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。

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。

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: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1种基于液相色谱串联质谱（LC-MS/MS）技术的血清17α-羟孕酮（17α-OHP）候选参考测量程序并对其进行评价。方法:2019年12月，取上海市临床检验中心员工体检留存的血清标本，采用正己烷乙酸乙酯混合液（体积比3∶2）提取加入同位素内标的血清样本，C18反向色谱柱分离，正离子电喷雾质谱仪检测，参照美国临床实验室标准化协会（CLSI）C62-A文件对建立的候选参考方法进行校准曲线、检测限与定量限、基质效应、不精密度、正确度、特异性、携带污染、线性范围等基本分析性能验证。结果:17α-OHP的线性范围为0.21~119.67 μg/L。检测限和定量限分别为5.218 ng/L、0.116 μg/L。3种不同比例50∶50、80∶20、20∶80）的血清与溶液混合物的相对基质效应分别为-0.02%、-0.40%、-0.90%。批内变异系数（ CV）在0.164、14.81、81.63 μg/L浓度处分别为1.73%~2.11%、0.98%~1.71%、0.47%~0.87%，批间 CV在上述3个浓度点处分别为1.82%、1.03%、0.80%。加标样本平均回收率在0.5、20、100 μg/L处分别为100.4%、101.7%、102.8%；检测中国计量科学研究院标准参考物质GBW09829，结果均在规定的不确定度范围内。无携带污染和特异性干扰。 结论:成功建立了基于同位素稀释LC-MS/MS技术的血清17α-OHP候选参考测量程序。该候选参考测量程序有着良好的精密度和准确度，能用于常规临床检验方法的量值溯源。

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: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: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。

核与辐射突发事件发生时，释放出的放射性物质给人类带来不可估量的损失和危害，核应急医学救援刻不容缓，尤其是在海上对污染伤员进行集约高效的洗消，尽最大限度减少对伤员的伤害显得尤为重要。笔者多年参与海上各种舰船的核应急医学救援演习活动，总结了海上核事故放射性物质的污染危害和相关救援环节，梳理了核应急医学救援洗消去污的原则与方法、特点难点，并积极探讨海上核应急医学救援洗消的处置方式，努力提高海上核应急医疗救援及洗消能力。