上海市PET/CT工作场所放射性水平监测与分析

目的 了解上海市PET/CT使用基本状况,通过对PET/CT工作场所放射性水平的监测,掌握目前上海市PET/CT场所防护情况。方法 普查上海市PET/CT医疗机构,通过γ辐射空气吸收剂量率和β表面污染两项检测指标进行现场监测。结果 截止2011年底,上海市共有PET/CT 13台。现场检测表明,候诊室及注射室γ辐射空气吸收剂量率水平相对较高,候诊室门四周最高达19 552 nSv/h,注射室桌面最高达6 136 nSv/h,注射室中央最高达5408 nSv/h。PET/CT工作场所β表面污染无超国家标准限值情况,但注射室内,尤其是传递窗及废物桶四周仍然较高。结论 上海市PET/CT工作场所放射防护较得当,工作场所表面污染水平能控制在标准限值内,但国家标准对PET/CT等核医学场所的γ辐射空气吸收剂量率并没有限值,防护重点仍是外照射的防护。     

新疆某医院PET/CT工作场所中辐射性水平及辐射安全管理

目的通过实际测量调查,了解新疆某医院PET/CT工作场所中辐射性水平;提出相应的辐射安全管理对策。方法使用Identifinder-N型X-γ剂量计和能谱仪、FH40G+FHT752型中子剂量当量仪、BH3206型表面沾污仪进行工作场所监测。结果部分工作场所γ外照射明显高于环境本底水平,其中加速器防护门γ辐射剂量率最高达到7.92μGy/h,机房外环境的中子剂量率为辐射环境本底水平,β放射性表面污染属于正常水平;估算出职业工作人员年均有效剂量为3.99mSv,符合5 mSv/a的管理限值。结论应加强对PET/CT工作场所辐射安全管理,降低工作场所环境放射性水平,并提出相应的辐射安全管理对策。     

PET/CT工作场所放射性水平监测及分析

目的了解PET/CT工作场所放射性水平,并估算出工作人员的受照剂量。方法通过γ辐射空气吸收剂量率和表面沾污的监测。结果PET/CT工作场所局部放射性水平较高,对PET/CT工作人员产生最大年有效剂量为3.2mSv。结论PET/CT工作人员受照年有效剂量符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)的限值规定要求。但PET/CT工作人员应加强防护意识,增加防护设备,避免附加照射对工作人员的身体伤害。     

海阳核电站周边地区环境γ辐射剂量率水平调查与评价

目的 获取海阳核电站运行前周边地区的环境γ辐射剂量率本底数据,为评价核电站运行后对周边环境的影响提供依据。方法 利用GR 460车载辐射监测系统,在海阳核电站周边30 km范围内开展现场巡测,并估算居民暴露剂量。结果 周边环境γ辐射空气吸收剂量率的范围为39.6~109 nGy/h,均值为72.2 nGy/h,距离核电站0~5、5~10、10~20、20~30 km区域内的γ辐射空气吸收剂量率均值间有显著差异性,室外环境γ辐射剂量率所致居民的人均年有效剂量为84.8 μSv。结论 海阳核电站周边地区的环境γ辐射剂量率及其所致居民暴露剂量均属于我国正常本底水平之内。     

PET-CT工作场所及医用回旋加速器机房辐射水平监测与分析

目的 对某医院PET-CT工作场所和医用回旋加速器机房监测,了解其辐射水平,并估算工作人员受照剂量。方法 按照国家规定的技术规范监测剂量当量率及表面污染。结果 PET-CT工作场所部分区域辐射水平较高,PET-CT工作人员所受附加最大年有效剂量约为1.4 mSv,回旋加速器操作人员所受附加最大年有效剂量约为0.5mSv,符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871-2002)的限值规定要求。结论 PET-CT工作人员应加强辐射防护意识,减少所受附加剂量。     

某医院核医学科放射防护水平初探

目的对某医院核医学科放射防护的检测结果进行分析,根据检测结果提出放射防护最优化建议。方法按照相关国家标准,采用FD-3013 B智能γ辐射仪测量核医学工作场所的环境放射防护水平,FJ-2201型（α、β）表面污染测量仪进行表面污染检测。结果该核医学科及周围环境辐射最大值为1.95μSv/h,各个工作场所中环境辐射剂量率最大值为2.04μSv/h,表面污染的最大值为0.29 Bq/cm^2,职业人员全年有效剂量的最大值为2.1 mSv。结论该核医学科选址适宜,布局合理,辐射防护及工作场所表面污染水平监测结果符合相关国家标准。为保护工作人员和公众的身体健康,应加强对工作场所的放射防护检测,实现实践的正当性和医疗照射的防护最优化。     

福清核电站运行前环境γ辐射水平及所致居民剂量估算

目的 调查福清核电站运行前环境地表γ辐射剂量率及其所致居民暴露剂量。方法 按照《环境地表γ辐射剂量率测定规范》(GB/T 14583-1993)和《辐射环境监测技术规范》(HJ/T 61-2001)的要求,用GPS全球定位器确定监测点位置,选择17个监测点作为调查区,用Radalert 100 Nuclear放射性检测仪测量环境γ辐射空气吸收剂量率,估算居民暴露剂量。结果 核电站周围17个监测点的环境地表γ辐射空气吸收剂量率居室内变化范围为96~238nGy/h,平均值为191 nGy/h,居室外变化范围为73~177 nGy/h,平均值为144 nGy/h,由环境辐射外照射致福清市居民人均年有效剂量为1113.6 μSv,集体年有效剂量为1375.1 man·Sv。结论 福清核电站周围地表γ辐射空气吸收剂量率水平属于福建省正常环境放射性本底水平。     

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。     

某医院核医学科放射性污染和外照射水平调查

为了解某医院核医学科的辐射防护情况。我们用BH3103A-X、γ剂量率仪和FJ2207型α、β表面污染仪分别测量了该核医学科在诊断与治疗患者过程中的γ射线外照射水平及工作场所的β放射性表面污染情况。结果表明,工作人员受到的γ射线外照射的年有效剂量最高为5.24 mSv;工作场所的β放射性表面污染程度最大不超过4Βq/cm2。提示,该医院核医学科的β放射性表面污染水平符合我国辐射防护标准中规定的控制水平。建议把5 mSv作为核医学科的年剂量的管理限值的上限。     

某60Co辐照中心辐射防护效果评价

目的 某辐照中心从英国引进⁶⁰Co放射源,主要从事水果、脱水蔬菜、药粉、医疗用品等产品辐照灭菌加工服务。通过对该辐照中心周围环境γ剂量率及β表面污染进行监测,分析评价监测结果,确保职业工作人员和公众的健康。方法 根据国家相关的放射卫生标准与方法。结果 监测了辐照中心周边环境γ剂量率及β表面污染。结论 该辐照中心基本落实了辐射安全管理制度和辐射安全防护各项措施,该项目对职业工作人员和公众人员是安全的,对周围环境产生的影响较小。     

眉山市室外地表γ剂量率本底水平调查

目的 了解眉山市室外地表γ剂量率本底水平,探讨眉山市地表γ剂量率本底差异。方法 2017—2021年,使用环境级X-γ剂量率仪进行巡检,收集眉山市室外地表γ剂量率本底水平,采用t检验,方差分析等方法,并使用SPSS 21.0软件进行分析,以α=0.05作为检验水准进行检验。结果 本次调查获得480个点的室外地表γ辐射剂量率本底水平,均值为81.62 nGy/h,室外地表天然γ辐射剂量本底水平所致居民人均年有效剂量当量为0.1 mSv。城市道路剂量率本底水平大于一般道路,眉山地域的周围区域高于中心区域,东部地区大于西部地区。结论 眉山市室外地表γ辐射剂量属于正常的γ剂量率本底水平。     

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。     

β表面污染测量的探测限及γ剂量率影响分析

目的 讨论了β表面污染监测仪对γ剂量率的响应问题、β表面污染本底测量及探测下限问题。方法 在不同γ剂量率水平的环境中进行β表面污染测量,并就γ剂量率较低场所的(本底水平)测量值讨论探测限的计算。结果 β探头对γ射线的响应具有线性正相关,在不同γ剂量下测量β表面污染的本底不一样,相应的探测限也随之改变。结论 γ剂量率对β表面污染测量结果的影响不容忽视,根据监测任务要求、本底计数(率)来选择仪器,确定测量时间或重复测量次数,使探测限满足评价指标/标准的需要。     

南海三山港环境外照射本底水平监测

应用BH-3103A型X-γ剂量率仪监测了南海三山港口岸环境外照射水平。结果表明:该口岸室外宇宙γ射线平均空气吸收剂量率为5.66×10~(-8)Gy/h,室外地表γ射线平均空气吸收剂量率为 10.41×10~(-8)Gy/h。同时对不同用途的和不同地质结构的室外场地地表γ辐射水平进行了监测与分析;室内γ射线平均空气吸收剂量率为 18.11×10~(-8)Gy/h,对不同建筑结构的室内γ射线进行了监测与分析。这些资料对今后的口岸放射性监测工作提供了依据。     

吉林市某高校不同场所γ辐射水平调查及分析评价

目的:了解吉林市某高校不同场所γ辐射水平,并做出简要分析与评价.方法:根据环境地表γ辐射剂量率测定规范(GB/T14583-93)用BH3103B便携式X-γ剂量率仪对该高校6类不同场所55个检测点的γ辐射剂量率进行测量.结果:办公楼γ年有效剂量当量为0.466 mSv;校园γ年有效剂量当量为0.227 mSv;学生宿舍γ年有效剂量当量为0.429mSv;银行储蓄所γ年有效剂量当量为0.429mSv;附属医院(医务者环境)γ年有效剂量当量为0.350mSv;附属医院(公共环境)γ年有效剂量当量为0.350 mSv.结论:调查表明,调查的6类场所(办公楼、校园、学生宿舍、银行储蓄所、附属医院(医务者环境)、附属医院(公共环境))放射性辐射水平都不高,均未超过国家对公众个人的标准(GB 8703-88)(1 mSv).     

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。     

几种放射诊疗工作场所辐射水平及防护

目的 监测几种放射诊疗工作场所辐射水平,了解医学放射工作人员所接受的剂量水平。方法 采用便携式X-γ剂量仪(闪烁体探测器),同一测点连续监测10个数据,取其平均值和标准差。结果 ⁶⁰Co治疗机的工作场所空气比释动能率最大值出现在工作人员摆位处,其值为2.9×10^-6Gy/h,其他几种放射诊疗工作场所剂量率值均小于5.0×10^-7Gy/h。结论 辐射医学设备所在的工作场所有较好的辐射防护。     

BH3103A便携式X-γ剂量率仪的工作原理与维修

近年来,随着放射性同位素及射线装置在工业、医疗、科研等各个领域的广泛应用,放射线的危害性一直在增大,如果人体受到长时间大剂量的射线照射,就会使细胞器官组织受到损伤,破坏人体DNA分子结构,有时甚至会导致癌症。在卫生监督执法工作中,BH3103A便携式X-γ剂量率仪主要用于环境辐射γ空气吸收剂量率、各种建筑材料γ放射性、X-γ辐射源工作场所的剂量监测等。该仪器具有灵敏度高,能量响应好,剂量率量程宽等特点。现就其工作原理及我们在日常工作中遇到的几例故障报道如下,供同行参考。1.工作原理1.1仪器的组成:该仪器主要由探头和操作…     

某氯化稀土分选项目辐射环境监测与分析

目的 对某氯化稀土分选项目工艺过程中对周围环境所造成的辐射影响分析。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 稀土原料包表面γ剂量率范围在3366.0~3514.0 nSv/h,低品位稀土精矿包表面γ剂量率范围在14 671.0~20 298.0 nSv/h;办公区及车间β表面污染水平最大为0.265 Bq/cm²和4.281 Bq/cm²。结论 根据监测结果,在各项环保措施落实到位的前提下,该氯化稀土项目对环境公众所致辐射剂量为环境本底水平,对职业人员所致辐射剂量符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871-2002)要求,对周围环境介质未造成显著辐射影响,符合国家相关标准要求。     

钍钨电极生产过程中的放射性污染防控研究

目的 分析钍钨电极生产过程中产生的放射性污染,确定生产场所和生产过程中的辐射污染水平,为生产全过程辐射环境管理,最大限度地减少放射性污染对工作人员和环境的影响提供依据。方法 首先对完整的钍钨电极生产工艺进行分析,然后以某典型钍钨电极生产企业为例,对其辐射工作场所进行了辐射污染环境检测,就辐射污染源项、放射性污染管理要点以及辐射污染防治措施等方面进行了分析。结果 各工作场所γ空气吸收剂量率的实测最大检测值为0.32 μGy /h。各工作台面的α表面污染水平最大检测值为17.75 Bq/cm²,β表面污染水平最大检测值为35.55 Bq/cm²。各岗位工作人员工作服及手套α表面污染水平最大值为0.38 Bq/cm²;β表面污染水平最大值为4.00 Bq/cm²。结论 钍钨电极生产场所在落实辐射安全管理制度和辐射安全防护各项措施的情况下,对周围环境以及职业工作人员和公众人员产生的辐射污染是可控的。