苏联核电站事故对郑州地区的影响

我们对切尔诺贝利核电站事故产生的放射性污染物质进行了连续的监测。主要监测内容有:大气沉降灰、地面空气气溶胶、牛奶、蔬菜、露天水源。测定了这些样品中的总月放射性活度和¹³¹I活度。通过一个多月的紧张的监测工作,基本上搞清了郑州地区的污染情况,并估算了当地居民受到的内照射剂量。     

切尔诺贝利核事故泄漏放射性物质对武汉地区的影响

为了解切尔诺贝利核电站事故对我省环境污染的情况,我院于5月2日8时开始对武汉地区环境放射性进行监测。着重监测沉降灰、雨水、气溶胶、东湖水、牛奶、蔬菜等样品的总口和¹³¹I放射性活度,同时进行了羊甲状腺中¹³¹I和沉降灰中¹³¹I、⁸⁹Sr、⁹⁰Sr、¹³⁷Cs等核素的分析。     

切尔诺贝利核电站事故对石家庄市环境的影响

切尔诺贝利核电站事故,向大气中释放出大量的放射性核素,造成了大面积的环境污染。为了解此事故对石家庄地区的影响,我所对沉降灰中⁹⁰Sr、¹³⁷Cs、¹³¹I总β日和雨水中总日进行了放射性监测,对鲜牛奶中的¹³¹I进行了分析测定。分析结果说明,此次事故对石家庄市有一定程度污染。     

切尔诺贝利核电站事故所致长春地区放射性污染的卫生学评价

本文介绍了苏联切尔诺贝利核电站事故后长春地区地面水、蔬菜中的总β放射性和牛奶、蔬菜中¹³¹I放射性污染水平,污染特点及污染类型,并介绍了在这次核电站事故中蔬菜对¹³¹I的吸附吸收规律,地区人群所受照射剂131I所致人群的剂量方法。     

苏联切尔诺贝利核电站事故对我国的放射性污染与卫生学评价

本文采用前瞻性填表登记法于1984年9月1日至1985年8月31对全疆76个医院放射科X线诊断检查频数进行了调查。通过门诊收费或放射门诊量登记进行复核,填表率为90%,漏登率平均为15%。调查结果:新疆总检查颇数为199万人次,年频度为每千人口150人次,其中胸部透视为主要检查类型,占总频数的58%,其次是各类拍片.此项调查为我国医疗照射剂呈估算及制定受检者防护标准提供了新疆的医疗频度资料。木文报道了苏联切尔诺贝利核电站事故后在我国(除了台湾省外)全国范围内的环境放射性监测的结果。从5月1日以后,我国天部分地区都可测出环境中放射性水平有波动性升高。在大气沉降物、露天水源水、生长中的叶类蔬菜、牛奶等环境介质中有放射性碘存在,羊甲状腺中可测出明显量的¹³¹I,而且持续到6月中旬仍可测出。有的监测站用γ潜仪在飞机表而和地面环境样品中都测出人工放射性核素的存在,主要有¹³¹I、¹³²Te、¹³²I、¹⁴⁰Ba、¹⁴⁰La、¹⁰³RU、¹³⁴Cs、¹³⁷Cs等,表明这次苏联事放释放出的放射性物质已波及到我国,对我国环境造成一定的污染。根据一些食品(蔬菜和牛奶)中¹³¹I含量的监测数据,对我国居民甲状腺剂量做了估算,成人甲状腺有效剂最当量小于2μSv,婴儿小于30μSv,低国家放射卫生防护标准的剂最限值,不必采取防护措施。     

切尔诺贝利核电站事故释出放射性对长春地区的影响

苏联切尔诺贝利核电站事故后,我们采集了近地面空气气溶胶、大气沉降灰、水源水、自来水、白菜、葱、牧草、艾篙、羊甲状腺等样品,测量了总日放射性和¹³¹I。结果指出了长春地区的放射性水平和特点。     

切尔诺贝利核电站事故对哈尔滨地区环境放射性的影响

自5月1日起,我站开始监测苏联切尔诺贝利核电站的泄漏物。除增加了大气沉降灰总β和气溶胶的监测频度外,还对大气沉降灰、羊甲状腺、菠菜、白菜、牛奶、牧草、土壤和松花江水中¹³¹I做了测定。部分样品测定了¹³⁷Cs和⁹⁰Sr浓度。各类样品中均发现有¹³¹I的污染。大地生长的菠菜和牧草中¹³⁷Cs浓度略高于本地区本底水平。各类样品中未发现⁹⁰Sr浓度的增高。     

切尔诺贝利核事故后环境放射性污染的γ能谱分析

苏联切尔诺贝利核事故后,我们从5月3日开始在北京地区收集了高空飞机表面尘埃,空气、蔬菜、牛奶、的主要核素为1311地面水和雨水等样品,并用Ge(Li)γ谱仪作了放射性核素组成的定量分析。地面发现¹³¹I、¹³²I、¹³⁴Cs、¹³⁷Cs等,但其浓度并不太高。这意味着北京地区的环境介质被轻微污染。根据监测结果估计了这次核事故对北京地区居民所致的辐射剂量。     

切尔诺贝利核电站事故对大连地区的影响

为摸清苏联核电站事故对大连地区的影响,从5月4日起,对大气沉降物,近地面空气气溶胶、地面γ照射量率、蔬菜、牛奶、露天水源、雨水等进行了放射性监测。     

切尔诺贝利核电站事故对南京地区的影响

1986年4月26日凌晨,苏联切尔诺贝利核电站发生事故后,我们于5月1日开始进行了放射性监测工作。5月6日大气沉降物和5月7日的大气气溶胶、青菜、牛奶、玄武湖水等监测项目中均发现有放射性碘的存在。6月14日大气沉降物中¹³¹I消失,持续了38天。这次污染的量虽然不算大,但持续时间较长。     

甲状腺功能状态对131I在人体的内照射剂量估算的影响

我们对服用¹³¹I(Nal¹³¹I)人员进行了15天24小时尿碘分析以及外部放射性计数测量,推算出几种甲状腺功能状态下¹³¹I在人体的分布、滞留和内辐射剂量。结果表明;摄入¹³¹I后甲状腺受到的内辐射剂量与甲状腺摄碘率间呈一元线性函数关系。在此基础上进一步推算了苏州市及其近郊因进 行甲状腺摄碘检查所致的年集体有效剂量当量等指标。     

分化型甲状腺癌患者131I治疗后体内残留放射性活度的评估

目的 评估分化型甲状腺癌(DTC)患者¹³¹I治疗后体内残留放射性活度.方法 本次前瞻性研究包括49例DTC患者,分为“清甲”(¹³¹I摧毁术后残留的甲状腺组织)与“清灶”(¹³¹I治疗甲状腺床残留甲状腺癌、甲状腺床复发灶和转移灶)组,于服¹³¹I后收集患者每次排泄尿液,测定患者每天每次通过尿液排泄的放射性活度及排泄的总放射性活度,进而估算患者体内残留的放射性活度.分别于服¹³¹I后2、6、24、48、72 h进行1 m处剂量当量率的测定,估算患者体内残留放射性活度达到400 MBq时1 m处剂量当量率.结果 服¹³¹I后2、6、24、48、72 h体内残留¹³¹I活度占服¹³¹I初始活度的百分比,“清甲”组分别为99%、72%、25%、15%、7%,1 m处剂量当量率分别为157、120、35、11、9 μSv/h;"清灶"组对应百分比分别为99%、71%、18%、7%、3%,1 m处剂量当量率分别为232、182、48、11、2 μSv/h.体内残留的放射性活度与1 m处剂量当量率呈正相关(r=0.94,P<0.001).“清甲”与“清灶”组服¹³¹I后48~72 h体内残留放射性活度分别为548~259及451~248 MBq,对应的1 m处剂量当量率为8~10 μSv/h.结论 DTC患者于服¹³¹I后48~72 h体内残留放射性活度达到国家标准规定的400 MBq,即DTC患者1 m处剂量当量率达到8~10 μSv/h方可出院.     

苏联核电站事故对贵阳地区的影响

我们从5月10日～6月29日对苏联切尔诺贝利核电站事故进行了监测。监测的项目:沉降灰、白菜、湖水中总口和¹³¹I活度,空气气溶胶总夕和牛奶中¹³¹I活度。     

甲状腺癌患者131I治疗过程中的外照射剂量水平分析

目的 通过测量甲状腺癌患者¹³¹I治疗过程中患者周围剂量当量率及住院期间胸前体表的累积剂量,探讨加强¹³¹I治疗过程中辐射防护问题。方法 在某开展甲状腺癌患者¹³¹I治疗的医院,选取接受¹³¹I治疗的患者78名,用γ辐射巡测仪测量患者服用¹³¹I药物后10 min、1、2、5 d共5个时间点的周围剂量当量率;测量距离分别为体表5、0.5和1 m处;测量方向为患者前后左右4个方向。用光激发光剂量计测量患者胸前位置住院期间（6 d）接受的累积吸收剂量。结果 服药后10 min患者胸前体表5 cm处周围剂量当量率最高可达4.81 mSv/h,患者出院前胸前体表5 cm处周围剂量当量率范围在2.6~64.1 μSv/h,住院期间患者胸前体表的累积剂量在15.9~58.8 mGy之间。服药10 min后3.7 GBq药剂量组与5.55 GBq药剂量组患者体表5 cm处剂量率差异有统计学意义（t=-6.11,P<0.05）,服药10 min后男性与女性患者体表5 cm处剂量率差异有统计学意义（t=4.52,P<0.05）,其他组别差异无统计学意义（P>0.05）。结论 在甲状腺癌患者¹³¹I治疗过程中,患者周围具有较高的辐射水平,应加强对患者的防护及管理,减少周围公众不必要的照射。     

分化型甲状腺癌患者口服131I后体内活度变化及剂量水平

目的 研究¹³¹I治疗分化型甲状腺癌（DTC）患者体内放射性活度及外部剂量水平的变化规律，分析二者之间的关系，并估算400 MBq患者剂量当量率的修正因子。方法 研究对象为43例甲状腺全切术后，首次行¹³¹I"清甲"治疗的DTC患者，服药量为1 850~3 700 MBq，平均服药量（2 405±777）MBq。分别于口服¹³¹I后2、6、20、22、24、27、30、44、46、48、54、68及72 h，测定患者的体内剩余放射性活度以及患者前部0.3、1及3 m处的剂量当量率。结果 患者服¹³¹I后的体内剩余放射性活度随时间变化函数为A=A₀（1.033 16e^{-0.062 4t}+0.017 17）。可估算出"清甲"治疗的DTC患者有效半减期为12.19 h，体内放射性活度降至400 MBq仅需26.4~38.9 h。患者服用¹³¹I后距其0.3、1及3 m的标准化剂量当量率随时间变化函数分别为：Ḣ_0.3=127.220 7e^{-0.054 8t}+3.765 71、Ḣ₁=30.225 8e^{-0.064 4t}+0.824 67、Ḣ₃=4.161 9e^{-0.061 5t}+0.167 97。患者服¹³¹I后体内剩余放射性活度与1 m处剂量当量率呈正相关（r=0.982，P<0.05），函数为Ḣ₁=0.025A+1.245。DTC患者体内剩余活度分别为1 000、700和400 MBq时，距患者1 m处对应的剂量当量率分为26.2、18.7和11.2 μSv/h。估算活度为400 MBq的患者0.3、1及3 m处剂量当量率的修正因子分别为0.25、0.49及0.70。结论 服用¹³¹I活度在3 700 MBq以下的DTC患者仅需住院2日便可达到出院标准。当DTC患者体内活度降至400 MBq时，其1 m处的剂量当量率远小于25 μSv/h。单纯利用点源公式估算患者周围剂量当量率会造成高估的情况，因此对于公式估算患者周围辐射水平时使用的修正因子还需进一步研究，使模型估算结果更贴合实际情况。     

接触131I放射性核素工作人员内照射剂量估算方法的初步研究

目的 探索接触¹³¹I放射性核素放射工作人员内照射剂量估算方法。方法 选择某¹³¹I放射性药物生产企业和某开展¹³¹I甲亢和甲状腺癌治疗的医院核医学科放射工作人员,使用便携式高纯锗（HPGe）γ谱仪,以7 d为周期,连续4次测量甲状腺部位¹³¹I活度,结合人员接触¹³¹I的轮岗方式,估算内照射剂量。结果 以监测月份为典型月份估算人员内照射剂量时,调查企业从事¹³¹I放射性药物分装的生产人员年待积有效剂量为0.09~1.93 mSv,调查医院核医学科工作人员内照射年待积有效剂量为0.06~0.58 mSv。对监测结果进行校正和结合轮岗方式后估算的工作人员内照射年待积有效剂量,放射性药物生产工作人员和核医学科工作人员分别为0.06~1.22 mSv和0.03~0.16 mSv。结论 在进行接触¹³¹I放射性核素工作人员内照射剂量估算时,仅以单次测量的结果估算全年受照剂量会带来较大的误差。在连续监测时,应根据前续监测周期的结果对后续监测周期结果进行校正。为准确估算人员内照射剂量,应充分考虑工作人员接触¹³¹I的方式、接触的时间、接触的频率、内污染的途径等因素。对于接触¹³¹I内照射剂量可能>1 mSv/年的工作人员,以14 d作为常规监测周期较为适宜。     

苏联核电站事故后乌鲁木齐市受沾染蔬菜的衰减规律

苏联切尔诺贝利核电站事故释出的放射性物质使距离4000多公里的乌鲁木齐受到了明显的污染。考虑到释出的主要核素是¹³¹I,乌鲁木齐居民受到照射危害的主要途径是食入蔬菜。我们于5月8日至6月16日调查了蔬菜受¹³¹I污染的衰减规律,并估价其对乌鲁木齐居民的内照射危害程度。     

分化型甲状腺癌患者131I治疗后体内放射性总活度的变化及影响因素

目的 探讨¹³¹I治疗分化型甲状腺癌(differentiated thyroid carcinoma,DTC)术后患者体内放射性总活度的变化及其代谢的影响因素。方法 回顾性分析2021年9月至2022年4月于空军军医大学第二附属医院核医学科接受¹³¹I治疗的218例DTC术后患者的临床资料,根据服用¹³¹I的剂量分为低剂量组(≤3.7 GBq)171例和高剂量组(＞3.7 GBq)47例,使用全身动态辐射监测系统在服用¹³¹I后24、48及72 h测定体内¹³¹I残留活度并探讨其变化的影响因素。结果 服用¹³¹I后低剂量组24、48及72 h的体内¹³¹I残留活度均明显低于高剂量组(t=-7.46、-3.31、-2.01,P<0.05);低剂量组24、48 h出院达标率明显高于高剂量组(21.0%vs. 4.3%、98.2%vs. 89.4%,χ²=7.23、5.91,P<0.05),且所有患者在72 h均可达出院标准。单因素分析显示患者24及48 h体内¹³¹I残留活度与年龄、体质量指数(body mass index,BMI)、基础代谢率(basal metabolism rate,BMR)及促甲状腺激素(thyroid stimulating hormone,TSH)有关。多元线性回归分析显示低剂量组24 h时年龄越大、BMR越高、TSH水平越高,体内¹³¹I残留活度越大,48 h时BMI越大、TSH越高,体内¹³¹I残留活度越大;高剂量组24 h时年龄越大、BMR越高,体内¹³¹I残留活度越大。患者体内¹³¹I残留活度达到400 MBq的时间以24、36 h来分析其影响因素,结果显示以24 h为分界时,TSH水平越低,体内¹³¹I残留活度越低;以36 h为分界时,年龄越小、TSH水平越低、¹³¹I治疗剂量越小,体内¹³¹I残留活度越低。结论 年龄、BMI、BMR及TSH水平是¹³¹I治疗DTC术后患者体内放射性总活度的影响因素,联合上述指标进行辐射剂量评估可为调整患者住院时长提供参考。     

核医学场所空气中131I浓度监测及工作人员内照射剂量评价探讨

目的 了解医疗机构¹³¹I治疗工作场所空气中¹³¹I核素的活度浓度水平，探讨通过空气采样方法估算工作人员内照射剂量的方法并分析其影响因素。方法 选取郑州市10家开展¹³¹I核素治疗的工作场所，采用空气采样方法采集¹³¹I治疗工作场所中放射性气溶胶，用高纯锗γ能谱仪进行γ放射性核素测定并推算工作场所空气中¹³¹I核素的活度浓度水平，根据测量结果和现场调查结果估算放射工作人员因¹³¹I核素吸入导致的内照射剂量。结果 19个分装间空气样品的¹³¹I活度浓度为0.087~570 Bq/m³，平均为（51.04±128.58）Bq/m³；11个病房空气样品的¹³¹I活度浓度为0.162~54.6 Bq/m³，平均为（7.97±15.89）Bq/m³。根据GBZ 129-2016《职业性内照射个人监测规范》推荐的典型工作时间估算，放射工作人员由于吸入¹³¹I核素导致的年待积有效剂量范围为2 μSv~10 mSv，平均为（0.61±1.80）mSv，年有效剂量均未超过国家标准所规定的剂量限值。结论 郑州市10家医疗机构核医学工作场所中¹³¹I核素活度浓度较高的样品多分布在甲状腺癌住院患者较多、核素操作量较大的三甲医院，由此导致的工作人员内照射剂量不容忽视。根据空气样品的测量结果估算内照射剂量带有很大不确定度，但空气采样方法可及时发现异常或事故情况下的放射性污染，为工作人员开展体外直接测量和内照射评价提供预警。     

碘治疗工作场所空气中131I的监测结果与分析

目的 了解碘治疗工作场所空气中¹³¹I气溶胶的活度浓度,估算核医学科医务人员吸入¹³¹I所致内照射剂量。方法 使用CF-1001BRL型便携式大容量空气采样器,采用碘盒收集山东省6家医院核医学科碘治疗工作场所空气中的¹³¹I气溶胶,利用HPGe-γ能谱仪对样品进行测量,得到6家医院碘治疗工作场所中¹³¹I的活度浓度值,并估算医务人员的内照射剂量。结果 6家医院碘治疗工作场所空气中¹³¹I的活度浓度范围为3.64~2.94×10³Bq/m³,控制区（病房、患者通道、分装间、远程操作给药室）¹³¹I的浓度水平明显高于监督区,监督区¹³¹I的浓度最高的是医护通道,为2.62×10²Bq/m³。核医学科医务人员两种职业待积有效剂量估算值为0.07~5.68 mSv,均未超过国家规定限值。结论 医院核医学科碘治疗工作场所仍存在不可忽视的¹³¹I气溶胶污染现象,应面向全国各地区核医学科开展内照射监测,探索更加合理的防护标准和方法。