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。     

制备放射性药物99Tcm对工作人员手部的辐射影响研究

目的 探讨⁹⁹Tc^m药制备过程中工作人员的手部当量剂量情况。方法 对采用不同防护套和不同工作时间制备⁹⁹Tc^m药所致手部当量剂量进行估算。结果 按照年工作250天计算,采用3 mm铅防护套所致手部的当量剂量约为668.8 mSv/a,采用2 mm钨合金防护套所致手部当量剂量约为392.7 mSv/a;按照年工作100天计算,采用3 mm铅防护套所致手部的当量剂量约为267.3 mSv/a,采用2 mm钨合金防护套所致手部当量剂量约为157.1 mSv/a。结论 ⁹⁹Tc^m药制备过程中手部剂量的辐射影响不容忽视,应合理分配工作人员的工作时间或提高防护效果,保证工作人员手部的年受照当量剂量低于GB 18871—2002中四肢或皮肤的年剂量限值500 mSv/a的要求。     

某医院新建核医学工作场所验收监测与分析

目的 根据国家有关标准,对某医院新建核医学工作场所进行验收检测与评价,并从辐射防护最优化角度提出放射防护建议。方法 通过现场调查和监测,使用451P型X、γ剂量率仪进行场所周围剂量当量率监测,使用FH40G-FHZ742表面污染仪进行工作人员体表和场所表面污染监测,检测方法依据国家相关标准。结果 该场所^99mTc日等效操作量为7.4×10⁷Bq,属于乙级非密封源工作场所。根据场所周围剂量当量率检测结果并结合医院工作量,注射人员手部当量剂量最高为7.1mSv/a,处理后的场所表面污染水平为2.2Bq/cm²。结论 该场所布局合理,人员年剂量和表面污染水平均符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》GB18871-2002的要求。可根据个人剂量检测结果合理调整安排放射性核素操作和注射人员工作时间。     

洛阳市放射工作人员个人外照射剂量监测结果分析

目的 为了解放射工作人员所接受的外照射剂量。方法 用RGD-3B型热释光剂量仪,对从事放射工作的人员进行个人外照射剂量测定。结果 共测定2 026人次,集体剂量当量为5.858Sv/人,人均年剂量当量为2.891mSv。其中从事密封源其他应用(密温度计、核子秤、料位计、液位计等)放射工作人员受照剂量最高达3.920 mSv/a,最低为核医学放免工作人员。结论 洛阳市绝大多数放射工作人员年受照量较低,工作场所防护较好。     

山西省某医院放射工作人员个人剂量监测结果与分析

目的 了解我院放射工作人员所受电离辐射水平和防护措施效果。方法 通过对我院2003年~2012年放射工作人员的个人剂量监测、分析,比较不同工种放射性工作人员所受电离辐射水平差异。结果 人均年剂量当量为0.56 mSv/a,从2003到2010年有逐年下降的趋势,2011、2012两年间放射工作人员的人均年剂量当量升高。在各个工种中,核医学人员的人均年有效剂量当量最高,为1.56 mSv/a,其次为介入治疗人员1.39 mSv/a,最低的为放射诊断人员0.26 mSv/a。结论 我院放射工作人员的年剂量当量处于较低水平,核医学科和介入治疗应作为放射防护的重点。     

内蒙古自治区放射工作人员外照射个人剂量水平分析

目的 为了解不同放射工作人员接受外照射剂量水平及动态变化,正确评价放射工作人员职业危害及防护效果。方法 采用热释光剂量方法。结果 4年共监测放射工作人员6 042人次。集体剂量当量为11.90(人.Sv.a^-1);人均年剂量当量为1.98mSv.a^-1;其中从事X射线诊断放射工作人员的受照剂量最高为2.14 mSv.a^-1;从事其他射线工作人员受照剂量为1.95 mSv.a^-1;最低的为从事放射治疗工作人员受照剂量为1.21mSv.a^-1。结论 全区放射工作人员年受照剂量水平除从事医用X射线诊断工作人员中的四人年剂量当量超过国50mSv.a^-1外,其他各类放射工作人员人均年剂量当量均小于国家限值剂量。     

某医院核医学科放射防护监测结果与分析

目的 对某医院核医学科放射防护状况进行分析与探讨,从放射防护最优化与确保安全运行角度提出放射防护建议。方法 依据国家相关的放射卫生标准与方法进行。结果 该核医学科及周围环境辐射水平最大值为300μGy/h;工作场所表面污染最大值为8.85 Bq/cm²;人均年有效剂量为1.52mSv,其中一人年剂量最大值为6.24mSv,超过了目标管理值5mSv。结论 核医学科,布局合理,监测结果符合相关放射卫生标准要求,但应结合实际,适当增加工作场所面积,进一步完善科室放射防护管理体系和加强放射性核素操作环节的个体防护,降低操作放射性药物环节、病人环节所引起的不必要的照射。     

阳泉市2004年放射工作人员个人剂量监测结果分析

目的 了解阳泉市放射工作人员外照射个人剂量水平,评价放射工作人员职业危害及防护效果。方法 采用热释光剂量方法监测。结果 阳泉市2004年放射工作人员外照射人均年剂量当量为0.91 mSv,<2 mSv的人员占监测总人数的98.44%,超过2 mSv小于20 mSv的人员占监测总人数的1.66%。结论 2004年阳泉市放射工作人员外照射人均年剂量当量较1988年、1997年有明显下降,在现有条件下工作是安全的,但应加强核医学和乡镇卫生院防护条件的改善和提高放射工作人员的防护意识。     

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。     

河北省部分核医学工作场所的放射防护现状调查与分析

目的 掌握河北省部分核医学放射工作场所防护现状和放射工作人员防护现状,为加强放射卫生监督和制定核医学相关标准提供数据支持。方法 对河北省内16个核医学工作场所用X、γ辐射剂量仪测量周围剂量当量率,用α、β表面污染仪测量工作场所及工作人员体表的β表面污染;以热释光剂量法监测77名核医学工作人员的深部个人剂量当量H_p(10),并查阅这77名核医学工作人员最近两年内的职业健康检测报告。结果 SPECT(/CT)工作场所内各检测点之间辐射水平具有统计学差异（F = 32.02,P < 0.05）,其中给药窗口（护士操作位）的周围剂量当量率最高,为11.92～37.77 μSv/h,平均（19.19 ±8.78 ）μSv/h;PET/CT工作场所内各检测点之间辐射水平具有统计学差异（F = 56.72,P < 0.05）,给药窗口（护士操作位）的周围剂量当量率为14.28～21.55 μSv/h,平均（16.55 ±3.87） μSv/h;16个核医学工作场所的β表面污染水平均符合标准要求,工作人员的工作服表面污染水平超过标准的有2个（占12.50%）,工作人员手部皮肤表面污染水平超过标准的有8个（占50.00%）;77名核医学工作人员的外照射个人剂量水平为（1.11 ±0.65） mSv;77名放射工作人员均未发现有皮肤表观异常,但有12人（占15.58%）在对电离辐射较为敏感的组织器官存在一些异常,核医学接触时间＞20年的放射工作人员眼晶体异常和染色体异常的发生率与其他核医学接触时间组相比,未发现统计学差异。结论 本次调查的核医学工作场所放射防护情况良好,但工作人员的自身防护有待加强;核医学工作人员的职业健康管理还需引起进一步的重视。     

甘肃省3家医院核医学科放射工作人员内照射水平分析

目的 对甘肃省3家甲级医院的20名从事核医学工作的医务人员开展甲状腺中¹³¹I内照射监测和剂量估算。方法 使用InSpector 1000型便携式γ谱仪进行体外直接测量法。将谱仪进行能量刻度和效率刻度后，对每位工作人员的甲状腺和大腿部位分别进行一次测量，测量时间均为120 s。大腿部测得结果作为体内本底，计算甲状腺¹³¹I活度，利用甲状腺¹³¹I摄入量，计算甲状腺待积器官剂量并推算年待积有效剂量。结果 3家医院20名核医学工作人员其中8人甲状腺中检出¹³¹I，占总人数的40%，甲状腺中¹³¹I活度范围为：30.29～1271.68 Bq，平均活度为395.39 Bq；甲状腺待积器官剂量范围是0.33～14.00 μSv，平均剂量为4.36 μSv；年待积有效剂量范围是0.02～0.73 mSv，平均剂量为0.23 mSv。结论 调查结果显示，所有人员年待积有效剂量均未超过必须进行内照射监测的1 mSv限值，但也较为接近，可以适当调整监测周期。考虑到每个周期用药量及治疗病人数量的变化，还需要密切关注。     

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。     

皖苏两省地下煤矿环境中的放射性水平研究

目的 为了了解皖苏两省地下煤矿环境中的放射性水平,对两省煤炭主采区的地下煤矿进行抽样调查。方法 同时采用瞬时法和短期积累(活性炭被动吸收)法测量井下氡浓度,直接和热释光法测量γ辐射剂量率,并对煤及矸石进行取样分析。结果 两省4个典型煤矿的井下氡浓度为6.6~102.3Bq/m³,γ辐射剂量率为9×10^-8~24×10^-8Gy/h,煤及矸石的²³⁸U为74.6~135.6Bq/kg、²²⁶Ra为55.8~98.3Bq/kg、²³²Th为18.4~112.8Bq/kg、⁴⁰K为41.6~544.3Bq/kg。估算地下煤矿矿工接受的有效剂量为0.22~1.05mSv/a,其中氡及其子体产生的剂量为0.04~0.57mSv/a,γ外照射产生的剂量为0.18~0.48 mSv/a,两省总的集体剂量为91.7人·Sv/万t。结论 煤矿井下工作人员的辐射照射问题值得关注。     

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。     

223Ra使用过程中的辐射安全评估

²²³Ra（氯化镭[²²³Ra]注射液,多菲戈^®）是全球首个α粒子靶向治疗药物,用于治疗伴症状性骨转移且无已知内脏转移的去势抵抗前列腺癌患者。本文综述了氯化镭[²²³Ra]注射液使用过程中的辐射安全评估,包括医护人员操作²²³Ra过程中的辐射安全、患者注射²²³Ra后的辐射安全以及患者注射²²³Ra后对家庭成员和公众人员的辐射影响。医护人员手部每次注射接受的有效剂量约为41 μSv,²¹⁹Rn引起的有效剂量约为3.5 μSv;患者注射²²³Ra后骨内膜和红骨髓是吸收剂量最高的组织,α粒子引起的吸收剂量分别为7.5×10⁻⁷ Gy/Bq和7.2×10⁻⁸ Gy/Bq;完成药物注射时,直接接触患者的平均辐射剂量率小于2 μSv h⁻¹ MBq⁻¹,距患者1 m处的平均辐射剂量率约为0.02 μSv h⁻¹ MBq⁻¹。患者注射药物后无需因放射性在医院特殊停留。     

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。     

医用回旋加速器固体废物的放射性分析与评价

目的 通过调查与测量掌握医用回旋加速器固体废物的放射性水平。方法 采用γ辐射剂量率仪测量废物在带屏蔽的暂存状态下以及废物裸露状态下周围环境的周围剂量当量率H^*（10）,采用便携式高纯锗γ能谱仪及无源效率刻度软件对废物进行核素分析及活度测量,并对结果进行评价。结果 4家医院废物在带屏蔽暂存状态下,表面5 cm处周围剂量当量率H^*（10）测值范围为80.6 μSv/h~1.32 mSv/h;能谱分析结果显示医用回旋加速器放射性固体废物中含有的放射性核素主要为⁵⁶Co、⁵⁴Mn、⁵⁷Co,其中⁵⁶Co活度最高,单次换下来的靶膜及固定圈等废物中⁵⁶Co活度达到10⁷Bq级别。结论 医用回旋加速器放射性固体废物的放射性水平较高,所含放射性核素半衰期较长,其辐射防护问题需得到足够重视。