目的:探索LabSOCS无源效率刻度在级联辐射引起的符合相加修正上的应用。方法:利用LabSOCS无源效率刻度软件生成4个标准源的模拟效率曲线，使用实验室高纯锗γ能谱仪测量这4个标准源，在活度分析时计算符合相加修正因子，对测量结果进行符合相加修正，将修正后的放射性活度与证书活度进行比较，并使用GB/T 28043-2019/ISO 13528∶2015中能力评定统计量 En值评定。 结果:测量结果活度值与证书活度值进行比较，符合相加修正后偏差绝对值范围在0.14%～3.87%，且统计量 En值绝对值均<1。 结论:LabSOCS在级联辐射引起的符合相加修正上的应用效果较为理想，符合相加修正后的活度值与证书活度值偏差不大，其能力评定结果是合格的。

目的:探究"7·20"特大暴雨灾害后核医学衰变池是否存在放射性废水泄漏或溢出，分析其发生原因，为今后核医学衰变池的设计、建设、维护及核医学放射防护管理提供科学依据。方法:选择郑州市3家开展 131I治疗的医院(A、B、C医院)，根据核医学衰变池周围环境辐射水平检测结果按标准方法设置采样点位，采集不同深度土壤样品。用高纯锗γ能谱仪测量土壤中 131I的放射性水平，对检测结果进行处理和分析。 结果:除B医院未检出 131I放射性核素外，A和C医院核医学衰变池周围土壤中均检出不同活度浓度的 131I放射性核素，A医院 131I的活度浓度范围为16.4~98 111.8 Bq/kg，C医院 131I的活度浓度范围为10.6~7 176.6 Bq/kg。经过一段时间衰变后，对A医院和C医院进行复测，A医院 131I的活度浓度范围为1.3~17.0 Bq/kg，C医院 131I的活度浓度范围为3.9~7.1 Bq/kg。同一采样点位0~5 cm土壤中 131I活度浓度均高于5~10 cm土壤中 131I活度浓度，两者比值范围为1.3~13.1，比值中值为5.9。 结论:"7·20"特大暴雨灾害后，部分医院核医学衰变池周围环境发现不同程度的 131I放射性污染。核医学衰变池在设计、评价、建设和使用时，应提高防范意识，做好放射防护安全评价和管理，防止放射性废水泄漏及溢出。

目的:研究酪酸梭菌对db/db小鼠肾组织的保护作用及机制。方法:14周龄db/db小鼠按数字表法随机分为糖尿病肾病组(db/db组， n＝10)和酪酸梭菌治疗组(db/db+Cb组， n＝7)，选用同周龄db/m小鼠为正常对照组(db/m组， n＝10)。db/m和db/db小鼠给予0.9%氯化钠溶液灌胃，db/db+Cb小鼠给予等量的酪酸梭菌溶液灌胃，连续灌胃8周。检测血肌酐、空腹血糖和尿白蛋白/肌酐比值(ACR)等指标；HE染色观察肾组织病理变化；实时荧光定量PCR检测肾组织过氧化物酶体增殖物活化受体γ协同刺激因子-1α(PGC-1α) mRNA表达情况；免疫组化及蛋白免疫印迹法测定肾组织核因子-κB(NF-κB)、胰升糖素样肽1受体(GLP-1R)、腺苷酸活化蛋白激酶(AMPK)蛋白的表达。采用16S rRNA法、液相色谱质谱联用和气相色谱质谱联用分别测定肠道菌群、血清和粪便短链脂肪酸(SCFAs)水平。 结果:与db/db小鼠相比，db/db+Cb小鼠通过补充酪酸梭菌后一般状态改善，空腹血糖、血尿素氮、ACR、血肌酐、肾脏组织中白细胞介素6(IL-6)水平降低(均 P<0.05)；病理显示，小鼠肾组织损伤有不同程度的改善；肾组织中PGC-1α mRNA表达量上升( P<0.05)；肾组织NF-κB蛋白表达下降，GLP-1R、磷酸化腺苷酸活化激酶(p-AMPK)/AMPK蛋白表达上调(均 P<0.05)；酪酸梭菌调节了肠道微生物群的组成，血清和粪便中总SCFAs含量升高(均 P<0.05)。 结论:酪酸梭菌能增加肾组织GLP-1R表达，促进AMPK磷酸化，减轻小鼠肾组织损伤，推测与调节富产SCFAs菌群有关。

目的:计算不同甲状腺－颈部刻度模体和测量位置对便携式γ谱仪的全能峰探测效率影响，为更加准确开展人体甲状腺内 131I活度现场测量提供指导。 方法:在对4种典型的甲状腺－颈部模体和用于甲状腺内 131I活度测量的便携式3英寸NaI(TI) γ谱仪进行建模的基础上，结合可能的现场测量情景，利用蒙特卡罗方法模拟计算便携式NaI(TI) γ谱仪在不同测量距离、不同甲状腺深度、不同甲状腺体积等条件下的全能峰(364.5 keV)探测效率。 结果:NaI(TI) γ谱仪的探测效率随探测器与颈部表面距离增加而显著递减，紧贴颈部表面的探测效率约为距颈部表面15 cm的15倍；探测效率随甲状腺深度增加而明显降低，在颈部表面测量时，深度为2 mm的探测效率约为30 mm的3.6倍；探测效率随甲状腺体积增大而减小，在颈部表面测量时，体积为1 ml的探测效率是30 ml的1.71倍；探测效率随探测器中心偏移而降低，尤其是在颈部表面测量时，中心偏离2 cm会导致探测效率下降约15%。结论:利用便携式NaI(TI) γ谱仪开展人体甲状腺内 131I活度准确测量，不仅需要掌握探测效率刻度时的测量距离，还需了解所用刻度模体内的甲状腺深度与体积。

目的:制备 89Zr标记达雷妥尤单克隆抗体(Daratumumab)，并评价其用于多发性骨髓瘤(MM)显像诊断的可行性。 方法:依据 89Y(p，n) 89Zr核反应原理，采用回旋加速器固体靶系统(30 μA，1.5 h)和自动化纯化模块生产 89Zr，检测核纯度、半衰期和杂质金属含量。将去铁胺(DFO)与Daratumumab偶联后再与 89Zr螯合制备 89Zr-DFO-Daratumumab，进行连续3批产品的质量控制分析。在正常家兔体内进行药代动力学评价，在原位骨髓瘤小鼠模型中进行 89Zr-DFO-Daratumumab microPET/CT显像。采用两独立样本 t检验比较原位骨髓瘤和正常骨骼SUV的差异。 结果:获得 89Zr纯品约560 MBq，γ能谱仪显示只有2个 89Zr特征能峰(909 keV和511 keV)，半衰期为78.2 h，金属杂质含量较少。 89Zr-DFO-Daratumumab的pH值为7.2左右，放化纯大于99%，体外稳定性良好，无菌和内毒素检测通过。家兔体内药代动力学研究显示，随时间推移和体内代谢， 89Zr-DFO-Daratumumab逐渐由血液分布于肝、脾、肾和骨关节等。原位骨髓瘤小鼠 89Zr-DFO-Daratumumab microPET/CT显像示， 89Zr-DFO-Daratumumab在原位骨髓瘤的SUV高于正常骨骼(2 h：0.22±0.02和0.06±0.00；1 d：0.38±0.01和0.08±0.00； t值：8.89、21.90，均 P＝0.001)。 结论:成功制备 89Zr和 89Zr-DFO-Daratumumab，并完成相关质量控制与体内外生物学评价，验证了 89Zr-DFO-Daratumumab用于MM显像诊断的可行性，为临床转化打下基础。

目的:探讨便携式高纯锗(HPGe)γ谱仪与便携式溴化镧(LaBr)γ谱仪在测量放射工作人员甲状腺内 131I活度和内照射监测中适用性的差别。 方法:分别使用DETECTIVE-DX100-KT便携式HPGe γ谱仪和InSpector 1000便携式LaBr γ谱仪测量放射工作人员甲状腺内 131I含量，比较不同设备的检测结果、最小可探测活度(MDA)以及对应的年待积有效剂量的差别。 结果:使用HPGe γ谱仪测量的放射工作人员甲状腺内 131I检出率为67.7 %，使用LaBr γ谱仪的检出率为26.2%。使用HPGe γ谱仪甲状腺部位MDA为12.26~14.74 Bq(测量时间3~5 min)，LaBr γ谱仪的MDA为56.56 ~80.37 Bq(测量时间2~4 min)。以慢性连续摄入模式，7 d为监测周期估算，两种仪器的MDA对应的内照射年待积有效剂量分别为0.07~0.08 mSv(3~5 min)和0.31~0.45 mSv(2~4 min)。 结论:两种便携式γ谱仪在短时间测量时的最小可探测活度(MDA)均满足GBZ129-2016《职业性内照射个人监测规范》对于甲状腺体外监测设备的要求，均可用以放射工作人员内照射污染的常规监测。LaBr γ谱仪与HPGe γ谱仪检测结果的差别可能是由于测量时间短、较低活度水平时检测结果不确定度大、探头与颈部距离、探头放置角度不完全一致以及设备对环境的响应不同、本底扣除方法等因素引起。

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3.64~2.94×10 3Bq/m 3，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2.62×10 2Bq/m 3。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。

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。

目的:调查北京地区19处土壤中放射性核素的含量，为准确评价北京地区环境放射性污染提供科学依据。方法:2017—2018年连续采集北京16个区的38份土壤样品，使用GEM-MX7080P4型高纯锗γ能谱仪对样品中放射性核素 226Ra、 232Th、 40K和 137Cs的比活度进行监测。 结果:19处土壤样品中放射性核素 226Ra、 232Th、 40K的比活度平均值连续两年分别为23.9和24.1 Bq/kg、31.2和31.7 Bq/kg、600和578 Bq/kg； 137Cs的比活度平均值两年均为1.21 Bq/kg，最高值分别为5.48和6.18 Bq/kg，约为当年平均值的4.5和5.1倍。 结论:北京地区19处土壤样品中 226Ra、 232Th、 40K和 137Cs的含量在本地区和国内环境本底范围内，土壤中 137Cs主要来源于既往的核活动或核事故。

目的:通过分析常见食品的成分，利用无源效率刻度与有源验证相结合的方法，为食品γ能谱无源效率刻度分析推荐参考成分。方法:对全国食品放射性污染监测中30种常见食品样品进行分析，统计出粮食类和蔬菜类的参考成分，结合白藜麦标准源的自身参数，应用LabSOCS进行白藜麦标准源不同成分的无源效率模拟，计算白藜麦标准源测量活度与其证书活度的相对偏差并进行分析。结果:30种食品样品的检测结果表明，C、H、O、N、S这5种元素占食品组成的77.0% ～ 93.7%,是食品的主要成分。将白藜麦自身成分和粮食类参考成分应用于白藜麦标准源的无源效率模拟，进行活度计算，与其证书活度的相对偏差绝对值分别在0.37% ～ 5.86%和0.38% ～ 5.87%。结论:白藜麦自身成分和粮食类参考成分应用于白藜麦标准源的无源效率模拟，计算的测量活度与标准源证书活度的相对偏差基本一致，若使用γ能谱无源效率模拟测量未知成分的食品样品且不便进行食品样品成分分析时，特别是在应急情况下，可参考使用本研究得到的参考成分。