伽玛能谱分析全流程比对秦伟豪 叶政霖 拓飞 杨宝路 李则书 孔淑颖 周强
中华放射医学与防护杂志2026年 46卷 06期
DOI: 10.3760/cma.j.cn112271-20251128-00416
目的
为检验参比实验室γ能谱测量分析全流程的技术能力,探索性地组织开展了由参比实验室自主采样和制样的γ能谱分析比对。
方法
为保证样品具有一定的放射性核素含量,选取广东阳江高本底地区为采样现场。根据卫生系统γ能谱实验室检测能力,组织9家实验室人员赴现场自主采样,并进行γ能谱测量分析。选取3家既往γ能谱比对结果良好的实验室,以分组交叉定值的方式进行样品定值,定值过程由统一的土壤标准样品参与完成。采用国标中推荐的En值评判方法判定各家结果是否合格。
结果
9家参比实验室上报了36个核素检测结果,3家定值实验室完成定值,从定值结果来看,检出的226Ra、137Cs、232Th、40K的比活度范围分别为72~103、1.04~2.33、201~490和122~175 Bq/kg,比对中纠正了相关技术问题,各家结果最终均达到了合格。
结论
本次比对检验了更多γ能谱分析环节,发现天然放射性核素可能存在的相互影响,以及低活度核素测量的分析干扰等问题,并进行了及时的提醒和纠正,提升了相应方面的检测能力,达到了开展比对的目的。
快速布拉格峰探测器的应用与分析李明生 马向捷 袁继龙 刘辉
中华放射医学与防护杂志2026年 46卷 06期
DOI: 10.3760/cma.j.cn112271-20250721-00258
目的
验证国内首台质子重离子射程质量控制检测设备(快速布拉格峰探测器)的可行性及质子束流射程测量结果的精确度。
方法
采用该快速布拉格峰探测器,分别在标准模式与精细模式下测量质子束流射程;参照探测器工作原理,利用Geant4程序构建对应物理模型,通过模拟不同层厚下的布拉格峰位置及射程数据,分析探测器测量结果的精确度。
结果
快速布拉格峰探测器在两种模式下均完成3挡能量质子的射程测量;Geant4模拟覆盖17挡质子能量,其中1 mm层厚下射程最大偏差为0.48 mm,0.25 mm层厚下最大偏差为0.14 mm。
结论
快速布拉格峰探测器的测量精确度满足相关标准中"射程偏差在±1 mm范围内"的要求,可用于质子重离子加速器的验收检测与常规质量控制;该设备填补了国内质子重离子质量控制检测领域的技术空白,满足了相关机构对国产化同类设备的需求。
三种剂量率仪对X射线FLASH放疗机房外散漏射线的测量结果比较分析张雨 吴岱 袁继龙 马向捷 赵俏俏 何志坚 羊奕伟 王建新 程金生 刘辉 等
中华放射医学与防护杂志2026年 46卷 06期
DOI: 10.3760/cma.j.cn112271-20250728-00271
目的
通过对3种常见的剂量率仪(451P型、AT1123型、6150AD b/H型)在X射线FLASH放疗(XFLASH-RT)设备机房外测量得到的周围剂量当量率与理论计算值的比较与分析,为XFLASH-RT设备周围剂量当量率测量设备的选择和测量条件提供依据。
方法
采用固体水模体模拟患者,设置3种参考点剂量率(6、100、150 Gy/s)和对应出束时间。根据辐射源项参数和机房屏蔽结构,依据GBZ/T 201.2-2011标准中的公式,计算西屏蔽墙外(距离机头最近)关注点的周围剂量当量率作为计算值。采用3种剂量率仪测量同一关注点的周围剂量当量率,将测量值与计算值进行比较,分析测量结果与计算值的偏差特性。
结果
451P型和6150AD b/H型剂量率仪在各参考点剂量率条件下测量值均显著低于计算值:在参考点剂量率6 Gy/s时相对偏差分别大于-82.87%、-74.74%,在100 Gy/s时相对偏差分别大于-79.72%、-61.87%,在150 Gy/s时相对偏差分别大于-84.90%、-76.37%。AT1123型剂量率仪在参考点剂量率6 Gy/s时均未获有效测量结果;在100 Gy/s时其测量值随出束时间增加而增大,出束时间为240 ms时测量值与计算值基本一致;在150 Gy/s时其测量值随出束时间增加而增大,出束时间为160 ms时相对偏差为-17.51%。插值分析表明,AT1123达到计算值90%所对应的出束时间分别为170和202 ms。
结论
451P型、6150AD b/H型剂量率仪因响应时间较长,不建议用于本研究机房外周围剂量当量率的测量;AT1123型剂量率仪在一定条件下能较正确反映机房外周围剂量当量率,后续需结合具体脉冲时间结构与剂量率水平再分析使用。同时,有必要根据XFLASH-RT的特点,研发针对XFLASH-RT超高剂量率的辐射防护监测仪器。
核医学科含131I废水非接触式膜蒸馏净化处理排放方法王容海 肖德涛 李成林 何正忠
中华放射医学与防护杂志2026年 46卷 06期
DOI: 10.3760/cma.j.cn112271-20260118-00013
目的
建立一种核医学科含131I废水达标排放的方法,以解决现有槽式排放方法衰变池体积过大、储存时间过长、建设成本过高等问题。
方法
基于非接触式膜蒸馏废水处理装置的净化处理能力、医院核医学科含131I废水的日产生量和排放标准,构建按月总量排放和按10 Bq/L排放的方案,理论计算方案中工艺流程、衰变池体积,以及各环节水中含131I活度浓度等参数。
结果
非接触式膜蒸馏废水处理装置对131I的截留率在99.99%以上,且对其他非挥发性杂质具有更好的净化效果;单日含131I废水处理量达1.5 t;能将活度浓度在106量级的含131I废水处理成100 Bq/L以下的净化液,等效缩短120 d的衰变贮存时间。根据实验结果及排放标准设计的排放方案,能使含131I废水活度浓度降低至10 Bq/L以下所需的暂存时间缩短至30 d,131I月排放活度总量不超过9×106 Bq。
结论
本研究建立的含131I废水达标排放方法能有效克服现有槽式排放方法存在的不足,为我国核医学的快速发展提供可靠的技术支撑。
生活饮用水放射性指标测量不确定度评定的实践探讨丁跃华 钱爱君 杨龙飞 黄敏鹏 马伟
中华放射医学与防护杂志2026年 46卷 06期
DOI: 10.3760/cma.j.cn112271-20251018-00364
目的
通过系统分析生活饮用水中总α、总β放射性测量的不确定度来源,探讨各不确定度分量在实验室检测实践中的量化方法与改进措施,以提升实验室的整体检测能力。
方法
以某实验室参加上海市疾病预防控制中心组织的总α、总β放射性测量能力比对为例,基于数学模型分析不确定度各分量来源,包括计数率、水样的体积、水样残渣的总质量、制备样品源所称取的水样残渣质量、仪器测量标准粉末源的计数效率和放射性回收率等,比较各不确定度分量的贡献。
结果
在各不确定度分量中,计数率的贡献最大,其贡献率范围为39.2%~50.9%;其次为仪器测量标准粉末源的计数效率与放射性回收率,贡献率范围为15.6%~32.8%;水样残渣的总质量、制备样品源所称取的水样残渣质量及水样的体积贡献较小,贡献率范围为1.1%~5.3%。
结论
通过对不确定度来源进行系统分析,并构建贴合实验室实践需求的评定方法,能够显著提升不确定度评定的可操作性,进而增强实验室测量结果的可靠性与可信度。