碘[131I]化钠口服溶液治疗分化型甲状腺癌场所空气中131I浓度检测

目的 研究核医学科碘[¹³¹I]化钠口服溶液治疗分化型甲状腺癌（DTC）患者时,治疗场所空气中¹³¹I放射性浓度,评估工作人员内照射剂量。方法 选取某医院核医学科DTC患者¹³¹I住院治疗的工作场所。分别对¹³¹I服药区和¹³¹I治疗病房空气进行气体采样,通过低本底伽玛谱仪探测样本,经计算空气中¹³¹I的活度浓度,估算工作人员受到的内照射剂量。结果 在¹³¹I服药区,服药3 h内活度浓度为3～187 Bq/m³。患者服药期间及患者服药后3 h、在服药处停留5～30 min,内照射剂量分别为0.08～0.50 μSv及0.00～0.04 μSv。患者服药当天病房空气中¹³¹I的活度浓度最高,可达3 091 Bq/m³;患者出院后,病房活度浓度逐渐降低,在48 h内浓度为10～242 Bq/m³。出院后48 h内 在病房停留5～30 min,内照射剂量为0.01～14.11 μSv 。结论 ¹³¹I治疗DTC患者服药期间空气中¹³¹I活度浓度较高,建议采用远程给药或观察窗给药。患者住院期间,病房内¹³¹I活度浓度最高,建议除医护人员外,禁止其他人员进入病房。患者出院后,尽量延后进入病房的时间,以减少内照射剂量。     

某医院核医学科放射防护评价

为评价安阳市人民医院核医学科应用放射性核素¹²⁵I、¹³¹I对工作场所及环境的影响,保护工作人员及公众健康,对该院的核医学科进行了辐射防护监测。     

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。     

131I的分装与使用对工作场所γ辐射水平的影响

目的 探讨¹³¹I在核医学分装和使用过程中对工作场所γ辐射水平的影响。方法 通过使用RSS-131型高压电离室对四家核医学单位工作场所进行连续γ辐射剂量率测量。结果 通过连续γ辐射剂量率测量,可了解到¹³¹I在核医学分装和使用过程中对工作场所γ辐射水平的影响。结论 在核医学应用中,应进一步加强辐射管理,集中服用¹³¹I放射性药物的辐射管理模式更符合辐射防护最优化原则。     

2019-2021年核医学工作人员内照射剂量监测结果分析

通过对核医学工作人员甲状腺¹³¹I的测量，估算核医学工作人员内照射剂量。以核医学工作人员为研究对象，使用便携式γ谱仪对甲状腺部位直接测量，以大腿内侧测量结果为本底值，计算甲状腺¹³¹I活度并进行年有效剂量估算。结果显示，2019-2021年，参与调查85人，甲状腺¹³¹I检出33人，3年平均检出率为38.82%;2019年甲状腺¹³¹I平均活度为395.39 Bq、2020年为212.61 Bq、2021年为1 706.81 Bq,2021年最高，差异有统计学意义(F=11.968,27.733,P<0.05)；参与碘诊断及治疗55人，甲状腺¹³¹I检出24人，检出率为43.64%；未参与碘治疗30人，甲状腺¹³¹I检出9人，检出率为30.30%;3年平均年有效剂量分别为0.53、0.43、2.28 mSv。提示，核医学工作人员内照射剂量不容忽视，应根据工作量选择不同的监测周期，结合空气采样分析，综合评价核医学工作人员的内照射剂量。     

人体甲状腺中131I的测量方法进展

放射性核素¹³¹I是核医学中最常用的核素,也是威胁放射工作人员健康的关键核素。目前国内放射工作人员监测仅限于外照射个人剂量监测,而关于内照射监测方法的研究较少,探讨放射性¹³¹I内照射剂量测量的方法具有重要意义。甲状腺中¹³¹I内剂量测量的方法主要为体外直接测量法、生物样品分析法和空气采样分析法三种。本文对国内外人体甲状腺中¹³¹I的内剂量测量方法进展进行了梳理与综述,以期为人体甲状腺中¹³¹I快速直接测量方法的建立提供参考依据。     

杭州市公立医院核医学现况及131I操作人员甲状腺内照射监测结果分析

采用问卷调查方式收集杭州市9家公立医院核医学基本情况,使用便携式γ能谱仪对26名¹³¹I操作人员的甲状腺内照射进行监测。9家医院核医学科共有219名放射工作人员,2020年¹⁸F、⁹⁹Tc^m、¹³¹I使用量分别为213 800、566 866、196 879 mCi; 18名(69.23%)医务人员甲状腺测量活度高于最低探测限,活度范围为<28.22～2 162.04 Bq。提示杭州市公立医院核医学发展已初具规模,¹³¹I操作人员存在内照射的风险,相关主管部门需重点关注。     

核医学工作人员体内人工放射性核素内照射剂量初步调查

【目的】初步了解核医学工作人员体内可能受到放射性核素污染的情况。【方法】选择上海市2家开展核医学诊疗医院的放射科工作人员共34名作为调查对象，其中核医学医生8名、核医学技师14名、核医学护士12名。先通过体表放射性污染检测确认其无体表放射性污染后，再用全身计数仪进行全身扫描判断其是否受到体内人工放射性核素污染。【结果】核医学工作人员均未检测出α表面污染，核医学医生、技师和护士β表面污染分别为(13.8±0.8)、(14.1±0.8)、(14.0±0.7)次·s^-1。8名核医学医生中，分别有2、2、4名受到¹⁸F、^99mTc和¹³¹I污染；14名核医学技师中，分别有3、5、2名受到¹⁸F、^99mTc和¹³¹I污染；12名核医学护士中，分别有6、8、5名受到¹⁸F、^99mTc和¹³¹I污染。核医学技师体内¹⁸F活度为1 997～9 401 Bq，核医学...     

盘锦市某医院核医学科碘治疗项目放射防护屏蔽计算与剂量估算

目的 通过对盘锦市某医院核医学科碘治疗项目进行放射防护预测性评估，了解碘治疗项目的放射防护水平。方法 2021年10月，采用理论计算法和综合分析法，对盘锦市某医院核医学科碘治疗工作场所的放射性职业病危害防护措施和设施进行放射防护屏蔽计算和剂量估算。结果 该项目存在的放射性职业病危害因素主要是分装、转运和口服过程中的含Na¹³¹I的放射性药物，核素Na¹³¹I衰变发出的γ射线及口服过¹³¹I放射性药物的受检者。估算结果显示，碘治疗工作区护师与医师岗位全身(0.01 mSv/a)、眼晶体(0.01 mSv/a)、手部(0.04 mSv/a)的年当量剂量均低于国家职业剂量限值与年剂量管理目标值。结论 碘治疗工作区的总体屏蔽设计合理，但存在个别功能用房的防护门外关注点剂量率较高。针对关注点剂量率较高的区域，建议加强管理，不要长时间停留。     

便携式γ谱仪在放射工作人员甲状腺131I监测中的应用

目的 将InSpector 1000便携式γ谱仪及其相应配套软件应用于放射工作人员甲状腺¹³¹I活度的监测中,监测核医学科放射工作人员内照射剂量。方法 对谱仪进行刻度并参加了美国劳伦斯·利弗莫尔国家实验室发起的2018年甲状腺放射性碘比对计划,确保测量的准确性;利用该谱仪分别对北京市与济南市的2家三甲医院核医学科放射工作人员进行测量以验证方法的可行性。结果 该InSpector 1000便携式γ谱仪参加国际比对的结果合格。北京市某三甲医院的测量结果显示10名放射工作人员的甲状腺¹³¹I活度均低于最小可探测活度（33.30 Bq）,济南市某三甲医院的测量结果显示4名放射工作人员的甲状腺¹³¹I活度分别为64.05 Bq、160.77 Bq、416.67 Bq、低于最小可探测活度（35.18 Bq）,4名被测对象中有3人的甲状腺内监测到¹³¹I,其对应的甲状腺待积器官剂量分别为0.70 μSv、1.77 μSv、4.58 μSv。结论 将InSpector 1000便携式γ谱仪应用于核医学科放射工作人员甲状腺¹³¹I监测的可行性强,该谱仪在辐射监测领域有很好的应用前景,可在放射防护领域、核应急现场检测领域发挥重要作用。     

131I甲状腺癌治疗住院管理及放射防护状况调查

目的了解¹³¹I甲状腺癌治疗住院管理及放射防护状况,发现问题,提出建议,为医疗机构贯彻落实相关标准提供参考。方法通过查阅书面资料、现场查验、专家访谈、现场快速检测等方法对上海市6家、浙江2家、江苏2家共10家开展¹³¹I甲状腺癌治疗的医疗机构放射防护和管理情况进行调查。结果调查的10家医疗机构¹³¹I甲状腺癌治疗平均用药活度110～120 mCi(4.07～4.44 GBq);接受治疗的患者全部入院进行治疗,住院3～7 d;7家开展¹³¹I分装,其中6家采用¹³¹I自动分装仪;9家病房内有独立的通风系统,其中8家定期更换过滤;10家病房内都设有专用厕所和淋浴间;病床间设置了屏蔽设施,铅当量最低0.5 mm Pb,最高达10 mm Pb;10家病房都有对讲和监控措施,其中9家有单向门禁,4家病房内设有剂量监测设备;9家对工作场所开展表面污染监测,10家都未开展空气污染检测;10家医疗机构都要求患者体内放射性活度降至低于400 MBq后出院,其中5家采用探测患者体表外一定距离剂量率...     

131I放射性药物生产工作人员剂量估算与评价

目的 理论估算¹³¹I放射性药物生产过程中放射工作人员的外照射和内照射剂量,与现场辐射监测结果比较,探讨放射工作人员年受照剂量估算与评价方法。方法 以某一¹³¹I放射性药物生产企业为例,通过估算工作人员在分装、转移、包装以及转运四个环节工作人员全身和手部剂量率以及工作人员操作过程中对¹³¹I核素的摄入量,全面分析工作人员外照射和内照射剂量。结果 理论估算外照射最大受照剂量为3.23 mSv/a;实测推算工作人员外照射最大受照剂量为1.72 mSv/a,理论估算结果比监测结果保守;工作人员手部外照射受照剂量偏高112.3 mSv/a,约占年剂量限值的1/5;内照射剂量为0.23 mSv/a,占总受照剂量7.1%。结论 放射性药物生产¹³¹I项目对工作人员辐射影响分析时,工作人员手部受照剂量偏高,应采取必要的辐射防护措施,加强防护和管理;其次工作人员内照射剂量不容忽视,应设计合理的气流组织,定期对气溶胶进行有效监测。     

高纯锗γ谱仪对碘采集装置中131I的探测效率研究

校准气载放射性碘监测设备参考响应的测量标准,是以放射性碘采集装置为源载体的¹³¹I参考源,其量值采用γ能谱法测定。γ谱仪对采集装置中¹³¹I的探测效率是¹³¹I参考源准确定值的关键参数。本研究针对测量用的相对效率为53%的N型同轴高纯锗γ谱仪,刻度了其对采集装置中¹³¹I的探测效率。结果表明,该γ谱仪对玻璃纤维滤纸与活性炭滤纸表面¹³¹I的探测效率为7.68%,对浸渍活性炭滤盒不同深度处探测效率变化范围为(3.14~7.68)%,当分布参数在(0.09~0.34) mm^-1之间变化时,采用该高纯锗γ谱仪测量,浸渍活性炭滤盒的η_count·η_collection值在(4.90~6.82)%间变化。     

低剂量131I内照射诱导小鼠胸腺细胞DNA损伤的适应性反应

目的 研究低剂量¹³¹I内照射诱导小鼠胸腺细胞DNA损伤的适应性反应。方法 用琼脂糖凝胶电泳和灰度值测定的方法确定低剂量¹³¹I(D1)和对小鼠胸腺细胞DNA具有明显损伤作用的¹³¹I剂量(D2),然后比较D1+D2组与D2组小鼠胸腺细胞DNA损伤的差异,D1、D2间隔为12 h。结果 根据DNA琼脂糖凝胶电泳和灰度值测定结果,发现D2组随着¹³¹I剂量的增加梯形条带清晰度和灰度值依次增加,最大损伤剂量D2是10⁶ Bq/g;D1+D2组DNA琼脂糖凝胶电泳梯形条带清晰度和灰度值比D2组明显下降,其中(10²+10⁶)Bq/g剂量组与(10³+10⁶)Bq/g剂量组DNA琼脂糖凝胶电泳梯形条带清晰度与灰度值10⁶ Bq/g剂量组比较下降最明显。结论 低剂量¹³¹I内照射能够诱导小鼠胸腺细胞DNA损伤的适应性反应。     

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。     

125I粒籽植入放射工作人员受照剂量评估

目的 研究¹²⁵I粒籽植入治疗过程中放射工作人员受照剂量水平,并对其辐射风险进行评估,同时提出合理化的辐射防护建议。方法 本次用于场所防护检测采用100粒单粒活度为0.8 mCi的¹²⁵I粒籽源;单粒¹²⁵I粒籽源周围剂量当量率研究采用的单粒粒籽源出厂活度为0.85 mCi;采用点源模型对不同分工的医务人员受照剂量进行理论计算;同时使用TLD对单粒¹²⁵I粒籽源周围剂量当量率进行测量,使用AT1121型X、γ辐射剂量当量率仪对场所进行布点检测,根据检测结果评估医务人员的受照剂量。结果 术前分装人员,在佩戴0.025 mmPb铅防护手套的情况下手部剂量将降低为5.02 mGy/a;术中手术人员手部剂量将降低为3.01 mGy/a;对于术后护理人员而言,100粒粒籽源在植入深度为2 cm,穿戴0.25 mmPb铅衣的情况下,年受照剂量将降低为0.013 mGy/a。单粒¹²⁵I粒籽源周围剂量当量率测量结果表明距离源30 cm以外基本为本底水平。针对单粒粒子源周围剂量率分布,使用点源模型以及TLD实验测量结果表明,点源模型计算结果较TLD实验测量结果较大,距离越近,相差越大;距离越远两者结果越接近。对于治疗场所而言,使用点源模型以及实验测量结果表明,点源模型较实测结果较大。结论 针对单粒¹²⁵I粒籽源,距离较近时需看作线源,而非点源,因此在距离较近时,点源计算模型较实测结果较大;随着距离的增加,点源计算结果与实测结果越来越接近。建议分装、手术人员、护理病患的护士穿戴防护用品;放射性粒籽植入的患者在手术后穿戴铅围裙或在手术部位覆盖铅防护用品。     

125I粒籽植入治疗辐射防护及关键控制技术探讨

目的 探讨碘-125（¹²⁵I）放射性粒籽植入治疗过程中可能存在的放射性职业病危害因素及辐射水平,探讨关键控制技术。方法 以5家开展¹²⁵I粒籽植入治疗项目的医疗机构为研究对象,采用放射卫生学现场调查、工作场所辐射防护水平检测、人员个人剂量监测等方法,调查粒籽植入涉源工作场所及相关人员的辐射水平;结合源项分析及放射卫生管理经验,根据危害分析与关键控制点（HACCP）的原理,探讨¹²⁵I粒籽植入治疗过程的关键控制点。结果 不同涉源场所中粒籽植入源运输包装、粒籽植入治疗室和专用病房工作场所各关注点的周围剂量当量率为本底~1.80 μSv/h（病房门处）,均小于2.5 μSv/h;35名放射工作人员全年个人剂量监测结果为0.20~1.80 mSv,平均为0.42 mSv。结论 不同涉源场所的辐射水平及人员的受照剂量均符合国家标准限值的要求;应根据关键控制措施,对¹²⁵I放射性粒籽植入治疗过程的关键环节予以控制。