90Y树脂微球治疗患者尿液中90Y放射性活度检测和分析

目的研究患者接受90Y树脂微球选择性内放射治疗(SIRT)后48 h内所排泄尿液中90Y的放射性活度, 为术后患者排泄物的管理提供建议。方法收集3名患者在术后0～24 h和24～48 h两个时间段内排泄的尿液, 并对尿液中的90Y放射性活度进行检测和分析。结果 3名患者术后0～24 h和24～48 h尿液中的90Y放射性活度排泄量分别为(1 266±258)kBq/GBq和(140±106)kBq/GBq, 90Y放射性活度浓度分别为(640±113)kBq/L和(53±12)kBq/L。结论 90Y树脂微球治疗术后肝癌患者0～24 h排泄尿液中的90Y放射性活度比24～48 h高。术后患者可通过增加排泄尿量的方式来加速排出体内游离的90Y;患者住院期间的排泄物应按照HJ 1188-2020《核医学辐射防护与安全要求》的要求处理。     

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1.12～454 μSv/h, 手术操作过程为2.06～58.2 μSv/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0.82～2.55 μSv/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。     

BWLM-PLUS氡测量仪的应用

在非铀矿山放射性职业危害控制调查和研究中,除工作场所的氡检测和个人氡监测外,井下工作环境中氡衰变产物的行为和剂量参数,对准确估算氡致矿工肺部剂量具有非常重要的意义.目前有关Rn/Tn子体测量,最常用的方法是采用过滤器收集空气中222Rn、220Rn子体,然后对滤膜上的α粒子进行总α计数或α谱分析[1].BWLM-PLUS氡测量仪,可直接用于环境中氡的测量,介绍如下.     

BWLM-PLUS氡测量仪的应用

在非铀矿山放射性职业危害控制调查和研究中,除工作场所的氡检测和个人氡监测外,井下工作环境中氡衰变产物的行为和剂量参数,对准确估算氡致矿工肺部剂量具有非常重要的意义.目前有关Rn/Tn子体测量,最常用的方法是采用过滤器收集空气中222Rn、220Rn子体,然后对滤膜上的α粒子进行总α计数或α谱分析[1].BWLM-PLUS氡测量仪,可直接用于环境中氡的测量,介绍如下.     

222Rn-220Rn分辨探测器参加国际比对结果分析

目的 提高²²²Rn与²²⁰Rn的累积测量水平,保证测量结果的准确性与可靠性。方法 采用中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所的氡课题组（以下简称本实验室）改进的LD-P型²²²Rn-²²⁰Rn分辨探测器参加日本放射线医学综合研究所（NIRS）组织的²²²Rn-²²⁰Rn累积探测器国际比对。将²²²Rn-²²⁰Rn分辨探测器寄往日本,在NIRS的²²²Rn室和²²⁰Rn室进行不同条件下的比对,暴露结束后再寄回本实验室进行蚀刻与分析,测量结果告知NIRS。最后NIRS将²²²Rn与²²⁰Rn暴露参考值回馈本实验室。结果 在高²²²Rn和低²²²Rn条件下,测量值与NIRS提供的参考值的相对百分偏差（RPD）分别为-12.0%、-11.8%;变异系数（COV）分别为3.0%、6.2%。在高²²⁰Rn和低²²⁰Rn条件下,测量值与NIRS提供的参考值的相对百分偏差（RPD）分别为-0.8%、-8.0%;变异系数（COV）分别为6.7%、4.5%。结论 本次比对LD-P型探测器²²²Rn与²²⁰Rn的测量结果均为NIRS规定的Ι级结果（PRD<10%）,比对结果较好。     

应用金纳米颗粒复合材料(ssDNA-AuNPs)比色检测γ射线照射剂量的可行性研究

目的 建立检测γ射线照射剂量的新方法,探讨应用金纳米颗粒复合材料（ssDNA-AuNPs）比色检测γ射线照射剂量的可行性。方法 将寡核苷酸分子（ssDNA）修饰到金纳米颗粒（AuNPs）表面,制备出复合材料ssDNA-AuNPs。用⁶⁰Co γ射线对其进行照射,剂量分别为0、5、10、20和30 Gy,而后观察溶液颜色变化并测量紫外-可见吸收光谱,建立吸收光谱中625 nm处与521 nm处吸光度的比值（A₆₂₅/A₅₂₁）与照射剂量线性关系。结果 随着⁶⁰Co γ射线照射剂量的不断增加,ssDNA-AuNPs溶液的颜色由酒红色逐渐变为蓝紫色。在0~30 Gy剂量范围内,吸收光谱中A₆₂₅/A₅₂₁的比值对其拟合线性方程为A₆₂₅/A₅₂₁=0.020 6+0.303 6E（R²=0.991 5）。结论 本实验合成的ssDNA-AuNPs能够比色检测γ射线照射剂量,建立了一种比色检测γ射线照射剂量的新方法。     

EQF3120氡及其子体测量仪及应用

目的对EQF3120氡及其子体测量仪的测量效果进行验证和比较,以了解仪器性能与测量效果。方法仪器的校准在标准氡室进行,比对和应用选择典型房间,采用同类型仪器进行现场测量。结果在标准氡室选择的高、低氡（CRn）和氡子体潜能浓度（Cp）EQF3120对两者的校准系数分别为1.16,1.13和0.97,0.95;现场比对结果的比率在1.10,1.12和0.95,1.07。结论本测试结果表明,EQF3120氡及其子体测量仪可同时测量CRn、CpRn和CpRnDu等多项指标,所得结果与国内外同类探测器有较好的可比性。     

BWLM-PLUS氡测量仪的应用

在非铀矿山放射性职业危害控制调查和研究中,除工作场所的氡检测和个人氡监测外,井下工作环境中氡衰变产物的行为和剂量参数,对准确估算氡致矿工肺部剂量具有非常重要的意义.目前有关Rn/Tn子体测量,最常用的方法是采用过滤器收集空气中222Rn、220Rn子体,然后对滤膜上的α粒子进行总α计数或α谱分析[1].BWLM-PLUS氡测量仪,可直接用于环境中氡的测量,介绍如下.     

我国五省核医学工作场所放射性核素浓度分析

目的 通过对不同地区5个省的部分临床核医学的调查,获取临床核医学工作场所主要放射性核素的空气中的活度浓度水平,并分析了临床核医学中相关人员的剂量水平,为建立适合我国国情的临床核医学防护规范提供依据。方法 选择5个省份的部分开展临床核医学的医院,对相关的场所进行空气采样,采用无源效率刻度方法进行γ能谱分析,计算得到各场所关注核素的空气中的活度浓度分布水平,估算相关场所中工作人员因放射性核素操作所致的年待积有效剂量。结果 对5个省的9家开展临床核医学的医疗机构核医学相关工作场所进行了采样测量,开展¹³¹I治疗的医院工作人员年待积有效剂量最大值为1.67×10⁻¹ mSv;开展⁹⁹Tc^m诊断的医院工作人员年待积有效剂量最大值为2.80×10⁻³ mSv;结论 不同的医院和场所中核素浓度水平差异较大。正常工作条件下,5个省份的9家医院核医学工作场所的工作人员年待积有效剂量均比国家标准对个人剂量的限值要求低很多。     

核医学科诊疗患者行为学及辐射防护认知调查分析

目的 通过问卷调查分析核医学科诊疗患者行为学特征及辐射认知状况,为减少公众不必要的照射提供帮助。方法 采用自制的调查问卷调查245名核医学科诊疗患者使用放射性药物后出行方式、住宿、就餐等行为模式以及对辐射的认知等。结果 调查显示,患者中有57.14%在检查后离开医院;检查后离开医院的患者有61.14%采用公共交通方式;28.57%的患者在大众餐馆就餐;有13.06%表示对核医学诊疗注意事项一无所知。结论 患者使用药物后对周围人群的照射不容忽视,应加强核医学科诊疗患者辐射防护认知。