核事故应急条件下放射性碘内污染快速判断方法的研究

目的 探讨核事故应急条件下放射性碘内污染快速判断方法。方法 用8192道HPGγ谱仪直接测量法,探测8种相同浓度不同体积(25ml~200ml)的¹³¹I标准溶液的效率;测量39名核医学门诊接受甲状腺功能检查而结果正常者以及39名无甲状腺疾患正常健康人员的24h尿样中¹³¹I放射性活度。结果 对于不同容积的¹³¹I样品,容积越小探测效率越高;正常健康人群测量系统给出的尿样的水平为(0.52±0.26)Bq/d;甲状腺功能正常服碘者24h的摄入排出率为28.2%±14.4%。结论 HPGEγ谱仪测量不小于25ml小容积尿样中¹³¹I活度的方法,适用于核事故应急条件下放射性碘内污染快速判断;利用甲状腺功能正常服碘者的摄入排泄函数值快速估算受污人员的内污染程度。     

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。     

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。     

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。     

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。     

认真贯彻国家法规加强放射防护管理的做法

我市目前有放射性同位素单位15个,源库13个,放射性实验室9个,大型辐照装置一个,同位素年最大用量19.1TBq,主要有¹³¹Ba、³H、¹³¹I等用于开放性同位素测井;有γ、中子测井封闭源212个;γ探伤机48台,X射线探伤机93台;医用X射线机(诊断与治疗)、CT等设备141台。全市放射性工作人员1279人。     

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。     

核辐射应急情况下放射性核素的γ能谱快速分析方法

目的 建立核辐射事件发生后应急情况下环境样品中放射性核素的γ能谱快速分析方法。方法 通过调研国内外核辐射应急标准，并结合我国实际，制定了在核辐射事件发生后应急情况下，对环境样品样品的采集、预处理、γ能谱测量、出具结果报告的流程。结果 采用2 L马林杯样品盒，在测量10 min的情况下，¹³¹I和¹³⁷Cs的最小可探测活度浓度在10²（Bq/kg）量级。结论 建立了一种测量核辐射应急情况下放射性核素的γ能谱快速分析方法，满足核应急情况下对OIL6中的要求。     

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。     

气态放射性碘的制备与控制研究

气态¹³¹I的产生与控制是建立气载放射性碘测量标准的技术关键之一。根据氧化还原反应原理由碘盐溶液生成气态单质碘,通过调节放射性碘盐活度的方式可控制气态放射性碘的产量。以Fe₂(SO₄)₃为氧化剂,在设定的反应条件下,平均产率可达到78.7%±8.7%(95%置信区间),且较为稳定。     

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。     

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。     

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。     

全膳食中放射性核素的γ能谱测量方法研究

目的 建立一套HP Geγ能谱仪测量全膳食中放射性核素活度浓度的方法。方法 利用"双份饭法"收集全膳食样品后,用BE 5030型宽能HP Geγ能谱仪进行测量。以大米粉标准源验证无源效率刻度的可靠性后,采用LabSOCS软件进行效率刻度,并计算样品中放射性核素的活度浓度和日均摄入量。结果 无源效率刻度验证结果在可接受范围内,所分析样品中均检测出了天然放射性核素²²⁶Ra和⁴⁰K,平均活度浓度分别为0.31和141 Bq/kg（干重）,日均摄入量分别为0.21和95 Bq/d;部分样品检出了²¹⁰Pb和²²⁸Ra;均未检出²³⁸U和人工放射性核素¹³⁷Cs。结论 基于LabSOCS软件的无源效率刻度方法能较好的模拟全膳食样品的探测效率,可以用于全膳食样品的效率刻度。样品中的所检测的放射性核素活度浓度均在国家标准限值内。解决全膳食样品不易混合均匀的制样方法以及"全膳食基质成分库"的建立有待进一步研究。