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。     

核医学工作人员甲状腺中131I的测量及内照射剂量估算

目的 测量核医学工作人员甲状腺131I活度，进一步估算吸入131I对人体产生的内照射剂量。方法 使用刻度过的NaI便携式γ谱仪对三家医院核医学科97名工作人员进行甲状腺和大腿部131I测量。扣除本底，将甲状腺测量结果转化为摄入量，进而计算全年131I摄入量和待积有效剂量。结果 31名（32%）测量对象甲状腺131I活度大于最低探测活度，活度范围25.11~1 980.30 Bq。假设核医学工作人员在吸入F类形式的131I、监测周期为30 d的情况下，推算的131I年摄入量导致的待积有效剂量最大值为7.47 mSv，88.66%工作人员每年131I摄入量所致的待积有效剂量＜2 mSv。结论 核医学人员受到的内照射应该受到关注，从职业健康的角度出发，该职业群体应接受常规的甲状腺131I监测。     

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。     

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。     

131I在核医学应用中的辐射防护及评价

目的 减少131I在核医学应用中对放射诊疗工作人员、工作场所周围公众的辐射.方法 分析131I在核医学应用中的辐射特点,找出主要环境污染因子,计算相应的受辐射剂量.结果 在采取合适的辐射防护措施后,131I对周围环境的辐射剂量控制在可合理达到尽量低的水平.结论 131I在核医学中的应用应做到辐射防护的最优化.     

云南某铅矿放射性核素水平及矿工所受γ外照射剂量估算

目的 调查铅矿石中放射性核素活度浓度并估算矿工接受年有效剂量。方法 现场调查采集铅矿井下工作场所矿石样品,利用γ能谱仪测量矿石样品中放射性核素比活度,从而估算矿工接受的辐射剂量。结果 在分析的13份矿石样品中,天然放射性核素²²⁶Ra、²³²Th、⁴⁰K活度浓度均值分别为41.8、20.2和44.0 Bq/kg,估算所致矿工年有效剂量约为0.09 mSv。结论 铅矿井下工作人员接受天然γ辐射水平较低。     

氚内照射剂量估算方法的讨论

目的 为氚内照射剂量估算方法的选择和方法所适用的工作场景及剂量准确评估提供重要依据。方法 比较尿氚浓度监测的2种方法估算待积有效剂量的过程和公式，解释空气氚浓度监测法的局限性，从适用范围、测量方法等方面，对比分析上述方法。结果 利用空气氚浓度监测和尿氚浓度监测法估算人员3和10的待积有效剂量大小相反；E(τ)₁比E(τ)₃高的百分比绝对值的平均数为29.6%，E(τ)₂比E(τ)₃的值为72.4%，参考人氚剂量估算法的结果与空气中氚浓度监测法计算的结果一致性更好，利用空气氚浓度监测法偏向于低估氚的待积有效剂量。结论 建议使用尿氚浓度监测法估算待积有效剂量，不建议使用空气氚浓度监测；采用参考人氚剂量估算法或是尿氚活度浓度积分法，应结合个人代谢情况、工作环境和摄入时间明确与否等多个因素而定，另外应按时、多次采尿样监测。     

用场所气溶胶浓度估算个人内照射剂量的实际应用

目的 利用场所空气气溶胶浓度对三种不同类型工作场所中工作人员的个人内照射剂量进行估算,为核工业生产企业进行职业健康管理和评价单位进行职业健康评价提供方法依据。方法 利用估算公式,结合工作场所空气中放射性气溶胶浓度实测数据,对个人内照射剂量估算过程以及估算公式中的参数应用进行详细、完整的描述和解释。结果 能够利用场所空气气溶胶浓度正确估算三种情况下的个人内照射剂量。结论 通过正确地估算个人内照射剂量,对工作人员的防护效果进行评价,为职业健康管理提供方法依据。     

医院核医学科放射工作人员个人剂量的估算

通过对核医学科医护人员的受照射剂量的估算,为核医学科的放射防护管理提供依据。根据医院核医学科不同岗位的工作流程、临床路径与治疗计划安排,以及工作场所中辐射检测的结果,对医护人员的受照剂量进行估算。结果显示,核医学科放射工作人员平均年有效剂量估算值为0.73mSv,其中,护师岗位工作人员剂量最高为2.13mSv。放射工作人员年有效剂量平均值为1.94mSv,最大值为2.85mSv,两者有较好的符合性。估算结果与个人剂量监测结果基本一致,可用于核医学科放射防护管理的设计。     

核医学治疗分化型甲状腺癌场所空气中131I浓度的研究进展

¹³¹I治疗甲状腺癌是核医学临床的重要内容，¹³¹I治疗剂量大，并且具有挥发性，易造成空气污染。在核医学科¹³¹I治疗甲状腺癌场所内，空气中¹³¹I污染一直是被重点关注的辐射危害因素。本文就近年来国内外核医学科¹³¹I治疗甲状腺癌场所空气中¹³¹I浓度的探测方式和研究现状进行综述，为核医学科¹³¹I治疗甲状腺癌场所放射防护提供信息。     

核医学科放射工作人员手部剂量监测结果初探

目的了解核医学放射工作人员的手部剂量。方法利用佩戴指环热释光剂量计和使用γ周围剂量当量率仪,监测操作~(99m)Tc、~(18)F和~(131)I的放射工作人员手部剂量。结果核医学科工作人员受核素活度、接触时间、技术水平及工作经验,工作负荷等多因素影响导致所受剂量差异较大。使用γ周围剂量当量率仪测量操作~(99m)Tc、~(18)F和~(131)I的放射工作人员的剂量率中位数分别为475、503、185μSv/h。~(18)F分装人员手部最大剂量率可达3503μSv/h。指环剂量计双月最大累积剂量分别为7.40、103.9、21.96 mSv。结论核医学人员通常轮转和非持续性接触核素,核医学放射工作人员手部接触剂量不会超过国家标准。     

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。     

核医学科工作人员放射防护工作存在的问题与对策措施

对某医院核医学科工作人员放射防护工作中存在的问题,依据国家相关标准和法规,运用表面污染检测仪以及热释光剂量仪等设备,进行工作环境监测和个人剂量监测。结果显示,该科是Ⅱ类临床核医学工作场所,加权后的日最大操作量核素是~(131)I。该科工作环境存在不同程度的放射性污染,个人剂量监测数据明显高于放疗科等科室,2013-2015年个人剂量监测数据逐年递减。提示,~(131)I能对甲状腺造成危害,对~(131)I的呼吸道防护是防护重点。加强放射性污染检测、提高去污能力是核医学科放射防护工作的有效途径。     

临床核医学治疗中131I所致辐射剂量的研究

目的研究临床核医学治疗中131I所致辐射剂量,为临床放射防护提供依据。方法将34例接受131I治疗的甲状腺癌患者随机分为两组,分别由两组医师和护士进行治疗和护理,每组由3名医师和5名护士组成,对照组采用常规治疗防护措施,观察组采用综合治疗防护措施,比较两组患者治疗后131I的全身有效剂量和甲状腺有效剂量,以及相应两组医师和护士工作一年所受辐射剂量。结果两组患者的全身有效剂量和甲状腺有效剂量组间比较无统计学差异,P>0.05,而观察组的医师和护士的工作一年所受辐射剂量低于对照组,P<0.05。结论采用综合防护措施可以有效减少接受131I治疗的患者对其他人员的辐射,从而提高核医学工作人员的安全性。     

伤口摄入超铀核素的内照射剂量估算

目的 比较NCRP伤口生物动力学模型和ICRP 78号报告推荐的注入模式下伤口摄入超铀核素所致内照射剂量的差异,了解器官剂量的分布特性。方法 以²⁴¹Am（M类,颗粒态）为例计算了上述两种不同模型模式下工作人员伤口摄入单位活度后所致人体各组织器官当量剂量和待积有效剂量,及其在部分器官（肝、骨等）和部分生物样品（尿、粪等）中的滞留/排泄分数曲线。结果 工作人员经由伤口摄入单位活度²⁴¹Am所致待积有效剂量的两种模型计算结果相差约为18.5%;器官当量剂量由高到低依次为骨表面,肝和红骨髓;伤口摄入单位活度²⁴¹Am后全身滞留分数较高,不易排出,在骨和肝中的滞留分数随时间推移而显著升高,而在尿、粪中的排泄分数则较低且变化较小。结论 利用现有的两种模型估算超铀核素伤口污染所致的内照射剂量尚有较大的差异,值得继续深入开展研究。     

我国东海海产品中~（131）I、~（137）Cs活度浓度水平分析

目的研究日本福岛第一核电站核泄漏事故对我国东海海产品131I、137Cs活度浓度的影响。方法选取13种类共46个样品,采样时间从2011年3月29日至2011年5月3日,采用高纯锗（HPGe）γ谱仪分析样品中的131 I、137 Cs活度浓度。结果 131 I未检出的样品有40个,检出的有6个,其活度浓度范围在0.03～0.31 Bq/kg;137 Cs未检出的样品有38个,检出的有8个,其活度浓度范围在0.02～0.48 Bq/kg。结论目前我国东海海产品131I、137Cs活度浓度远低于国标GB14882-94《食品中放射性物质限制浓度标准》中肉鱼虾类的限制浓度。     

临床核医学治疗中~(131)Ⅰ所致辐射剂量的研究

目的研究临床核医学治疗中~(131)Ⅰ所致的辐射剂量,更好的贯彻辐射防护最优化。方法随机选择接受~(131)Ⅰ治疗的甲状腺癌术后患者40例,分别选取患者服用~(131)Ⅰ后24h、48h、72h、96h和120h,距离受检者的颈部前面1.0m处;收集9名医护人员的热释光剂量元件的测定结果。结果 30例患者服用131I活度为(482.6±51.8)MBq,有效剂量为(61.24±0.99)mSv;数据拟和后分别为指数曲线;医护人员TLD的年累积剂量均小于相应的年剂量限值。结论从医疗照射最优化的角度合理应用屏蔽防护、时间防护及距离防护,减少服用~(131)Ⅰ后的患者对其他人员的辐射是切实可行的;核医学工作人员是安全的。     

福建省临床核医学放射工作人员外照射个人剂量水平

[目的]调查临床核医学放射工作人员放射卫生防护现状,探讨防护模式。[方法]随机抽取2006年10家放射诊疗机构临床核医学放射工作人员外照射个人剂量检测及2005年部分放射诊疗工作场所检测结果,数据统计和现场调查相结合进行分析。[结果]临床核医学放射工作人员外照射个人剂量水平分布分散,工作场所空气吸收剂量率与放射治疗和医用X射线诊断工作场所比较明显偏高。[结论]加大放射诊疗机构放射卫生执法力度,应将临床核医学工作人员列为放射性健康监护特殊人群。     

某~(60)Co辐照装置职业病危害防护现状调查

目的调查某水池贮源型~(60)Co辐照装置职业病危害现状,全面评价放射防护安全设施及管理措施有效性。方法采用职业卫生调查方法,对安全防护设施及管理措施进行调查,采用放射防护检测方法对工作场所周围辐射水平、贮源井水~(60)Co活度浓度进行检测,对放射工作人员个人剂量进行监测,采用理化检测方法对工作场所空气中臭氧、氮氧化物含量和噪声强度进行检测,对贮源井水总氯离子(Cl-),电导率、PH值进行检测。结果辐照装置在正常运行条件下,各类安全防护设施有效运行,防护管理措施基本落实;工作场所外围周围剂量当量率在0.12~0.32μSv/h范围内(检测时放射源活度2.22×1015Bq);贮源井水~(60)Co活度浓度0.10 Bq/L;总氯离子浓度为0.06 mg/L,电导率为4.91μS/cm,pH值为6.34;辐照室內空气中臭氧含量0.04 mg/m~3,氮氧化物总含量(换算为NO2)为0.26mg/m~3,连续5年放射工作人员个人剂量监测人均年有效剂量在0.23~0.28 m Sv范围内。结论该水池贮源型~(60)Co辐照装置工作场所外围辐射水平、贮源井水中氯离子浓度和电导率及p H值、辐照室内空气中臭氧及氮氧化物、放射工作人员年有效剂量均符合国家相关标准要求,防护安全设施及措施能够控制职业病危害。