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/m 3，平均为(51.04±128.58)Bq/m 3；11个病房空气样品的 131I活度浓度为0.162~54.6 Bq/m 3，平均为(7.97±15.89)Bq/m 3。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。

目的:探索导致核医学工作人员甲状腺碘-131（ 131I）内照射的主要危险因素，对工作人员甲状腺 131I内照射风险进行评估。 方法:于2019年3至10月，以整群抽样方法收集2018年度福建省开展 131I核素诊疗的21家核医学单位资料，对 131I自动分装仪数量、 131I甲状腺癌（甲癌）和甲状腺功能亢进症（甲亢）及肝癌治疗人数、核医学工作人员数量、执业类别、 131I操作情况和轮岗情况进行调查，并对其中20家开展 131I甲癌和甲亢诊断治疗的医院进行场所 131I气溶胶检测和工作人员甲状腺 131I直接测量。分析核医学工作人员甲状腺 131I内照射的主要危险因素，并建立内照射风险评估模型。 结果:20家医院核医学监督区 131I气溶胶的检出率为80.0%（16/20），工作人员甲状腺 131I检出率为25.5%（62/243）。工作人员近10个有效半减期内参与 131I的分装和给药、核医学科监督区 131I气溶胶的活度浓度、 131I甲癌和 131I甲亢治疗人数是核医学工作人员甲状腺 131I内照射的主要危险因素（ OR=5.857、6.808、1.983、1.150， P<0.05）。 结论:核医学工作人员 131I内照射暴露普遍存在，应当重视对核医学工作人员内照射的防护，加强主要危险因素的控制。

目的:调查碘治疗场所工作人员甲状腺 131I活度水平及其主要影响因素。 方法:采用配额抽样的方法，按照碘治疗场所医院的不同类型，在山西省和山东省共选择6家开展碘治疗的医院，采用直接测量法，对76名碘治疗场所工作人员的甲状腺 131I活度进行了测量，并进行内照射剂量估算。 结果:共有5家医院的29人甲状腺 131I活度高于仪器的探测限，占全部被检测人员的38.16%，其中最高值为2 468.45 Bq，是1名负责手动分装放射性碘的医师。6家医院碘治疗场所工作人员甲状腺 131I活度差异无统计学意义( P>0.05)，但手动分装 131I的医院测量结果高于自动分装的医院，差异有统计学意义( Z＝1.75， P<0.01)，两家手动分装 131I医院的12名碘治疗场所工作人员甲状腺测量结果全部高于探测限，中位数分别为324.59 Bq和331.98 Bq，4家使用自动分装仪的医院测量结果的中位数均低于探测限，甲状腺 131I检出率分别为32.61%、25.00%、10.00%和0。对于同一家医院，参与分装 131I的医生和保洁人员甲状腺 131I活度高于不参与分装的医生，差异有统计学意义( Z＝2.44、2.12， P<0.05)。 结论:不同碘治疗场所工作人员内照射水平差异较大，使用自动分装仪可有效降低碘治疗场所工作人员内照射水平，应进一步加强碘治疗场所控制区工作人员的内照射监测。

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2.4×10 4 Bq/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。

目的 为了制定合理的内照射个人剂量监测计划;方法 本文介绍内照射个人剂量监测、直接测量方式中,具有代表性的3类监测放射性核素及其配套监测方法;结果 针对核素滞留特性和报告标准要求分析其相应的最大监测周期,达到m(1)/m(T/2)≤3,m(T/2)/m(T)≤3,根据监测周期和核素的年摄入量限值推导出相应的仪器探测下限,以满足其低于相应核素的导出探测下限DMDL,再由仪器导出探测下限及最大监测周期推导出满足相应条件的仪器测量时间;结论 为内照射个人剂量监测计划的制定提供了参考价值.

目的 对饮用水中的14C含量进行测定,并对其可能产生的内照射剂量进行估算,以评价其对人体健康的影响.方法 采集福建省和海南省的自来水和井水样品进行无机14C含量的测定,采用鼓泡法作前处理,直接吸收法制备样品,液闪谱仪测量.结果 16个样品的分析结果表明不同地区的自来水14C含量存在较大差别,井水与自来水中的无机14C含量也存在明显差异.居民饮用井水和自来水途径摄入的14C所致的有效剂量存在差别.结论 公众通过饮用水途径摄入的14C所致的待积有效剂量基本在10-9 Sv/a量级,可以认为天然环境下,从饮用水途径造成的14C内照射剂量很低,不会对人体造成影响.

目的 目前肺部计数器在超铀核素的内照射直接测量方面存在探测下限较高的问题,本文采用反符合方法降低系统的本底,进一步降低系统探测下限.方法 在肺部计数器系统内建立宇宙射线探测器,采用反符合方法,研究宇宙射线中μ子等硬成分对肺部计数器系统本底的影响.该宇宙射线探测器主要由140 cm(长)×110 cm(宽)×5 cm(高)的大面积塑料闪烁体和反符合电路组成.结果 在6～2 MeV能量段,增加反符合探测器后系统的本底计数率由2.5 cps降至2.2 cps.测量时间1 800s,系统对241Am (59.5 keV)和239 Pu(13.6 keV)的探测下限可达1.4 Bq和1 700 Bq.结论 用肺部计数器直接测量超铀核素的过程中,采用反符合方法降低宇宙射线硬成分可以较好地降低部分系统本底,在降低核素探测下限方面起到一定作用.

[背景]随着医疗技术的发展,放射性核素特别是18F、99mTc和131I被广泛应用于医学诊断与治疗过程当中.对于经常接触放射性核素的医护人员,其内照射剂量应当进行监测.[目的]本研究对南京三家具有一定规模的三甲医院共21名接触放射性131I、99mTc、18F的核医学科放射工作人员利用全身计数器进行体外直接测量,并结合接触情况对高于探测限的131I放射工作人员的摄入量、待积有效剂量进行估算.[方法]测量采用高纯锗探测器,固定采集从颈部到髋部γ谱,一次采集两次分析的方法.首先分别对分布于甲状腺和全身两种情况利用标准源分别刻度两条效率曲线.在检测过程当中,在对被检测人员采集数据过后,利用甲状腺效率曲线分析131I含量,利用全身效率曲线计算的99mTc、18F含量.计算结果利用长期摄入模型推知其14d工作周期内摄入量,利用摄入量计算监测周期内的待积有效剂量,假设在本次测量具有代表性的前提下利用本次摄入量推知年待积有效剂量.[结果]从事131I相关工作人员共9人,在其中5人体内检出131I;从事99mTc相关工作的工作人员共9人,其中1人体内检出99mTc,从事18F相关工作人员16人,所有人体内均未检出18F.131I污染高于探测限的5名工作人员监测周期内最高待积有效剂量为0.92 mSv,平均待积有效剂量为0.27 mSv.年平均待积有效剂量为7.0 mSv,最高达到24.0 mSv.[结论]本次调查中,被检出人员平均剂量高于必须进行内照射监测的1 mSv限值,即使考虑到检出率的影响,内照射对年剂量的贡献依旧不可以被忽略.估算的最高剂量甚至突破了5年平均剂量限值,对于131I工作人员的内照射监测工作刻不容缓.

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.

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.