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。     

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。     

碘治疗工作人员甲状腺131I活度的测量与评价

目的 了解核医学科碘治疗工作人员甲状腺内¹³¹I的活度,并估算年待积有效剂量,分析碘治疗人员的内照射现状。方法 选择甲状腺内照射碘测量仪,对山东省6家医院进行调查并进行甲状腺¹³¹I活度测量,得出6家医院核医学科碘治疗工作人员甲状腺¹³¹I的检出率和活度值,进而计算摄入量和年待积有效剂量。结果 6家医院共有63名碘治疗工作人员接受测量,其中有52人甲状腺内检测到¹³¹I,检出率83%,测得¹³¹I活度大多低于200 Bq。估算的年待积有效剂量范围为0.23~7.78 mSv,其中有84.6％的人年待积有效剂量＜2 mSv。结论 核医学科碘治疗工作人员应进行常规内照射个人监测,各医院在辐射防护制度方面需进一步完善。     

尿样中14C的分析方法

目的 为了完善放射性核素¹⁴C的监测方法,估算¹⁴C对人体造成的内照射剂量,保护¹⁴C暴露行业职工和公众的身体健康。方法 用湿法氧化法对尿样进行前处理。分析时用过硫酸钾作为氧化剂把尿素氧化分解为二氧化碳,并用1 mol/L氢氧化钠吸收后,使吸收液转化为碳酸钙沉淀,碳酸钙粉末悬浮法制样,低本底液体闪烁计数仪检测计数并计算分析结果。结果 用尿素作为载体优化后的反应时间为1 h,对于80 ml尿样,过硫酸钾的使用量为10 g,方法回收率可达到97.15%~102.09%,测量时间300 min时,方法检测下限为0.22 Bq/L。实际检测的4个尿样中,¹⁴C活度浓度分别为0.32、0.60、0.86和0.74 Bq/L。结论 优化后的方法稳定性好,准确度高,能够满足放射卫生工作中¹⁴C日常检测的需求。尿样中¹⁴C定量方法的建立进一步完善了¹⁴C监测的方法体系。     

重水堆核电厂氚职业内照射的辐射防护管理实践

氚是核电厂常见的放射性核素。由于反应堆堆芯的设计特点, 重水堆核电厂存在较高的氚职业内照射风险。秦山第三核电厂是我国唯一的重水堆核电厂, 拥有2台CANDU6型重水堆核电机组。自2003年全面投入运行以来, 秦山第三核电厂严格开展氚的场所和人员辐射监测, 持续优化氚的监测技术与防护方法, 确保核电厂人员的辐射安全和职业健康。2003-2022年以来, 秦山第三核电厂未发生氚内照射所致的个人超剂量限值受照, 职业照射年人均氚内照射有效剂量低于200 μSv, 平均年度氚内照射集体剂量占电厂总集体剂量年均份额的18.6%, 远低于全世界重水堆核电厂20%～30%的平均份额。由此说明, 氚内照射的剂量监测和辐射防护管理实践是有效的。     

辐射防护内照射剂量估算软件的开发

目的 建立辐射防护内照射剂量估算的计算机系统。方法 基于医学内照射吸收剂量(MIRD)的人体及其器官的数学模型,采用MS Visual Basic 6.0编程语言,结合内照射剂量学方法,建立辐射防护内照射剂量估算的计算机系统。结果 成功研制了能够用于内照射剂量估算的计算机系统。结论 本系统方便、快捷,能够用于辐射防护多种情况中的内照射剂量估算,而且也能用于核突发事件内照射的剂量估算。     

非铀矿山工作人员经由吸入途径所致内照射剂量估算方法探讨

目的 建立我国非铀矿山工作人员经由吸入途径所致内照射年待积有效剂量的方法。方法 用便携式大流量空气采样器在矿区现场采集气溶胶样品,实验室γ能谱仪测量分析样品中放射性核素含量,然后根据测量结果估算内照射年待积有效剂量。结果 用此方法对云南东川铜矿现场采集的2个气溶胶样品分析了放射性活度,估算了经由吸入途径所致内照射年待积有效剂量。结论 探讨了用大流量便携式空气采样器和γ能谱仪分析方法估算经吸入途径所致内照射年待积有效剂量的方法。     

氚辐照生物效应研究中的内剂量估算

为了在氚辐照生物效应研究中对内照射剂量给出比较准确的估算,本文根据小鼠单次和持续给予氚水的代谢实验,讨论了不同给予方式下的内剂量估算,给出了小鼠不同组织或器管的估算结果。单次给予氚水1Bq/g体重时65天内的总剂量,脂肪约8×10^-8Gy,其它组织约20×10^-8Gy。持续给予氚水1Bq/1时的剂量率,脂肪约为0.16×10^-10Gy/d,其它组织平均约0.32×10^-10Gy/d,全身约0.28×10^-10Gy/d。     

南京“5.7”192Ir源放射事故患者早期物理剂量估算

目的 对南京"5.7"¹⁹²Ir源放射事故中,1例局部受大剂量外照射的患者的受照剂量进行快速估算。方法 在获知放射源参数、照射方式和照射时间的基础上,基于东亚人体素体模和受照者主要生理特征,利用蒙特卡罗模拟软件包MCNP建立模型并估算。结果 估算了受照患者16个器官的吸收剂量,数值范围为0.03~9.16 Gy。腿部皮肤的等剂量曲线清晰显示了左、右腿部皮肤的剂量差异。受照者睾丸、前列腺受照剂量较大,吸收剂量数值约9.16 Gy。大腿皮肤受到局部大剂量照射,双腿皮肤剂量估算结果与红外热成像仪探测结果基本一致。结论 结合恰当受照模型的蒙特卡罗技术和模拟软件包可有效用于放射事故患者的早期物理剂量估算。     

放化分离α谱分析在钚内照射个人剂量监测应用中的探讨

目的 探讨尿钚放化分离结合α谱分析的监测方法作为职业人员吸入钚所致内照射个人剂量监测的适宜性,为核工业职业卫生管理和钚设施单位开展尿钚监测提供参考。方法 以美国能源局（DOE）核设施单位的钚化合物组成为例,使用模拟计算的方法,分别推导了急性和慢性吸入钚化合物致个人有效剂量分别为1 mSv时的尿钚水平,并与放化分离后α谱分析的典型探测限进行比较,分析尿钚监测用于个人剂量估算的适用性。结果 仅对于吸入M类钚化合物后10 d内使用放化分离α谱分析进行尿钚监测可以满足1 mSv探测限要求。结论 制定人员尿钚内照射个人剂量监测计划,须考虑监测方法的探测限,必要时通过工作场所监测结合受照时间等对工作人员的职业受照进行评价。     

尿铀监测在内照射个人剂量估算中的应用

目的 探讨尿铀监测估算内照射个人剂量的适用条件,为核工业职业卫生管理和核燃料单位开展尿铀监测提供参考。方法 使用模拟计算的方法,分别推导了急性和慢性摄入铀化合物,致个人有效剂量分别为1 mSv/次和1 mSv/年时的尿铀水平,并以某厂无职业接触史职工上岗前尿铀监测结果为例,分析尿铀监测用于个人剂量估算的适用条件。结果 对于急性摄入的特殊监测,使用液体荧光法尿铀监测可以满足F类铀化合物、M类低浓铀和S类天然铀的探测限要求;对于常规监测,在监测周期较短时,仅F类低浓铀和M类天然铀可以满足探测限的要求,S类铀化合物不适宜将尿铀作为常规监测。结论 尿铀监测用于内照射个人剂量监测的评价或结果解释时,需考虑尿中铀本底含量的影响及监测方法的探测限要求。     

斑马鱼计算模型构建与相关剂量系数的计算

目的:为了评估核电对周围环境的辐射影响,通过模式动物精细化建模,构建剂量评估模型并确定相关剂量系数。方法:针对核电液态流出物辐射危害评估中的重要水生模式生物斑马鱼,建立用以剂量估算的斑马鱼含有内部骨骼和内脏器官的几何模型。使用蒙特卡罗方法,以核电液态流出物及周围环境监测中常见的 3H、 40K、...     

2015-2019年内蒙古地区部分医学应用放射工作人员职业性外照射个人剂量监测结果与分析

目的 了解、分析2015-2019年内蒙古地区医学应用放射工作人员职业外照射个人剂量水平,为放射工作人员健康管理和辐射防护管理提供数据基础和科学依据.方法 通过国家个人剂量登记系统采集内蒙古地区医学应用放射工作人员个人剂量监测数据,并进行统计与分析.结果 2015-2019年各年度医学应用放射工作人员人均年有效剂量依次...     

2016-2020年山东省部分放射工作人员职业性外照射个人剂量监测结果分析

目的总结山东省部分放射工作人员个人剂量监测情况, 分析其剂量变化趋势, 为放射工作人员健康管理提供科学依据。方法按照《职业性外照射个人监测规范》《外照射个人剂量系统性能检测规范》的相关要求进行实验检测和质量控制, 对山东省所辖16市疾病预防控制中心监测的全部放射工作人员职业性外照射个人剂量监测的结果, 采用SPSS 23. 0软件进行回顾性分析。结果本次共调查25 523人, 人均年有效剂量为0.28 mSv, 不同年份放射工作人员人均年有效剂量之间差异有统计学意义(H =2 815.91,P<0.001), 人均年有效剂量总体呈先升后降趋势。医学应用中核医学放射工作人员人均年有效剂量最高, 为0.55 mSv, 医学应用中不同职业类别放射工作人员人均年有效剂量之间差异有统计学意义(H=310.37,P<0.001);工业应用中测井放射工作人员人均年有效剂量最高, 为0.37 mSv, 工业应用中不同职业类别放射工作人员人均年有效剂量之间差异有统计学意义(H=448.07,P<0.001)。医学应用放射工作人员人均年有效剂量高于工业应用中放射工作人员, 差异有统计学意...     

The Calculation of Radiation Dose from Distributed Sources of Tritium

Summary

Formulae derived by Rossi and Ellis (1950) for the calculation of radiation dose from distributed sources of beta-emitters have been made applicable to the case of tritium by a consideration of the appropriate value for the effective absorption coefficient employed in these expressions. An example is given of their application to the calculation of dose to a cell from tritium incorporated in the nucleus.     

Chromosome aberrations determined by sFISH and G-banding in lymphocytes from workers with internal deposits of plutonium

Purpose: To examine the influence of α-particle radiation exposure from internally deposited plutonium on chromosome aberration frequencies in peripheral blood lymphocytes of workers from the Sellafield nuclear facility, UK. Materials and methods: Chromosome aberration data from historical single colour fluorescence in situ hybridization (sFISH) and Giemsa banding (G-banding) analyses, together with more recent sFISH results, were assessed using common aberration analysis criteria and revised radiation dosimetry. The combined sFISH group comprised 29 men with a mean internal red bone marrow dose of 21.0 mGy and a mean external γ-ray dose of 541 mGy. The G-banding group comprised 23 men with a mean internal red bone marrow dose of 23.0 mGy and a mean external γ-ray dose of 315 mGy. Results: Observed translocation frequencies corresponded to expectations based on age and external γ-ray dose with no need to postulate a contribution from α-particle irradiation of the red bone marrow by internally deposited plutonium. Frequencies of stable cells with complex aberrations, including insertions, were similar to those in a group of controls and a group of workers with external radiation exposure only, who were studied concurrently. In a similar comparison there is some suggestion of an increase in cells with unstable complex aberrations and this may reflect recent direct exposure to circulating lymphocytes. Conclusions: Reference to in vitro dose response data for the induction of stable aberrant cells by α-particle irradiation indicates that the low red bone marrow α-particle radiation doses received by the Sellafield workers would not result in a discernible increase in translocations, thus supporting the in vivo findings. Therefore, the greater risk from occupational radiation exposure of the bone marrow resulting in viable chromosomally aberrant cells comes from, in general, much larger γ-ray exposure in comparison to α-particle exposure from plutonium.