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。     

澳大利亚公众诊断放射性药物辐射剂量的估算

除天然辐射照射外,医疗照射是澳大利亚公众总的辐射负担中唯一最大的来源。为确定核医学中应用放射性药物造成的澳大利亚公众剂量,进行了一项调查。在调查中,用澳大利亚核医学中心提供的资料估算了由于施用放射性药物而造成的平均有效剂量。调查了69个中心,要求每个中心提供1991年6月24日到7月21日的4周内每个病人的下述详细资料:放射性药物、施用活度、年龄、性别、体重(对<15岁的儿童)及怀孕时期(如果怀孕)。用ICRP 60号出版物和53号出版物提供的方法和参数进行了有效剂量估算并对特定年龄组进行修正,从而给出了每种放     

非铀矿山工作人员经由吸入途径所致内照射剂量估算方法探讨

目的 建立我国非铀矿山工作人员经由吸入途径所致内照射年待积有效剂量的方法。方法 用便携式大流量空气采样器在矿区现场采集气溶胶样品,实验室γ能谱仪测量分析样品中放射性核素含量,然后根据测量结果估算内照射年待积有效剂量。结果 用此方法对云南东川铜矿现场采集的2个气溶胶样品分析了放射性活度,估算了经由吸入途径所致内照射年待积有效剂量。结论 探讨了用大流量便携式空气采样器和γ能谱仪分析方法估算经吸入途径所致内照射年待积有效剂量的方法。     

苏联核电站事故对郑州地区的影响

我们对切尔诺贝利核电站事故产生的放射性污染物质进行了连续的监测。主要监测内容有:大气沉降灰、地面空气气溶胶、牛奶、蔬菜、露天水源。测定了这些样品中的总月放射性活度和¹³¹I活度。通过一个多月的紧张的监测工作,基本上搞清了郑州地区的污染情况,并估算了当地居民受到的内照射剂量。     

荷兰核医学操作引起的具有年龄和性别特征的群体剂量

利用ICRP给出的施用每单位活度不同放射性药物后器官剂量估算的最新资料,结合有年龄和性别差异而不包括遗传效应的权重因子,作者重新计算了荷兰1984年核医学操作中引起的躯体有效剂量当量(SED)和有遗传意义的剂量当量(GSD).     

内蒙古地区水中总放射性水平的调查分析

目的 了解内蒙古地区水中的总α和总β放射性水平,估算居民通过饮水所致辐射年有效剂量。方法 采集内蒙古地区全部101旗县、辖区和12个盟市的自来水和出厂水,以及当地主要的河水、湖水、水库水和井水等,共768份水样,用低本底α、β放射性测量仪测量分析其放射性水平,估算居民饮水所致剂量采用美国环境保护署(EPA)Federal Guidance Report 11的通用方法。结果 内蒙古地区自来水、出厂水、河水、湖水、水库水、井水、泉水中总α放射性活度范围分别为0.016~1.003、0.016~0.975、0.017~1.544、0.120~0.672、0.016~0.492、0.016~1.139、0.032~3.156 Bq/L;总β放射性活度范围分别为0.030~0.828、0.031~0.571、0.066~0.873、0.169~2.268、0.046~0.519、0.071~0.526、0.087~1.063 Bq/L。结论 内蒙古地区居民饮用自来水中的总放射性活度均值小于世界卫生组织(WHO)指导值,估算出饮水所致年均有效剂量值小于WHO建议值0.1 mSv/年,其他种类水样总放射性活度也处于全国平均水平之内。     

2017—2020年北京地区大气气溶胶中7 Be和210 Pb放射性活度浓度监测与分析

目的 监测与分析2017—2020年北京地区大气气溶胶中⁷Be和²¹⁰Pb放射性活度浓度变化情况,为有效防治空气污染提供科学依据。方法 利用大流量空气气溶胶采样器（SnowWhite）采集气溶胶样品1 074份,其中春季、夏季、秋季和冬季分别采集275、266、262和271份。使用低本底高纯锗伽马谱仪（ORTEC）分析气溶胶样品中⁷Be和²¹⁰Pb放射性活度浓度。结果 2017—2020年北京地区大气气溶胶中⁷Be放射性活度浓度的变化范围为0.56~14.84 mBq/m³,平均值为6.84 mBq/m³。²¹⁰Pb放射性活度浓度的变化范围为0.01~9.37 mBq/m³,平均值为3.19 mBq/m³。2017—2020年北京大气气溶胶⁷Be和²¹⁰Pb放射性活度浓度在春、夏、秋、冬四季中差异均有统计学意义（F=32.66、93.93,P<0.05）,其中⁷Be放射性活度浓度春季最高,秋季次之,夏季和冬季最低,²¹⁰Pb放射性活度浓度由高到低分别为冬季、秋季、春季、夏季。结论 2017—2020年北京地区大气气溶胶中⁷Be和²¹⁰Pb放射性活度浓度处于正常涨落水平范围内。     

江西省食品和水中天然放射性核素水平及所致居民内剂量评价

本文报道了1982～1984年全省主要食品和水中天然放射性核素含量调查的结果,同时计算了居民由食品和水中放射性核素的摄入量,进而采用ICRP30号出版物给出的方法估算待积有效剂量当量。     

呼吸道粘液－纤毛清除功能测定

呼吸道粘液－纤毛清除功能测定包括粘液流速和清除速度。用放射性气溶胶吸入来测定，是非侵入性，方法可靠，重复性较好，它可以为肺疾病诊断提供依据。     

103Pd放射性支架持续照射犬胆管的放射性损伤的实验研究

目的　寻找动物胆管金属内支架植入方法 ,观察动物胆管植入1 0 3 Pd放射性支架 ,胆管腔内照射的放射性损伤。方法　实验动物为雄性健康杂种犬 ,体重 1 5～ 2 0kg。麻醉下经手术植入1 0 3 Pd放射性金属支架于犬的胆管腔内 ,1 0 3 Pd的放射性活度分别为 1 2 5× 1 0 4kBq、1 6 6× 1 0 4kBq、2 2 2× 1 0 4kBq、2 5 9× 1 0 4kBq、2 9 6× 1 0 4kBq和 3 7× 1 0 5kBq ,植入后 30d取出1 0 3 Pd放射性金属支架和胆管 ,后者经组织切片HE染色 ,光镜下进行放射性损伤的评价。结果　放射性活度为 1 2 5× 1 0 4kBq ,光镜下可观察到黏膜损伤 ;放射性活度为 2 2 2× 1 0 4kBq时胆管放射性损伤达肌层 ;放射性活度为3 7× 1 0 5kBq时放射性损伤达胆管壁外膜 ,出现胆管穿孔。根据不同放射性活度照射后 ,胆管的放射性损伤的放射性活度效应曲线得出 ,ED50 为 2 8 2× 1 0 4kBq。结论　1 0 3 Pd金属支架胆管腔内近距离照射有明显的剂量 效应关系 ,为该放射性支架应用于临床治疗胆管良、恶性狭窄提供重要的实验依据     

钚气溶胶在肺血清模拟液中的溶解特性

在放射性物质从人或动物下呼吸道清除中,吸入放射性气溶胶的生物滞留和它的溶解特性是重要的因素。已经表明,在适宜的介质中所完成的体外放射性气溶胶溶解度的研究能很好地近似体内在两肺中的溶解度。通常使用的液体介质是肺血清模拟液,其组成     

食盐放射性活度水平

食盐放射性活度水平韩寿岭人们平时食用的海盐在结晶过程中会残留一些海水中的天然放射性和人工裂变放射性核素．为了解市售食盐的放射性情度水平和不同成品盐中的放射性活度差异情况，我们用ＮａＩ（Ｔｌ）γ谱仪测量了４种市售食盐样品中放射性核素活度．测量的食盐样品...     

分化型甲状腺癌患者日尿排泄131I活度分数估算

目的 探讨甲状腺切除术后经131I治疗的分化型甲状腺癌(DTC)患者日尿排泄131I活度分数的估算方法.方法 建立优化隔室模型,并计算甲状腺癌患者日尿排泄131I活度分数,对20例经甲状腺切除术后的DTC患者日尿排泄131I累积活度进行检测,以验证该模型计算结果.结果 采用优化模型估算DTC患者服药后第1日尿排泄131I活度分数为58.2%,服药后初始5 d总尿排泄131I活度分数为79.3%;用γ计数仪实际检测DTC患者服药后第1日尿排泄131I活度分数均值为57.9%,服药后初始5 d总尿排泄131I活度分数均值为79.9%.结论 优化的DTC患者隔室模型计算日尿排泄131I活度分数简单方便,估算的日尿排泄131I活度分数值与实际检测结果吻合较好.该模型可用于估算经甲状腺切除术后的甲状腙癌患者日尿排泄131I活度分数,有助于放射性废物管理以及患者周围人员防护.     

18F-FDG注射残留放射性活度影响因素的分析

目的分析18F-FDG药物注射过程中影响其注射后残留放射性活度的因素,以指导临床放射性药物的分装。方法收集2017年10月至12月在首都医科大学附属北京世纪坛医院核医学科行PET/CT检查的患者100例,按其注射药物的体积和放射性活度分组,用放射性活度计记录注射后注射器针筒、注射器针头、三通及头皮针残留的放射性活度以及空气中的放射性本底,并对总残留放射性活度和注射药物的放射性浓度进行曲线拟合。采用SPSS 17.0统计学软件进行正态分布检验及Spearman相关性分析。结果注射后注射器针筒、注射器针头、三通及头皮静脉针残留的放射性活度的中位数（四分位距）分别为1.59（0.93）、3.35（3.43）、1.70（0.92）MBq,总残留放射性活度为7.09（4.31）MBq;总残留放射性活度与18F-FDG注射药物的放射性浓度呈正相关（r=0.594,P < 0.01）,对其进行曲线拟合,放射性浓度 < 600 MBq/mL为宜。结论对18F-FDG浓度进行稀释,降低其放射性浓度能减少总残留放射性活度,精确注射药物活度,同时能够降低对工作人员的受照剂量。     

雾化吸入ATP对肺癌病人粘液纤毛清除功能的影响

用肺功能仪等测定２６例肺癌病人雾化吸入ＡＴＰ前、吸入后即刻和１５ｍｉｎ时的通气功能、血压、心率和血氧饱和度。用放射性气溶胶吸入扫描法测定３０例肺癌病人雾化吸入ＡＴＰ和生理盐水后呼吸道粘液纤毛清除功能（ｍｕｃｏｃｉｌｉａｒｙ ｃｌｅａｒａｎｃｅ,ＭＣＣ）的变化。肺癌病人雾化吸入ＡＴＰ后即刻和１５ｍｉｎ时呼吸道的通气功能、血压、心率和血氧饱和度和雾化吸入前相比无明显变化;雾化吸入ＡＴＰ后肺癌病人的ＭＣＣ有一定程度的增加,而雾化吸入生理盐水（载体）后ＭＣＣ无显著变化。研究表明,雾化吸入ＡＴＰ在短时间内可以增强肺癌病人的粘液纤毛清除功能,而且副作用小、安全性好、容易操作,有望成为临床上治疗ＭＣＣ障碍所致疾病的一种方法。     

氡在空气中的特性与剂量转换系数

目的 :研究了在不同场所 (室外、居室、矿井和岩洞 )的不同氡衰变产物特性 (未附着份额和气溶胶活度大小分布 )条件下吸入氡短寿命衰变产物时 ,由 α潜能浓度计算肺有效剂量的转换系数 ( DCF)。方法 :肺剂量计算是按 ICRP新建议的呼吸道模型中的肺剂量模型进行的。采用的参量 :肺支气管、细支气管和肺泡对肺癌的敏感性分布 WBB∶ Wbb∶ WAI=0 .80∶ 0 .15∶ 0 .0 5。用最近几年在不同场所测量的氡衰变产物特性参数 ,计算了各地点的氡衰变产物未附着部分的剂量转换系数 ( DCFu)和与气溶胶附着部分的剂量转换系数 ( DCFae) ,肺剂量转…     

分化型甲状腺癌患者^131I治疗后体内残留放射性活度的评估

目的 评估分化型甲状腺癌（DTC）患者^131I治疗后体内残留放射性活度.方法 本研究共纳入了35例DTC患者,分为“清甲”（20例）与“清灶”（15例）组,分别于服^13I后2、6、24、48、72 h进行^131I全身显像及1m处当量剂量率的测定,以2h时显像计数和活度作为总计数和总活度.根据各时间点显像计数与2h的显像计数比值间接估算体内残留放射性活度,并估算患者体内残留放射性活度达到400 MBq时的1m处当量剂量率.统计学分析采用直线相关与回归分析.结果 “清甲”组服^131I后2、6、24、48、72 h体内残留^131I活度占服^131I总活度的百分比分别为99％±4％、86％±6％、35％±10％、12％±8％、7％±8％, “清灶”组分别为99％±1％、91％±7％、47％±17％、11％±9％、4％±6％. “清甲”组服^131I后2、6、24、48、72 h的1m处当量剂量率分别为（157±37）、（120±36）、（35±13）、（11±9）、（9±11）μSv/h,“清灶”组分别为（234±43）、（186±51）、（49±20）、（12±11）、（4±6）μSv/h.体内残留的放射性活度与1m处当量剂量率呈正相关（r=0.87,P＜0.001）.“清甲”与“清灶”组服^131I后48、72 h体内残留放射性活度分别为（432±292）、（265±281） MBq及（731±701）、（277±470） MBq,对应的1m处当量剂量率为8～ 11 μSv/h.结论 DTC患者服^131I后48～72 h体内残留放射性活度达到国家标准规定的400 MBq时,即DTC患者1m处当量剂量率达到8～11 μSv/h时方可出院.     

红沿河核电站运行前周边地区放射性水平及所致居民剂量

目的 调查辽宁红沿河核电站运行前周边地区食品和饮用水以及环境放射性本底水平。方法 监测核电站周边30 km范围内12个采样点的食品、饮用水、土壤中γ核素浓度和2个采样点的沉降灰、气溶胶放射性水平以及地表天然γ辐射水平,并估算当地居民由膳食摄入所致内照射剂量。结果 当地食品中的放射性核素主要为天然核素²³⁸U、²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K以及人工核素¹³⁷Cs,其中食品中 ¹³⁷Cs平均活度水平（0.029±0.043）Bq/kg。饮用水中总α放射性水平（0.07±0.06）Bq/L,总β放射性水平为（0.32±0.35）Bq/L,沉降灰总β放射性水平（0.40±0.14）Bq·m^-2·d^-1,气溶胶样品中未发现人工核素,周边地区土壤中¹³⁷Cs平均活度为（2.16 ± 1.37）Bq/kg。结论 核电站周边地区采集的食品中除微量¹³⁷Cs外,未见其他人工γ核素,食品和饮用水中放射性核素水平均低于国家标准限值,沉降灰及气溶胶放射性水平在正常本底范围,居民由食入人工核素¹³⁷Cs所致年有效剂量为0.18 μSv/年。     

肺通气显像剂锝气体内照射吸收剂量估算

目的 估算锝气体(Technegas)肺显像内照射吸收剂量.方法 8名健康志愿者,单次吸人Technegas(46.71±19.02)MBq后,采用连续显像方法估算各时间点全身及肺等主要器官的放射性,并将原始数据转换为百分吸人剂量率(%ID)后拟合时间.放射性曲线,求单位累积活度.应用MIRDOSE 3.0软件,估算肺及全身各主要器官的平均吸收剂量.结果 肺为平均吸收剂量最高的器官[(9.8±1.2)×10-2 mGy/MBq],此后依次为胃[(1.7±1.2)×10-2 mGy/MBq]、心脏壁[(1.2±0.17)×10-2 mGy/MBq]、甲状腺[(8.3±5.9)×10-3 mGy/MBq]、肝[(7.8±2.8)×10-3 mGy/MBq]和肾[(7.6±3.0)×10-3 mGy/MBq],全身有效剂量当量为(1.6±0.37)×10-2 mSv/MBq.结论 虽然Technegas肺通气显像中受试者接受的有效剂量明显高于99Tcm-DTPA气溶胶、81Krm及133Xe等肺通气显像剂,但是参考WHO推荐的生物医药研究中健康志愿者的年累积有效剂量限值和国际辐射防护委员会(ICRP)辐射危险分类标准(ICRP 62),该有效剂量是可以接受的低剂量.     

分化型甲状腺癌患者131I治疗后体内残留放射性活度的评估

目的 评估分化型甲状腺癌(DTC)患者¹³¹I治疗后体内残留放射性活度.方法 本次前瞻性研究包括49例DTC患者,分为“清甲”(¹³¹I摧毁术后残留的甲状腺组织)与“清灶”(¹³¹I治疗甲状腺床残留甲状腺癌、甲状腺床复发灶和转移灶)组,于服¹³¹I后收集患者每次排泄尿液,测定患者每天每次通过尿液排泄的放射性活度及排泄的总放射性活度,进而估算患者体内残留的放射性活度.分别于服¹³¹I后2、6、24、48、72 h进行1 m处剂量当量率的测定,估算患者体内残留放射性活度达到400 MBq时1 m处剂量当量率.结果 服¹³¹I后2、6、24、48、72 h体内残留¹³¹I活度占服¹³¹I初始活度的百分比,“清甲”组分别为99%、72%、25%、15%、7%,1 m处剂量当量率分别为157、120、35、11、9 μSv/h;"清灶"组对应百分比分别为99%、71%、18%、7%、3%,1 m处剂量当量率分别为232、182、48、11、2 μSv/h.体内残留的放射性活度与1 m处剂量当量率呈正相关(r=0.94,P<0.001).“清甲”与“清灶”组服¹³¹I后48~72 h体内残留放射性活度分别为548~259及451~248 MBq,对应的1 m处剂量当量率为8~10 μSv/h.结论 DTC患者于服¹³¹I后48~72 h体内残留放射性活度达到国家标准规定的400 MBq,即DTC患者1 m处剂量当量率达到8~10 μSv/h方可出院.