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1.
目的 对99Tcm-亚甲基二膦酸盐(MDP)单光子发射计算机断层成像术(SPECT)骨显像患者周围辐射水平及其影响因素进行研究,为保证周围人员辐射安全提供实验依据。方法 对367例中国医学科学院肿瘤医院全身骨显像的患者进行测量,测量其不同时间及不同距离处的周围剂量当量率,分析周围剂量当量率随时间及距离的变化规律,估算周围不同距离处的剂量水平,评估周围人员的辐射剂量。结果 患者周围剂量当量率随时间指数衰减,患者体内99Tcm有效半衰期随时间增加;周围剂量当量率距患者4 m内随距离的变化呈幂函数,平均幂值为-1.45。从患者注射99Tcm药物至患者体内99Tcm基本消失,在距患者0.5、1.0和1.5 m处的周围辐射剂量水平分别为238.3、99.7和61.8 μSv;在注射后不同的时间点(0、3和6 h),与患者距0.5 m滞留10 min,辐射剂量分别为9.9、3.0和1.9 μSv。结论 骨显像患者周围剂量当量率随时间和距离快速降低。骨显像患者会对周围人员造成一定的照射,但是剂量水平远低于国家标准的规定。建议患者进行骨显像的当天尽量不要进行和医护人员长时间近距离接触的其他诊疗。 相似文献
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RDS111型回旋加速器辐射剂量监测与防护 总被引:1,自引:0,他引:1
目的监测回旋加速器运行过程中产生的辐射水平及其与靶电流之间的关系,为相关人员的防护提供参考.方法用剂量仪分别测量美国CTI RDS111型回旋加速器在靶电流为40μA时生产11C、13N、15O、18F 4种核素在大厅内外的γ和中子剂量率及不同靶电流下的剂量当量率,并计算相关人员可能的年剂量当量.结果回旋加速器大厅内除1个点外,其余各处剂量当量率均小于15 μSv/h,大厅外周围环境则均小于0.5 μSv/h.相关人员可能的年剂量当量小于1.04mSv.线性拟合示,剂量当量率与束流强度呈正比.结论正常情况下,相关人员吸收剂量均未超过国家安全标准中关于职业人员(20 mSv)和公众个人(5 mSv)的年剂量当量限值. 相似文献
3.
目的 探讨90Y树脂微球治疗在临床应用中的放射防护措施。方法 模拟90Y树脂微球治疗手术流程,通过监测术前药物分装准备、药物转运、术中药物操作和输注、术后患者住院观察各个阶段周围剂量当量率水平,分析临床应用中所应采取的放射防护措施。结果 活性室周围剂量当量率水平为0.12~0.42 μSv/h,通风橱周围剂量当量率为1.04~3.32 μSv/h。数字减影血管造影(DSA)室在90Y+DSA扫描时最高为0.78 μSv/h,在99Tcm+DSA时最高为 0.36 μSv/h; 透视防护区在90Y药物时在第一术者位155 cm高度为13.19 μSv/h,而在90Y+DSA扫 描时最高为80 cm高度处315.01 μSv/h。第二术者位在90Y药物时最高为155 cm高度为6.28 μSv/h, 90Y+DSA 扫描时最高为155 cm高度处291.03 μSv/h。患者病房周围剂量当量率为0.11~0.58 μSv/h。 结论 核医学科及介入室等原有屏蔽措施能够满足90Y树脂微球治疗的放射防护要求,但仍需根据实际情况进行科学评估,同时应加强药物操作中的放射防护及表面污染处理措施。 相似文献
4.
目的探讨某大型辐照装置运行中的辐射防护状况及异常工况下控制区内辐射剂量分布, 分析其辐射风险。方法以运行中的某大型辐照场为研究对象, 使用AT1121型X、γ剂量率仪测量贮源状态及正常辐照状态下辐照场内及毗邻场所的辐射剂量水平;使用热释光剂量计(TLD)测量异常工况下(源升起至辐照位并迅速降源至水井中贮源位置)辐照场内不同关注点位的剂量分布;依据国家标准, 查验辐照场设置的辐射安全设施, 分析、评价其辐射风险。结果贮源状态下辐照场内辐射剂量水平和正常辐照状态下辐照场监督区辐射剂量水平均为0.09~0.11 μSv/h,均处于环境本底水平;异常工况下辐照场控制区内辐射剂量水平为辐照场内>迷路内口转角>迷路内, 剂量范围分别为1.0~101.3 Sv、32.7~514.0 mSv、8.7~183.2 μSv, 迷路外口已接近本底水平。结论该辐照装置正常运行中, 场所防护水平满足国家标准要求;异常工况下辐照场内误留将引发严重辐射损伤;若出现人员误留辐照室内, 应第一时间向迷路内逃离, 并于逃离过程迅速启动应急防护措施, 减少辐照场内受照时间并确保启动降源操作。 相似文献
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目的 通过测量甲状腺癌患者131I治疗过程中患者周围剂量当量率及住院期间胸前体表的累积剂量,探讨加强131I治疗过程中辐射防护问题。方法 在某开展甲状腺癌患者131I治疗的医院,选取接受131I治疗的患者78名,用γ辐射巡测仪测量患者服用131I药物后10 min、1、2、5 d共5个时间点的周围剂量当量率;测量距离分别为体表5、0.5和1 m处;测量方向为患者前后左右4个方向。用光激发光剂量计测量患者胸前位置住院期间(6 d)接受的累积吸收剂量。结果 服药后10 min患者胸前体表5 cm处周围剂量当量率最高可达4.81 mSv/h,患者出院前胸前体表5 cm处周围剂量当量率范围在2.6~64.1 μSv/h,住院期间患者胸前体表的累积剂量在15.9~58.8 mGy之间。服药10 min后3.7 GBq药剂量组与5.55 GBq药剂量组患者体表5 cm处剂量率差异有统计学意义(t=-6.11,P<0.05),服药10 min后男性与女性患者体表5 cm处剂量率差异有统计学意义(t=4.52,P<0.05),其他组别差异无统计学意义(P>0.05)。结论 在甲状腺癌患者131I治疗过程中,患者周围具有较高的辐射水平,应加强对患者的防护及管理,减少周围公众不必要的照射。 相似文献
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18F-FDG PET显像中受检者周围人员的辐射剂量监测 总被引:7,自引:0,他引:7
目的 为1 8F 脱氧葡萄糖 (FDG)PET显像过程中工作和陪护人员的临床辐射防护提供参考数据。方法 用辐射剂量仪分别测量 30例工作人员在注射室、显像室的剂量当量率及受检者注射1 8F FDG后即刻、1和 2h距前胸 0 1、0 5、1 0、2 0m的剂量当量率 ,计算每例检查每一步操作的剂量当量和各工作场所工作人员的年剂量当量。结果 工作人员每例各步操作平均个人剂量当量为药品分装 :左手 (30 0± 8 0 ) μSv,右手 (6 0± 1 5 ) μSv ,全身 (0 5± 0 1) μSv;注射 :手部 (3 0 0± 0 75 )μSv,全身 (1 2 7± 0 2 0 ) μSv ;摆位和采集 ,结束采集共 (9 9± 1 4 ) μSv;密切接触的陪护人员为 (310±91) μSv。各工作场所工作人员的累计年剂量当量分别为 :药品分装及注射 :左手 (16 6 3± 4 4 1)mSv,右手 (6 4 5± 1 2 3)mSv ,全身 (1 18± 0 15 )mSv;显像采集 :全身 (4 99± 0 70 )mSv。结论 通过现有防护设施和方法 ,工作人员和陪护人员的受照剂量均未超过国家辐射安全标准 (GBSS)关于职业及公众个人年剂量限值。 相似文献
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用放射化学分析方法,对新疆核试验场周围10个调查区和远离核试验场位于上风向的5个对照区采取的土壤样品进行了90Sr、137Cs分析测定。核试验场周围调查区土壤中90Sr累积平均沉降量为1.5×103Bqm-2,137Cs为4.9×103Bqm-2;对照区90Sr累积平均沉降量为1.3×103Bqm-2,137Cs为3.9×103Bqm-2。调查区和对照区表层土壤中州90Sr,137Cs放射性平均水平无显著性差异。通过估算得出了调查区90Sr、137Cs对居民产生约定有效剂量当量分别为78.3μSv(集体剂量当量负担为23.9人·sv)和270μSv(集体剂量当量负担为82.3人·sv),对照区分别为70.5μSv,(集体剂量当量负担为14.1人·sv)和220μSv(集体剂量当量负担为14.1人·sv)。两个地区居民受到来自核试验产生的90Sr和137Cs给予人体的内照射剂量当量负担基本上是一样的。可认为90Sr、137Cs对新疆核试验场周围没有造成严重的局部污染。对居民的身体健康不致于产生不良影响。 相似文献
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目的 研究铁屏蔽体在主防护墙中不同深度对防护墙外周围剂量当量率的影响。方法 采用FLUKA蒙特卡罗模拟程序构建了质子治疗室的模型,治疗室的屏蔽体由混凝土和钢构成。分别模拟220和250 MeV的质子照射水模体,以获得不同情况下的周围剂量当量率分布。结果 随着嵌入防护墙的铁屏蔽体深度的变化,两种模拟条件下质子治疗机房主防护墙外30 cm处的周围剂量当量率发生显著变化,最大周围剂量当量率(220 MeV:3.42 μSv/h,250 MeV:6.39 μSv/h)比最小周围剂量当量率(220 MeV:1.75 μSv/h,250 MeV:3.32 μSv/h)高2倍。结论 在质子治疗加速器的设计中,应仔细评估铁屏蔽体在主防护墙中的位置。 相似文献
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目的研究患者接受90Y树脂微球选择性内放射治疗(SIRT)后48 h内所排泄尿液中90Y的放射性活度, 为术后患者排泄物的管理提供建议。方法收集3名患者在术后0~24 h和24~48 h两个时间段内排泄的尿液, 并对尿液中的90Y放射性活度进行检测和分析。结果 3名患者术后0~24 h和24~48 h尿液中的90Y放射性活度排泄量分别为(1 266±258)kBq/GBq和(140±106)kBq/GBq, 90Y放射性活度浓度分别为(640±113)kBq/L和(53±12)kBq/L。结论 90Y树脂微球治疗术后肝癌患者0~24 h排泄尿液中的90Y放射性活度比24~48 h高。术后患者可通过增加排泄尿量的方式来加速排出体内游离的90Y;患者住院期间的排泄物应按照HJ 1188-2020《核医学辐射防护与安全要求》的要求处理。 相似文献
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我们采用日本纯系ICR/JCL小白鼠腹腔一次注射锶-90 1.0微居里/克体重,研究锶-90诱发小自鼠肿癌的形成。在一定的间隔时间内观察自细胞总数和骨髓有核细胞数的变化.在整个实验期间发现在55只实验动物中有26只发生了肿瘤.肿瘤发生率为47.2%,其中3只属于淋巴系统.占5.4%.其余的均为骨组织肿瘤,占41.8%.有3只小白鼠同时2处并发肿瘤。我们对15只锶-90诱发的肿瘤动物进行了组织学检查.1例为淋巴肉瘤。2例为淋巴细胞白血病,1例为成骨肉瘤,将淋巴细胞白血病的细胞血浆移植到出生1月的4只ICR/ICL小鼠中,观察小鼠的变化。 相似文献
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本文探讨低剂量硝酸钚与硝酸锶对大鼠复合作用的实验研究。系统观察了体重、死亡率, 平均存活时间、X线片、病理组织学等项目指标的改变。通过三年左右的终生观察表明: (1)钚、锶复合作用对诱发骨肉瘤有相加效应, 并且潜伏期短, 多发性骨肉瘤也高于单一核素作用组, (2)复合作用组的死亡率高于单一核素组, (8)复合作用组的平均寿命比单一核素组缩短。 相似文献
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目的 为了克服现有分析标准推荐的硫化铋沉淀法除铋存在的弊端,提升分析结果质量。方法 基于201×7阴离子交换树脂设计了除铋实验流程,并通过加标样品和国际原子能机构(IAEA)国际比对样品分析予以验证。结果 采用阴离子交换树脂进行除铋。在锶、钇、铋去除实验中,锶和钇的化学回收率可分别达到(98.6±0.8)%和(98.5±0.7)%,且未发现有Bi2S3沉淀生成;在加标土壤分析中,所得到的分析结果与理论值的相对标准偏差为-2.97%~5.94%,优于标准除铋方法的3.96%~17.80%;采用IAEA国际比对样品进行验证,90Sr的报出值与目标值的相对标准偏差介于3.40%~7.09%,结果均可接受。结论 阴离子交换树脂对铋能够实现很好的定量去除,同时不吸附锶和钇。另外,阴离子交换树脂的除铋溶液体系与90Sr分析时的解吸体系相同,无需转换体系即可实现快速除铋的目的。与现行标准分析方法相比,基于阴离子交换树脂定量除铋是可行的且更优,能够满足90Sr常规分析工作需求。 相似文献
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目的探讨放射性核素 相似文献
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比对是质量控制的好方法.本文介绍了卫生部环境放射性监测系统第二次比对的目的,实验设计和结果。比对于1977年进行,有44个实验室参加。比对样品为北京面粉,测定项目有面粉中加入90Sr的比度、总β,稳定性ca和90Sr本底值。通过比对,发现本系统过去存在使90Sr结果明显偏高的系统误差,但是刻度技术改进后,90Sr数据质量明显提高。这次比对取得了比第一次比对更好的测定精密度。误差分析证实,放射性测量是环境放射性监测中随机误差的主要来源。另外,还估算了样品预处理过程中90Sr的损失率,其均值及95%置信限约为3.5%和2.1%。 相似文献
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笔者报道了1例90Sr敷贴治疗皮脂腺异位症病例。皮脂腺异位症是由于皮脂腺发育的生理性变异或皮脂腺异常增生所致。该病例发生在上唇,表现为粟粒样、淡白色、丘疹样损伤。90Sr敷贴治疗皮脂腺异位症无痛苦、操作简单、疗效明显、不良反应轻微且无明显后遗症。 相似文献
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目的调查分析杭州市区水中90Sr和137Cs放射性水平和来源。方法 2012—2020年, 选取杭州市区3个水质监测点:钱塘江水(杭州市重要饮用水源)、末梢水(居民直接饮用水)、西湖水(游客密集区域, 水体每月与钱塘江水交换1次), 分别在丰水期和枯水期采集水样并用放射化学法测定样品中90Sr和137Cs的活度浓度, 根据137Cs和90Sr活度浓度获得活度比(137Cs /90Sr)。结果 2012—2020年, 末梢水中90Sr和137Cs的活度浓度范围分别为(2.0±1.1)~(7.4±0.4)mBq/L, (0.45±0.06)~(7.1±0.6)mBq/L, 137Cs /90Sr活度比值范围为0.07 ~ 2.40;钱塘江水中90Sr和137Cs的活度浓度范围分别为(3.7±1.1)~(17.0±4.4)mBq/L, (0.28±0.01)~(15.0±4.5)mBq/L, 137Cs/90Sr活度比值范围为0.03 ~ 0.90;西湖水中90Sr和137Cs的活度浓度范围分别为(2.2±0.5)~(11.0±2.0)mBq/L, (0.32±0.04)~(7.9±1.9)... 相似文献