浙江部分地区室内222Rn和220Rn水平及剂量估算

目的 调查浙江省余杭区和三门县居室内²²²Rn、²²⁰Rn及其子体水平,明确其所致公众有效剂量。方法 采用固体径迹探测器测量余杭区和三门县两地居室中²²²Rn和²²⁰Rn浓度,探测器均放置于卧室或客厅,在不改变居民日常通风习惯情况下连续暴露6个月。结果 不同房屋类型室内²²²Rn和²²⁰Rn测定,均显示平房室内氡浓度最高。室内²²²Rn浓度与不同建筑年代无关(F =0.53, P >0.05),而室内²²⁰Rn浓度与不同建筑年代有相关性(F =3.56, P <0.05)。室内²²⁰Rn浓度未装修居室高于装修居室(t =2.33, P <0.05)。余杭区调查的居室内平均²²²Rn浓度为32.5 Bq/m³,²²⁰Rn为314.3 Bq/m³,所致有效剂量分别为0.88 和0.42 mSv;三门县调查的居室内平均²²²Rn浓度为26.8 Bq/m³,²²⁰Rn为399.5 Bq/m³,有效剂量分别为0.72 和0.53 mSv。结论 浙江余杭和三门室内²²²Rn浓度属正常天然本底水平,两地农村居室内²²⁰Rn浓度较高,²²⁰Rn及其子体的剂量贡献超过了²²²Rn及其子体引起的年有效剂量的50%。     

斑马鱼计算模型构建与相关剂量系数的计算

目的 为了评估核电对周围环境的辐射影响,通过模式动物精细化建模,构建剂量评估模型并确定相关剂量系数。方法 针对核电液态流出物辐射危害评估中的重要水生模式生物斑马鱼,建立用以剂量估算的斑马鱼含有内部骨骼和内脏器官的几何模型。使用蒙特卡罗方法,以核电液态流出物及周围环境监测中常见的³H、⁴⁰K、⁵⁸Co、⁶⁰Co、¹¹⁰Ag、¹³⁴Cs、¹³⁷Cs 7种核素为源项,计算斑马鱼模型的内外照射剂量系数（DC）。结果 核素γ能量的高低决定了外照射剂量系数的大小。对内脏器官、骨骼和全身的外照射剂量系数比较显示,大部分核素内脏器官剂量系数高于全身剂量系数,⁵⁸Co的内脏器官剂量系数比全身高165%。本研究建立模型内照射剂量系数较大,⁶⁰Co造成的内照射剂量系数是已有椭球模型剂量系数的2.6倍,说明内部材料的不同和粒子种类不同的选择会影响能量沉积。结论 对模式生物进行精细化建模比较重要。精确评估模式生物器官剂量系数,有助于评估非人类物种的辐射效应。     

秦山核电站运行前周围环境放射性调查和居民所受剂量估算

本文调查了1983～1988年秦山核电站周围5km、20km, 80km范围内天然辐射外照射水平,20km范围内的土壤、食品和水中总β、⁹⁰Sr,¹³⁷Cs活度.估算了当地居民所受的外照射剂量和因食入⁹⁰Sr、¹³⁷Cs造成的内剂量.结果表明:5km,20km和80km的天然辐射外照射剂量相近，其人均年有效剂量当量1.0mSv,由食品所致居民⁹⁰Sr和¹³⁷Cs的年有效剂量当量分别为0.62μSv.a^-1和0.19μSv.a^-1,其结果与浙江省全省环境调查结果基本一致.     

核医学检查受检者所受辐射剂量分析

目的 对核医学检查受检者所受辐射剂量进行测量和分析,以有效剂量表征受检者受到的辐射强度。方法 对核医学检查受检者进行分类,并测量计算所受放射性药物的辐射剂量,受检者所受计算机断层扫描(CT)辐射剂量,通过CT扫描参数和受检者信息等计算得到,上述两者相加换算得到受检者检查所受的有效剂量,并分析受检者所受辐射剂量的影响因素。结果 受检者正电子发射断层计算机成像(PET-CT)检查受到正电子放射性药物¹⁸F-氟代脱氧葡萄糖(¹⁸F-FDG)、¹⁸F-氟代胸苷(¹⁸F-FLT)、¹¹C-胆碱(¹¹C-choline)、¹¹C-蛋氨酸(¹¹C-MET)和¹¹C-乙酸盐(¹¹C-Ac)辐射所致有效剂量分别为(5.06±0.73)、(4.74±1.29)、(1.71±0.05)、(3.18±0.69)和(1.08±0.19)mSv;CT常规扫描辐射有效剂量为(8.80±0.58)mSv,若增加诊断CT扫描,接受的有效剂量可增大至27 mSv;单光子发射计算机断层成像(ECT)检查受到单光子放射性药物⁹⁹Tc^m-亚甲基二磷酸盐(⁹⁹Tc^m-MDP)、⁹⁹Tc^m-大颗粒聚合白蛋白(⁹⁹Tc^m-MAA)、⁹⁹Tc^m-二乙基三胺五乙酸(⁹⁹Tc^m-DTPA)、⁹⁹Tc^m-甲氧基异丁基异腈(⁹⁹Tc^m-MIBI)和⁹⁹Tc^m-焦磷酸盐(⁹⁹Tc^m-PYP)辐照所致的有效剂量分别为(4.63±0.01)、(1.71±0.01)、(1.18±0.01)、(7.19±0.03)和(4.18±0.01)mSv。结论 核医学检查受检者受到放射性药物辐射的有效剂量在1.08~7.19 mSv之间,PET-CT检查中CT所致有效剂量是8.80 mSv。     

云南省部分地区环境放射性水平调查及居民所受外照射剂量估算

目的 探讨云南省部分地区的环境放射性水平及所致居民外照射剂量。方法 通过对表层土壤、近地面空气气溶胶和水中放射性核素的γ能谱测量分析,利用卫生系统全国土壤调查中选用的模式,估算环境中²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K和¹³⁷Cs所致居民的受照剂量。利用美国航空管理局的CARI-6软件,估算了调查地区居民的宇宙辐射剂量。 结果 调查地区近地面空气气溶胶和水样中各核素比活度都低于探测下限。土壤中放射性核素所致居民人均外照射年有效剂量为0.5206 mSv/年,其中,0.52 mSv/年来自土壤中天然放射性核素,0.6 μSv/年来自土壤中¹³⁷Cs。宇宙辐射所致居民剂量为0.61 mSv/年。结论 宇宙辐射和土壤中天然辐射对居民所受外照射剂量贡献为99.95%,人工放射性核素¹³⁷Cs所致居民的外照射剂量贡献仅为0.05%。     

放射性核素肾动态显像中的辐射剂量计算

目的 研究在放射性核素肾动态显像中肾脏和膀胱所受到的内照射剂量。方法 建立一个双隔室链肾脏-膀胱排泄模型并推导出相关的数学表达式,模拟放射性核素肾动态显像剂被人体摄入后的转移、排泄过程,计算核素在肾脏、膀胱和人体其余组织内的总衰变数,再采用蒙特卡罗模拟的方法,计算核素衰变释放的射线在肾脏以及膀胱内产生的能量沉积,最后根据辐射的品质因数计算它们的有效剂量。结果 以 ¹³¹I-OIH和 ⁹⁹Tc^m-DTPA显像剂为例,肾脏受到的内照射剂量分别为0.058mGy/MBq(¹³¹I-OIH)和0.0054 mGy/MBq(⁹⁹Tc^m-DTPA);膀胱受到的内照射剂量分别为0.40mGy/MBq(¹³¹I-OIH)和0.033mGy/MBq(⁹⁹Tc^m-DTPA)。结论 常规剂量水平下的放射性核素肾动态显像对肾脏和膀胱造成的辐射剂量很小。     

大鼠体内147Pm剂量模型的初步探讨

本文报道了大鼠体内及主要沉积器官¹⁴⁷Pm代谢模式和内照射剂量估算模型。并根据文中报道的剂量模型,估算出静脉内或肺区间内直接注入3.7×10⁴Bq/g体重¹⁴⁷Pm后不同对间主要器官所受到的剂量。     

PET-CT检查致前列腺癌患者辐射剂量研究

目的 评估¹⁸F-Choline、¹¹C-Choline和⁶⁸Ga-PSMA PET-CT检查致前列腺癌患者的有效剂量和器官剂量。方法 回顾性研究2017年5月至2018年6月广西医科大学附属肿瘤医院接受PET-CT检查的150例前列腺癌患者,按照注射正电子放射性药物类型分为3组,每组50例。CT定位扫描电压和电流分别为120 kV和35 mA,全身CT扫描电和电流分别为120 kV和（135.6±9.4） mA。PET部分的剂量利用基于医学内照射剂量（MIRD）计算方法的OLINDA/EXM （version 1.1）软件行计算。利用有效剂量转换因子和ImPACT （version 1.0.4） CT剂量计算器计算CT部分剂量,CT剂量指数（CTDI）利用标准体模测量和ImPACT CT计算,组织权重因子取自国际放射防护委员会（ICRP）103号报告,PET和CT剂量之和为患者总有效剂量。结果 注射¹⁸F-Choline、¹¹C-Choline和⁶⁸Ga-PSMA的活度分别为（279.2±13.2）、（350.2±39.9）和（186.8±19.4） MBq,有效剂量分别为（5.0±0.2）、（1.6±0.2）和（3.0±0.3） mSv,差异有统计学意义（F=837.0,P<0.001）。CT有效剂量为（11.4±0.2） mSv。3组总有效剂量分别为（16.4±0.3）、（13.0±0.3）和（14.4±0.4） mSv。PET检查3组器官当量剂量平均值比较,差异有统计学意义（F=381.2~1 637.7,P<0.001）。¹⁸F-Choline和⁶⁸Ga-PSMA PET-CT检查器官当量剂量最高为肾脏,而¹¹C-Choline PET-CT检查最高为甲状腺。结论 PET-CT检查致前列腺癌患者的有效剂量为13.0~16.4 mSv,其中绝大部分的剂量来自CT扫描。¹¹C-Choline PET-CT检查致患者的辐射剂量最低,有望成为潜在的前列腺癌PET显像药物。     

接触131I放射性核素工作人员内照射剂量估算方法的初步研究

目的 探索接触¹³¹I放射性核素放射工作人员内照射剂量估算方法。方法 选择某¹³¹I放射性药物生产企业和某开展¹³¹I甲亢和甲状腺癌治疗的医院核医学科放射工作人员,使用便携式高纯锗（HPGe）γ谱仪,以7 d为周期,连续4次测量甲状腺部位¹³¹I活度,结合人员接触¹³¹I的轮岗方式,估算内照射剂量。结果 以监测月份为典型月份估算人员内照射剂量时,调查企业从事¹³¹I放射性药物分装的生产人员年待积有效剂量为0.09~1.93 mSv,调查医院核医学科工作人员内照射年待积有效剂量为0.06~0.58 mSv。对监测结果进行校正和结合轮岗方式后估算的工作人员内照射年待积有效剂量,放射性药物生产工作人员和核医学科工作人员分别为0.06~1.22 mSv和0.03~0.16 mSv。结论 在进行接触¹³¹I放射性核素工作人员内照射剂量估算时,仅以单次测量的结果估算全年受照剂量会带来较大的误差。在连续监测时,应根据前续监测周期的结果对后续监测周期结果进行校正。为准确估算人员内照射剂量,应充分考虑工作人员接触¹³¹I的方式、接触的时间、接触的频率、内污染的途径等因素。对于接触¹³¹I内照射剂量可能>1 mSv/年的工作人员,以14 d作为常规监测周期较为适宜。     

新疆土壤中天然放射性水平及所致居民剂量

本文报道了新疆土壤中主要天然放射性核素的水平及所致居民外照射剂量的估算结果.土壤中天然放射性核素²³⁸U、²³²Th、²²⁶Ra和⁴⁰K的活度,分别为36.9、39.4、36.2和648Bq·kg^-1,所致居民外照射剂量为599μSv·a^-1.¹³⁷Cs的积分沉积密度为3.4kBq·m^-2,所致居民外照射剂量为7.46μSv·a^-1.合计606μSv·a^-1.     

99Tcm-亚甲基二膦酸盐SPECT骨显像患者的周围辐射水平及其影响因素

目的 对⁹⁹Tc^m-亚甲基二膦酸盐（MDP）单光子发射计算机断层成像术（SPECT）骨显像患者周围辐射水平及其影响因素进行研究,为保证周围人员辐射安全提供实验依据。方法 对367例中国医学科学院肿瘤医院全身骨显像的患者进行测量,测量其不同时间及不同距离处的周围剂量当量率,分析周围剂量当量率随时间及距离的变化规律,估算周围不同距离处的剂量水平,评估周围人员的辐射剂量。结果 患者周围剂量当量率随时间指数衰减,患者体内⁹⁹Tc^m有效半衰期随时间增加;周围剂量当量率距患者4 m内随距离的变化呈幂函数,平均幂值为-1.45。从患者注射⁹⁹Tc^m药物至患者体内⁹⁹Tc^m基本消失,在距患者0.5、1.0和1.5 m处的周围辐射剂量水平分别为238.3、99.7和61.8 μSv;在注射后不同的时间点（0、3和6 h）,与患者距0.5 m滞留10 min,辐射剂量分别为9.9、3.0和1.9 μSv。结论 骨显像患者周围剂量当量率随时间和距离快速降低。骨显像患者会对周围人员造成一定的照射,但是剂量水平远低于国家标准的规定。建议患者进行骨显像的当天尽量不要进行和医护人员长时间近距离接触的其他诊疗。     

用人体模型估算介入放射学诊疗中患者受照剂量

介入放射学发展迅速,已在我国的市、县级医院普及。但其存在的防护问题已经引起了国内外的关注。自20世纪90年代开始,国外学者相继报道了介入放射学诊疗患者受照剂最的研究^[1-3]。近年来,我国也开展了介入放射学诊疗中患者受照剂景的研究,积累了关于介入放射学诊疗患者受照剂量的资料^[4-7]。本研究是在现场调查的基础上,选择有代表性的投照条件,据此进行体模实验,估算典型投照条件下患者的受照剂量,并分析影响患者受照剂量的因素,提出降低介入放射学诊疗患者受照剂量的建议。     

新疆核试验场周围土壤中90Sr137Cs水平

用放射化学分析方法,对新疆核试验场周围10个调查区和远离核试验场位于上风向的5个对照区采取的土壤样品进行了⁹⁰Sr、¹³⁷Cs分析测定。核试验场周围调查区土壤中⁹⁰Sr累积平均沉降量为1.5×10³Bqm^-2,¹³⁷Cs为4.9×10³Bqm^-2;对照区⁹⁰Sr累积平均沉降量为1.3×10³Bqm^-2,¹³⁷Cs为3.9×10³Bqm^-2。调查区和对照区表层土壤中州⁹⁰Sr,¹³⁷Cs放射性平均水平无显著性差异。通过估算得出了调查区⁹⁰Sr、¹³⁷Cs对居民产生约定有效剂量当量分别为78.3μSv(集体剂量当量负担为23.9人·sv)和270μSv(集体剂量当量负担为82.3人·sv),对照区分别为70.5μSv,(集体剂量当量负担为14.1人·sv)和220μSv(集体剂量当量负担为14.1人·sv)。两个地区居民受到来自核试验产生的⁹⁰Sr和¹³⁷Cs给予人体的内照射剂量当量负担基本上是一样的。可认为⁹⁰Sr、¹³⁷Cs对新疆核试验场周围没有造成严重的局部污染。对居民的身体健康不致于产生不良影响。     

热释光探测器的剂量学特性研究

目的 研究热释光探测器(TLD)的剂量学特性。方法 选取一致性为±3%的TLD 2000型热释光探测器350片。采用6 MV X射线和¹²⁵I粒子分别照射,研究热释光探测器对6 MV X射线和¹²⁵I粒子响应的重复性以及剂量率效应。采用¹³⁷Cs(662 keV γ射线)、¹²⁵I粒子、6 MV X射线分别照射热释光探测器,研究热释光探测器的剂量响应。采用¹²⁵I粒子、¹³⁷Cs和X射线(48、65、83、118、250 keV和6 MV)对热释光探测器照射相同剂量,研究热释光探测器的能量响应。结果 热释光探测器对于6 MV X射线和¹²⁵I粒子响应重复性最大偏差分别为2.7%和4.0%,且均无剂量率效应。对于¹³⁷Cs和¹²⁵I粒子,热释光探测器的剂量响应均为线性。对于6 MV X射线,剂量线性响应范围为0.74~10 Gy,超过10 Gy热释光剂量响应呈非线性。能量响应按照¹³⁷Cs进行归一,对于¹²⁵I粒子,48、65、83、118、250 keV和6 MV能量X射线,能量响应分别为1.70、1.25、1.08、0.99、0.91、0.96和1.22。结论 TLD 2000型热释光探测器的重复性好,对于¹³⁷Cs、¹²⁵I粒子和6 MV X射线的剂量响应呈线性,且无剂量率效应,但存在能量响应。     

我国天然环境电离辐射外照射剂量的调查与评价

本文介绍了我国天然辐射外照射水平及其所致的居民剂量。测量仪器是国产FD-7l型闪烁辐射仪和美制RSS-111型高压电离室。室外调查点共38611个, 室内点共53952个,道路共37727个。相应的天然γ辐射水平人口加权平均值分别为8.03×10^-3Gyh^-1、11.95×10^-3Gyh^-1和7.95×10^-3膏Gyh^-1室外宇宙射线电离成分空气吸收剂量率人口加权平均值为3.30×10^-3Gyh^-1,室内为3.00×10^-3Gyh^-1.天然外照射所致居民人均年有效剂量当量为952μsv,集体年有效剂量当量为9.6×10^-3man·sv,天然γ辐射对有效剂量当量的贡献占72%,宇宙射线电离成分占28%。     

北京地区天然本底辐射水平及所致公众剂量评价

本文报道了北京地匮天然辐射豫所致公众剂量的大小、构成和方式。其中来自宇宙射线(电离)雨地表γ辐射的外照射剂量为0.77mSv·a^-1。;通过食入和吸入进入人体内昀放射性核素形成的内照射总计1.66mSv·a^-1。天然辐射内照射源自的80%(全部天然辐射源的55%)来自吸入²²²Rn和托²²⁰Rn的短寿命子体。天然辐射源产生的北京地区公众人均年有效剂量当量为2.43mSv·a^-1,当前北京居民年集体有效剂量当量为2.39×10⁴man·Sv·a^-1。     

56Fe17+、12C6+重离子束照射后人淋巴细胞基因转录谱的改变

目的 探讨重离子束照射对人淋巴细胞基因转录谱的改变。方法 人淋巴细胞Peng-EBV分别经0.1、0.5和2 Gy ⁵⁶Fe¹⁷⁺、¹²C⁶⁺重离子束照射后,提取各实验组细胞总RNA,利用Agilent人表达谱基因芯片进行基因转录谱的检测并筛选差异表达基因;对差异表达基因进行GO分析;利用KEGG数据库对差异表达基因进行通路分析。结果 Peng-EBV细胞系经⁵⁶Fe¹⁷⁺、¹²C⁶⁺重离子束照射后,0.1、0.5和2.0 Gy剂量组共同差异表达基因分别为101、199和229个。3个剂量组共同差异表达基因14个,其中,GPSM1、TSPYL5、WFDC2、LAD1等基因在两种离子束各剂量组呈现特征性差异表达。0.1和0.5 Gy剂量组涉及主要基因功能包括细胞粘连、胞外基质构建等,参与的显著性Pathway通路分别为3和6条,主要为细胞因子受体相互作用通路等。2 Gy剂量组主要基因功能包括细胞黏连、Rho蛋白信号转导调节等,参与的显著性Pathway通路3条,主要为p53信号通路等。结论 ⁵⁶Fe¹⁷⁺、¹²C⁶⁺重离子束可诱导人淋巴细胞基因转录谱的改变,且不同剂量重离子可诱发不同的差异表达基因及通路。     

低剂量率裂变中子照射对大鼠外周血淋巴细胞亚群的影响

目的 探讨低剂量率中子长期照射对大鼠外周血细胞亚群的影响。方法 96只雄性大鼠分为对照组和照射组,照射组每天用低剂量率中子²⁵²Cf(吸收剂量率为0.35 mGy/h)照射20.5h,在照射的第14、28、42、56和70天(累积剂量分别为0.1、0.2、0.3、0.4和0.5 Gy)及停止照射后第35天各取8只大鼠,用血细胞计数仪检测大鼠外周血WBC、用流式细胞仪检测外周血CD4⁺CD3⁺、 CD8⁺CD3⁺、CD45RA⁺/CD161α⁺亚群的变化。结果 累积剂量为0.3、0.4及0.5 Gy时WBC明显低于对照组(P<0.05),停止照射后35 d,WBC显著低于对照组(P<0.01);累积剂量为0.1、0.3、0.4、0.5 Gy及停止照射后35 d,外周血CD4⁺CD3^-细胞比例显著高于对照组(P<0.01或<0.05);累积剂量为0.2和0.3 Gy时CD8⁺CD3^-细胞比例显著高于对照组(P<0.05或P<0.01)。而累积剂量为0.1 Gy时的CD4⁺CD3⁺细胞比例及0.1和0.2 Gy时的CD8⁺CD3⁺细胞比例明显高于同一天对照组(P<0.01或<0.05)。另外,低剂量率中子长期照射可使累积剂量为0.2~0.3 Gy的外周血NK细胞(CD161α⁺ CD45RA^-)显著升高,累积剂量为0.1~0.5 Gy及停止照射后35 d照射组的外周血B细胞(CD161α^- CD45RA⁺)比例明显下降。结论 低剂量率裂变中子长期照射可使外周血淋巴细胞TCR基因突变,使大鼠外周血WBC减少,淋巴细胞中B细胞减少,NK细胞细胞比例升高,这种变化在停止照射后一段时间仍可能难以恢复。     

山东省土壤中放射性核素浓度及其所致居民剂量估算

本文报道了山东省环境土壤和建筑材料等的放射性核素²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K和¹³⁷Cs的调查结果,全省按面积加权平均分别为30.9、40.7、25.6、599.2和6.4Bq·kg^-1,²³²Th、²²⁶Ra和⁴⁰K对空气吸收剂量的贡献为6.5X10^-8Gy·h^-1,分别占41.5%,17%和41.5%.居民年有效剂量当量为5.25X10^-4Sv,集体年有效剂量当量为39.1X10³man·Sv.     

质子加速器放射治疗场所活化核素所致人员受照剂量估算与分析

目的 了解质子加速器放射治疗场所空气活化产物可能致工作人员的受照剂量水平,为治疗场所的防护设计和人员的放射防护提供技术基础。方法 以PROTEUS235型质子治疗系统为例,分析质子加速器运行时场所空气中可能产生的主要活化核素,估算工作场所内活化核素的放射性活度浓度及其所致人员的受照剂量。结果 在质子加速器厅内,活化核素¹⁵O的放射性活度浓度最高,为4.1×10^-2Bq ·cm^-3;¹³N、⁴¹Ar和¹¹C依次为3.3×10^-2、6.2×10^-3和2.0×10^-2Bq ·cm^-3。在质子束治疗室内,上述核素放射性活度浓度约为加速器厅内的5%。工作人员在停束后5和30 min进入质子加速器厅内,因外照射可能受到的年有效剂量分别小于1和0.1 mSv;在质子治疗停束后即刻进入治疗室,因空气活化所致年有效剂量为1.3～2.0 mSv,而在停束后5和15 min进入时分别为0.7～1.2和0.3～0.6 mSv。结论 质子加速器治疗场所空气中活化核素所致人员受照剂量不容忽视,应主要考虑活化核素¹⁵O、¹³N、⁴¹Ar、¹¹C所致外照射对工作人员造成的剂量贡献,并采取必要的防护措施。