事实上受到某些限定条件的约束,例如特定的深度和射野大小。
当计算数据超出了测量数据的范围,那么计算结果就应该仔细的检测,因为算法采用的外差值方法可能不够准确。
由于数据测量的人员的技能存在差异,测量用的探测器的型号和规格的也不尽相同,测量时机器产生射线的稳定性(例如由机架角和时间因素引起的射线平坦度和对称性的不确定)等因素的存在,导致测量的数据本身也有一定的不确定性和不连续性。
治疗计划系统采用的相对数据和绝对数据都要准确,相对数据指剂量率,绝对数据指机器输出剂量校准。
在治疗计划软件中,后者被用来计算机器跳数或时间。
12.7.1.4 治疗计划系统的临床应用一旦系统被接受或应用,它就需要输入患者个体信息,例如外轮廓和数字影像。
治疗计划系统产生优化的剂量分布和计算机器跳数。
治疗计划的优化完全由使用和放射治疗医生指定的剂量或生物学限制来控制。
12.7.2剂量计算算法大部分治疗计划系统在数字化影像、轮廓、治疗射野、源和剂量分布显示方面的软件模块都是相似的。
不同点主要在于执行,生物工程学和治疗计划流程上。
而剂量算法支撑着许多基于剂量分布和剂量体积直方图的临床决议,是一个计算计划系统最独特,最重要和最复杂的单元。
本节描述了一些常用的剂量计算算法。
需要强调的是在购买一套治疗计划系统是用户要能提出一些合理的需求。
用户在通知放疗医生该系统在各种临床情况下剂量计算是准确的之前,需要了解一些特殊算法的限制。
12.7.2.1剂量计算问题从剂量分布的三维计算中区分剂量分布的三维显示是一个非常重要的问题。
目前对某一组织剂量的三维计算算法采用原射线和散射线的分开计算的方法。
这里原射线是指起源于放射源,并到达病人身上某个感兴趣点前没有与其他组织相互作用的原始射线。
散射线是指在体内间沿着多重途径间接到计算点的射线。
图12-24显示的是只考虑原射线和单一散射线的简单情形,实际情况原比这复杂。
因为原射线是由起源于不同点的不同粒子组成的光谱。
对于受照的组织,多重散射的散射光子和电子簇是均匀混合的。
因而三维计算无法用真正的剂量算法来计算,实际上这个算法是剂量准确性和计算速度之间的折衷。
12-24 某点的剂量是原射线和散射线的共同贡献,图中P表示原射线,S表示散射线12.7.2.2使用叠代原理(superposition principle)的通用算法剂量计算方法的一个主要发展发生在放射线被分为其原射线和散射线两部分。
实际上,算法是否发展的标记是剂量组成部分的分解是否稳步发展。
这种分解的优点在于对射野形状、射野强度、患者局部解剖结构和内部组织密度都可以单独调节。
在图12-25a显示放射治疗的一个开放野的所有的散射线到达水体模内的一个目的点)xyP。
散射线的贡献来自许多不同形状的亚体积,他们在一,,(z些特定深度和射野大小时有效数据是独立的。
确定这个贡献可以由平面(图12-25b),线(12-25c)或点(12-25d)的区域组成。
图12-25 不同散射核剂量分布的汇总,(a)射线核,(b)平面核,(c)笔形束核,(d)点核我们定义这个能量延伸模型来源于图12-26举例说明的“散射核”类的实体。
图12-27显示Co-60射线照射下水体模中实际点核心的康普顿散射计算。
这个点核可以从两点来解释:(1)作为从逆向散射点到感兴趣目的点的贡献的等中心分布(如从接受者视角)或者(2)作为从一个散射点到顺射线方向的立体像素的能量延伸(发射者视角)。
图12-28表明5MeV单能光子线(约等效于15MV 射野)的点核,分解为来自原康普顿电子,单散射康普顿光子,二次散射康普顿光子,多次散射康普顿光子和带电粒子慢化时辐射的光子的贡献。
图12-26 不同散射核的大小算法,中心分布按照dSAR值;(c)解析方法,中心剂量。
()()()z d y d x d z y x z y x K z y x x y x D pt D '''''''''Φ=⎰⎰⎰,,;,,,,,,3()()()y d x d z y x y x K y x z y x D pen D ''''''Φ=⎰⎰,,;,,,,2()()()x d z y x x K x z y x D slab D '''Φ=⎰,,;,,1图12-27 5MeV 单能光子线点核在剂量算法执行期间,计算点的剂量由不同散射作用产生的效应叠加。
如果入射线仅在一个方向上变化(例如楔形野),使用面核模型计算具有速度优势,并且仅表现为一维方向的叠加。
若使用组织填充物或调强技术市入射野强度在两个方向变化,此时用线核模型计算更合适。
如果射野通量受到复杂的方式的影响,此时点核模型适用,这时进行三维积分计算是必要的。
数学上的剂量分布,对于图12-25b ,12-25c 和12-25d 中所描述的情况,),,(z y x D 可以分别表示为:Φ正比与散射核表面入射的原放射源通量(每平方厘米的粒子),K 可以是一个点核,线核或者面核。
一般情况下讨论时,不假设核与散射部分()z y x ''',,和点剂量()z y x ,,的任意组合是相等的。
例如,在通过散射体积时,不假设核是不变量。
在不均匀组织中,这些方程允许原注量Φ的局部变化,也允许能量散射的变化(图12-28),这是叠加原理的常用方法。
图12-28 6MV 光子点核模型组织密度修正在特殊情况下,包括单能无分歧源(nondivergent source )入射到一个均质吸收体中,散射核是相等的,或在吸收体中任意点()z y x ''',,的空间位置不变。
则剂量积分简化为卷积积分,相对位置()z z y y x x '-'-'-,,代入叠加方程中的变量K 。
这样做的好处是在于积分可以用快速傅立叶变化(FFTs )高效计算。
当应用于多能量复合辐射野入射到不均匀吸收体中时,为了维持傅立叶变换的速度优势计算时将引进一些近似方法。
同时,侧向电子的输运效应也能包含在FFT 近似方法中。
图12-29分别描述了光子射野,电子线射野和近距离治疗源叠代方法应用的计算方式。
对于光子射野(图12-29a ),吸收体中的每一个点都是散射源,源强度可由原光子的按指数衰减规律调节。
对于电子射野(图12-29b ),原电子注量受吸收体表面限制,笔形束核模型应用更广泛。
近距离治疗中,在源排列的离散位置,注量Φ相对源强度(或活性)是一个不连续的面积函数。
图12-29 光子射野,电子线射野和近距离治疗源叠代方法12.7.2.3 蒙特卡罗方法MC (Monte Carlo )方法又称随机抽样技巧法,是以概率统计理论为基础,结合计算机模拟实验的一种算法。
半个多世纪前,随着计算机的出现和科学技术的发展,这种方法作为一个独立的算法被提出来,并首先在核武器的试验与研制中得到应用。
MC 方法能够逼真地描述事物的特点以及辐射实验过程,从一定意义上讲,它可以代替积分计算,也可以部分代替辐射实验。
蒙特卡罗方法现在已经可以直接应用于治疗计划系统。
为方便,我们用一个M 维空间的函数积分的MC 算法为例来说明MC 方法。
在一般情况下,函数f (x 1,x 2,..., x m )在M 维空间的积分可用下式计算:当M>2时,对上式进行积分计算是一个十分困难的事,在大多数情况下,可m m b a b a b a dx dx dx x x x f I m m ...),...,(...21211122⎰⎰⎰=∑=≈N i m ix x x N V I f 121),...,...,(1),..,(21m i x x x f ),..,(21mi x x x f 能得不出计算结果。
但我们总可以在这个M 维空间中抽取N 个点的观测值 f (x 1,x 2,..., x m )(其中,i=1,2,,,N ),当N 足够大时,上式中的积分值可用以下的公式近似求得:其中,V 是M 维空间的体积。
MC 方法的基本思路就是将用公式积分公式求I 值的积分算法转化为在相应空间中随机抽取N 个观测值,(其中 , i=1,2,,,N ),并用近似公式来估算I 值。
当N → ∞ 时,由式近似估算的I 就是用积分公式计算出的I 值的无偏估计。
MC 模拟方法的标准差可用以下方式求得:当N → ∞ 时,σ → 0;当抽样总数大于105后,MC 算法的估算误差小于5%。
一般来说MC 方法具有一下特点:(1)能够比较逼真地描述具有随机性质的事物的特点及物理实验过程。