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。     

计算机X射线摄影剂量指示值与受检者入射体表剂量的关系

目的 研究计算机X射线摄影(CR)中剂量指示值与受检者入射体表剂量之间的关系,建立受检者入射体表剂量的估算方法。方法 以Kodak的CR系统为研究对象,基于理论推导建立受检者入射体表剂量估算模型,通过实验测量确定模型中的重要参数,建立由剂量指示值估算入射体表剂量的方法,并通过实验验证其有效性。结果 用本研究建立的模型计算出的受检者入射体表剂量与实测值之比的平均值为0.97,95%可信区间为0.77~1.18;在比较不同X射线摄影系统时,发现计算值与实测值之间的差异没有统计学意义。 结论 本研究建立的由剂量指示值估算受检者入射体表剂量的模型,可用于快速评估计算机X射线摄影所致受检者的入射体表剂量。     

辐射应急内照射待积有效剂量快速计算软件的研发

目的 建立辐射应急情况下经由吸入和食入两种途径产生的内照射待积有效剂量快速计算的计算机应用软件。方法利用Visual Basic 6.0对 《Generic Procedures for Assessment and Response during a Radiological Emergency》(IAEA-TECDOC-1162)报告中经由吸入和食入产生的内照射待积有效剂量评价通用程序进行软件设计。结果按IAEA-TECDOC-1162报告建立了辐射应急情况下经吸入和食入2种途径产生的内照射待积有效剂量快速计算软件。结论本软件能够满足辐射应急情况下对吸入和食入产生的内照射待积有效剂量的快速准确计算需求,并为应急处理提供必要的剂量计算数据。     

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。     

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。     

重水堆核电厂职业人员尿氚直接测量及内照射剂量估算

目的 探讨重水堆电厂放射工作人员氚内照射监测及剂量估算优化方案。方法 以CANDU-6型重水堆核电机组92名放射工作人员为观察对象,统计出淬灭指数(tSIE)的分布情况,挑选出10个淬灭指数tSIE最低160到最高460之间且分布均匀的样品制作空白尿样淬灭曲线,并与仪器自带淬灭曲线比较,优化尿氚测量体系相关性问题。氚内照射剂量估算方面,通过加拿大算法和国标算法的比较,优化调整剂量系数;通过稀释主热传输系统重水模拟实验,制作死时间校正曲线。结果 通过氚内照射剂量估算的分析优化,确定剂量系数优化为4.8;制作了空白尿样淬灭曲线,通过对比发现,tSIE<200时偏差较大,证实了空白曲线的必要性;当测得尿中氚浓度高于2.4×10⁴Bq/ml时,需要对尿样进行稀释处理,再进行测量来修正死时间的影响。结论 通过优化氚内照射监测和剂量估算优化,不仅完善了重水堆电厂的集体剂量管理,还可以及时发现和处理人员非计划摄入氚,对重水堆电厂放射工作人员的辐射安全保障有着重要的作用。     

放射性核素大气释放剂量估算软件

目的 研究用于放射性物质大气排放环境影响评价的通用传输模式及剂量估算软件。方法 基于IAEA安全丛书No.19中的大气传输模式及剂量估算方法,通过Microsoft Access软件建立参数数据库,采用Microsoft Visual Basic 6.0软件完成相关参数数据的调用和传输模式及剂量估算方法计算机化,编写放射性核素大气传输模式及剂量估算应用软件。结果 利用该软件能快速地进行空气中放射性核素活度浓度及公众所受有效剂量的估算。结论 该软件提供了一种快速评估放射性核素大气排放情况下空气活度浓度和关键人群个体所受剂量的方法,可用于常规或核与辐射突发事件情况下空气中放射性核素浓度和剂量的快速估算,也可用于环境辐射监管的筛选计算和评价。     

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。     

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。     

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。     

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、...     

放射性核素肾动态显像中的辐射剂量计算

目的 研究在放射性核素肾动态显像中肾脏和膀胱所受到的内照射剂量。方法 建立一个双隔室链肾脏-膀胱排泄模型并推导出相关的数学表达式,模拟放射性核素肾动态显像剂被人体摄入后的转移、排泄过程,计算核素在肾脏、膀胱和人体其余组织内的总衰变数,再采用蒙特卡罗模拟的方法,计算核素衰变释放的射线在肾脏以及膀胱内产生的能量沉积,最后根据辐射的品质因数计算它们的有效剂量。结果 以 ¹³¹I-OIH和 ⁹⁹Tc^m-DTPA显像剂为例,肾脏受到的内照射剂量分别为0.058mGy/MBq(¹³¹I-OIH)和0.0054 mGy/MBq(⁹⁹Tc^m-DTPA);膀胱受到的内照射剂量分别为0.40mGy/MBq(¹³¹I-OIH)和0.033mGy/MBq(⁹⁹Tc^m-DTPA)。结论 常规剂量水平下的放射性核素肾动态显像对肾脏和膀胱造成的辐射剂量很小。     

亚急性放射病2例临床报告

目的报道2名儿童意外受192Ir迁延照射数月的诊治经过。方法 依据临床表现,生物、物理剂量估算及化验检查,综合分析明确诊断。加强对症、支持治疗,全面检查各项相关指标。结果经多单位估算,病例“A”相当于一次受照剂量1．48～2．2Gy,病例“B”相当于一次受照剂量0．66—1．08Gy,均存在稳定性畸变和非稳定性畸变。经过综合治疗后病情平稳。结论 两例均明确诊断为亚急性放射病,各项指标均提示需密切关注其潜在的远后效应。     

心血管病介入操作时患者受照剂量研究

目的 对心血管介入手术中患者所受辐射剂量及与辐射剂量相关的指标进行采集和分析,为改善患者的辐射防护提供依据.方法 对在省属三级甲等医院进行的26例完整的心血管介入手术的患者进行临床数据采集,按手术类别分成冠状动脉血管造影术(CA)及行冠状动脉血管造影术(CA)后继续行经皮穿刺腔内冠状动脉成形术(PTCA)两组,采用TLD个人剂量计照射野矩阵测量法,检测患者荧光照射时间、入射皮肤剂量(ESD)、最高皮肤剂量(PSD)、剂量-面积乘积(DAP)等指标,用TLD测量在模拟心血管手术条件下体模器官剂量.结果 荧光透视时间为(17.7±15.6)min,范围为0.80～42.4 min;ESD范围为(159±138)mGy,4.40～459 mGy;PSD范围为(769±705)mGy,22.6～2.43×103mGy.CA+PTCA组的荧光照射时间、ESD、PSD均大于CA组,差异有统计学意义.最大皮肤受照剂量与透视时间有较好的相关性(r=0.84,P＜0.01).结论 心血管病放射性介入操作时,可通过透视时间来估算最大皮肤受照剂量.

Abstract：

Objective To collect and analyze the radiation dose to patients in cardiovascular interventional procedures and the radiation dose-related indicators,in order to provide a basis for improving radiation protection of patients.MethodsThe clinical data of 26 cases of complete cardiovascular interventional procedures was collected in the municipal Grade A Class Three hospitals,including coronary angiography (CA) and percutaneous transluminal coronary angioplasty (PTCA),and the patient-received radiation doses and other related factors was studied.TLD personal dosimeter radiation field matrix method was used to measure fluorescence time,the entrance skin dose (ESD),the peak skin dose (PSD),dosearea product (DAP) and other indicators.TLD was used to measure the organ dose of the phantom under the cardiovascular interventional procedure condition.ResultsThe fluoroscopy time was (17.7 ±15.6) min during the range of 0.80-42.4 min.The average entrance skin dose (ESD) was (159 ± 138)mGy during the range of 4.40-459 mGy.The peak skin dose (PSD) was (769 ± 705) mGy during the range of 22.6 - 2.43 × 103mGy.The fluorescence time,entrance skin dose (ESD) ,peak skin dose (PSD) of the group CA + PTCA are greater than the group CA and the difference has statistical significan.The peak skin dose and the fluoroscopy time have good linear correlation (r = 0.84,P ＜ 0.01 ).Conclusion The peak skin dose the patient received in cardiovascular interventional radiological operation can be estimated through the fluoroscopy time.     

单细胞凝胶电泳检测辐射诱导的DNA双链 断裂修复时效性研究

目的 探讨细胞DNA辐射损伤修复时效性,拟合修复曲线和修复平面模型,提高其在辐射生物剂量估算中应用的准确性。方法 通过对离体外周血淋巴细胞用不同剂量γ射线照射后3、24、48 和72 h进行中性单细胞凝胶电泳实验,检测辐射诱导的DNA双链断裂修复程度。结果 照射后不同时间点的剂量-效应曲线和不同剂量点的修复曲线拟合度均较高(r >0.98, P <0.01),将两者结合后,拟合的曲面光滑度较好。结论 不同剂量下的损伤修复呈线性关系,修复曲面模型可用于辐射原发损伤估算。     

用蒙特卡罗方法估算60Co辐射源事故患者的辐射剂量

目的：计算河南^60Co放射源事故中事故患者“梅”受到的辐射剂量,方法：基于MIRD的成人数学模型蒙特卡罗随机模型方法计算故忠患者的辐射剂量,并编制了一个用用此计算实用计算机程序,结果：模拟事故患者的具体情况,计算了人体主要器官剂量和全身剂量,结论：这种理论模拟的方法与用模的实验模拟测量结果较为一致,说明用这种算法算出的各个器官剂量和全身剂量,对于临床治疗有参考价值,而且模拟方便,快速,适用于核事故医学应急中的患者器官剂量估算。     

两例131I体内、体表污染人员的医学处理

目的 通过对2例¹³¹I体内、体表污染人员的事故经过、临床特点、剂量估算、临床救治及医学随访观察结果的报道,为类似病例的医学应急救治提供资料和经验。方法 采用全身测量装置进行放射性监测,通过INDO 2000软件进行估算剂量;医学处理包括问诊与体检、污染部位皮肤的去污洗消及综合治疗等;医学随访项目包括常规检查、肿瘤标志物检测、染色体畸变及微核分析等。结果 INDO 2000软件估算出2例事故受照人员的待积有效剂量分别为0.10~0.19Sv及0.023~0.046Sv,甲状腺的待积当量剂量分别为2.0~3.8Sv及0.46~0.89Sv。对他们进行去污洗消及综合治疗取得了较好的疗效,4年的医学随访观察未见明显异常。结论 成功地对2例¹³¹I体内、体表污染人员进行了剂量估算、医学处理及随访观察。