中国辐射卫生  2009, Vol. 18 Issue (2): 154-156  DOI: 10.13491/j.cnki.issn.1004-714x.2009.02.018

引用本文 

杨海友, 刘丽萍, 梁月琴, 于水. 基于NCRP No.151报告建立钴治疗机机房周围环境辐射水平的估算模式[J]. 中国辐射卫生, 2009, 18(2): 154-156. DOI: 10.13491/j.cnki.issn.1004-714x.2009.02.018.
YANG Hai-you, LIU Li-ping, LIANG Yue-qin, et al. Establishing the Estimation Model on Radiation Level at the Ambience of 60Co Radiotherapy Treatment Room Based on NCRP REPORT No.151[J]. Chinese Journal of Radiological Health, 2009, 18(2): 154-156. DOI: 10.13491/j.cnki.issn.1004-714x.2009.02.018.

通讯作者

于水(1965-), 男, 汉族, 内蒙古巴盟人, 研究员, 博士, 放射医学专业。E-mail:yushui@bmi.ac.cn

文章历史

收稿日期:2008-12-05
基于NCRP No.151报告建立钴治疗机机房周围环境辐射水平的估算模式
杨海友 , 刘丽萍 , 梁月琴 , 于水     
军事医学科学院生物医学分析中心, 北京 100850
摘要目的 建立钴治疗机机房周围环境辐射水平的估算模式。方法 在NCRP No.151报告《MV级X和γ射线放疗设备的屏蔽设计和评价》给出的MV级医用电子直线加速器机房周围环境辐射水平估算方法的基础上, 对公式进行了适当的调整。结果 进一步拓展了NCRP No.151报告估算模式的应用范围, 为钴治疗机机房周围环境辐射水平的估算提供了一种模式。结论 该估算模式对钴治疗机机房周围环境辐射水平的估算具有一定的参考价值。
关键词NCRP No.151报告    钴治疗机    辐射水平    估算模式    
Establishing the Estimation Model on Radiation Level at the Ambience of 60Co Radiotherapy Treatment Room Based on NCRP REPORT No.151
YANG Hai-you , LIU Li-ping , LIANG Yue-qin , et al     
Biomedical Analysis Center, Academy of Military Medical Sciences, Beijing 100850 China
Abstract: Objective To establish the estimation model to evaluate the radiation level at the ambience of 60Co radiotherapy treatment room. Methods The estimation model derives from NCRP REPORT No.151-"Structural Shielding Design and Evaluation for Megavoltage X-and Gamma-Ray Radiotherapy Facilities" by making appropriate adjustment, which presents the calculation methods on radiation level at the ambience of megavoltage medical electron linear accelerator treatment room. Results The application scope of estimation model from NCRP REPORT No.151 is extended to γ-radiotherapy facilities, and it can be regarded as a new model for calculating the radiation level at the ambience of 60Co radiotherapy treatment room. Conclusion The estimation model has certain reference value to evaluate the radiation level at the ambience of 60Co radiotherapy treatment room.
Key words: NCRP REPORT No.151    60Co Radiotherapy Machine    Radiation Level    Estimation Model    

NCRP No.151报告《MV级X和γ放疗设备的屏蔽设计和评价》[1]是针对高能医用电子直线加速器而建立的加速器机房周围环境辐射水平的估算模式。尽管钴治疗机和医用电子直线加速器是两种不同类型的治疗设备, 前者是含源装置, 发出的是γ射线束, 后者是射线装置, 产生的是X射线, 但二者透射和散射的规律相似。笔者通过60Co照射率常数(K)将钴治疗机的源活度(A)与等中心点的剂量率(D0)完成了转化, 依照NCRP No.151报告对加速器机房周围环境辐射水平的估算模式, 建立了一套系统的估算钴治疗机机房周围环境辐射水平的模式。

1 钴治疗机机房周围环境辐射水平估算模式的建立

对于钴治疗机机房周围环境辐射水平的估算, 主要考虑3个方面:①机房四周辐射水平的估算; ②机房房顶辐射水平的估算; ③机房迷道口辐射水平的估算。下面就这3个方面, 分别以实例的形式建立估算模式。

1.1 钴治疗机机房四周辐射水平估算模式的建立

图 1某医院钴治疗机机房的平面示意图为例, 建立钴治疗机机房四周辐射水平的估算模式。

图 1 钴治疗机房估算点位平面示意图
1.1.1 机房四周主束区内点位辐射水平的估算模式

机房四周主束区内关注点位的辐射水平, 主要考虑:①主束贯穿辐射的剂量率贡献, ②泄漏射线的剂量率贡献。点位C和F均为主束区内的特征关注点位, 以点位C为例建立估算模式。

1.1.1.1 主束贯穿辐射对关注点位的剂量率贡献

主屏蔽墙的透射系数Bpri, 由公式(1)求出:

(1)

主束对点位C的剂量率贡献Hpri, 依据公式(2)进行估算:

(2)

式(1)和(2)中, H为主屏蔽墙的厚度, cm; TVL60Co主束对混凝土的十分之一值层, cm, 具体数据见表 1[2];K60Co照射率常数, 3.135×10-7μSv·m2·h-1·Bq-1, A为源活度, Bq; d为等中心点至关注点的距离, m。

表 1 60C0射线主束对防护材料的十分之一值层(TVL)
1.1.1.2 泄漏射线对关注点位的剂量率贡献

泄漏射线的透射系数BL, 由公式(3)求出:

(3)

泄漏射线对点位C的剂量率贡献HL, 依据公式(4)进行估算:

(4)

式(3)和(4)中, TVL为60Co泄漏射线对混凝土的十分之一值层, cm, 具体数据见表 2[2]; Lf为距离机头lm处的泄漏辐射率。HKAd,代表的意义同前文。

表 2 60Co泄漏射线对普通混凝土的十分之一值层(TVLL)
1.1.2 机房四周非主束区内点位辐射水平的估算模式

机房四周非主束区内关注点位的辐射水平, 主要考虑:病人散射线的剂量率贡献,②泄露射线的剂量率贡献。点位A、B、D、E和G均为非主束区内的特征关注点位, 以点位D为例建立估算模式。

1.1.2.1 病人散射线对关注点位的剂量率贡献

病人散射线的透射系数BPS, 由公式(5)求出:

(5)

病人散射线对点位D的剂量率贡献Hsca, 依据公式(6)进行估算:

(6)

式(5)和(6)中, h为次屏蔽墙的厚度, cm; θ为射线对屏蔽墙的人射角; TVLS60Co病人散射线对混凝土的十分之一值层, cm; α为以不同角度散射时的散射系数; F为病人治疗位置的射野面积, cm2dsca为靶点至病人的距离, m, 取值为1;400是以射野面积20cm×20cm为标准进行标准化的散射系数。KAd代表的意义同前文。

1.1.2.2 泄漏射线对关注点位的剂量率贡献

泄漏射线的透射系数BL, 由公式(7)求出:

(7)

泄漏射线对点位D的剂量率贡献HL, 依据公式(4)HL=进行估算。式中符号hθTVLLLfKAd, 代表的意义同前文。

1.2 钴治疗机机房房顶辐射水平估算模式的建立

图 2某医院钴治疗机机房的剖面示意图为例, 建立钴治疗机机房房顶辐射水平的估算模式。

图 2 钴治疗机房估算点位剖面示意图
1.2.1 房顶主束区内点位辐射水平的估算模式

房顶主束区内关注点位的辐射水平, 主要考虑:①主束贯穿辐射的剂量率贡献, ②泄漏射线的剂量率贡献。参照"1.1.1机房四周主束区内点位辐射水平的估算模式", 以点位Y为例建立房顶主束区内点位辐射水平的估算模式。

1.2.1.1 主束贯穿辐射对关注点位的剂量率贡献

由公式(1)求出主屏蔽墙的透射系数Bpri。依据公式(2)进行估算主束对点位Y的剂量率贡献。

1.2.1.2 泄漏射线对关注点位的剂量率贡献

由公式(3)求出泄漏射线的透射系数BL。依据公式(4)进行估算泄漏射线对点位Y的剂量率贡献HL

1.2.2 房顶非主束区内点位辐射水平的估算模式

房顶非主束区内关注点位的辐射水平, 主要考虑:①病人散射线的剂量率贡献, ②泄漏射线的剂量率贡献。参照"1.1.2机房四周非主束区内点位辐射水平的估算模式", 以点位J为例建立房顶非主束区内点位辐射水平的估算模式。

1.2.2.1 病人散射线对关注点位的剂量率贡献

由公式(5)求出病人散射线的透射系数BPS。依据公式(6)进行估算病人散射线对点位J的附加剂量率贡献。

1.2.2.2 泄漏射线对关注点位的剂量率贡献

由公式(7)求出泄漏射线的透射系数BL。依据公式(4)进行估算泄漏射线对点位J的剂量率贡献。

1.3 钴治疗机房迷道口辐射水平估算模式的建立

迷道口的辐射水平主要考虑:①主束经屏蔽墙2次散射所致的剂量率贡献, HS; ②机头泄漏射线经屏蔽墙1次散射所致的剂量率贡献, HLS; ③主束经病人和屏蔽墙的2次散射所致的剂量率贡献, HPS; ④泄漏射线贯穿迷道内墙所致的剂量率贡献, HLT图 3为对迷道口有剂量率贡献的上述四种主要成分的散射路径示意图。

图 3 对迷道口有剂量率贡献的四种成分的散射路径示意图
1.3.1 主束经屏蔽墙2次散射所致的剂量率贡献, HS

图 3所示, 主束经墙壁2次散射后可以到达迷道口, 其散射路径为机头Q→W→Z→V。主束经墙壁2次散射对迷道口的剂量率贡献估算公式(8):

(8)

式中KA代表的意义同前文; α0为屏蔽墙对主束第一次散射系数; α2为屏蔽墙对主束第二次散射系数; A0为第一次散射区面积, m2; A2为第二次散射区面积, 其值为从第一散射区域观察"迷道内口"投影到迷道外墙的截面积, m2;dh为靶点至第一散射面中心点W的距离(dQW), m; dr为第一散射面中心点W, 通过迷道内墙边缘与迷道中心线交点Z的距离(dWZ), m; dz火为Z点至迷道口V的距离(dZV), m。

1.3.2 机头泄漏射线经屏蔽墙1次散射所致的剂量率贡献, HLS

如上图所示, 泄漏射线经墙壁1次散射后可以到达迷道口, 其散射路径为机头Q→X→V。泄漏辐射经墙壁1次散射对迷道口的剂量贡献估算公式(9):

(9)

式中:KALf代表的意义同前文; α1为墙壁对泄漏射线的散射系数; A1为泄漏辐射1次散射区面积, 其值为从迷道口处向机房内可观察的屏蔽墙的截面积, m2; dLS为靶点至迷道中心线和泄漏射线散射面交点X的距离(dOX),m; dzz散射面A1, 至迷道口V的距离(dXV), m。

1.3.3 主束经病人和屏蔽墙的2次散射所致的剂量率贡献, HPS

图 3所示, 主束经病人后再经墙壁1次散射后可以到达迷道口, 其散射路径为M→O→X→V。主束经病人后再经墙壁1次散射对迷道口的剂量率估算公式(10):

(10)

式中:KAFdsacA1dzz代表的意义同前文; α (θ)为病人散射线以散射角θ进行散射时的散射因子; α1为墙壁对病人散射线的散射系数, 与α0α2代表的意义完全相同, 其代表性的参考值见表 3表 4[3, 4]; dsec为病人至迷道中心线和散射面交点X的距离(dOX),m。

表 3 0°入射以不同角度反射时墙壁的反射系数

表 4 45°入射以不同角度反射时墙壁的反射系数
1.3.4 泄漏射线贯穿迷道内墙对迷道口的剂量贡献HLT

机头泄漏射线直接贯穿迷道内墙后可以直接到达迷道口, 其辐射路径为等中心点O→V。机头泄漏射线直接贯穿迷道内墙后对迷道口的剂量率估算公式(11):

(11)

由公式(7)求出泄漏射线的透射系数BL。式中符号dL为等中心点O到迷道口V的距离(dOV), m; KALf代表的意义同前文。

2 结论

在NCRP No.151报告估算模式的基础上, 建立了钴治疗机机房周围环境辐射水平的估算模式, 该模式可以作为评价钴治疗机机房周围环境辐射水平的一种简捷方法, 具有一定的借鉴意义。

参考文献
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National Council on Radiation Protection and Measurements.NCRP REPORT No.151"Structual shielding design and evaluation for Megavoltage X-and gamma-ray radiotherapy facilities"[R].2005: 1-246.
[2]
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WiUiam P.Swanson.TECHNICAL REPORTS SERIES No.188 " Radiological safety aspects of the operation of electron linear accelerators" [P].Vienna International Atomic Energy Agency, 1979: 180-184.