调强放疗联合高剂量率252Cf中子后装治疗鼻咽癌的临床分析

鼻咽癌常规放疗加^252Cf后装治疗国内已有开展，但调强放疗联合高剂量率^252Cf中子后装治疗国内还少见报道。2003年3月至2004年5月笔者用该疗法对30例鼻咽癌患者进行了初步治疗，现就结果报告如下。     

252Cf裂变中子源在组织等效模体中的中子和γ辐射剂量分布的计算

目的：计算^252Cf裂变中子源的的中子和γ辐射在组织等模体内的剂量分布,为使用^252Cf裂变中子源进行中子放疗提供有用的剂量学参数。方法：建立^252Cf源和组织等效模体的三维几何计算模型,利用蒙特卡罗方法进行中子和γ辐射联合输运计算。结果：计算了两种医用^252Cf裂变中子源在水、血液、肌肉、皮肤、骨骼和肺组织等效材料构成的模体中距源不同距离点处的中子和γ辐射吸收剂量。结论：蒙特卡罗计算结果与文献数据以及使用双电离室实验测量的结果符合得较好。对^252Cf裂变中子源在5种组织材料构成的模体中中子和γ辐射的剂量分布进行了比较,使用水作为组织等效材料对^252Cf裂变中子源在在以肌肉、血液和皮肤构成的局部组织内的剂量分布进行模拟计算,可取得较可靠的结果。     

免冲洗胶片法测量后装机192Ir放射源到位精度及步进距离精度

目的 研究使用免冲洗胶片测量后装机¹⁹²Ir放射源到位精度及步进距离精度的方法。方法 使用GAFCHROMIC^® EBT³型免冲洗胶片对1台国产后装机¹⁹²Ir放射源到位精度及步进距离精度进行测量。曝光后的胶片使用EPSON PREFACTION V700 PHOTO胶片扫描仪扫描成胶片分析软件要求的图像格式,然后用SNC Patient 5.2软件中的胶片分析软件对图像进行分析。 结果 以源活性中心为基准点,该后装机使用胶片法测量的¹⁹²Ir放射源到位精度为-0.75 mm。免冲洗胶片分析方法能够分辨2个驻留点间5 mm的步进距离精度,不能够分辨2个驻留点间2.5 mm的步进距离精度;2.5 mm步进距离精度可通过测量3个连续驻留点第1点和第3点间距离是否为5 mm的方法进行间接判断。该后装机使用胶片法测量的连续9个驻留点间的5 mm步进距离无偏差;2.5 mm步进距离精度间接判断结果无偏差。使用胶片法测量的后装机¹⁹²Ir放射源到位精度符合国家标准要求。结论 免冲洗胶片方法可以用于后装机¹⁹²Ir放射源到位精度及步进距离精度的测量。     

外照射加252Cf中子腔内照射治疗食管癌的近期临床观察

外照射结合腔内照射治疗食管癌已在临床上广泛开展。自2000年12月～2002年7月，笔者采用^60Coγ射线外照射结合^252Cf中子腔内照射治疗39例食管癌，结果报道如下。     

252Cf中子后装腔内治疗26例宫颈癌的近期疗效

我院于2003年7月至2005年12月应用^252Cf中子后装机，近距离腔内放射治疗配合直线加速器远距离体外照射治疗宫颈癌26例，现报道如下。     

252Cf中子腔内配合体外照射治疗宫颈癌临床报告

^252Cf中子腔内放疗和组织间插植治疗妇科恶性肿瘤显示出中子治癌的优势，笔者自2000年12月至2004年12月，应用^252Cf中子腔内联合^60Coγ射线盆腔外照射治疗宫颈癌，探讨^252Cf中子治疗宫颈癌的疗效、并发症及影响宫颈癌预后的因素，现报告如下。     

云南芒市地区野生食用蘑菇中137Cs、40K含量及所致居民剂量估算

目的 检测可食用野生蘑菇中人工放射性核素¹³⁷Cs和天然放射性核素⁴⁰K的含量及分布特点,计算野生蘑菇中放射性核素水平及其所致剂量。方法 采集了产自云南省芒市的18类33份可食用野生蘑菇样品,用实验室低本底高纯锗（HPGe）γ谱仪分析了其中放射性核素¹³⁷Cs、⁴⁰K的含量。结果 33份样品中,仅1份样品¹³⁷Cs的含量在探测限之下,其余32份样品中均可检测出¹³⁷Cs,比活度范围值为0.45~339.58 Bq/kg（干重）,平均值25.47 Bq/kg（干重）。所有样品均检测出天然放射性核素⁴⁰K,核素比活度最小值和最大值分别为453.4、1 882.6 Bq/kg（干重）,平均值为815.1 Bq/kg（干重）。当去除只有1个样品数的蘑菇种类后,毛钉菇、美味牛肝菌、白牛肝菌、锈盖粉孢牛肝菌、香菇、茶褐牛肝菌6个种类蘑菇间¹³⁷Cs含量差异有统计学意义（F=21.13,P<0.05）,而⁴⁰K含量差异无统计学意义。结论 6类不同蘑菇中¹³⁷Cs含量不同,其中毛钉菇、香菇中人工放射性核素¹³⁷Cs含量相对较高。但食入此类蘑菇对成人所致待积有效剂量极其微小,不会影响健康。     

计算点阵网格大小对125I粒子植入剂量计算精度的影响

目的 观察 ¹²⁵I 粒子植入时,计算机治疗计划系统（TPS）软件中计算点阵网格大小对剂量计算精度的影响。方法 采用随机数字表法抽取10例粒子植入患者的验证计划,将点阵网格调整为128×128、96×96、64×64、32×32共4组,在粒子数目、位置、活度及靶区大小相同的条件下,应用TPS计算每个计划的剂量,分别得出4组D₉₀、V₉₀、V₁₀₀及V₁₅₀,并计算D₉₀的误差。结果 128×128、96×96、64×64、32×32 4组点阵网格D₉₀平均数分别为（7 178.8±2 237.7）、（7 072.7±2 240.8）、（6 889.1±2 305.5）、（6 351.0±2 515.7）cGy;D₉₀误差百分比分别为（0.74±0.6）%、（-0.89±2.2）%、（-3.85±4.7）%、（-10.46±4.8）%,组间差异有统计学意义（F=8.95,P<0.05）。4组点阵网格V₉₀分别为（93.12±0.32）%、（92.75±0.29）%、（91.87±1.28）%、（88.06±5.06）%,组间差异有统计学意义（F=7.85,P<0.05）;V₁₀₀分别为（90.21±0.14）%、（89.67±0.64）%、（88.68±1.80）%、（84.10±6.56）%,组间差异有统计学意义（F=6.64,P<0.05）;V₁₅₀分别为（73.48±3.49）%、（72.66±3.96）%、（71.33±4.83）%、（65.41±9.49）%,组间差异有统计学意义（F=3.90,P<0.05）。结论 计算点阵网格大小明显影响TPS计算剂量的准确性,在保证运算速度同时应尽量应用128×128的计算点阵网格。     

热释光剂量计测量125I粒子源植入中职业人员剂量方法研究

目的 研究用热释光剂量计(TLD)测量并计算¹²⁵I粒子源植入中职业人员器官和组织接受的吸收剂量及有效剂量方法。方法 用⁶⁰Co γ射线开展TLD稳定性等相关性能实验。用¹²⁵I粒子源照射一组TLD片,建立空气比释动能标准剂量曲线。将TLD片分别贴在粒子源植入过程中职业人员铅衣内外甲状腺等13个部位,测量平均吸收剂量,计算器官和组织的吸收剂量和有效剂量。结果 3例前列腺癌粒子源植入术中,职业人员铅衣外器官和组织吸收剂量0.02~3.80 μGy,有效剂量0.06~1.81 μSv;铅衣内最高吸收剂量2.35 μGy,有效剂量0.02 μSv,屏蔽65.9%以上γ射线。3例脑癌中,职业人员铅衣外器官和组织吸收剂量0.23~11.31 μGy,有效剂量0.88~4.07 μSv;铅衣内最高吸收剂量2.22 μGy,有效剂量0.09 μSv,屏蔽54.5%以上射线。3例肺癌中,职业人员铅衣外器官和组织吸收剂量0.03~14.78 μGy,有效剂量0.35~7.59 μSv;铅衣内最高吸收剂量4.09 μGy,有效剂量0.22 μSv,屏蔽58.4%以上射线。2例纵隔癌中,职业人员铅衣外器官和组织的吸收剂量为0.06~74.91 μGy,有效剂量0.83~17.96 μSv;铅衣内最高吸收剂量10.29 μGy,有效剂量0.50 μSv,屏蔽85%以上射线。1例卵巢癌中,职业人员铅衣外器官和组织吸收剂量0.09~14.29 μGy,有效剂量2.40~4.50 μSv;铅衣内最高吸收剂量7.77 μGy,有效剂量0.12 μSv,屏蔽33.4%以上射线。植入1例眼睛癌中,职业人员铅衣外器官和组织吸收剂量为2.20~39.84 μGy,有效剂量4.48~10.06 μSv;铅衣内最高吸收剂量5.19 μGy,有效剂量0.16 μSv,屏蔽54.6%以上射线。结论 用TLD监测粒子源植入中职业人员剂量的方法简单易行,是保护近距离植入粒子源治疗中医务人员健康的有效措施。     

ICP-MS法分析尿中总铀和235U/238U比值及其不确定度评价

目的 建立电感耦合等离子体质谱（ICP-MS）快速测量尿中总铀含量和²³⁵U/²³⁸U比值的方法,并进行不确定度评价。方法 尿样经浓HNO₃和H₂O₂处理后,一部分定容直接进入ICP-MS测定总铀含量;一部分经磷酸三丁酯（TBP）萃淋树脂分离富集铀,采用ICP-MS测定其中²³⁵U/²³⁸U比值。以人尿样为例,通过样品前处理、测量、标准曲线计算,建立数学模型分析总铀及²³⁵U/²³⁸U比值的不确定度来源,进行不确定度合成。结果 该方法分析尿中总铀加标回收率为98.4%~102.4%,方法检出限为0.002 μg/L。经过不确定度评价,尿样中总铀含量的相对扩展不确定度为 0.26（k=2）;²³⁵U/²³⁸U比值的相对扩展不确定度为0.001 1（k=2）。结论 该方法加标回收率高,检出限低,精密度较好,能够实现尿中总铀的定量和²³⁵U/²³⁸U比值的快速分析,适用于放射职业照射或核应急的公众照射中尿铀及²³⁵U/²³⁸U比值的分析;尿中总铀及²³⁵U/²³⁸U比值不确定度评定结果准确可靠。     

252Cf腔内照射治疗食管癌疗效与病变外侵程度的相关性

目的 观察252Cf中子射线内照射治疗食管癌的疗效与食管肿瘤外侵程度及病变长度的关系及对患者预后的影响.方法 对32例食管癌患者进行外照射加252 Cf腔内照射治疗,常规外照射38 Gy/19次(2 Gy/次,1次/日,5次/周)后,开始内外照射同期进行,内照射4 Gy/次,1次/周,共12 Gy/3次,外照射总量为50 Gy.结果 病变长度≤5 cm患者1、3、5年局部控制率及生存率明显高于＞5 cm患者,分别为93.75％、76.70％、65.75％和93.75％、56.25％、43.75％(x2 =7.01,P＜0.05);60.94％、27.08％、27.08％和75.00％、18.75％、12.50％(x2=5.96,P＜0.05).最大浸润深度≤1.5 cm患者1、3、5年局部控制率及生存率明显高于最大浸润深度＞1.5 cm患者,分别为92.31％、73.85％、61.54％和92.31％、61.54％、46.15％(x2=3.87,P＜ 0.05);67.67％、35.45％、35.45％和73.68％、21.05％、15.79％(x2=6.24,P＜0.05).病变长度≤5 cm且浸润深度≤2.0 cm患者与病变长度＞5 cm且浸润深度＞2.0 cm患者比较,局部控制率和生存率差异有统计学意义(x2=10.09、7.97,P＜0.05).结论 食管癌病变长度≤5 cm,CT最大外侵≤1.5 cm,可能是252 Cf中子射线腔内照射的最好适应证.而当病变长度≤5 cm且肿瘤最大浸润深度≤2 cm时也可作为252 Cf中子射线腔内照射的较佳选择.     

252Cf中子照射中国参考人模体24Na比活度的实验研究

目的 研究裂变中子谱照射中国参考人单位中子注量在血液中产生的24Na比活度AB/φ,并分析实验场所地板、墙壁和天花板等的散射中子对测量结果的影响.方法 利用强度约3×108中子/s的252Cf中子源对中国参考人模体进行照射.模体躯干尺寸按中国参考人制作,外壳由4 mm有机玻璃制成,内有人体组织当量液,主要元素的重量比为H∶N∶O∶C=10.6∶2.5∶63.2∶23.7,密度1.007g/cm3(20℃).中子源到模体长轴的照射距离d(m)分别为1.1、2.1、3.1和4.1.中子源和模体的剑突部位离地面1.6 m.结果 单位中子注量照射在模体内产生的24Na平均比活度与照射距离有关,根据实验结果推导出的AB/Φ的最大值(AB/ΦM)约为1.85×10-7Bq·cm2·g-1.结论 AB/ΦM相当于252Cf中子谱平行射线照射的情况,这一数据比文献报道的BOMAB模体的实验结果大3%.实验表明,在照射场所的地面、墙壁散射中子对24Na比活度有显著的贡献,但对入射中子的剂量贡献却相对较小.因此,在实际的中子照射事故中,利用血液24Na比活度估算受照者的中子剂量时,事故场所散射中子的贡献将导致过高估计中子剂量,需要进行修正.

Abstract：

Objective To investigate the specific activity of 24Na per unit neutron fluence,AB/Φ,in blood produced for Chinese reference man irratiaded by 252Cf neutron source,and to analyze the effects of scattering neutrons from ground,wall,and ceiling in irradiation site on it.MethodsA 252Cf neutron source of 3 × 108 n/s and the anthropomorphic phantom were used for experiments.The phantom was made from 4 mm thick of outer covering by perspex and the liquid tissue-equivalent substitute in it.The data of phantom dimensions fit into Chinese reference man.The weight ratios of H,N,O and C in substitute equal from source to long axis of phantom were 1.1,2.1,3.1 and 4.1 m,respectively.Both the neutron source and the position of xiphisternum of the phantom were 1.6 m above the floor.ResultsThe average specific activity of 24Na per unit neutron fluence was related to the irradiation-distances,d,and its The AB/ΦM corresponds to that of phantom irradiated by plane-parallel beams,and the value is about more 3% than that by BOMAB phantom reported in literature.It has shown that floor-( wall-)scattered neutrons in irradiation site have significant contribution to the specific activity of 24Na ,but they contributed relatively little to the induced neutron doses.Consequently,using the specific activity of 24 Na for assessing accidental neutron doses received by an individual,the contribution of scattered neutrons in accident site will lead dose to be overestimated,and need to be correct.     

后装治疗源192 Ir空气比释动能强度检测 与评价

目的 研究用井型电离室测量后装192Ir源空气比释动能强度的方法.方法 用CDX-2000A静电计和HDR 1000井型电离室,现场检测30台后装192Ir源空气比释动能强度,根据源外观活度与空气比释动能强度转换系数,计算源外观活度.用实测源活度与厂家给出的初始源活度比较,相对偏差应在±5%内符合要求.结果 对所有检测的30台后装192Ir源活度与厂家初始源活度比较,相对偏差在-0.1%～4.4%范围内.结论 井型电离室测量法简便,准确度高,在医院可用于质量控制检测.

Abstract：

Objective To study the method of measuring air kerma strength of afterloading units with 192Ir source by using well type ionization chamber.MethodsThe air kerma strength of 30 afterloading units with 192Ir source was measured using 2000A electrometer and 1000 plus well type ionization chamber,and apparent activity of the source was calculated with the air kerma strength and apparent activity conversion factor.The measured activity of the source was compared with the original value of the source provided by the manufacturer,and the relevant deviation should be within ± 5%.Results Theair kerma strength of afterloding units with 192Ir sources was tested.The relevant deviation of the measured activity and the original value was within -0.1%-4.4%.Conclusions The measurement method with a well type ionization chamber is convenient and highly accurate which can be used for the test of quality control in hospitals.     

镅-铍中子源事故受照人员的医学观察

本文报告一起镅-铍中子源事故和受照人员的医学观察结果。1982年4月,广东某地一名17岁青年将一个120毫居里(444×10⁷Bq)镅-铍中子源带回家,致使10人受到照射和环境污染。外照射剂量最大者121×10^-3Gy,尿镅测定最高者达2.8dpm／24小时尿。部分受照者事故后早期有乏力、头晕等症状。事故后1.5年医学观察,一般健康状况、血象、免疫学指标及眼晶体检查。结果表明,照射组与对照组无明显差异;而淋巴细胞染色体分析,受照组各类染色体型畸变明显高于对照组。     

蒙特卡罗方法计算后装192Ir源散射校正因子研究

目的 研究一种方便、可行地推算医用后装192Ir源空气比释动能散射校正因子的方法,便于医院用指形电离室进行活度测量的QA工作的开展.方法 用指形电离室测量有铅挡块和无铅挡块192Ir源空气比释动能,根据国际原子能机构(IAEA)1079号报告,计算192Ir源散射校正因子.用蒙特卡罗(MC)方法模拟测量条件,计算192Ir源散射校正因子,并与实验结果进行比较验证,同时模拟几种不同电离室型号和房间尺寸,计算并给出不同192Ir源散射校正因子.结果 蒙特卡罗方法模拟192Ir源散射校正因子与实验测得的散射校正因子比较,相对误差为0.8%.利用蒙卡计算得散射校正因子推算出的源活度和用井型电离室测量推算出的源活度相差2.4%.MC模拟IAEA1079号报告中的两种球形电离室计算结果与报告中给出的结果比较,相对误差范围在0.3%～0.4%.模拟5种不同型号指形电离室,不同房间尺寸,相对误差范围在3%之内.结论 用蒙卡方法模拟计算后装192Ir源散射校正因子的方法是可行的,此方法方便了医院用指形电离室进行近距离治疗QA工作的开展.

Abstract：

Objective To facilitate activity measurement by using the thimble ionization chamber in hospitals,to obtain air kerma scatter correction factor of medical afterloading of 192Ir source by developing an available and convenient calculation method.Methods According to International Atomic Energy Agency (IAEA) 1079 Report to calculate the scatter correction factor of 192 Ir source,to measure air kenna of 192Ir source with and without lead shield using thimble ionization chamber.Simulation measurement conditions were used to calculate scatter correction factor of 192Ir source and comparison was made between experimental results and literature records.At the same time,the different ionization chamber models were simulated at different room sizes to obtain scattering correction factor of 192 Ir source.ResultsComparison was made between the simulation scatter correction factors of 192Ir source and experiment by the shadow shield,and the relative deviation was 0.8%.The deviation of the 192 Ir activity calculated according to the simulated scatter correction factor and measured by well type ionization chamber was 2.4%.By comparison between the calculated results by using two kinds of spherical ionization chamber and those ones deduced by IAEA 1079 Report,the relative deviations ranged within 0.3%-0.4%.Five different types of thimble ionization chamber and different room sizes were simulated and calculated by MC simulation,with the relative deviation within 3%.Conclusions Monte Carlo simulation method for calculating afterloading 192 Ir source's scatter correction factor is feasible,and this method is convenient for use in the thimble chamber for brachytherapy QA work in the hospital.     

3H-TdR与125I-UdR掺入淋巴细胞增殖的比较

目的 比较 ³H-TdR与 ¹²⁵I-UdR掺入淋巴细胞的增殖效应。方法 用 ³H-TdR与 ¹²⁵I-UdR掺入法测定淋巴细胞和Daudi淋巴瘤细胞的增殖效应。结果 ³H-TdR和 ¹²⁵I-UdR在正常淋巴细胞中的掺入率分别为20.95%±1.06%和1.00%±0.04%,在Daudi淋巴瘤细胞中的掺入率分别为29.94%±4.10%和6.02%±0.73%。 ³H-TdR在细胞中的掺入率明显高于 ¹²⁵I-UdR;且 ³H-TdR和 ¹²⁵I-UdR在淋巴瘤细胞中的掺入率高于正常淋巴细胞。结论 就淋巴细胞而言,作为示踪剂 ¹²⁵I-UdR不能替代 ³H-TdR;但对于淋巴瘤细胞,能否代替 ³H-TdR有待于进一步研究。     

90Y树脂微球选择性内放射治疗放射防护检测与剂量评估

目的对90Y树脂微球选择性内放射治疗过程进行放射防护检测和剂量评估,为放射防护工作提供参考。方法对90Y树脂微球介入手术治疗各操作环节和患者体表的外照射水平进行检测,估算相关人员的受照剂量水平。结果90Y树脂微球分装及转运过程的剂量率水平为1.12~454μSv/h,手术操作过程为2.06~58.2μSv/h;3名患者术后0.5 h,体表5 cm和1 m处的剂量率分别为22.7~64.1和0.82~2.55μSv/h。按照每年200例患者的工作量,90Y树脂微球药物操作对工作人员年个人有效剂量贡献为0.12~1.03 mSv/年,术后患者对公众、家属及陪护志愿者的个人有效剂量贡献为0.02~0.24 mSv/年。结论在患者治疗、护理和出院过程中,工作人员、陪护志愿者和公众的照射剂量均低于(GB 18871-2002«电离辐射防护与辐射源安全基本标准»)中的剂量限值和医疗机构设定的管理目标值。