我国非铀矿山工作场所γ外照射剂量估算

目的 估算非铀矿山工作人员经由矿石样品外照射途径所致γ外照射年有效剂量。方法 现场采集非铀矿山矿工工作场所矿石样品,利用γ能谱仪测量矿石样品中放射性核素活度浓度,进而估算采矿工作场所矿工所受年有效剂量。结果 在全国7个省区13个矿区共采集、分析了32个矿石样品,其中有2种矿石活度浓度较高,所致矿工的年有效剂量超过1 mSv。结论 γ能谱测量分析方法可以较好地应用于非铀矿山矿石放射性核素分析,其结果可用来估算矿工所受的γ外照射剂量。     

辐射应急内照射待积有效剂量快速计算软件的研发

目的 建立辐射应急情况下经由吸入和食入两种途径产生的内照射待积有效剂量快速计算的计算机应用软件。方法利用Visual Basic 6.0对 《Generic Procedures for Assessment and Response during a Radiological Emergency》(IAEA-TECDOC-1162)报告中经由吸入和食入产生的内照射待积有效剂量评价通用程序进行软件设计。结果按IAEA-TECDOC-1162报告建立了辐射应急情况下经吸入和食入2种途径产生的内照射待积有效剂量快速计算软件。结论本软件能够满足辐射应急情况下对吸入和食入产生的内照射待积有效剂量的快速准确计算需求,并为应急处理提供必要的剂量计算数据。     

碘治疗工作场所空气中131I的监测结果与分析

目的 了解碘治疗工作场所空气中¹³¹I气溶胶的活度浓度,估算核医学科医务人员吸入¹³¹I所致内照射剂量。方法 使用CF-1001BRL型便携式大容量空气采样器,采用碘盒收集山东省6家医院核医学科碘治疗工作场所空气中的¹³¹I气溶胶,利用HPGe-γ能谱仪对样品进行测量,得到6家医院碘治疗工作场所中¹³¹I的活度浓度值,并估算医务人员的内照射剂量。结果 6家医院碘治疗工作场所空气中¹³¹I的活度浓度范围为3.64~2.94×10³Bq/m³,控制区（病房、患者通道、分装间、远程操作给药室）¹³¹I的浓度水平明显高于监督区,监督区¹³¹I的浓度最高的是医护通道,为2.62×10²Bq/m³。核医学科医务人员两种职业待积有效剂量估算值为0.07~5.68 mSv,均未超过国家规定限值。结论 医院核医学科碘治疗工作场所仍存在不可忽视的¹³¹I气溶胶污染现象,应面向全国各地区核医学科开展内照射监测,探索更加合理的防护标准和方法。     

核医学场所空气中131I浓度监测及工作人员内照射剂量评价探讨

目的 了解医疗机构¹³¹I治疗工作场所空气中¹³¹I核素的活度浓度水平，探讨通过空气采样方法估算工作人员内照射剂量的方法并分析其影响因素。方法 选取郑州市10家开展¹³¹I核素治疗的工作场所，采用空气采样方法采集¹³¹I治疗工作场所中放射性气溶胶，用高纯锗γ能谱仪进行γ放射性核素测定并推算工作场所空气中¹³¹I核素的活度浓度水平，根据测量结果和现场调查结果估算放射工作人员因¹³¹I核素吸入导致的内照射剂量。结果 19个分装间空气样品的¹³¹I活度浓度为0.087~570 Bq/m³，平均为（51.04±128.58）Bq/m³；11个病房空气样品的¹³¹I活度浓度为0.162~54.6 Bq/m³，平均为（7.97±15.89）Bq/m³。根据GBZ 129-2016《职业性内照射个人监测规范》推荐的典型工作时间估算，放射工作人员由于吸入¹³¹I核素导致的年待积有效剂量范围为2 μSv~10 mSv，平均为（0.61±1.80）mSv，年有效剂量均未超过国家标准所规定的剂量限值。结论 郑州市10家医疗机构核医学工作场所中¹³¹I核素活度浓度较高的样品多分布在甲状腺癌住院患者较多、核素操作量较大的三甲医院，由此导致的工作人员内照射剂量不容忽视。根据空气样品的测量结果估算内照射剂量带有很大不确定度，但空气采样方法可及时发现异常或事故情况下的放射性污染，为工作人员开展体外直接测量和内照射评价提供预警。     

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。     

2015—2019年三门核电站周围近海海水与三类海产品中90Sr放射性水平调查及人群剂量评估

目的 调查分析2015—2019年三门核电站周围近海海域海水与海产品中⁹⁰Sr放射性水平，估算食入海产品所致年待积有效剂量。方法 2015—2019年，在近海海域采集海水样品，并结合当地居民饮食习惯，采集三门当地3类常见海产品，测定分析⁹⁰Sr放射性水平，结合浙江省沿海地区居民海产品消费量估算人群年待积有效剂量。结果 2015—2019年，三门核电站近海海域海水中⁹⁰Sr放射性活度浓度范围为2.4~4.1 mBq/L，处于本底水平；3种海产品⁹⁰Sr放射性活度浓度范围为6.7×10^-2~1.3 Bq/kg （鲜重），均低于《食品中放射性物质限制浓度标准》（GB 14882-94）指导值。三门县居民食用海产品摄入⁹⁰Sr所致年待积有效剂量为2.2×10^-4~4.2×10^-4 mSv，远低于全球内照射所致年待积有效剂量。结论 2015—2019年期间三门核电站周围海水及海产品中⁹⁰Sr放射性水平平稳，人群剂量负担轻微。     

浙江省沿海地区海产品中137Cs的含量水平及其所致年待积有效剂量的评估

目的 调查浙江省沿海地区海产品中放射性核素¹³⁷Cs的含量水平,估算不同类型地区人群因食入所致待积有效剂量。方法 在浙江省沿海设置3个有代表性的监测地区,选择本地出产且居民消费量大的海产品种类为监测对象,采用高纯锗（HPGe）γ能谱仪进行放射性核素¹³⁷Cs的含量水平检测,检测结果结合浙江省居民膳食中海产品消费量的调查数据进行待积有效剂量估算。结果 浙江省沿海地区出产的海产品中,¹³⁷Cs检出率35.3%（36/102）,检出的比活度范围0.004~0.140 Bq/kg（鲜）,海岛地区、沿海地区和内陆地区居民全人群1年内因食入海产品摄入放射性核素¹³⁷Cs所致待积有效剂量分别为3.03×10^-5、1.63×10^-5、3.38×10^-6 mSv,远远小于全球内照射所致待积有效剂量。结论 当前浙江省沿海出产的海产品中¹³⁷Cs含量水平远低于国家标准限值,人群剂量负担轻微,不会对居民健康造成影响。     

碘治疗工作人员甲状腺131I活度的测量与评价

目的 了解核医学科碘治疗工作人员甲状腺内¹³¹I的活度,并估算年待积有效剂量,分析碘治疗人员的内照射现状。方法 选择甲状腺内照射碘测量仪,对山东省6家医院进行调查并进行甲状腺¹³¹I活度测量,得出6家医院核医学科碘治疗工作人员甲状腺¹³¹I的检出率和活度值,进而计算摄入量和年待积有效剂量。结果 6家医院共有63名碘治疗工作人员接受测量,其中有52人甲状腺内检测到¹³¹I,检出率83%,测得¹³¹I活度大多低于200 Bq。估算的年待积有效剂量范围为0.23~7.78 mSv,其中有84.6％的人年待积有效剂量＜2 mSv。结论 核医学科碘治疗工作人员应进行常规内照射个人监测,各医院在辐射防护制度方面需进一步完善。     

北京春季室外空气中210Pb放射性水平测量与分析

目的 测量分析北京春季室外空气中放射性核素²¹⁰Pb水平。方法 采用便携式大流量空气采样器采集室外近地面空气气溶胶,利用高纯锗（HPGe）γ能谱仪测量气溶胶样品中²¹⁰Pb活度浓度。结果 2015年春季北京室外空气中²¹⁰Pb活度浓度范围值267.2~1 697.6 μBq/m³,均值为（878.7±386.7）μBq/m³,不同空气质量条件下空气中²¹⁰Pb活度浓度有差异。结论 北京春季室外空气中能够检出²¹⁰Pb,其活度浓度情况变化较大,但仍处于正常范围。     

青岛市大气气溶胶中210Pb活度浓度变化特征及辐射剂量估算

目的 了解青岛市大气气溶胶中²¹⁰Pb的变化特征,评估吸入²¹⁰Pb对人体辐射的影响。方法 利用高纯错（HPGe）γ能谱仪测量采集的气溶胶样品来监测2015年4月至2016年3月青岛市大气气溶胶中²¹⁰Pb的活度浓度。结果 监测期间大气气溶胶中²¹⁰Pb活度浓度的变化范围为0.06~1.61 mBq/m³,平均值为（0.70±0.50）mBq/m³。大气气溶胶中放射性核素²¹⁰Pb的活度浓度2015年12月至2016年2月较高,8月至11月较低。气溶胶中²¹⁰Pb对成年人年待积有效剂量贡献为6.35×10^-6 Sv。大气气溶胶中²¹⁰Pb活度浓度平均值稍高于联合国原子辐射影响科学委员会（UNSCEAR）1988年报告书给出的全球近地面大气²¹⁰Pb平均活度浓度推荐值（0.50 mBq/m³）。青岛市大气气溶胶中²¹⁰Pb活度浓度月变化与厦门市具有相似规律。结论 青岛市大气气溶胶中²¹⁰Pb变化特征与大气环境污染状况具有一致性。气溶胶中²¹⁰Pb对成年人年待积有效剂量贡献比较低。但对于长期处于较高²¹⁰Pb活度浓度空气环境中的人群,²¹⁰Pb沉积在肺部的长期辐射影响应引起重视。     

潜艇内放射性气溶胶浓度及粒度分布的测定与评价

目的为估算艇员内照射剂量和评价吸入危害防护提供参数。方法用DK-2A空气采样器在艇内各舱室采样,通过α、β放射性计数测量并计算艇内放射性气溶胶的浓度,使用WM—2型级联撞击器测定了艇内Ⅲ舱和Ⅴ舱的放射性气溶胶粒度分布。结果潜艇水下航行时,艇内的放射性气溶胶逐渐升高;气溶胶粒度的活度中值空气动力学直径(AMAD)的平均值是(0.22±0.02)μm;几何标准偏差的平均值是(2.57±0.25)。结论潜艇水下航行的时间是影响艇员内照射剂量的重要因素;气溶胶粒度的谱型是由小粒子占优势的分布较窄的多分散相;气溶胶的粒度分布与其浓度的变化无关。     

基于排泄物的γ能谱分析估算放射性核素摄入量及待积有效剂量

目的 建立一种基于γ能谱分析的放射性核素摄入量和待积有效剂量估算方法。方法 利用γ能谱系统测量放射性内污染人员的排泄物（粪、尿）中放射性核素活度，根据测量其结果估算核素摄人量和待积有效剂量。并作软件化设计以提高计算速度和准确程度。结果 该方法能够对放射性内污染人员进行离体活度测量和剂量估算，软件化设计提供快速准确的保证。结论 该研究提供了一种快速测量和评价放射性核素内污染的方法，能够满足应急情况下的测量需求。     

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%。     

过滤室内空气对降低居民室内氡照射的效果研究

目的 研究空气净化器过滤室内空气对室内氡子体行为的影响,探讨该方法对降低居民室内氡照射的效果。方法 构建理论模型计算室内空气过滤前后室内氡子体的浓度,基于结合态和未结合态氡子体的剂量转换系数,评估过滤室内空气对居民氡照射剂量的降低效果,并在密闭房间内进行部分实验验证。结果 室内空气的过滤速率越大,氡子体的去除效率越明显。在一个气溶胶初始浓度为10 000 cm^-3的密闭室内,当过滤速率>10 h^-1时,氡子体总浓度可下降90%以上。但不同过滤速率下,未结合态氡子体浓度均有所增高。室内氡子体浓度变化和居民氡照射剂量下降与净化器的过滤速率密切相关,过滤速率越大,降低剂量的效果越快越好。当过滤速率>5 h^-1时,净化器可降低居民内照射剂量70%以上。结论 空气净化器过滤室内空气虽然会导致未结合态氡子体浓度上升,但仍能有效地降低氡子体所致居民的暴露剂量。     

68Ga-奥曲肽PET/CT显像患者对周围人群产生的有效剂量的估算

目的 估算68Ga-奥曲肽PET/CT显像患者对周围人群产生的有效剂量。 方法 采用简单随机抽样的方法选取2021年10至12月于北京大学肿瘤医院接受68Ga-奥曲肽PET/CT显像的20例患者进行前瞻性研究,其中男性15例、女性5例,年龄30~68（49.0±12.2）岁。在患者静脉注射68Ga-奥曲肽0 h后,使用辐射监测剂量仪测量距患者1.0 m处的空气吸收剂量率,注射1.0 h后测量距患者0.3 m处的空气吸收剂量率,注射1.5 h后测量距患者0.3、0.5、1.0和1.5 m处的空气吸收剂量率。依据美国国家辐射防护和测量委员会第155号报告提出的人类社会活动模式,采用积分法估算68Ga-奥曲肽PET/CT显像患者对周围人群产生的有效剂量。 结果 注射68Ga-奥曲肽0 h后,距患者1.0 m处的空气吸收剂量率为12.97~33.67 （20.24±6.57） μSv/h;注射1.0 h后,距患者0.3 m处的空气吸收剂量率为32.73~57.69（48.98±6.20） μSv/h;注射1.5 h后,距患者0.3、0.5、1.0、1.5 m处的空气吸收剂量率分别为24.04~42.39（35.98±4.56） μSv/h、11.83~28.83（20.70±4.55） μSv/h、5.17~13.42（8.07±2.61） μSv/h、1.51~7.01（3.75±1.72） μSv/h。与68Ga-奥曲肽显像患者白天接触的家庭成员受照的有效剂量为8.22~21.33（12.83±4.15） μSv,夜间同床共睡的家庭成员受照的有效剂量为38.92~68.62（58.25±7.38） μSv,单位同事受照的有效剂量为8.37~21.73（13.06±4.23） μSv,同车邻座乘客受照的有效剂量为32.97~58.15（49.36±6.26） μSv。每接触一例患者,操作人员受照的有效剂量为2.66~4.69（3.98±0.50） μSv,陪护护士受照的有效剂量为9.70~25.17（15.13±4.90） μSv。 结论 68Ga-奥曲肽PET/CT显像患者对周围人群产生的有效剂量远低于国家标准规定的有效剂量限值。     

Radioactivity levels of salt for natural sediments in the northwestern desert and local markets in Egypt.

Thirteen samples of salt collected from different locations of old sediments in the western desert at El-Harra and Ain Giffara, Sitra lake and local markets in Egypt have been investigated. Natural radionuclide contents have been measured by gamma-ray spectrometry employing a shielded HPGe detector. The activities of 238U, 232Th and 40K have been determined in Bq/kg dry weight. The absorbed dose rate of gamma radiation was estimated to be 1.46-16.13 nGy/h. The thorium-to-uranium concentration ratios were also estimated for the samples.     

Sudden deaths due to accidental intravenous injection of perfluorocarbon during MRI cranial examinations

Unexpected deaths of three patients happened at a magnetic resonance imaging (MRI) clinic during cranial examinations with gadolinium-based contrast media. A toxicological screening using liquid chromatography–tandem mass spectrometry (LC–MS–MS) and gas chromatography–mass spectrometry (GC–MS) for blood and urine samples collected during autopsy of the cases resulted negative. During the police investigation, it was learned that a special brand of perfluorocarbon (FC-770) had been in use at the radiological clinic for prostatic, genitals, and external soft tissue examinations, and could supposedly be available in the room where the cranial MRI examinations were performed. Histologically the lungs of the three victims showed alveolar edema associated with pulmonary venous air embolism. Using a target LC–MS–MS method, gadolinium-based contrast agents Gd-DTPA and Gd-DOTA were detected in blood samples and results showed lower levels of Gd-DTPA and Gd-DOTA when compared with literature data for that kind of MRI examinations. Free gadolinium (Gd³⁺) was also determined by inductively coupled plasma–mass spectrometry in blood samples showing also low levels. Perfluorocarbon FC-770 was determined in blood by headspace–GC–MS. Results showed the presence of 19.3, 20.9, and 20.0 μg/ml of FC-770 in blood of the three victims, estimating an injected dose of at least 230, 180, and 180 mg/kg, respectively. The smallest fatal dose established in an early experimental study was estimated to be 6.8 mg/kg. The investigations concluded that mistakenly intravenous injection of FC-770 led to the deaths of the three victims by a mechanism of pulmonary venous gas embolism secondary to the presence of non absorbable and high vapor pressure FC-770 in the pulmonary capillaries.