某乙级非密封放射性物质操作场所环境保护竣工验收监测

目的 通过对某乙级非密封放射性物质(¹³¹I)操作场所进行辐射环境监测评价和辐射防护设施及辐射安全检查,为竣工验收提供技术支持。方法 依据国家相关标准规定的限值及监测方法作为评价标准和监测手段。结果 某乙级非密封放射性物质(¹³¹I)操作场所γ空气吸收剂量率的实测最大监测值为3.0 μGy/h,β表面污染水平最大监测值为11.0 Bq/cm²,总排水的总α为0.033 Bq/L,总β为1.174 Bq/L;自来水的总α为0.087 Bq/L,总β为0.188Bq/L。结论 测定结果表明,该场所落实了辐射安全管理制度和辐射安全防护各项措施,对周围环境产生的影响较小,基本未受到放射性污染,对职业工作人员和公众人员是安全的,具备建设项目竣工环境保护验收的条件。     

某医院核医学科环境辐射检测与评价分析

目的 根据国家规定的有关标准对某核医学科的环境辐射进行检测,了解该科室的环境辐射水平,制定更有效的防护措施,确保工作人员、病人和公众的身体健康。方法 根据检测技术规范,在各辐射机房周围,根据现场条件,合理布置测量点,采用FD3013辐射剂量仪和451P型加压电离室巡测仪测量各个工作场所的空气比释动能率,采用表面污染仪检测表面污染。结果 该核医学科及周围环境辐射空气比释动能率最大值为0.66 μGy/h,各业务用房中表面污染的最大值为1.28 Bq/cm²,工作人员的年有效剂量最大值为0.1 mSv。结论 该核医学科选址及平面布局合理,所采用的放射药品产生的辐射影响可控制在其控制区内部,基本不会对科室外围环境产生显著影响,科室的环境辐射检测结果符合国家规定的相关标准要求,放射防护管理较完善。     

塑料薄膜覆盖探测窗对表面污染检测的影响

目的 研究塑料薄膜包裹表面污染检测仪探测窗对表面污染检测的影响。方法 选取RDa150型、Como170型两款表面污染检测仪分别在无膜、单层膜、双层膜覆盖设备观察窗的条件下测量镅-241源α表面污染水平。结果 无膜条件下,RDa150型表面污染检测仪5次测量结果平均为228.01 Bq/cm²,Como170型表面污染检测仪平均为231.05 Bq/cm²;单层膜覆盖条件下,RDa150型表面污染检测仪5次测量结果平均为96.34 Bq/cm²,Como170型表面污染检测仪平均为100.31 Bq/cm²,下降约一半;双层膜覆盖条件下,RDa150型表面污染检测仪5次测量结果平均为0.45 Bq/cm²,Como170型表面污染检测仪平均为0.65 Bq/cm²。结论 表面污染水平较高时,可用单层塑料薄膜覆盖设备探测窗,降低设备被污染风险;去污完毕或表面污染水平较低检测时,不能用塑料薄膜包裹设备探测窗。     

PET-CT诊断项目工作人员受照剂量及相关场所辐射水平测量与分析

目的 了解PET-CT诊断项目工作人员的受照剂量及相关场所的辐射水平,为降低工作人员受照剂量、完善PET-CT诊断项目放射防护措施提供科学依据。方法 依据国家相关标准,对PET-CT工作场所的周围剂量当量率、表面污染水平和人员受照剂量进行测量;根据相关检测结果与最大工作负荷对手部和眼部剂量进行估算。结果 三家医院PET-CT工作场所辐射水平（0.12~6.05 μSv/h）、β表面污染水平（本底~27.3 Bq/cm²）以及工作人员附加最大年有效剂量（1.58 mSv/a）,符合国家标准规定的限值要求,其中一家医院的分装、注射护士手部最大年当量剂量（154 mSv/a）超出管理目标值（125 mSv/a）。结论 医院应建立针对性的防护措施,提高工作人员的辐射防护意识,降低工作人员所受附加剂量。     

某医院核医学病房放射防护评价与分析

目的 根据国家有关标准,对某医院核医学病房放射防护状况进行评价与分析,并从辐射防护最优化与确保安全运行角度提出放射防护建议。方法 通过现场调查和监测,将获取的资料与标准的要求相比较,主要采用BH3103 X-γ便携式巡测仪进行射线防护监测、PCM-100(α、β、γ)表面污染测量仪进行表面污染监测、S-95多道γ谱仪配以大功率采样器进行空气污染检测、FJ-377热释光剂量仪进行个人剂量监测,检测方法依据国家相关标准。结果 该核医学病房选址适宜,布局合理,核医学病房及周围环境辐射水平最大值为0.48μGy/h,工作场所表面污染最大为值1.38 Bq/cm²。工作场所空气污染水平为1.08Bq/m³。个人剂量监测有一人超过5mSv,为6.68mSv。结论 该核医学病房选址适宜,布局合理,辐射防护监测符合相关标准要求,放射防护管理较完善,正常条件下能有效地控制职业病危害,但放射防护管理还需进一步加强。     

某实验室放射性水平调查及辐射安全管理初探

目的 通过实际测量调查,了解某生物实验室放射性同位素标记的放射性污染水平。方法 使用Identifinder-N型X、γ剂量率仪、BH3206型表面沾污仪进行工作场所监测。结果 部分工作场所环境γ外照射明显高于环境本底水平,β放射性表面污染属于正常本底水平。结论 加强对同位素工作场所辐射安全管理,降低工作场所环境放射性水平。并提出相应的辐射防护。     

某医院核医学科PET/CT中心放射防护分析

目的 对某医院核医学科PET/CT中心进行放射卫生防护现状分析,评价其是否符合放射卫生要求,对薄弱环节提出相应的对策。方法 依据国家相关标准对现场进行检测和调查,将所得数据和资料与标准进行比较。结果 该医院核医学科PET/CT中心核医学工作场所及周围环境辐射水平最大值为0.40 μSv/h,工作场所表面污染最大值为0.20 Bq/cm²。结论 该医院核医学科PET/CT中心选址适宜,布局基本合理,辐射防护检测符合国家标准要求,有完善的放射防护管理制度,正常运行条件下可以有效的预防和控制职业病危害。     

福岛核泄漏后日本返沪人员辐射污染检测分析

目的 对福岛核泄漏后日本返沪人员辐射污染检测的回顾分析。方法 2011年3月15日至2011年10月31日期间,为245人次返沪人员检测其¹³¹I、¹³⁷Cs表面污染水平及γ外照射辐射剂量当量率。结果 ¹³¹I、¹³⁷Cs表面污染水平均低于GB 18871-2002表B 11中对手、皮肤、内衣、工作袜的表面污染控制水平0.40 Bq/cm²,γ辐射剂量当量率基本在本底范围。结论 福岛核泄漏后日本返沪人员无显著辐射污染。     

某医院核医学科放射防护监测结果与分析

目的 对某医院核医学科放射防护状况进行分析与探讨,从放射防护最优化与确保安全运行角度提出放射防护建议。方法 依据国家相关的放射卫生标准与方法进行。结果 该核医学科及周围环境辐射水平最大值为300μGy/h;工作场所表面污染最大值为8.85 Bq/cm²;人均年有效剂量为1.52mSv,其中一人年剂量最大值为6.24mSv,超过了目标管理值5mSv。结论 核医学科,布局合理,监测结果符合相关放射卫生标准要求,但应结合实际,适当增加工作场所面积,进一步完善科室放射防护管理体系和加强放射性核素操作环节的个体防护,降低操作放射性药物环节、病人环节所引起的不必要的照射。     

某三甲医院131I治疗场所辐射水平调查

目的 对某三甲医院¹³¹I治疗场所辐射水平进行检测,了解其辐射水平。方法 25名甲癌患者共服用82880 MBq的¹³¹I。患者服药后用X、γ射线测量仪检测病房周围剂量当量率;出院后用α、β表面污染仪检测病房表面污染;治疗期间和出院当天对¹³¹I治疗场所及办公区进行空气采样,用高纯锗γ能谱仪测量空气样品,数据处理后得到空气中¹³¹I浓度。结果 ¹³¹I治疗病房周围剂量当量率为0.15～0.46 μSv/h。病房清理前表面污染为0.53～40.1 Bq/cm²,其中马桶最高。患者服药后4 h内,¹³¹I治疗场所及办公区走廊空气中¹³¹I浓度分别为1.74 Bq/m³和0.66 Bq/m³。¹³¹I治疗场所排风速率为0.50 m/s。患者治疗期间及出院当天,因通风导致空气中的¹³¹I浓度分别较前一天下降29.7%、79.7%和53.3%。结论 该场所外照射辐射水平较低且屏蔽效果较好;¹³¹I治疗病房清理前表面污染除马桶略高于标准要求外,其余均低于标准限值;通风是降低该场所空气中¹³¹I浓度的主要途径。     

某大学放射性同位素32P应用项目辐射环境监测与评价

目的 评价某大学放射性同位素³²P应用项目对周围环境的辐射影响。方法 依据国家相关标准规定的限值及监测方法作为评价标准和监测手段。结果 该放射性同位素³²P应用项目γ空气吸收剂量率为62.8~108 nGy/h，处于该市天然本底水平范围内。该³²P应用项目工作间，控制区β表面污染监测结果为0.057~0.235 Bq/cm²，符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871-2002）。该³²P应用项目衰变池水中总α放射性为0.039 Bq/L，低于《医疗机构水污染物排放标准》（GB 18466-2005）中规定的1 Bq/L的标准限值；总β放射性为9.37 Bq/L，低于《医疗机构水污染物排放标准》（GB 18466-2005）中规定的10 Bq/L的标准限值。结论 该项目对职业工作人员和公众是安全的，对周围环境产生的影响较小。     

广东省部分核医学诊疗工作场所辐射水平及人员受照剂量分析

目的 了解广东省部分临床核医学诊疗工作场所的放射防护状况以及人员受照剂量水平,为寻找其放射性职业病危害的关键控制点提供数据支持。方法 以广东省14家三级甲等综合性医院为研究对象,根据国家相关标准,采用辐射监测方法,对临床核医学工作场所的周围剂量当量率、放射性污染水平及人员受照剂量进行测量和推算。结果 工作场所中¹⁸F合成室操作孔在防护罩打开状态下的周围剂量当量率最高,达到166 μSv/h;放射性药物分装、注射等操作环节手部的剂量率较高,其中在分装柜分装¹⁸F、¹³¹I和⁹⁹Tc^m时可分别高达3720、1220和468.2 μSv/h,在注射台（窗）注射¹⁸F和⁹⁹Tc^m时可分别高达537和882 μSv/h。广州G医院¹⁸F注射室的工作台面β表面污染水平为99.6 Bq/cm²,工作人员手掌部位为1.6 Bq/cm²,超过国家标准限值。核医学工作人员年有效剂量为0.08~5.18 mSv/a。在无防护措施的前提下,分装人员手部的年当量剂量最高,为0.02~390 mSv/a;注射人员次之,为0.57~85.62 mSv/a;而分装、注射时工作人员眼晶体、全身和下腹部的职业照射剂量较低。结论 核医学工作场所的放射防护现况良好;应重视放射工作人员自身防护,熟练操作技能以缩短作业时间,采取合理防护设（措）施以降低辐射剂量。     

新型墙材用工业废渣中天然放射性核素分布研究

目的 研究在新型墙体材料中大量使用的粉煤灰、煤矸石以及各种炉渣中的天然放射性核素分布特点,为降低公众受照剂量提供科学依据。方法 使用高纯锗γ谱仪分析各种工业废渣的核素分布。结果 镭当量浓度从高到低依次为粉煤灰(279.13 Bq kg^-1)、炉渣(225.69 Bq kg^-1)、煤矸石(141.26 Bq kg^-1)均不超过OECD规定的限值。²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K的活度浓度平均值,粉煤灰分别为127.88,93.83,221.75 Bq kg^-1;炉渣分别为73.89,97.13,293.44 Bq kg^-1;煤矸石分别为47.85,45.21,413.56 Bq kg^-1。同一电厂,不同时间采集的粉煤灰的放射性核素活度浓度会有很大差异,最大值可达到最小值的2倍以上。结论 粉煤灰和炉渣在掺入比例上要严格控制在合理的范围,不宜将掺入量超过70%。煤矸石的平均放射性水平与黏土相当,一般在生产过程中掺入比例可以不受限制。新型墙材企业在生产过程中应经常性的检测废渣的放射性水平,使生产的产品中放射性核素达到合理的近可能低的水平。     

河北省部分核医学工作场所的放射防护现状调查与分析

目的 掌握河北省部分核医学放射工作场所防护现状和放射工作人员防护现状,为加强放射卫生监督和制定核医学相关标准提供数据支持。方法 对河北省内16个核医学工作场所用X、γ辐射剂量仪测量周围剂量当量率,用α、β表面污染仪测量工作场所及工作人员体表的β表面污染;以热释光剂量法监测77名核医学工作人员的深部个人剂量当量H_p(10),并查阅这77名核医学工作人员最近两年内的职业健康检测报告。结果 SPECT(/CT)工作场所内各检测点之间辐射水平具有统计学差异（F = 32.02,P < 0.05）,其中给药窗口（护士操作位）的周围剂量当量率最高,为11.92～37.77 μSv/h,平均（19.19 ±8.78 ）μSv/h;PET/CT工作场所内各检测点之间辐射水平具有统计学差异（F = 56.72,P < 0.05）,给药窗口（护士操作位）的周围剂量当量率为14.28～21.55 μSv/h,平均（16.55 ±3.87） μSv/h;16个核医学工作场所的β表面污染水平均符合标准要求,工作人员的工作服表面污染水平超过标准的有2个（占12.50%）,工作人员手部皮肤表面污染水平超过标准的有8个（占50.00%）;77名核医学工作人员的外照射个人剂量水平为（1.11 ±0.65） mSv;77名放射工作人员均未发现有皮肤表观异常,但有12人（占15.58%）在对电离辐射较为敏感的组织器官存在一些异常,核医学接触时间＞20年的放射工作人员眼晶体异常和染色体异常的发生率与其他核医学接触时间组相比,未发现统计学差异。结论 本次调查的核医学工作场所放射防护情况良好,但工作人员的自身防护有待加强;核医学工作人员的职业健康管理还需引起进一步的重视。     

放射性药品生产单位雾化固定高浓度131I放射性气溶胶的初步研究

目的 验证雾化固定技术用于控制高浓度¹³¹I气溶胶的可行性。方法 对国内某放射性药品生产单位操作¹³¹I的手套箱内高浓度¹³¹I气溶胶实施雾化固定。测量箱式内¹³¹I气溶胶浓度,进行结果分析。结果 手套箱内（289 ±9） DAC和（304 ±6） DAC的¹³¹I气溶胶,固定处理120 min后,气溶胶浓度分别降至（21.7 ±2.0） DAC和（26.2 ±1.8） DAC;手套箱内（259 ±10） DAC的¹³¹I气溶胶,固定处理180 min后,气溶胶降至（1.80 ±0.18） DAC;固定完成24 h后检测结果表明,没有发生气溶胶再悬浮。结论 雾化固定技术可以在较短时间内有效控制有限空间内¹³¹I气溶胶浓度,降低工作人员内照射风险,可用于放射性药品生产单位作为处理高浓度¹³¹I气溶胶的应急管理办法。     

北京市环境空气放射性水平的测量与分析

目的 探讨环境空气放射性水平及与空气质量的关系。方法 选取2017年9月-12月期间,以SNOW WHITE大流量采样器进行空气样品收集,连续24 h采样,以TBM-3S测量仪对收集的样品滤膜表面进行表面放射性测量,将测得结果分别与空气质量等级、大气中PM_2.5、PM₁₀颗粒物浓度进行统计学比较分析。结果 37个大气气溶胶滤膜样品的表面放射性水平为（1.051~2.831）Bq/cm²,平均值为1.802 Bq/cm²;不同空气质量等级间比较大气中放射性水平无显著性差异（P ≥ 0.05）,不同颗粒物浓度间比较大气中放射性水平无显著性差异（P ≥ 0.05）。结论 监测期间,空气质量及大气中颗粒物含量的变化,未引起大气中放射性水平的变化,空气质量与大气放射性水平不相关。