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:开发便于快速估算环境放射性污染所致公众成员外照射剂量的应用软件。方法:基于国际放射防护委员会(ICRP)提供的数据，创建公众(成人与不同年龄组儿童)在不同环境暴露情形下的外照射剂量率转换系数数据库；在Windows操作系统内利用Python语言编写数据调用与计算程序，并借助PyQt工具包设计软件界面；为测试该软件的计算结果，试算了几种最可能出现放射性核素在3种环境暴露情景下所致公众成员的外照射剂量差异，并开展了合理性分析。结果:本研究开发软件可在带Windows系统的个人电脑上快速完成放射性核素污染外照射所致公众的器官当量剂量与全身有效剂量的估算，计算结果合理。结果表明，公众成员的年龄越小，器官当量剂量和有效剂量通常越大；对于相同活度浓度且达到放射性平衡 90Sr的土壤表面污染和水体污染，婴儿的有效剂量约为成人的6.08倍和2.51倍。 结论:本研究开发的软件具有操作简单、计算速度快等优点，适用于核事故应急等情形下快速估算公众成员外照射剂量。

辐射损伤防治药物是指能抑制辐射损伤的发生，或者在照射后早期使用减轻辐射损伤的发展，促进损伤恢复的药物。根据作用机制和干预时间，将辐射损伤的防治药物分为4类，即外辐射暴露的防护药、缓解药、治疗药以及放射性核素内污染防治药。本文对近年来辐射损伤防治药的研究进展进行综述。

目的:研发一款适用于放射性核素污染的去污膜，对其物理性质、核素清除效果和安全性进行考察。方法:以海藻酸钠和壳聚糖为基质膜，负载复方洗消剂配方制备去污膜。通过将去污膜置于生理盐水中，测试其溶胀性能；通过拉力机测试去污膜的断裂应力与应变。以生理盐水、基质膜、1%二乙烯三胺五乙酸五钠(DTPA-5Na)基质膜组作为对照组，在豚鼠完整皮肤与伤口模型上检测去污膜对铀、铯、钴、铈和锶的清除效果。采用噻唑蓝比色法(MTT)测试去污膜的浸提液对小鼠上皮样成纤维细胞(L929)的毒性；将去污膜的浸提液注射到Kunming (KM)小鼠体内，测试其全身急性毒性。将去污膜覆盖于新西兰兔背部测试皮肤刺激性。结果:去污膜成膜时间为1.5 min，溶胀率为(134.96 ± 3.49)%，断裂应力为(393.88 ± 53.53)kN/m 2，断裂应变为(163.00 ± 35.29)%。在完整皮肤上，去污膜对铀的清除率为(95.38 ± 0.23)%，对铯为(96.57 ± 0.49)%。在伤口模型上，去污膜对铀、铯、锶、钴和铈的清除率分别为(92.16 ± 0.52)%、(90.44 ± 1.16)%、(92.03 ± 0.87)%、(92.79 ± 0.51)%和(92.85 ± 0.82)%，均优于生理盐水、基质膜与1% DTPA-5Na基质膜组( t ＝ 3.81 ～ 4 498.55， P<0.001)。安全性评价试验表明，去污膜符合国家医疗器械生物学评价标准。 结论:去污膜能够快速成膜且对多种核素均有良好的清除效果，安全性良好，适用放射性核素污染人员的完整皮肤或伤口去污，有望为核污染区域的工作人员提供安全保障。

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。

放射性突发事件造成的放射性核素内污染，严重危害人体健康，促排剂的研发和及新技术的应用可减少核素产生的内照射的损伤。纳米制剂较传统制剂具有提高药物溶出度、靶向和定位释药、易穿过生物膜屏障等优点。近年来很多学者针对不同促排药物，采用不同的纳米制剂形式，包括纳米微粒、纳米脂质体、纳米乳等进行相关研究，以期达到更好的临床应用效果。性能优异的纳米材料具有高效快速吸附、高生物相容性等优点，在放射性核素促排中的应用越来越广泛。本文结合国内外相关文献，将核素内污染按核素沉积的不同部位和组织器官进行分类，介绍了相关纳米制剂及纳米材料在放射性核素促排中的应用，为后续进一步研究提供参考。

放射性核素氚可通过消化道、呼吸道、表面皮肤以及伤口等途径进入人体内，从而对人体健康产生不同程度的内照射损害。笔者简要介绍了氚的特性及其吸收与代谢机制，梳理了国内外几起涉氚事故所致氚内污染患者的临床医学处理资料，总结了氚内污染的救治要点及其带给我们的启示。

放射性核素体表污染去除是防止放射性核素进一步损伤人体的关键措施，笔者结合国内外对放射性核素体表污染去除的策略，总结了目前已上市和正在研究的放射性核素体表污染去除制剂，从壳聚糖衍生物、有机磷酸类、高分子聚合物、有机骨架材料等几个方面综述了有潜力成为放射性核素体表污染去除的候选制剂，旨在为后续研究放射性核素体表污染去除新制剂提供参考。

放射性核素内污染是核与辐射事故应急医学救援中的常见问题，其医学处理是救援的重点内容。阻吸收和促排是放射性核素内污染治疗的主要手段，往往涉及药物使用，通常使用越早治疗效果越好。我国发布的多个标准、规范对于阻吸收药物的使用认识一致，认为在明确或高度疑似有放射性核素过量摄入时即可尽快使用阻吸收药物及措施。但对促排药物的使用时机表述存在差异性，容易在应用中造成困惑。通过梳理分析相关标准、规范的适用范围和适用条件，并结合国外的研究进展，就核与辐射应急医学救援中内污染促排药物的使用时机提出建议。认为，国内核事故场内应急的内污染阻吸收与促排药物使用策略与国外新近提出的"紧急处理方案"的思想值得借鉴、提倡，即对于高风险群体怀疑有放射性核素摄入就立即开始药物治疗的方法是谨慎可取的，后续如果内照射剂量评估达不到相关干预水平，停止治疗即可。同时，探讨了前述内污染处理药物使用策略在应用中需要注意的问题，以供相关人员参考。