与常规放疗技术相比，FLASH治疗技术在保护正常组织方面具有优势，但剂量率提升100倍以上。如果按照现有标准对机房进行屏蔽设计，将显著提升改造成本，且仍有可能无法满足标准要求，导致FLASH治疗技术无法开展。通过调研国内外标准及文献，分析了FLASH治疗技术对机房屏蔽设计带来的挑战，并着重对比了不同国家在放疗机房屏蔽设计时采用的剂量率控制标准。部分国家屏蔽设计时采用考虑实际治疗工况下的平均剂量率；我国主要采用考虑居留因子条件下的瞬时剂量率方法进行控制。如果在我国开展FLASH治疗技术，瞬时剂量率的要求将很难满足。为了提高FLASH等高剂量率放射治疗技术，在管理目标限值不变的前提下，建议考虑对现有标准进行修订，采用一定时间内的平均剂量率限值进行控制，或增加FLASH治疗条件下的控制标准。

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。

目的:探讨国内外不同辐射防护标准对质子治疗机房屏蔽设计的影响。方法:以一个多室质子中心机房为例，分别根据美国国家辐射防护与测量委员会(NCRP)151号报告、新加坡辐射防护法案、英国ACoP指南以及国家标准GBZ/T 201.5-2015规定的辐射防护限值，得到相应的屏蔽方案。比较各个机房间隔墙和机房与控制室间隔墙厚度，在保持各个机房设计尺寸不变的前提下，从机房有效使用面积、建设成本等方面讨论上述4种屏蔽方案的差异性。结果:由NCRP 151号报告计算得到的各机房墙体(A～F)厚度最薄，由国家标准计算得到的墙体厚度最厚，其中两个旋转治疗室间隔墙厚度增加了1倍以上，总的治疗室使用面积减少17.69%，总建筑材料成本增加44万元。结论:通过比较不同屏蔽标准对质子治疗机房设计的影响，发现与其他国际法规或标准相比，我国现行的质子机房辐射屏蔽标准远高于其他国家，这会显著增加机房的屏蔽墙厚度，对国内的质子治疗技术的发展及将来升级到超高剂量率治疗模式都有一定影响。建议参考质子治疗技术相对成熟的国家标准和经验，适当放宽瞬时剂量率限值条件，增加更能反映现实治疗工况的时间平均剂量率(time averaged dose rate，TADR)限值条件，以更好地实现机房屏蔽设计的最优化原则。

目的 探讨使用不同方法测定环境地表γ辐射剂量率的监测结果.方法 选取5个环境监测点位,2个监督性监测点位,对其2010-2014五年间γ辐射剂量率自动连续监测γ辐射剂量率瞬时监测与γ辐射累积剂量监测结果三者进行了比对分析.结果 分析表明对同一点位γ辐射剂量率的监测结果显示,自动监测＞累积监测＞瞬时监测.对同一点位和同一监测方法,五年标准差的范围是0.62～6.96 nSv/h,而同一点位不同监测方法,标准差范围是4.95～28.11 nSv/h.结论 本次比对工作在一定程度上证明了环境地表γ辐射剂量率测定三种方法的科学性与可比性,保证了监测数据的质量,在辐射环境监测点位优化层面也有重要意义.

目的 掌握南宁市地铁1号线车站内氡浓度水平以及γ射线辐射水平,评价其对地铁工作人员造成的辐射剂量.方法 采用闪烁瓶法和瞬时监测相结合的方法,对南宁市地铁1号线氡浓度水平和γ射线瞬时剂量率进行监测,并对数据进行分析和比较,根据联合国原子辐射效应科学委员会推荐的评价方法估算地铁工作人员受到氡及其衰变子体以及γ辐射水平造成的人均年有效照射剂量,评价其卫生学效应.结果 南宁市地铁1号线全线氡浓度水平均值为18.5 Bq/m3,地铁氡及其子体给工作人员造成的人均年有效剂量为0.133 mSv/a,地铁站地表γ射线辐射水平均值为0.097μSv/h,所造成的地铁工作人员年有效剂量0.194 mSv/a,二者造成的总剂量为0.327 mSv/a.结论 南宁市地铁1号线氡浓度水平和γ射线瞬时剂量率不会对地铁工作人员和乘客造成额外明显的受照负担.

目的 评价某γ辐照加工装置扩容后的辐射防护效果及运行安全性,保障环境辐射安全.方法 通过测量辐照装置工作场所及周围环境瞬时γ辐射剂量率、外照射累积剂量、贮源井水放射性核素含量、工作人员个人剂量等放射性指标,统计分析及核查运行系统故障率及安全保障系统的有效性等运行指标,评价该γ辐照加工装置扩容后运行的辐射防护效果和运行安全效果.结果 结果表明,扩容后辐照装置工作场所及周围环境瞬时γ辐射剂量率为0.042～0.55μGy·h-1,γ外照射年累积剂量水平在0.07～0.97 mSv之间,贮源井水中60Co活度浓度未检出,工作人员年个人有效剂量在0.079～1.58 mSv·a-1,工艺系统运行故障率保持在0.5％～1.0％的水平,所有安全保障设施正常有效.结论 该设施扩容后辐射屏蔽设施防护水平可以满足国家相关标准要求,公众人员和辐射工作人员年有效剂量满足低于1mSv·a-1和20 mSv·a-1的限值要求.

目的 研究岭澳核电站运营后大亚湾核电基地6台机组气态流出物排放对周围陆地环境辐射水平的影响.方法 利用热释光剂量计(TLD)监测广东大亚湾核电基地外围环境辐射水平,在大亚湾核电周围陆地环境布设25个TLD监测点,每3个月左右回收热释光剂量计并测量,长期观测核电周围环境辐射水平变化.结果 2011-2020年大亚湾核电基地外围环境用热释光剂量计测量得到的γ辐射剂量率年均值范围为76.7～207.1 nGy/h、均值为(123.3±5.7)nGy/h,年均值变化相对偏差范围为2％～12％,TLD监测结果、剂量率瞬时测量结果与20世纪国家环保总局组织的调查结果、核电运营前的本底水平一致.结论 不同TLD监测点环境天然辐射水平差异较大,核电站周围50 km范围内的总体环境γ辐射水平没有变化,核电运行气态流出物的释放未对外围环境辐射水平产生累积影响.

目的 探讨质子回旋加速器治疗装备研发调试厂房在不同调试阶段的辐射屏蔽优化方案.方法 根据不同调试阶段的最大源项,采用经验公式估算调试厂房屏蔽体外关注点的瞬时剂量率,对调试厂房各调试阶段的屏蔽进行优化.结果 回旋加速器调试阶段在墙3和墙4内分别设置1.0 m、1.0 m的移动混凝土屏蔽块,束流输运线调试阶段在墙4和墙5内分别设置1.0 m、1.25 m移动混凝土屏蔽块,模拟治疗室调试阶段在墙9外设置1.0 m、屋顶设置0.4 m的移动混凝土屏蔽块,屏蔽体外关注点的剂量率可满足相关剂量率控制限值的要求.结论 移动混凝土屏蔽块的设置在满足屏蔽效果的同时也考虑了经济性及厂房空间要求,符合防护最优化原则;可作为高能粒子加速器类研发或类似科研项目辐射屏蔽优化的一种解决方案.