中华放射医学与防护杂志  2021, Vol. 41 Issue (7): 529-533   PDF    
中外近距离治疗机房辐射屏蔽设计标准应用比对
于浪1 , 杨波1 , 孙显松1 , 冯泽臣2 , 邱杰1     
1. 北京市放射治疗质量控制中心 中国医学科学院北京协和医院放疗科 100730;
2. 北京市疾病预防控制中心放射卫生防护所 100013
[摘要] 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=3.7×1010 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。
[关键词] 后装机    192Ir放射源    屏蔽设计    瞬时剂量当量率    标准    
Comparison of Chinese and international radiation shielding standards in application for after loading bunker shielding design
Yu Lang1 , Yang Bo1 , Sun Xiansong1 , Feng Zechen2 , Qiu Jie1     
1. Department of Radiation Oncology, Beijing Center for Radiotherapy Quality Control, Chinese Academy of Medical Sciences (CAMS) and Peking Union Medical College Hospital (PUMCH), Beijing 100730, China;
2. Institute of Radiological Protection, Beijing Centers for Disease Prevention and Control, Beijing 100013, China
[Abstract] Objective To compare the calculation result and analyzes the reasons for their differences so as to provide reference for the revision and improvement of the current national standards on radiation shielding design for the room of brachytherapy. Methods For the initial activity 10 Ci (1 Ci=3.7×1010 Bq) of radioactive sources, the shielding schemes of brachytherapy room were designed in accordance with UK Institnte of Physics and Engineering in Medicine(IPEM) Report 75, USA NCRP Report 151 and the national standard GBZ/T 201.3-2014, respectively. The differences in shielding limits, occupancy factors and other relevant factors are compared in detail. Results The annual exposure time in a typical brachytherpy room was about 330 h. The point-specific concrete thickness were 70, 65, 61, 70, 50 cm as required by NCRP Report 151, 41, 43, 30, 40, 39 cm by IREM regulations and 84, 79, 46, 88, 39 cm by GBZ/T 201.3, respectively. The concerned concrete shielding thickness calculated under the GBZ/T 201.3-2014 was generally thicker, with lesser difference from NCRP Report 151 result, whereas that from the IPEM75 report was thinnest. The equivalent lead shielding thicknesses of the protective doors calculated using the three method are 1.170, 0.854 and 1.040 cm, respectively. Conclusions The shielding thickness calculated using the calculation method and evaluation index recommended by the current Chinese shielding standards for brachytherapy bunker is similar to that reported in NCRP151, but is conservative. In particular, the evaluation index of instantaneous dose equivalent rate required by the current national standards and the relative conservative value of occupancy factor will significantly increase the shielding thickness required by the main shielding area.
[Key words] Afterloader    192Ir source    Shielding Design    Instantaneous dose-equivalent rate    Standard    

放射治疗按照射方式可分为以医用电子直线加速器为主的外照射(远距离治疗)和以后装机治疗为代表的内照射(近距离治疗)。近距离治疗常用的放射源主要有60Co、137Cs和192Ir。随着设备发展及技术的进步,近距离治疗从传统的低剂量率治疗发展为以192Ir放射源为代表的高剂量率(HDR)治疗,特别是在宫颈癌疾病治疗中作用显著,且不可替代[1]。HDR 192Ir放射源初始活度一般为10 Ci(1 Ci=3.7×1010 Bq),属Ⅲ类源,按要求放射源储存及使用场所须保障职业人员和公众所受照射低于可以接受的安全水平[2]。因此,国内外相关部门及组织,如美国辐射防护委员会(NCRP);英国医学物理与工程研究所(IPEM)发布的报告[3-4],提供了指导X射线和γ射线放射治疗设备机房屏蔽的相关建议和技术信息。我国自2007年开始,也陆续公布了GBZ/T 201系列国家标准[5],分别规定了电子直线加速器[6]、γ射线源[7]、锎(252Cf)中子后装[8]、质子加速器[9]放射治疗机房辐射屏蔽的剂量参考控制水平、一般屏蔽要求和辐射屏蔽计算与评价方法,是目前相关放射治疗项目职业病危害评价的主要依据,对保障我国放射治疗行业的安全有序发展发挥了重要作用。虽然上述国内外标准所介绍的屏蔽计算与评价方法大体一致,但是各自采用的参数及因子(如放射源空气比释动能常数、各屏蔽材料的什值层,不同入射角度的散射因子等)略有不同,对于工作量化以及剂量限值也有差异,使得即使对于使用相同放射源的后装机房,满足标准要求的屏蔽厚度也不尽相同。本研究以高剂量率192Ir放射源后装机房为例,按照IPEM75[3]、NCRP151[4]及GBZ/T201.3-2014[7]机房屏蔽标准,结合典型近距离治疗工作负荷,计算机房防护设计厚度的差别并进行分析,为后装机房建设及修订和完善现行国家标准提供参考。

材料与方法 1、机房尺寸及屏蔽材料

按照GBZ/T201.3-2014国家标准要求,后装机房面积不小于20 m2,应设有迷路。对于可以移动后装机,应标识出设备在机房内的位置及放射源可到达的区域(或者将治疗床中心作为计算基准点),并通过强制手段确保后装机在该区域内使用,避免改变机位导致屏蔽体外围剂量超限。典型的双治疗室后装机房如图 1所示。通常屏蔽材料采用普通混凝土(密度2.35 g/cm3),入口门采用铅屏蔽。

图 1 典型的双治疗室后装机房示意图 Figure 1 Schematic diagram of a typical double afterloading treatment room

2、放射源性能参数和后装机工作负荷

192Ir半衰期约为74 d,γ射线平均能量约为380 keV,按照标准,考虑源运行时近似点源(各向同性)同时为保守计算应忽略人体对射线的衰减及散射。后装治疗主要应用于妇科肿瘤以及少数直肠、食管、气管、乳腺等部位病变,根据处方、治疗范围及源活度等不同,单次治疗时间为5~30 min,每周治疗约80人次,年工作负荷估值为330 h。

3、屏蔽计算参数

放射源裸源无固定照射方向因此机房墙体均应作为主屏蔽墙进行评价,核算屏蔽厚度主要取决于关注点与放射源的距离、墙外及入口门处的人员居留因子。固定放射源使用区域后, 按照治疗床中心位置可到达墙体的最近位置处进行核算,各关注点位应距离表面30 cm。放射源及屏蔽材料的计算参数采用不同报告的推荐值,见表 1

表 1 治疗室后装机房不同标准192Ir放射源参考空气比释动能率(RAKR)及不同材料的什值层(TVLs)参数 Table 1 RAKR for 192Ir and TVLs for materials recommended in different standards

4、屏蔽效果评价指标

为了对比不同国家后装机房辐射防护要求上的差异,本研究按照美国NCRP151号报告[3]英国IPEM75号报告[4]和我国GBZ/T 201.3-2014国家标准[4]计算了各关注点所需的混凝土屏蔽厚度。不同标准对各关注点居留因子取值及评价指标见表 2。除周剂量控制目标值(P)外,各标准还使用瞬时剂量当量率(IDR)、表示考虑摆位时间后的平均剂量当量率(Rh)以及平均剂量率限值(TADR)作为评价指标。

表 2 各标准相应的治疗室后装机房各关注点位的屏蔽计算参数 Table 2 Shielding calculation parameters for each concerned point and evaluation indexes in different standards

5、屏蔽厚度计算方法

除屏蔽效果评价指标及驻留因子取值不同外,上述3种标准推荐的屏蔽厚度计算方法大致相同。后装治疗机机房屏蔽主要考虑墙体屏蔽及入口门处散射线屏蔽。使用IPEM 75号报告计算所需屏蔽厚度,可先参照报告推荐的方法利用周剂量控制目标值计算各关注点所需的屏蔽厚度。周照射时长为T,在距离源dp(m)的屏蔽体外30 cm处未经衰减年剂量Dp为:

$ {D_{\rm{p}}} = {\rm{RAKR}} \times A \times {T_{total}}/d_{\rm{p}}^2 $ (1)

式中,RAKR为参考空气比释动能率;A为放射源活度;Ttotal为年工作负荷,h;dp为关注点与放射源的距离,m。所需屏蔽透射因子B可根据约束剂量Dacc按下式计算:

$ B = {D_{{\rm{acc}}}}/{D_p} $ (2)

各感兴趣点的居留因子可从表 2中获得,透射因子用于屏蔽计算可减小对应点位所需屏蔽厚度。

屏蔽体厚度(ds) 及达到该屏蔽效果所需什值层(TVLe)数量(n)根据下式计算:

$ n = {\log _{10}}\left( {1/B} \right) $ (3)
$ {d_s} = n \times {\rm{TVLe}} $ (4)

迷路入口/防护门外30 cm处的屏蔽计算需要考虑迷路墙体散射。后装治疗室迷路入口处的示意图见图 2

注:a.迷路入口可以看到末端墙宽度;d1.放射源到散射面中心距离;d2.散射面中心至迷路入口距离 图 2 迷路入口处用于剂量计算的散射区域及距离示意图 Figure 2 Scatter areas and distances for the calculation of the dose at the maze entrance

迷路入口门处的剂量率DRd需根据照射时长、居留因子并进行散射系数修正,计算公式如下:

$ {\rm{D}}{{\rm{R}}_d} = \left( {A \times {\rm{RAKR}} \times \mathop \alpha \limits^′ \times {\rm{AR}}} \right)/\left( {d_1^2 \times d_2^2} \right) $ (5)

式中,${\mathop \alpha \limits^′ }$为核素相应入射角的散射系数;AR为从迷路入口可以看到末端墙上的辐射区域面积, m2

本研究对各因子取值及屏蔽体厚度差异进行比较和讨论。

结果

分别计算满足周剂量限值以及瞬时剂量率或平均剂量当量率时的屏蔽厚度,取较大者作为各点位所需的混凝土屏蔽厚度。按照NCRP151报告、IPEM75报告和GBZ/T 201.3-2014国家标准计算得到的各关注点位所需的混凝土厚度,见表 3。整体上来说,IREM75屏蔽方案的所需混凝土厚度最小,NCRP151屏蔽方案所需的混凝土厚度次之,GBZ/T 201.3-2014屏蔽方案所需的混凝土厚度最大。GBZ/T 201.3-2014屏蔽方案的最大厚度为88 cm,出现在相邻控制室。与NCRP151相比主要差异在候诊区。而与二者相比,IREM75的屏蔽方案除室顶外,其余各关注点所需混凝土厚度均显著降低,差值小于混凝土的1个半值层厚度(10 cm),且在候诊区出现屏蔽厚度最低值30 cm。

表 3 使用不同标准的评价指标得到的不同关注点位所需的混凝土屏蔽厚度(cm) Table 3 Thickness of concrete required for each concerned point calculated with different methods and evaluation indexes recommended in different standards (cm)

入口门处保守取经1次墙体散射后的辐射剂量,其中由IREM75号报告(图 10.3)查出45°入射时30°的散射系数。按照NCRP151报告、IPEM75报告和GBZ/T 201.3-2014国家标准计算得到的入口门处的铅门厚度计算结果分别为1.170、0.854和1.040 cm。

讨论

本研究分别按照NCRP151报告、IREM75报告和GBZ/T 201国标,计算了1个示例机房不同关注点所需的混凝土厚度。在按照3个标准的计算过程中,后装机房各评价点位、工作负荷计算方法保持一致,但是192Ir放射源的参考空气比释动能率(RAKR)取值不同,居留因子、混凝土什值层不尽相同,各标准设定的评价指标也有差异。从计算得到的屏蔽结果看,评价指标的不同对屏蔽结果有显著影响。GBZ/T201.3-2014中对后装机房的辐射屏蔽还涉及天空散射和侧散射,国外的一些报告中对此很少考虑。NCRP151报告、IPEM75报告和GBZ/T 201.3国标推荐的公众和职业人员的周剂量控制目标值分别为20和100 μSv/周、6和20 μSv/周、5和100 μSv/周。相比于IPEM75报告,我国现行国标推荐的公众的周剂量控制目标值较为保守,导致计算的屏蔽体增加至少2个半值层厚度。即使与NCRP151报告相比,屏蔽厚度平均增加5 cm。IPEM75号报告对于剂量限值及居留因子取值与另外两者差别较大,计算厚度相对较薄,但是ICRP 97号出版物[10]中所述典型的后装机房厚度为35 cm,与IPEM75号报告方法计算结果接近。

此外,NCRP151报告和IPEM75号报告主要使用时间平均的剂量率作为评价指标,而GBZ/T 201.3-2014现行国家标准使用瞬时剂量当量率作为评价指标。由于GBZ/T 201.3-2014限制瞬时剂量当量率,使得除无人居留室顶外余屏蔽体厚度增加1倍以上。虽然使用瞬时剂量当量率作为评价指标可以提高现场检测效率,但在近距离治疗临床实践中,由于需要进行施源器的置入、后装机连接、计划调用等操作,实际放射源出源时间占比较小。另外,放射源大部分时间处于屏蔽状态,瞬时剂量当量率会远低于按周剂量限值进行推导的理论瞬时剂量当量率值。

对于不同区域居留因子的取值,国家标准中多数点位取1或0.5,而国外报告中不同关注位置所采用的居留因子更符合实际。所以,通过改变居留因子取值可显著降低关注点所需屏蔽体厚度。合理的屏蔽设计可以降低建设项目成本,在满足个人剂量限值的条件下遵从防护最优化原则,保持在可合理达到的尽可能低的水平(as low as reasonably achievable,ALARA)。对于后装机房,放射源使用区域对各关注点的辐射水平影响较大,GBZ/T201.3-2014中附录F所列举的放射源计算位置为两个,不同位置可能引起最大辐射值不同,而IPEM75是以治疗床中心为放射源所在点进行计算,结果更加符合实际。

对于入口门处的屏蔽核算各标准中差异主要来自射束构成、射线能量以及散射因子取值。本研究以最常见的“L”形迷路为例,不考虑放射源的初级辐射,仅计算经过1次墙体散射贡献。Pujades等[11]基于NCRP151号报告的计算方法对不同构造的机房入口门处的剂量率进行了蒙特卡罗模拟计算,他们将入口门处的辐射分为穿射部分、正对入口处的墙体散射部分以及其余墙体散射部分,他们的结论对于192Ir放射源入口门处为低能散射,实际所需铅的半价层及什值层仅为理论值的0.2。因此,本研究实例的屏蔽门厚度计算结果过于保守。

综上所述,对于后装机房的屏蔽设计,与国外标准相比,现行卫生标准仍需在计算方法、因子取值以及结合实践方面进行完善,为促进高效、经济、实用的后装屏蔽核算方法提供依据。

利益冲突  全体作者无利益冲突,进行该研究未接受任何不正当职务及财务获益,并对本研究的独立性和科学性予以保证

志谢 本研究受2019年北京协和医院青年基金(PUMCH201910569)赞助

作者贡献声明  于浪负责机房屏蔽厚度的计算和论文的撰写;杨波和孙显松负责资料的收集;冯泽臣负责屏蔽厚度计算结果的审核;邱杰负责研究设计和论文修改

参考文献
[1]
Haie-Meder C, Pötter R, Van Limbergen E, et al. Recommendations from Gynaecological (GYN) GEC-ESTRO Working Group (I): concepts and terms in 3D image based 3D treatment planning in cervix cancer brachytherapy with emphasis on MRI assessment of GTV and CTV[J]. Radiother Oncol, 2005, 74(3): 235-245. DOI:10.1016/j.radonc.2004.12.015
[2]
International Atomic Energy Agency. IAEA safety reports series No. 47. Radiation protection in the design of radiotherapy facilities[R]. Vienna: IAEA, 2006.
[3]
National Commission on Radiation Protection. NCRP Report No. 151. Structural shielding design and evaluation for megavoltage X- and Gamma-ray radiotherapy facilities[R]. Bethesda: NCRP, 2005.
[4]
Institute of Physics and Engineering in Medicine. IPEM Report No. 75. Design and shielding of radiotherapy treatment facilities[R]. London: IPEM, 2017
[5]
卫生部. GBZ/T 201.1-2007放射治疗机房辐射屏蔽规范. 第1部分: 一般原则[S]. 北京: 中国标准出版社, 2007.
Ministry of Health of the People's Republic of China. GBZ/T 201.1-2007 Radiation shielding requirements in room of radiotherapy installations. Part 1: general principle[S]. Beijing: Standards Press of China, 2007.
[6]
卫生部. GBZ/T 201.2-2011放射治疗机房辐射屏蔽规范. 第2部分: 电子直线加速器放射治疗机房[S]. 北京: 中国标准出版社, 2011.
Ministry of Health of the People's Republic of China. GBZ/T 201.2-2011 Radiation shielding requirements for radiotherapy room-Part 2: radiotherapy room of electron linear accelerators[S]. Beijing: Standards Press of China, 2011
[7]
国家卫生和计划生育委员会. GBZ/T 201.3-2014放射治疗机房辐射屏蔽规范. 第3部分: γ射线源放射治疗机房[S]. 北京: 中国标准出版社, 2014.
National Health and Family Planning Commission. GBZ/T 201.3-2014 Radiation shielding requirements for radiotherapy room-Part 3: Radiotherapy room of γ-ray sources[S]. Beijing: Standards Press of China, 2014.
[8]
国家卫生和计划生育委员会. GBZ/T 201.4-2015放射治疗机房辐射屏蔽规范. 第4部分: 锎-252中子后装放射治疗机房[S]. 北京: 中国标准出版社, 2015.
National Health and Family Planning Commission. GBZ/T 201.4-2015 Radiation shielding requirements for radiotherapy room-Part 4: radiotherapy room of 252Cf neutron afterloading[S]. Beijing: Standards Press of China, 2015.
[9]
国家卫生和计划生育委员会. GBZ/T 201.5-2015放射治疗机房辐射屏蔽规范第5部分: 质子加速器放射治疗机房[S]. 北京: 中国标准出版社, 2015.
National Health and Family Planning Commission. GBZ/T 201.5-2015 Radiation shielding requirements for radiotherapy room-Part 5: Radiotherapy room of proton accelerators[S]. Beijing: Standards Press of China, 2015.
[10]
Valentin J. Prevention of high-dose-rate brachytherapy accidents. ICRP Publication 97[J]. Ann ICRP, 2005, 35(2): 1-51. DOI:10.1016/j.icrp.2005.05.002
[11]
Pujades MC, Granero D, Vijande J, et al. Air-kerma evaluation at the maze entrance of HDR brachytherapy facilities[J]. J Radiol Prot, 2014, 34(4): 741-753. DOI:10.1088/0952-4746/34/4/741