核医学诊疗除使患者受到必须的医疗照射外，还关系到工作人员的职业照射和周边区域的环境安全。从事I诊疗的工作人员在对非密封放射性核I所致的内照射不容忽视。近年来对核医学工作场所辐射水平的调查中多限于γ剂量率和放射性表面污染测量,因此工作场所空气中I水平的报道较少.此次调查了3个省从事I治疗的4家医院核医学工作场所空气中放射性核素I的活度浓度，并估算了所致的内照射剂量，为工作人员采取相应防护措施提供参考资料。
1 对象与方法
1.1 对象
1.1.1 对象选取四川省两家、河南省和山东省各1家开展I治疗的 “三甲”医院，采集了I分装室和服药室的空气气溶胶样品。
1.1.2 主要仪器与试剂Staplex TF1A型空气采样器（美国Clover公司）、ADCOM100型γ能谱仪（美国ortec公司）、Staplex TFACC250型碘盒。
1.2 方法
1.2.1 样品采集在四川、河南和山东3省采样月份分别为2011年3、6和11月，采样在I分装和患者服药期间进行，采样点位于工作人员站立地表 面 向 上 约1.5m处 的 呼 吸 带， 采 样 流 量 约0.4m3/min,采样时间平均为4h,采样体积平均为105m3.样品采集完毕后用塑料薄膜将碘盒包裹，放置在γ谱仪的探测器上依据有关标准进行测量，最小可探测活度浓度为1mBq/m3.
1.2.2 质量控制γ能谱仪系统曾多次参加过国际、国内放射性测量比对，各项数据均符合要求。
测量前采用可溯源的标准物质对系统进行了能量刻度和效率刻度，能量刻度用351、583、609、911和1460keV共5个能量点进行刻度；效率刻度值为4.98%,效率刻度所用标准效率刻度源与测量样品基本一致。
2 结果
2.1 工作场所空气中I活度浓度由表1可见，工作场所空气中I活度浓度为5.8~320Bq/m3,平均为137Bq/m3.其中，山东省某医院I分装室空气中I活度浓度最低为5.8Bq/m3,四 川 省B医 院 检 查 服 药 室 最 高 为320Bq/m3.【表1】
2.2 吸入所致剂量的估算从事I治疗的工作人员摄入放射性核素所致待积有效剂量采用公式（1）计算:E（τ）=A0e（τ） （1）其中：A0-放射性核素摄入量，Bq;e（τ）-每单位摄入量引起的待积有效剂量，mSv/Bq.
在进行职业内照射剂量估算时，吸入的气溶胶粒子的空气动力学直径活度中值（AMAD）通常取5μm;对放射性核素I,当AMAD为5μm时对应的e（τ）为1.1×10-5mSv/Bq.用空气采样方法估算吸入所致放射性核素的摄入量时，可用公式（2）计算:A0吸=C空 B空（2）其中：A0吸-通过呼吸道的摄入量，Bq;C空-核素在空气中的时间积分浓度，Bq·h/m3;B空-工 作 人 员 呼 吸 率，m3/h（B空值 成 年 人 取0.83m3/h）。
据调查，4家医院的工作人员在I分装室和治疗室内平均每天工作时间约为1h,每周开展治疗3d,周累计停留时间平均为3h;I活度浓度分别取最大值（320Bq/m3）和平均值（137Bq/m3）。利用公式（1）、（2）和上述数据可分别计算出4家医院工作人员在I分装室和治疗室内每周因吸入所致待积有效剂量的最大值和平均值，分别为8.8和3.7μSv.
如每年以50周计算，则每年吸入所致待积有效剂量最大值和平均值分别为0.44和0.18mSv.
3 讨论
调查显示，核医学科工作场所空气中I浓度水平差别较大，4家医院中最大者是最小者的55倍。其主要原因是各医院的I操作量、操作时间、操作方式不同导致I挥发到空气中的量不同，以及不同医院工作场所的通风换气等防护条件的差异。据文献报道，核医学工作场所的通风条件改进前后空气中气溶胶活度浓度相差能够达到200多倍,因此，可通过增加工作场所的通风换气次数及改进操作方式降低空气中放射性气溶胶活度浓度。
4家医院工作人员在分装室和治疗室内每年吸入I所致待积有效剂量最大值为0.44mSv,平均值为0.18mSv,该接触水平所致工作人员内照射剂量满足国家相关标准的要求.需要指出的是，该结果仅指未戴防护口罩工作人员在分装室和治疗室内停留时吸入I所致的内照射剂量，并未包括工作人员在分装室和治疗室以外其他工作场所吸入I所致的内照射剂量，更不包括放射性表面污染及外照射引起的有效剂量。
目前，核医学工作场所一般未进行空气放射性气溶胶测定。从本次调查结果来看，吸入放射性气溶胶所致的内照射是核医学工作人员职业照射的重要组成部分，有关法规标准应强化对空气放射性气溶胶监测与防护要求。
医务工作人员在进行I治疗时应保持治疗室和分装室良好的通风换气条件，佩戴防护口罩，提高操作熟练程度，减少在分装室和治疗室内的工作时间，尽可能降低内照射剂量。
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