外照射的辐射防护方法范文
时间：2023-12-05 18:06:21
导语：如何才能写好一篇外照射的辐射防护方法，这就需要搜集整理更多的资料和文献，欢迎阅读由公务员之家整理的十篇范文，供你借鉴。
篇1
近些年来，医用放射设备在医疗机构中迅速普及，应用范围也不断扩大，在诊断和治疗方面发挥重要作用的同时，也会对患者的健康构成潜在威胁。发展到现在，医疗放射的防护对象已经从主要是医院放射科的医务人员向患者和医务人员转变。不过，医疗辐射真有那么可怕吗？
医疗辐射究竟多大？
人类接受辐射照射的来源包括天然辐射照射和人工辐射照射，人工辐射照射主要包括医疗辐射、核试验、核电站、核工业和核技术工业应用、核事故和辐射事故几类。其中，医疗照射是人类接受人工辐射照射的最大来源，患者、受检者、生物医学研志愿者等所受的照射，都在医疗照射的范畴之内。
医疗照射在人工辐射照射中的比重呈现上升趋势。近年来，随着医疗照射的普及及技术的提高，例如CT检查的普及，人均受照剂量逐年增加。有数据显示，2000年全世界的人均受照剂量是0.4个单位，而发展到了2008年，人均受照剂量提高到了0.6个单位。在美国这样的发达国家，随着技术的普及，人均受照剂量已然从1987年的0.54个单位发展到2008年的人均3个单位。
而在我国，放射诊疗同样是迅速普及，据不完全统计，2014年全国开展放射诊疗活动的医疗机构约9.8万家，包括开展X射线诊断项目、放射治疗项目、临床核医学项目及介入放射学项目的医疗卫生机构。医用辐射设备数量年增长率在7%～15%左右。据卫生部统计，我现在每年约4亿人次接受放射诊疗，其中，X射线诊断占大部分，约3.2亿人次。
天然辐射是改变不了的，但人工辐射可通过措施及严格管理来防护，医疗辐射照射同样不例外。在不少人看来，人一旦生病，听从医嘱，接受照射是天经地义的事，为什么还要防护呢？
照射剂量多少合适
辐射影响健康，是一个持久的话题，有专家表示，国内对于放射诊疗患者健康效应的研究基本空白，医疗辐射存在较多问题，基层医疗卫生机构和部分工作人员防护不足、大医院放射诊断防护过度、患者防护不到位……随着医学技术的不断提高、检查方法及仪器的更新换代，医疗辐射问题能否得到解决？
在专家看来，这些问题是一直存在的，更甚的是，新技术还带来病人剂量增加的问题。“有人认为数字成像可能比胶片摄影的剂量更低。因为数字成像可以通过对数据的处理，在剂量低、曝光不足时仍可得到满意的诊断图像。但实际情况并非如此，由于对新技术的使用不当，带来的后果是病人受照剂量在成倍增加。” 环境保护部核与辐射安全中心副总工程师周启甫表示，因为曝光量增加，图像质量就会越好，可以在实际操作过程中，医生不在乎给多少剂量，只要图片质量好，病人接受照射剂量多少并不在医生的考虑范围内。
为了确保临床诊断和治疗目标要求，避免病人在治疗的过程中接受过多的剂量照射，推动辐射防护体系在医疗照射防护中应用已是当务之急。据了解，《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》是我国电离辐射防护与辐射源安全领域最重要的基础性标准，其中就对医疗照射的辐射防护提出了针对性要求。此外，我国还有大量的专业标准，包括诊断、治疗和核医学等，都对医疗照射防护做了相关规定，如对X射线诊断房的最小面积、X射线机管球外的漏射线、主射束外的漏射线等都有做要求，且都是从患者的辐射防护角度来考虑的。此外，国家对放射性药物操作、工作场所、各功能区域的布局及工作人员通道与放射性治疗患者通道需分开等方面也有做要求。
虽然设置了这么多的标准和规定，但相比其他国家，我国对医疗辐射防护相关规定仍有不够完善之处，例如国外有规定，要求在每一台X光机上需要安装一个剂量面积乘积仪，病人在接受检查的过程中接受的剂量都会在乘积仪上直接显示，但在国内，目前在这一方面并不做要求。在标准规定和设备技术没有达到与国外同等水平的现实情况下，应在实际操作中积极遵守已有的标准和规定，做到对患者负责、对自身负责，努力达到辐射防护最大化。
撑起辐射防护伞
如何打好辐射防护这把“伞”？据暨南大学附属第一医院核医学科主任徐浩介绍，《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》中便提到了辐射防护的ALARA原则，即辐射实践正当化、辐射防护最优化、个人剂量当量限值（剂量控制）三个方面。
在专家看来，不应该受照射的，就应该避免，接受治疗就应该有相关的防护内容，尽可能地减少受检者或患者的受照剂量。即便国家的基础性标准对辐射剂量做了限制，但对医疗照射防护来说，是以获取理想的诊断图像和有效的治疗效果为目的，所以，剂量限制并不适用于医疗照射，而正当性判断与防护最优化两个方面则较为实用。
正当性判断，通俗的讲，就是判断诊断或治疗时用的放射方法是否合理。如做胸部检查时有胸透、胸片、胸部CT等方法。胸透具有经济性、实时性，可动态观察疾病形态等优势，但因其影像模糊，辐射大等劣势被逐步淘汰；常规胸片是胸部疾病的首选检查方法，是诊断胸部疾病的先导，大部分胸部疾病经常规胸片可达到确诊目的；胸部CT则有密度分辨率高，能够轻易发现直径小于2mm的微小结节，低剂量CT筛查可以发现早期小肺癌等优势。每种方法都有其优劣势，医生鉴别诊断时根据不同需求判断使用哪种方法更为合理。随着医疗技术与水平的发展，对过去认为是正当的医疗照射，也应当重新进行正当性判断。
篇2
1.1辐射检测仪器及方法
为确定核医学科辐射情况，对某医院核医学科工作场所进行全面检测，所有使用的仪器均在检定的有效期内。在检测过程中，采用BH3103X－γ便携式巡测仪进行射线测量;在进行表面污染检测时，采用PCM－100(α、β、γ)进行测量;对于个人计量检测和LiF(Mg、Cu、P)热释光剂量计，采用FJ－377热释光剂量计进行测量。
1.2检测结果分析
该医院核医学科所用的辐射源可以分为密封源和非密封源两种，密封源主要有241Am源、90Sr源、137Cs源;非密封源主要有131I源、99mTc源、125I源。经过检测，发现该医院核医学科的测量结果为:放射源库的空气比释动能率范围为0.12－0.26μGy/h，分装室的空气比释动能率范围为0.09－0.15μGy/h，分装室操作位置的空气比释动能率范围为3.19－4.03μGy/h，给药室的空气比释动能率范围为0.10－0.25μGy/h，治疗室的空气比释动能率范围为0.10－0.15μGy/h，骨密度室的空气比释动能率范围为0.10－0.22μGy/h，放免室的空气比释动能率范围为0.09－0.14μGy/h。核医学病房表面污染检测情况为:放射源库的活度浓度为0.34－0.43Bq/cm2，分装室的活度浓度为0.16－0.27Bq/cm2，操作者手的活度浓度为0.21－0.24Bq/cm2，给药室的活度浓度为0.13－0.26Bq/cm2，治疗室的活度浓度为0.12－0.22Bq/cm2，放免室的活度浓度为0.14－0.20Bq/cm2。敷贴器贮源箱表面100cm处，平均致辐射空气比释动能率为0.26μGy/h，在个人剂量调查中，参与调查的人数有10人，按照最长工作时间每年2000h计算出年个人有效剂量范围为0.05－2.22mSv。
2.当前该医院核医学科辐射防护问题讨论
在该医院核医学科目前没有半开式防护通风橱，而按医院核医学科最长工作时间为2000h/a进行计算，可以得出99mTc源操作人员的最大工作量为8.06mSv，比年个人剂量约束值5mSv高，但比年个人剂量限值20mSv低。因此，需要购买防护通风橱，通风橱投入使用之前暂时采用流作业。敷贴器贮源箱表面韧致辐射空气比释动能率为0.26μGy/h(100cm处)，比国家的相关标准限值低，但将个人受照有效剂量转变为年有效剂量，发现最高的一人年有效剂量为8.88mSv，超出个人剂量约束值。因此，需要购买有机玻璃防护屏或者有机玻璃防护眼镜，防护用品未使用之前暂时采取工作人员轮岗制。
3.医院核医学科辐射防护对策
3.1提高核医学科人员对辐射防护的认识
在医院核医学科工作中，辐射主要来源于接触科内放射污染源，但由于有些核医学科的工作人员没有接受过专业的辐射防护教育，加上辐射是无形的，因此，工作人员很容易在思想上麻痹，从而养成一些不良的习惯，例如分装放射源时不戴防护手套、在出入标记室时，没有换鞋，这些不良习惯很容易引起放射性污染。这就需要不断提高对放射性污染的认识，提高工作人员的辐射防护意识，从而最大限度的减少放射污染［1］。
3.2加大对含有放射性核素废弃物的管理
医院核医学科必须加大对含有放射性核素废弃物的管理，对于核医学科产生的废气，需要经过活性炭过滤处理后，才能进行排放;对于工作现场污染物的冲洗废水，需要经过衰变池储存衰变，当放射性核素的活度低于相关标准后，才能排到污水排放管道中;对于没有使用完的原液和高浓度废水，需要集中收集起来进行处理，处理合格后，才能进行排放。
3.3进一步完善外照射防护措施
医院核医学科需要进一步完善外照射防护措施，在进行分药操作时，工作人员必须严格的按照相关规定穿戴好防护手套、铅帽、铅衣，同时操作人员还要戴好专用的防护眼镜，避免β射线照射工作人员的眼睛，在分药过程中，工作人员还需要在通风柜中进行操作。在分药前，工作人员需要用铅砖将药液屏蔽，当分药、派药结束后，要及时将托盘等装药物品清洗干净，最后工作人员还要在派药完成后持续通风一段时间，从而有效地降低放射性核素的活度［3］。
4.总结
篇3
【关键词】个人剂量；监测管理；质量控制
辐射防护的基本目的是保证辐射工作人员和广大人民群众的安全与健康、保护环境，促进核能和其他辐射应用事业的发展。个人剂量监测和管理是辐射防护监测和管理的重要组成部分，通过个人剂量监测数据分析，可以判断安全监测和工作人员的辐射培训是否有效，工程设计标准是否满意，同时也是改善辐射监控措施，提高辐射防护效能和研究辐射危害及进行医学处置的重要依据，为辐射防护最优化提供基础资料。因此个人剂量检测和管理及个人剂量评价是极为重要的。
1.关于个人剂量管理的监测和评价
据我国相关法律规定，单位应负责安排工作人员的职业照射监测和评价。而对职业照射的评价则主要应以个人监测为主。
放射工作人员个人剂量监测数据是评价职业人员卫生防护和健康的依据，个人剂量监测的覆盖率又是衡量我国放射卫生防护状况，与是否全面贯彻执行我国相关法律，以及有关放射卫生标准的重要标志之一。因此个人剂量监测工作在职业照射放射防护领域中占有举足轻重的地位。早在20世纪50年代，一些发达国家就有比较完善的个人剂量监督体系，而且建立了用于职业照射人员个人剂量评价的数据库，联合国原子辐射效应科学委员会(UNSCEAR) 非常重视职业人员个人剂量监测结果的评价。近年我国已向UNSCEAR提供了个人剂量监测数据。但我国的职业分类与UNSCEAR的职业分类有一定差别，应尽量使我国的职业分类与国际分类靠近或一致，使数据具有可比性。[1]
2.我国目前监测的现状
2.1监测对象
哪些人员应该接受个人剂量监测，国际放射防护委员会(ICRP)第75号出版物明确指出:“对所有受到职业照射的人员都应做个人剂量监测，除非很清楚其剂量将一直很低，或者像飞行人员那样，知道其工作环境使其剂量不可能超过某一确定值”[2]。
2.2监测人数
有多少人在接受个人剂量监测?世界范围职业受照人员中接受常规个人剂量监测的人数，UNSCEAR 2000年报告引述1990～1994年的数值为460万人。参考有关机构的报告，考虑到近年来的发展，用500万人作为世界范围职业受照人数是可行的。
我国近几年个人剂量监测人数约为8～10万。但是，我国应该纳入个人剂量监测的人工辐射源职业照射的总人数很可能大于20万人，估计是20～25万。
仅以北京为例，据统计,北京市不同领域的放射性职业人员从2001年的11 000人增加到2008年的15 000人,平均每年增长4%。其中10%～15%为从事251I、3H、14C和35S等放射性同位素操作的放射性职业人员,主要接受内照射,不需进行外照射个人剂量监测,故实际应接受外照射个人剂量监测的人数为总人数的85%～90%,而内照射放射性职业人员的个人剂量监测将另行管理。我们仅报道外照射个人剂量监测的剂量水平及其分布。在2001—2008年,对外照射个人剂量进行实际监测的人数分别为8870、9156、9088、10116、11307、10632、11222和11308,其中70%的放射性职业人员从事医用电离辐射, 8年来全市外照射个人剂监测率在84.1%～98.2%之间波动,每年平均监测率为93.4%。本市2001—2008年放射性职业人员外照射个人剂量监测人数的变化趋势见图1。2001—2008年放射性职业人员个人剂量监测的频数分布和个人剂量水平见表1。
2001—2008年间,年均集体有效剂量5.0人?Sv,人年均有效剂量变化范围为0.30 ～0.67mSv/a,8年的人年均剂量为0.51mSv/a,与1996—2000年相比,最高人年均有效剂量降低了28.4%,8年的人年均剂量降低了41.2%[7],8年中的人年均剂量整体呈逐渐下降趋势。从不同年剂量区间的频数分布来看,人年均剂量小于5、5～15、15～20mSv/a的人数分别占总监测人数的98.3%、1.46%和0.22%; 8年超过年剂量(20mSv/a)的人数累积为16人,仅为0.02%,2002年超剂量人数最多(8人), 2003—2004年和2007—2008年受监测人群中未发现超年剂量限值的放射性职业人员。[3]
可见，我国仍有大量职业受照人员未按法规要求，接受个人剂量监测。令人惋惜的是，尤其是在一些辐射事故发生时，现场职业放射工作人员恰恰没有佩带个人剂量计，或未佩戴具报警功能的电子剂量计。
2.3监测方法
就个人剂量监测方法而言，热释光(TLD)剂量计监测占国内监测总量的90%以上，在世界范围TLD也占大半江山。TLD易于使用和推广的特点，使其仍是一些个人剂量监测起步较晚的国家开展个人剂量监测的首选剂量计。
我国1980年代推出的TLD探测器LiF(Mg，Cu，P)，提高了灵敏度，有极高的信噪比，降低了衰退，跻身于国际先进行列，更推动了TLD在国内的应用。尽管TLD不能重复读取，但其性能稳定、技术成熟，仍是个人剂量监测的主要手段。
篇4
直线加速器输出的高能X射线和高能电子束，不仅用来治疗多种恶性肿瘤，还用来治疗一些良性肿瘤及多种良性疾病，但同时，这种人工辐射源对工作人员和公众也存在着潜在的危害。为了在发挥医疗照射效益的同时，保障放射治疗工作人员和公众的身体健康，我们对西门子KD2型放射治疗直线加速器工作场所及周围环境[1]的辐射卫生防护状况进行了实际监测，同时对治疗室内感生放射性[2]辐射剂量率相对于X射线能量、处方剂量、冷却时间、离机头距离等的关系进行了测量研究，并对结果进行分析和评价, 提出相应的预防防护措施。
1对象与方法
1.1 对象
对象为1台西门子MEVATRON KD2 放射治疗直线加速器。该直线加速器具有2档高能X射线，能量分别为6 MV、15 MV，剂量率分别为2Gy/min、3Gy/min,可开放最大照射野40cm×40cm；6档高能电子束中最高能量为21 MeV，剂量率均为3Gy/min，最大限光筒25cm×25cm。
直线加速器机房位于医院内，由治疗室、迷路、防护门、控制室、电气辅助机房、水冷机房组成。其中治疗室内部长×宽×高为7.6m×6.1m×4.5m，迷路为L型，其长度为6 m，宽2.2 m。加速器墙体的屏蔽材料为普通钢筋混凝土，密度不小于2.35T/m3，主屏蔽墙体厚2.78m，副屏蔽墙体厚1.27m，屋顶主、副屏蔽厚度分别为2.3 m、1.2 m。防护门采用具有铅及硼化聚乙烯夹芯的木结构门，电动启闭，厚度230 mm。治疗室通风约4次/h。
1.2仪器测量
美国S.E公司产X、γ辐射巡检仪，经国家一级计量测试机构检定校准，每年刻度1次，其测量的基本误差＜15%,检定时对应于137Cs的校准因子和能量响应分别为1.11和1。
1.3测量方法
1.3.1辐射剂量率首先用辐射巡检仪调查测量工作场所及周围环境辐射剂量率本底水平。然后选取穿射能力最大的15MV X射线，照射野开至最大40cm×40cm，机架角度分别位于0°、90°、270°、180°位置，用辐射巡检仪分别测量控制室主、副屏蔽墙、电气辅助机房、水冷机房、西、南屏蔽墙等处的辐射剂量率。
1.3.2感生放射性辐射剂量率测量分别选取6MV、15MV X射线，照射野开至最大40cm×40cm，机架角度位于0°，用辐射巡检仪分别测量治疗室内部不同处方剂量、不同冷却时间、离治疗机头不同距离处的辐射剂量率。
2结果
2.1辐射水平
测量数据显示，工作场所及周围环境辐射剂量率本底水平约为0.16～0.27μSv/h。为测量直线加速器工作时可能的最高辐射水平，选取X射线最高能量，照射野开至最大的极端情况。监测数据显示，工作场所及周围环境中，控制室主屏蔽墙处的辐射水平最高，测量值为7.22μSv/h，其余位置稍高或接近于本底水平（表1）。
2.2 感生放射性辐射水平
照射野开至最大40cm×40cm，机架角度位于0°时，6MV X射线在治疗室内部不同处方剂量、不同冷却时间、离治疗机头不同距离处的辐射剂量率均接近于本底水平；相同条件下15MV高能X射线的辐射剂量率明显增高，其中在冷却30秒，直线加速器靠近机头射野中心处辐射水平可达2.83μSv/h；随着冷却时间的增加，感生放射性辐射水平逐渐降低，冷却约5 min后，治疗室内部感生放射性辐射水平降低到稍高或接近于本底水平。可见治疗室内感生放射性伴随高能X射线产生，随冷却时间及离治疗机头距离的增加而明显减少(表2)。
3讨论
该院放射治疗用直线加速器位于医院内部一角，与医院内部其他建筑距离适当，周围无普通居民
楼。放射治疗机房远离人员活动密集区域，进出人员大部分均为放射治疗工作人员及进行放射治疗的患者，患者家属及其他闲杂人员无特殊情况禁止进入放射治疗工作场所。对于公众照射，有效剂量当量在规定的连续5年内平均为1mSv，在其中任一年内不得超过5mSv[3]。根据表1的测量结果，取西、南屏蔽墙外的最高辐射水平0.45μSv/h，加速器每天平均进行放射治疗200照射野，每照射野出束1分钟，年工作日250天，公众居留因子取1，则年有效剂量当量为0.45μSv/h×200/60×250=0.375mSv，明显小于对规定的公众照射剂量限值。可见不会对公众带来辐射健康危害。
机房屏蔽设施的防护效果。测量数据显示，取控制室主防护墙外的最高辐射水平7.22μSv/h，假设加速器每天平均进行放射治疗400照射野，工作量由4人分担，并且所有射野都朝向该方向，每照射野出束1分钟，年工作日250 d，居留因子取1，则年有效剂量当量为7.22μSv/h×400/4/60×250≈3.0mSv。针对该直线加速器具有的15MV 高能X射线，还需要考虑加速器机头部位的结构材料受到高能粒子的照射而产生的感生放射性[4]。加速器机头处的感生放射性水平与加速器的能量、粒子种类、机头处的结构材料、处方剂量、冷却时间、离机头距离等因素密切相关。根据表2的测量结果，对6MV的低能X射线，测得的感生放射性辐射剂量率接近于本底水平，可忽略不计；而对15MV的高能X射线，感生放射性必须得加以考虑。照射3Gy，取冷却30秒时机头处的最高辐射水平2.83μSv/h，加速器每天平均进行放射治疗200照射野，工作量由4人分担，每野平均摆位时间3分钟，年工作日250天，则感生放射性产生的年有效剂量当量为2.83μSv/h×200×3/4/60×250≈1.8mSv。对于职业照射，在规定的连续5年内，平均年有效剂量当量限值为20mSv，在其中任何一年内不得超过50mSv[3,5]。通过以上估算得知该直线加速器对放射治疗工作人员年最大有效剂量当量约4.8mSv，满足职业照射剂量限值要求。该院按照国家相关规定，接受市疾病预防控制中心对其放射工作人员进行的每一季度为一监测周期的热释光个人剂量监测。热释光标定时，当能量＞100keV时的不确定度≤±10%。在2006年度，放射治疗工作人员的个人剂量监测结果在0.384~0.848mSv/a范围，符合标准要求。
以上估算都是在辐射防护保守条件下（最高能量、最大射野、直接投照、大居留因子）进行，实际的年有效剂量当量应该比估算的低。但为了降低可能的有效剂量当量，进一步减少辐射随机性效应的发生，可以采取一定的预防防护措施。比如可以在控制室主防护墙增加一定当量的铅，进一步降低控制室的辐射剂量率。治疗室内部感生放射性伴随高能X射线产生，因此应优先选择低能的射线及合适的照射条件；其次，治疗室内部感生放射性随投照结束冷却时间的延长有明显的下降，所以治疗技师进行高能X射线治疗后，开始下一次的放疗摆位前等待几分钟再进入治疗室；另外有研究表明，治疗室内98%以上的感生放射性活度来自于空气中气态的短半衰期感生放射性核素[6]，因此应保证机房的通风换气效率。
4参考文献
[1] GB/T14583-93.环境地表γ辐射剂量率测定规范[S].
[2] 刘建防,郑洁.对医用加速器产生感生放射性的分析与探讨[J].干旱环境监测,2005, 19(4): 201-203.
[3] GB18871-2002.电离辐射防护与辐射源安全基本标准[S].
[4] 杨树强,邓大平. 远距离放射治疗中患者的辐射防护措施[J].中国辐射卫生,2008,17(2):247-249.
[5]GBZ128-2002,职业性外照射个人监测规范[S].
篇5
【关键词】 磷酸羟基哌喹;辐射损伤;血液系统;骨髓;小鼠
Abstrsct: Objective To investigate the protection effect of hydroxypiperquin phosphate (HPQP) on hematological system injury induced by radiation damage in mice. Methods 40 male Kunming mice were randomly pided into five groups (low/middle/high dose groups， blank control group and normal group). All except the normal group underwent whole-body γ-ray irradiation at 4.5 Gy. The peripheral leukocyte and platelet counts were determined for the primary effect on hematological system to screen out the most suitable dose of the drug. Meanwhile， another 24 mice were randomized into 3 groups (drug treatment group， control group and normal group)， which underwent gastrogavage at the previously determined optimal dose of HPQP prior to irradiation at 9.0 Gy γ-ray except the normal group. All the mice were sacrificed 9 days after radiation， and the effects of the drug on the hematopoietic function were evaluated by spleen colony method， bone marrow nucleated cell counts and observation of the bone marrow pathology. Results Hydroxypiperquin phosphate can promote the post-radiative restoration of peripheral leukocytes to a normal level (P
Key words: hydroxypiperquin phosphate; radiation damage; hematological system; bone marrow; mice
磷酸羟基哌喹是一种人工合成的4-氨基喹啉类衍生物。最早应用于抗疟疾和驱虫，近年有人发现它可以预防和治疗尘肺。王梅等[1]发现该药可以防治放射性肺损伤，减轻照射引起的肺部病理变化，延缓放射性肺纤维化的进程。近年来该药的新作用不断被人们发现，但它对血液系统的放射防护作用，经检索国内外文献，目前尚未见有关报道。本实验研究磷酸羟基哌喹对小鼠血液系统辐射损伤是否具有保护作用。
1 材料和方法
1.1 材料 磷酸羟基哌喹：125 mg/粒，第二军医大学523研究室科研产品。取1粒磷酸羟基哌喹用生理盐水溶解配成10 g/L、20 g/L，40 g/L的混悬液，备用;健康昆明小鼠，雄性，体重21～25 g，10～12周龄，由徐州医学院实验动物中心提供;DMEM培养液购自Gibco公司，小鼠淋巴细胞分离液购自天津灏洋生物制品有限公司;血细胞自动分析仪、钴机由徐州医学院肿瘤研究所提供，离心机购自深圳尚能科技有限公司。
1.2 方法
1.2.1 分组及处理 40只昆明小鼠随机分为5组(每组n=8)，磷酸羟基哌喹按人体有效剂量换算为小鼠剂量为65 mg/kg，分低、中、高(50 mg/kg，100 mg/kg，200 mg/kg)3个剂量组、空白对照组和正常组。除正常组外，所有小鼠给予4.5 Gy 60Co-γ射线全身照射，每次1.5 Gy，每天1次，剂量率0.26 Gy/min，源皮距75 cm。照射前2天开始，用药组分别灌服不同剂量的磷酸羟基哌喹，每周2次，灌服量0.1 ml/20 g，同时空白组灌服等体积生理盐水，正常组正常进食饮水;照射后1周、2周分别尾静脉采血，行外周血白细胞、血小板计数。并观察其行为、体重等生活状态，初步观察对血液系统的影响，并确定磷酸羟基哌喹的最适剂量。
另取24只昆明小鼠，随机分成3组(给药组、对照组、正常组，每组n=8)。以此前确定的最适剂量于照射前2天开始灌胃给药，每周2次;对照组给予等体积的生理盐水，健康组正常进食饮水。小鼠给予9 Gy 60Co-γ射线全身照射，每日1次，每次3 Gy，连续3天;照射后第9天处死小鼠。
1.2.2 脾结节计数(CFU-S) 方法参照文献[2]，取脾固定于Bouin液，24 h后计数脾脏表面结节数，1个脾结节代表1个造血干细胞集落。
1.2.3 骨髓病理组织观察 一侧股骨脱钙，石蜡包埋，切片，苏木精-伊红染色，显微镜下观察骨髓病理学改变。
1.2.4 有核细胞计数 取另侧股骨及双胫骨，以注射器抽取DMEM培养液冲出全部骨髓，分散成单细胞悬液，沿管壁小心平铺在淋巴细胞分离液面上，离心、洗涤细胞，以DMEM重悬，混匀，台朌蓝染色，计数活有核细胞数并计算每根股骨中的有核细胞数。
1.3 统计学处理 所有数据以±s表示，采用单因素方差分析，用SPSS 13.0软件进行统计分析。
2 结 果
2.1 小鼠体重等变化 照射前小鼠体重各组间差异无显著性。所有小鼠行动敏捷，毛色光滑，照射后对照组体重下降幅度大，回升缓慢，瘦弱，精神较差，行动迟缓，毛色不光滑;照射后2周各组小鼠体重均有回升，精神好转、活动增多，所有小鼠无一只死亡。
2.2 外周血白细胞、血小板计数 见表1。
2.3 脾结节和有核细胞计数 见表2。表1 磷酸羟基哌喹对4.5 Gy辐射小鼠1周、2周后外周血白细胞、血小板计数的影响与对照组比较：P
2.4 骨髓病理组织学观察 骨髓病理切片显微镜下观察显示，对照组小鼠骨髓增生明显减低，骨髓基质水肿，大片出血，有核细胞减少甚至消失，呈骨髓衰竭状态;用药组小鼠骨髓增生活跃，有核细胞多，以中性粒细胞为主，表明磷酸羟基哌喹可以刺激小鼠骨髓造血，促进白细胞恢复。见图1。图1 照射后9天小鼠骨髓病理石蜡切片(苏木精-伊红染色，×400)
A.对照组; B.磷酸羟基哌喹组; C.正常组
3 讨 论
辐射可以导致机体各系统的损伤，骨髓是辐射高度敏感组织，电离辐射后常引起造血功能低下甚或衰竭，造血严重抑制;白细胞、红细胞和血小板数明显减少，从而诱发感染、贫血、出血等并发症。实验发现：小鼠接受Co-γ射线全身照射后，照射组小鼠外周血白细胞、血小板明显降低，预防给予磷酸羟基哌喹，可促进辐射损伤小鼠外周血白细胞、血小板的恢复，降低死亡率。
脾结节计数是最早、最经典的造血干细胞的测试手段。它能代表动物经照射后体内存活的造血干细胞的水平。因此，脾结节计数可间接反映残存造血干细胞的增殖分化能力，提示骨髓辐射损伤的重建恢复能力。所以脾结节计数是观察抗辐射药物疗效的可靠方法。而骨髓有核细胞计数是反映骨髓损伤的敏感指标。在照射第9天时，造血功能开始恢复[3]，因此，本实验观察了第9天的各项指标。实验结果显示:9 Gy照射后小鼠脾结节数和有核细胞数均以磷酸羟基哌喹组最高，该组有核细胞数甚至超过正常组，进一步证明磷酸羟基哌喹可以促进髓外造血，促进白细胞增生。提示该药对外周血象的保护作用一方面可能是通过促进骨髓造血干细胞的分化、增殖而实现的。
通过骨髓病理组织学观察，发现用药后骨髓造血细胞增生活跃，由此推测该药保护血液系统的作用可能是通过促进骨髓造血实现的。对骨髓的作用可能是通过与抗疟不同的机理实现，有待进一步研究证实。本实验结果表明：磷酸羟基哌喹可有效刺激受照后小鼠骨髓粒系造血，防止感染，在放射治疗前使用，可以有效地防治放射性血液系统损伤，保护造血系统。
磷酸羟基哌喹是一种人工合成的4-氨基喹啉类衍生物，临床用于抗疟疾，预防和治疗尘肺等[4]，有人发现该药可以通过保护肺巨噬细胞和Ⅱ型肺泡上皮及血管内皮细胞而减轻炎症反应，从而对放射性肺纤维化有一定防治作用，可以延缓放射性肺炎的进程[1]。
近年来辐射防护药物研究已取得瞩目的成绩，但是仍然存在很多问题，主要问题是药物的毒性，其次是药物的稳定性、有效时间、用药途径等[5]，且价格昂贵。鉴于目前辐射防护药物的使用现状，寻找新的理想的辐射防护药物是急待解决的问题。磷酸羟基哌喹用于治疗疟疾，已有数十年临床使用经验，药理和毒副作用非常明确，副作用小[6]，用于抗辐射损伤治疗实为老药新用，一药多用，具有安全、价廉、服用方便、来源广泛、易为临床接受等优点，有望成为辐射防护药物较理想的替代品。
参考文献
1] 王梅，傅强，闵碧荷，等.磷酸羟基哌喹对放射性大鼠肺纤维化的防治作用[J].中国癌症杂志，2002，12(6):519-521.
[2] 徐文清，高文远，沈秀，等.银耳多糖注射剂保护辐射损伤小鼠造血功能的研究[J].国际放射医学核医学杂志，2006，30(2):114-116.
[3] 周永，糜漫天，杨镇洲.三羟异黄酮对照射小鼠造血系统损伤的防护作用[J].中华放射医学与防护杂志，2002，25(1):21-24.
[4] 陈月龙.磷酸羟基哌喹二级预防及早期治疗尘肺的临床观察[J].航空航天医药， 2003，14(1):57-58.
篇6
【关键词】方家山；辐射控制区；边界管理
0 前言
辐射控制区边界管理是核电站辐射安全管理的重要内容之一，同时也是保障工作人员和广大公众安全的重要方面。方家山核电机组属于百万级压水堆双堆机组，辐射控制区包括反应堆厂房、核辅助厂房、燃料厂房、检修热车间及各类放射性废物贮存厂房和实验室等，存在各种人工放射性物质。辐射控制区边界的确定，主要考虑预计的正常照射水平、潜在照射的可能性和大小，以及所需要的防护手段与安全措施的性质和范围。
辐射控制区边界管理的任务主要在于两方面，一、避免放射性物质向外界转移和扩散，确保工作人员、公众和环境的安全；二、限制进入控制区的人员和物项，保障控制区内的作业安全，减少放射性废物的产生。
1 辐射控制区边界构成
辐射控制区边界是指辐射控制区所有进出通道与保护区的分界区域。辐射控制区边界不仅是指各类实体边界门，还包括辐射控制区边界开口到保护区从事放射性工作的区域。辐射控制区边界一般由设备出入边界、人员出入边界和边界过渡间三部分构成。
1.1 辐射控制区设备出入边界
辐射控制区设备出入边界主要是由实体隔离门控制，实体隔离门的种类有很多，包括R厂房20m圆形设备闸门、K厂房0m平拉门、N厂房0m设备移门，以及AC厂房西侧含过渡间的内外设备闸门等，辐射控制区边界的实体隔离门在管理上采用钥匙控制。
1.2 辐射控制区人员出入边界
辐射控制区人员出入边界没有实体隔离门控制，主要依靠KZC系统各类设备仪表进行检查控制。考虑到辐射控制区出入边界同时涉及到人员和物项的出入，必须保证工作人员离开辐射控制区前接受体表污染检查，所携带物项接受放射性污染检查，所以保证各类设备仪表在可用、可靠的状态是首要因素。
1.3 辐射控制区边界过渡间
控制区边界过渡间是指控制区与非控制区之间指定的区域，作为控制区与非控制区之间的缓冲区域。运输车辆或工具可以从控制区外直接进入过渡间，司机可以在不更衣及不下车的情况下进入过渡间，在控制区内工作的人员可以穿控制区工作服进入过渡间工作。为了防止放射性污染扩散，过渡间应始终保持无污染。辐射防护科应定期对过渡间地面进行污染检查，以确保过渡间无松散污染。为了防止空气污染外溢，过渡间对非控制区开放后，过渡间气压应不大于非控制区的气压，且过渡间与非控制区之间的大门和过渡间与控制区之间的大门应避免同时打开。
2 辐射控制区边界管理方法
辐射控制区边界管理就是运用行政管理制度（如进入控制区的工作许可制度）和实体屏障（包括门锁和连锁装置）限制进出控制区。
辐射控制区边界管理从内容上主要分为人员出入管理和物项出入管理两部分，从电站机组状况上主要分为正常运行期间和机组检修期间。但是人员的出入和物项的出入无法严格区分，物项的出入必定涉及到人员出入的管理。
2.1 物项带入
带入辐射控制区的物项的类别一般可以分为防护用品和设备工具。对于进入控制区必须使用的一次性防护用品，严格执行使用多少，带入多少的原则，避免浪费和增加放射性废物，放射性废物的处置费用相当昂贵，这也是节约增效的一个措施。
带入辐射控制区的物品尽量去除外包装物，以减少放射性废物的产生。比如在役检查、水池冲洗等工作使用的设备工具需要重复使用，存在固定污染，本身带有放射性污染，这些物项必须经过便携式仪表进行测量、登记后方可带入控制区。
2.2 物项带出
所有带出控制区的物品必须经过污染检查，如污染水平超过控制标准，则去污至合格；不能去除，有固定污染则需按要求严格包装，保证包装外污染水平低于控制标准，否则不得带出辐射控制区。带出物品表面污染（包装外）控制值：α≤0.04Bq/cm2，β≤0.4Bq/cm2。带出辐射控制区的物品经表面污染检查合格后，必须由测量检查人员填写《辐射控制区物项带出登记表》方可带出辐射控制区。
3 方家山辐射控制区边界管理实践
从调试生产准备至今存在以下问题：
3.1 调试期间边界管理难点
方家山属于双堆机组，1#和2#机组有多个公用系统，并且在厂房布置上存在公共部分：N厂房（核辅助厂房）和L厂房（电气厂房），对于辐射控制区边界管理的难点发生在1#机组临界商运而2#机组依然处于调试的这段时间。这个时间段内，人员构成复杂，运行、维修、调试各工种交叉作业，辐射控制区边界极易遭到破坏。
方家山机组在调试生产准备期间主要采取临时隔离，实行强制管理、加强巡检等措施，以保证辐射控制区边界的动态完整性。
3.2 大修期间R厂房20m设备闸门管理
大修期间R厂房20m设备闸门何时开启由主线计划确定，R厂房设备闸门如果不按规定开启，将破坏第三道屏障。
机组在RCS模式（换料停堆）下，在进行必要的设备运输时，应严格限制设备闸门的开启时间。只有机组到达RCD模式（反应堆完全卸料），才对闸门开启没有限制，而此时，往往是人员物项进出最频繁，边界管理工作任务最繁重的时期。物项进出包括各类设备、工器具和材料。
方家山机组目前采取的管理办法是将设备闸门外作为临时控制区管理，并安排专门的辐射防护人员进行监督和污染测量解控工作，并搭设污染隔离区，此举虽然增加了部分废物量的产生，但对于降低污染扩散风险有着显著效果。
3.3 BOP厂房边界管理
厂房辐射控制区卫生出入口是人员进出辐射控制区的唯一通道，但在转运例如主泵、假盖或者螺栓拉伸机等大型设备时，由于配合工种多、大型专用设备使用等因素，会有控制区外人员短时间通过设备闸门进入控制区情况的发生。特殊情况下人员必须从控制区设备边界通道进入，事先必须征得辐射防护科同意，由辐射防护人员进行现场监督。
4 管理经验与改进
方家山机组的辐射控制区边界管理方面有着先天的优势，一方面有中核运行秦二厂的成熟管理制度可以借鉴；另一方面，从事管理的辐射防护人员已经在秦一厂30万机组工作多年，有着丰富的经验。但同时也有一些不足之处，如辐射防护人员要求工作人员带入辐射控制区的所有物项必须尽量去除外包装，但是在放射性废物收集中，仍然发现有部分纸箱等包装物带入了控制区，增加了放射性废物的同时也增加了核电站的运行成本。
要在庞大、繁杂的大修中做好辐射控制区边界管理，首先在日常工作中就要严格执行管理规定，减少“特殊情况”的发生，不以时间紧、人员不足等为借口简化程序，甚至违反制度。只有把制度转变为习惯，才能真正的杜绝人因失误，使辐射控制区边界管理万无一失。
此外，增加报警监测和视频监控设备，可以提高边界管理的可靠性和可追溯性。例如在主要的辐射控制区边界外增设固定式辐射监测设备并纳入KRT系统的报警管理，并在各辐射控制区边界加装摄像头，实施全程记录跟踪。相信上述改进会对辐射控制区边界管理工作有所帮助。
【参考文献】
[1]GB 18871-2002.北京：中国国家质检总局，2003.
[2]辐射防护大纲（RP-QS-1）Rev3[S].浙江：中核核电运行管理有限公司，2014.
篇7
现将1999―2004年南通市放射工作人员外照射个人剂量监测及防护监测、体检结果分析报道如下。
1资料与方法
1.1个人监测
个人剂量监测依据《职业性外照射个人监测规范》GBZ128-2002［1］。采用北京核仪器厂生产FJ-427A型微机热释光剂量仪， FJ―411型热释光退火炉；热释光剂量探测元件为中科院放射医学研究所生产LiF(Mg，Cu，P)粉末，将其封入直径为3mm、长度20mm
塑料管，剂量探测器外壳为长方形塑料盒。 热释光剂量元件经退火处理(240±1)℃ 15min后，受测人员工作时在外衣左胸前暴露位置配戴剂量盒，配戴周期为2个月。本底值采用同批退火处理后的个人剂量探测器存放于实验室内与到期回收的剂量探测器一同测定，测定结果扣除本底值。仪器由上海计量测试技术研究院进行质量控制。
1.2环境监测
工作场所及环境辐射水平监测用美国Victory公司生产450P型X、γ监测仪；有用线束输出量用RD-98，辐射防护与核安全生产、测试位置及评价标准按《医用X射线诊断卫生防护标准》GBZ130-2002、《医用X射线诊断卫生防护监测规范》GBZ138-2002等要求进行。
1.3体检检查
体格检查内容除常规检查外，尚包括神经内科、眼科裂隙灯及特殊检查。
2结果
2.1不同年份个人剂量监测
从表1可看出，1999―2004年共监测6 776人次，集体剂量当量为11 459.41人•mSv，人均年剂量当量最高为1999年的1．98mSv／a，最低为2001年的1.36mSv／a，其中95．29％的受测工作人员年受照剂量在5mSv以下。这表明我市绝大多数放射工作人员年受照剂量较低，防护较好。年剂量在5~15mSv有249人次，占受监测人次数的3.67％；15~50mSv有70人次，占受监测人数的1.03％；未发现年受照剂量达50mSv者。从1990年起人均年剂量当量逐年下降至2001年的1.36mSv／a［2］，之后徘徊至在1.70mSv／a左右。
2.2不同工种个人剂量监测
从表2可看出，受照剂量当量最大的是从事非密封源工作人员，人均年剂量为12.71mSv／a，其次是从事核医学放射工作人员，人均年剂量为3.10mSv／a。非密封源放射工作人员中80%年剂量＞5mSv，甚至超过20 mSv的平均年剂量限值［3,4］，说明现场辐射剂量水平较高，防护条件较差（表2）。
2.3各级医院X射线机防护性能
对112台X射线机进行了立或卧位和环境剂量监测，全部符合卫生标准者定为合格。从监测结果看不同级别的医疗单位X射线机防护性能差别很大，乡镇级X射线机的防护超标情况尤其严重，见表3。
2.4透视防护区、有用线束照射量率监测
本次共监测了51台立位透视防护区和34台卧位透视防护区。超标X射线机主要是200mA以下的机器，有用线束照射量率合格率为80.39％。这些机器主要是上世纪90年代初投入使用射线机，部分球管老化，防护铅挂帘破损，见表4。
2.5环境剂量监测
共监测65台X射线机，监测项目中铅玻璃、控制定均合格，机房门外超标5台（7.6%）,机房窗外超标2台（3.08%）。
2.6健康体检
放射人员自觉症状中头疼头晕、易倦乏力、记忆力减退所占比例较高，尤以放射工龄长者居多，＜10年与＜20年工龄之间有统计学差异（P＜0.05）见表5。
皮肤损伤主要表现在皮肤干燥、弹性差、皮肤皲裂、指甲纵嵴等。B超检查显示为少量脂肪肝，胆囊赘生物。个别人心动过缓。
表6可见，随着工龄增加染色体、晶状体阳性率增加，10年以上3个组段差异有统计学意义，与同类医院比较，仅20年组差异有统计学意义，说明放射人员晶体浑浊有提前的趋势。
表7中非密封源放射工作人员白细胞和血小板异常率均较高，与表2中个人剂量监测结果一致，与密封源相比差异有统计学意义（P＜0.01）。
3讨论
南通市1999―2004年共监测不同工种放射工作人员6776人次，人均年剂量当量为1.70 mSv／a，明显低于职业照射年剂量限值的1／10，略高于全国监测的结果［5］。依据ICRP辐射防护的基本标准及ICRP 60号出版物的建议，把剂量当量限值的1／10定为记录水平，南通市受测人员的95％均在记录水平以外。说明南通市放射工作单位和个人的放射防护工作做的较好，但仍有少数工种受照剂量较高。我市非密封源主要是气灯纱罩生产，手工操作，仅有工作服和口罩，硝酸钍半成品堆放较多，人员工作时间长，造成个人剂量较高。核医学中ECT分装、标记、注射过程中工作人员受照剂量较大，至使人均年剂量稍高，应加强个人防护。医用诊断中介入的广泛开展，使少数放射人员受照剂量增加［7］，一些原非放射人员（内科、泌尿外科、肿瘤科）的加入，使职业受照人员范围扩大，而他们大多未纳入放射人员管理。
我市医用诊断人员中，乡镇医院放射人员健康状况较差，多为上世纪70年代参加工作，已近30年工龄且机器防护及个人防护均较差，血常规异常和晶状体浑浊比例较高，自觉症状明显［6］，应加强其健康监护工作。市级医院放射人员虽占比例大，但防护条件好，几乎全为遥控或隔室操作，个人剂量和体检异常率较低，早期参加放射工作且相关体检指标异常的人员均已退休，是个人剂量下降和体检达标的主要原因。
不同工种中非密封源放射工作人员白细胞和血小板异常率最高，与个人剂量监测结果相一致，但其他项目异常率很低。从业女性30岁以下居多，文化程度多为初、高中，对射线危害认识不足，自我防护意识较差。但该厂人员流动性较大，多数放射工龄不满5年，给健康监护带来难度，也使一些重要健康指标难以继续检测。
核医学中介入人员虽个人剂量稍高［7］，但各项体检指标均较好，主要是防护意识强，个人防护到位且放射工龄相对较短。目前加强非密封源、介入人员及乡镇医院放射人员健康监护应作为防护工作的重点。
我市基层X射线机使用单位以200mA X射线机为主，辅以小机型隔室透视，总体防护较差，与武国亮等［8］调查相似。经过前期的综合防护改造达标率较高；大量的放射专业学生充实放射队伍，使我市的个人剂量、辐射防护、健康体检达到较佳状态。近年来机器性能老化，防护设施破旧变形，再加上医院改制等，基层医院总体防护水平明显下降；另外监测机构仪器设备更新，检测精度提高，检测项目增加，也使原来已合格项目检出超标。
有用线束照射量率超标多数为过滤厚度不够、过滤铝片丢失或根本就不安装过滤铝片，导致防护平面超标。
周围环境剂量超标以机房大门和窗外为主，其原因是各医疗单位在建X射线机房时，未能进行预防性卫生监督，机房布局不合理，后虽经防护改造合格，但先天不足，且现已变形破损，改造已成当务之急。
针对以上出现的问题，向卫生行政部门提出切实可行的合理化建议：① 应加强放射卫生防护监督执法力度，尽快采取有效措施。
② 对放射从业人员进行上岗培训，严格实行《放射工作人员证》制度。③ 对医用诊断X线机进行影像质量控制检测，及时更新X线机。
④ 重点加强非密封源，如汽灯纱罩生产过程中硝酸钍的控制和防护。
4参考文献
［1］GBZ128-2002职业性外照射个人监测规范［S］.
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［6］胡利丰，董文骏.549例医用X射线工作人员健康分析［J］.中国辐射卫生, 2004.13（1）：60.
篇8
三亚出入境检验检疫局机场办旅检科，海南三亚 572000
[摘要]目的 该文的主要任务是研究和分析海南某机场X射线行李包检查系统辐射水平及剂量的基本情况。方法 经过深入的分析，选取了采用目前为止最为有效的检测方法，即辐射剂量巡测仪法，此方法的检测水平符合《X射线行李包检查系统卫生防护标准》[2]。结果 通过对机场所有型号的X射线行李包检查系统进行检测发现，其防护性能大体相同，各检测点的最大测定值均小于386.5，即小于卫生防护标准要求的水平，设备外表及周围环境的电离辐射水平的差异较小。所以通过检测结果我们可知X射线行李包检查系统在没有损坏的情况下是不会对机场工作人员以及过往的旅客造成身体上的伤害的。结论 通过检测结果可知，X射线行李包检查系统辐射水平及剂量符合国家放射卫生标准要求[1]。
[
关键词 ] X射线；行李包检查系统；辐射水平；辐射剂量
[中图分类号]R144[文献标识码]A[文章编号]1672-5654（2015）02（c）-0023-02
A Hainan Airport X X-ray Luggage Inspection System Analysis of Radiation Level and Dose
YI Mianjing
Sanya entry exit inspection and Quarantine Bureau Airport do Lvjian，Hainan 572000，China
[Abstract]Objective The main task of this paper is to research and analyze the basic situation of a certain airport X-ray luggage inspection system and the radiation dose levels. Methods After in-depth analysis， selected by far the most effective detection methods， namely， radiation dose survey meter method， this method detection level in accordance with the 《X-ray luggage inspection system for health protection standard》[2].Results Through the detection for all types of the airport X-ray luggage inspection system， its protective properties is approximately the same， all the testing point of maximum measurement is less than 386.5， which is less than the required level of health protection standards， equipment appearance and the surrounding environment of small differences in the levels of ionizing radiation. So we can see the results by detecting X-ray luggage inspection system in the absence of damage situation is not cause physical harm to airport staff and past travelers. Conclusion The test results shows； the radiation level and radiation dose of X-ray luggage inspection system are in line with the national health standards[1]
[Key words]X-ray； Luggage inspection system；Radiation level； Radiation dose
[作者简介]伊免静（1987-），男，江苏沛县人，本科，科员，主要从事口岸卫生检疫工作。
交通的便利是促进经济快速发展的一种主要方式，海南机场作为海南交通的一种重要的手段对其经济的快速发展起到决定性的作用，为了保障航空运输安全，防止违禁物品入境，机场采用X射线行李包检查系统对行李包进行安全检查，但是由于此系统在运行过程中会产生电离辐射[3]，如果辐射水平和剂量过大会对人体造成伤害，因此对X射线行李包检查系统进行辐射水平和剂量的测定具有重要的意义。
1 对象与方法
1.1 调查对象
对海南某机场在用不同型号的X射线行李包检查系统进行辐射水平及剂量的检测，依据检测结果对检查系统的辐射安全性做出全面分析。
1.2 方法
按照《X射线行李包检查系统卫生防护标准》[2]，《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》[4]对检查系统的外表面和通道口进行检测，检测点设置为距离系统外表面和通道口5 cm处，为了检测X射线行李包检查系统对机场工作人员的辐射剂量，在工作人员操作位处也设置了检测点，检测距离也设定为5 cm。检测仪器使用剂量巡测仪（450P—DE—SI，UICTOREEN）上述仪器每年经国家计量部门校正。检测结果取算术平均值。
2 结果
2.1 基本情况
该机场现在拥有不同型号的X射线行李包检查系统装置共34台，分别产于北京、上海和德国等地区，设备被安装在机场主要的通道口，来监测过往旅客随身行李、托运行李和货运物品，通过X射线行李包检查系统装置工作人员可以清楚的发现行李物品中是否含有违禁物品，并作出相应的处理。X射线行李包检查系统机器型号、台数和产地的基本情况详见表1。
2.2 监测结果
对不同型号检查系统的检测结果表明，在未开机时，34台X射线行李包检查系统周围环境的辐射剂量率约在83.6~118.2之间，辐射水平没有出现异常。在开机时，X射线行李包检查系统周围辐射监测值均低于《X射线行李包检查系统卫生防护标准》规定的限制，其最大值约为386.5，其他监测点位的辐射剂量率与未开机时相比均为出现明显的增高[5]。在开机情况下具体的检测情况为；X射线行李包检查系统外表面的顶部5 cm处的辐射剂量率为84.3~85.0，外表面左侧5 cm出辐射剂量率为83.3~107.2，外表面右侧5 cm出辐射剂量率为83.3~93.6，通道口的行李入口处表面5 cm处84.3~383.2，通道口的行李出口处表面5 cm处83.6~320.6，最后对机场工作人员操作位处的辐射剂量率检测为112.6~116.3。
根据以上检测结果可知，只有X射线行李包检查系统的通道口的入口处和出口处表面5 cm在开关机时辐射剂量率有较为明显的差别，入口处开机时的最大辐射剂量率为383.2相比之下光机时的辐射剂量率为83.8，出口开机时为320.6，关机时为83.0，其他监测点位（包括机场工作人员操作位的监测点）的辐射剂量率与未开机时相比均未出现明显的升高。所有机场X射线行李包检查系统周围辐射监测值都低于国家标准规定的限制[6]。
2.3 剂量分析
为了得出较为准确的剂量结果，需要应用联合国原子辐射效应科学委员会提供的射线产生的外照射人均年有效剂量的公式来计算，公式如下：
HE.r=Dr×t×0.7×10-6
其中：0.7为剂量换算系数；为为射线的照射时间；为射线空气吸收剂量率；为射线外照射人均年有效剂量当量。
由于该机场实行轮班的工作制，假设每位口岸联检工作人员及安检人员每天工作7h，其中在X射线行李包检查系统的入口处表面5 cm的时间为1.5h，全年的工作为300d，则可以通过公式计算出口岸联检工作人员及安检人员的年附加有效剂量约为0.058。此计算值低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》的规定值[7]。相对于机场口岸联检工作人员及安检人员，旅客所受到的X射线行李包检查系统辐射的时间要少很多，距离也要远很多，大概在1 m左右处，而X射线检查系统在周围1 m处的辐射剂量率与未开机时相比均未出现明显的升高。因此，通过剂量分析可以得出，此机场正在使用的X射线行李包检查系统装置发射出的辐射不会对人的身体造成伤害。
3 讨论
该次调查的海南某机场X射线行李包检查系统与周围环境电离辐射水平，距离设备外表面及通道口5 cm处的监测点的辐射剂量率值均符合国家规定标准，但是为了保证旅客和机场工作人员受到不必要的照射，需要定期的对安检系统进行保养和维修，以防止设备损坏产生超出规定范围的辐射剂量率值。加强对工作人员的辐射防护知识培训，增强其按照规章合理操作安监系统的自觉性。同时应该进一步加强机场的宣传管理工作，建议可以在安检设备进出口等明显位置设置警示标志，并在李包检查系统的履带两侧假设栏杆，这样可以避免旅客受到不必要的设备辐射。
综上所述，该文对海南某机场X射线行李包检查系统的辐射剂量进行了检测，并记录了行李包检查系统的外表面、通道口以及机场工作人员操作位处的辐射剂量率值，对比了X射线行李包检查系统开机状态下和关机状态下的数值，发现只有通道的输入口和输出口有较为明显的变化，其他都无明显变化，且范围都在国家规定的标准范围内，不会对口岸联检工作人员及安检人员和旅客的健康产生影响。
参考文献
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[2]GB 18871-2002.电离辐射防护与辐射源安全基本标准[S]. 2013：45.
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篇9
【关键词】放射性皮肤损伤；皮肤防护膜
【中图分类号】R818 【文献标识码】A 【文章编号】1008-6455（2011）12-0306-02
放射治疗是治疗乳腺恶性肿瘤的重要手段之一，放射线在杀伤肿瘤细胞的同时，也损伤了正常细胞，引起不同程度的皮肤反应，导致放射性皮炎。放射性皮炎是放射治疗中最常见的并发症。放射性皮炎严重者，被迫中止放疗，影响治疗效果。我科从2010年1月开始对接受放射治疗病人在放疗区域应用皮肤防护膜，取得了较好的预防效果。现报告如下。
1 对象与方法
1.1 对象和分组:选择2010年1月～2010年5月我科收治的乳腺癌根治术后放疗23例作为对照组，23例为实验组，两组病人术前诊断明确，并接受根治术后加放疗，放疗采用线形加速器电子线分割法照射，布野方式为上下两野加同侧腋窝、淋巴结照射。放疗前照射部位除手术疤痕为皮肤完好。
1.2 皮肤护理方法
（1）对照组:给予常规的健康教育，指导病人保持照射野皮肤清洁、干燥，尽量暴露，避免摩擦。避免日光暴晒，不使用化学用品避免局部皮肤搔抓。多进食高蛋白、高维生素、易消化的饮食，忌辛辣和刺激性食物，多吃新鲜蔬菜和水果。有痂皮者让其自然脱落。本组皮肤按常规护理，不使用任何药物。
（2）观察组:除给予常规健康教育外，本组病人在第1次放疗结束后即开始应用皮肤防护膜（丹麦康乐宝公司生产）。使用方法：放疗前在放疗区域涂一层皮肤防护膜，每天1次或2次。从放疗开始坚持用药至放疗结束。
（3）观察指标:主要观察放疗区域皮肤反应的损伤程度。按国际抗癌联盟（UICC）放射皮肤反应评分标准评定放射性皮肤损伤程度：Ⅰ度：轻度红斑，出汗减少，色素沉着,干性脱发，滤泡；Ⅱ度：明显红斑，斑状湿性皮炎，皮肤发黑，干性脱皮,中度水肿；Ⅲ度：融合性湿性皮炎，皮肤湿性脱皮，水泡形成，继之糜烂、渗液、表皮脱落,凹陷性水肿；Ⅳ度：坏死、溃疡、出血。
2 结果
2.1 两组发生不同程度的皮肤反应的比较,见表1。
表1 两组不同程度的皮肤反应比较
注：X21.53,P>0.05
2.2 两组皮肤反应的发生率比较,见表2。
从表1中可以看出，100例乳癌放疗患者中，发生放射性皮肤损伤者共51例，其中40例出现在对照组，11例出现在观察组。从表2中可以看出观察组皮肤反应发生率明显低于对照组，差异有统计学意义（P
表2 两组皮肤反应的发生率比较
注：X231.37，P
3 讨论
放射性皮肤损伤是放疗中常见并发症，常使放疗中断，疗程延长，影响疗效。放射性皮肤损伤主要是由于电离辐射损伤上皮的生发层细胞和皮下血管。辐射首先引起照射部位毛细血管反射性扩张，局部形成充血性反应，出现红斑。随着放疗进行，发生血管损伤和微循环障碍，血管内皮细胞增生肿胀，管壁增厚，管腔变窄、闭塞，导致受照部位组织供血不足，使物质交换受限，组织细胞变性坏死，广泛纤维化。同时，照射后的纤维化改变也是晚期所发生的血管进行性减少的重要原因之一［1］。在分子生物学方面，核糖核酸、脱氧核糖核酸、蛋白质等分子受电离辐射作用，产生自由基以及氧效应，导致大分子断裂。辐射造成细胞内DNA 损伤，引起双螺旋结构的复制紊乱和错误［2］。放射性皮炎的预防和治疗，主要有以下药物：植物提取物（芦荟凝胶、植物油）、维生素类（维生素C、维生素B2、维生素E）、乳膏类（激素类乳膏、比亚芬乳膏）、重组表皮生长因子（贝复济）、中药类等［3］。本组使用的皮肤防保护膜主要成分是聚乙烯甲基丙稀酸丁脂和异丙醇等。皮肤保护膜使用后在皮肤表面形成膜状保护层，能提高皮肤辐射的耐受性，减轻皮肤损伤，降低严重皮肤损伤的发生率。
参考文献
[1] 佟如新，王普民，王淑青.放射性皮肤损伤的发生机理与防治研究概况［J］.辐射防护通讯，1998，18（4）：2327
篇10
自从国际放射防护委员会（ICRP）1990年建议书明确提出个人剂量约束的概念[1]以来，在辐射防护最优化工作中得到了广泛的应用。国际原子能机构（IAEA）基本安全标准（BSS），将特定源的剂量约束作为防护与安全的最优化要求[2]，随之，各国审管当局在国家标准或部门规章中将个人剂量约束作为防护与安全的一个基本要求。然而，在一些实际场合中，理解和应用“个人剂量约束”时，易与“个人剂量限值”联系在一起，这往往引起混淆。如将个人剂量约束作为个人剂量的辅助限值，或将其作为一种调查水平（或行动水平），甚至将其作为审管限值。因此，如何应用剂量约束是一个值得关注的重要问题。个人剂量约束是最优化不可分割的一部分。大多数防护最优化所用的方法倾向于强调对社会及全体受照人员的利益与危害。然而，利益与危害不大可能在社会中以相同的方式分配。ICRP考虑到最优化可能在某一个人与另一个人间引起相当大的不公平，建议在最优化过程中引入源相关的对个人剂量的限制，以缩小这种不公平，此种源相关限制为剂量约束，过去称为上界（upperbound）[1]。按照ICRP1990年建议书，IAEABSS提出了防护与安全最优化的要求：对于来自一项实践中的任一特定源的照射（治疗性医疗照射除外），应使防护与安全最优化，使得在考虑了经济和社会因素之后，个人受照剂量的大小、受照射的人数以及受照射的可能性均保持在可合理达到的尽量低水平（ALARA）；这种最优化应以该源所致个人剂量和潜在照射危险分别低于剂量约束和潜在照射危险约束为前提条件[2]。我国在《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871—2002）中同样采纳了ICRP的建议。为便于理解剂量约束这一概念，对“剂量约束”这一术语解释为：对源可能造成的个人剂量预先确定的一种限制，它是源相关的，被用作对所考虑的源进行防护和安全最优化时的约束条件。对于职业照射，剂量约束是一种与源相关的个人剂量值，用于限制最优化过程所考虑的选择范围。对于公众照射，剂量约束是公众成员从一个受控源的计划运行中接受的年剂量的上界。剂量约束所指的照射是任何关键人群组在受控源的预期运行过程中、经所有照射途径所接受的年剂量之和。对每个源的剂量约束应保证关键人群组所受的来自所有受控源的剂量之和保持在剂量限值以内。对于医疗照射,除医学研究受照人员或照顾受照患者的人员（工作人员除外）的防护最优化以外，剂量约束值应被视为指导水平[3]。2007年，ICRP修订了它的建议书。新建议书强调了最优化原则的关键作用。对剂量的限制针对的是名义个人（参考人）。对计划照射情况应用剂量约束的概念，在设计阶段应该丢弃可导致剂量数值大于剂量约束的选择。重要的是，在最优化作为一个整体前提下，剂量限制是预期的。随着最优化防护策略的执行，如果结果表明超过了约束值或参考水平，应对其原因进行调查，但单独对这一事实不必立即采取监管行动[4]。来自某一个源的预期的和源相关的个人剂量限制，对来自某个源的最高被照射个人提供一个基本防护水平，用作源防护最优化的剂量上限。ICRP希望强调剂量约束值不能用作或理解为规定的监管限值[4]。IAEA在BSS的修订中重申，剂量约束不是剂量限值，超过剂量约束不意味违背监管要求，但可能导致后续行动的实施[5]。
2个人剂量约束在公众照射中的应用
2.1建立排放管理限值在计划照射情况下，公众照射应当应用低于源相关约束值的最优化程序和应用剂量限值进行控制。公众成员的剂量约束值必须小于公众剂量限值，应当考虑厂址和设施的特征、照射情景以及利益相关方的意见，并且典型地要由国家监管机构建立或批准。批准排放限值，可以基于限制设施的剂量或放射性物质的排放量。在多数情况下，取决于审管机构的抉择，以及审管机构要求许可证持有者论证满足要求的方式。有些审管机构优先选择剂量限制，因为剂量是审查的一个基本量，并作为排放限制体系的基础；另一方面，设定排放量限值更易被审管机构认为是密切地反映要被控制和测量的量，因此与注册者或许可证持有者必须要控制排放的行动结合得更紧密。辐射防护最优化应该考虑实践或源产生的个人剂量限定值的约束。设计和运行某个放射性排放物系统时，在防护最优化以前就要设置一个剂量约束。其功能就是给所考虑的实践或源的计划运行，特别是其放射性排放物可能产生的个人剂量数值，设置一个上限值。当在约束值下完成防护最优化后，该约束值将不再与运行相关，而是将批准的排放限值（用单位时间内的活度表示）选作最优化的结果和用作运行中的实际限值，该值通常高于最优化排放水平(见图1)。针对核燃料循环设施（包括反应堆），很多国家已经确定了最大个人照射水平，虽然这些数值是在各种不同基准上颁布的，但是它们已经有效地变成了现在称作剂量约束值的数值。该年剂量的范围是相当窄的，处在100和300μSv之间[6]。美国联邦法规10CFR50附录I规定了轻水堆放射性气载和液态流出物排放满足ALARA原则的要求。如果满足了附录I的设计目标，流出物排放就是满足ALARA的，不需要额外的努力去消减流出物的释放率。满足附录I要求的判定，是根据许可证持有者是否作为一项运行原则，采取了适当的措施跟踪和减少流出物释放，而不是根据照射和剂量是否已减少到了一个绝对极小值[7]。2.2考虑设施运行的灵活性审管机构基于最优化排放水平或运行经验建立排放管理限值。通常超过限值将采取审管措施。因此，在建立排放限值时，为避免不必要地频繁违背审管要求而导致消耗大量的和不必要的资源、误导公众和对设施运行频繁的干预，有必要考虑运行的灵活性和性能方面预期的波动。尽管排放在规定的剂量约束之内，有时通过一个称为“净空”量（或运行灵活性的宽容量），将排放管理限值设置在高于最优化的水平（见图1）。应当允许有多大的运行灵活性（或净空），这取决于审管机构的判断，但至少必须考虑正常运行的预期运行事件.这些事件包括造成短期（通常是数小时到数天）排放水平暂时增加的电厂工况，但这些事件不属于故障或事故。例如，在核医学部门，该事件可能是明显高于平均水平的大量患者出现，在其它部门，可能是流出物处理系统的暂时失效。出现问题的设施或类似设施的以往经验能够提供关于最小允许灵活性的有益信息。2.3豁免对特定的实践或实践中的源免于审管要求也是可能的。豁免的一般原则是被豁免的实践或源所引起的对个人和公众的辐射危害足够低，以至于没有审管意义，并且豁免的实践和源具有固有安全性。特别是，一个（正当）实践或（正当）实践中的源具有固有安全性，并且假若在所有可能的情况下，（a）被豁免实践或源使任何公众成员一年内所受的有效剂量预计为10μSv量级或更小，（b）实施该实践一年所引起的待积集体有效剂量不大于约1人•Sv，或者防护的最优化评价表明豁免是最优选择；那么，它们就可以不作进一步考虑而被豁免[6]。一个实践或源的豁免，包括了来自该实践或源的所有放射性核素的排放。2.4筛选优化的方案计划照射情况下的公众照射剂量应当与剂量约束值进行比较，以鉴明设计所选择的方案是否可以排除在优化程序之外。假如所假定的排放导致剂量超过适用的剂量约束，进一步的剂量计算应当考虑采用更现实的假设。一旦结果被确认，则该实践通常不能被批准.剂量约束是这样一个剂量水平，对于给定源的照射高于该剂量水平时防护得到最优化是不大可能的，因此，对于这种情况几乎总是需要采取行动。计划照射情况的剂量约束值代表防护的基本水平，且将总是低于有关的剂量限值。在设计过程中，必须确保源相关的剂量不得超过约束值。防护的最优化将确定一个在约束值以下的可接受的剂量水平。于是这个优化剂量水平就是设计的防护行动的预期结果。每个源可能对多个受照射个人造成照射。为了达到保护公众的目的，已经广泛地使用了“关键人群组”（ICRP新建议称为“代表人”[4]）的概念，选择具有合理性、持续性、均匀性特征的代表人群中所受高端照射人员所接受剂量的个人。剂量约束应当用于相应的关键人群组的平均剂量。关键组（或代表人）的定义以通用的或厂址相关的信息为基础。通用评价意味着，对与所排放的放射性核素有联系的公众成员的位置和习性采用保守的假设，常常基于国家的经验和数据，例如，生活习性可以国家或区域分布中高百分点为基础。这种通用的方法表示了一个假想的“受到最大照射”的人或代表人。厂址相关的评价可能使用从厂址区域收集的一些参数（代表人群的居留和消费情况），可能所表示的人群组的习性不足以代表全国的情况。详细了解评价设施当地情况是重要的，向现实评价的努力应当与相关源的辐射重要性相称。例如，在只有几个μSv/a的地方，对当地消费率的详细调查可能是不正当的。此外，如果“最佳估算”的剂量在10μSv/a的量级，不确定性或灵敏度分析可能也是不正当的。而对于核设施，即使在正常条件下剂量很低，一般都要求厂址相关的评价。这是基于对增强了剂量的潜在后果和对该类核设施所期望的监管水平的考虑。此外，通用方法也用于剂量评价的第一步，如果初步的剂量评价结果较高，作进一步的考虑是合理的，随后采用厂址相关的更现实的评价。对于核设施，采用通用模式评价的剂量可能接近审管准则（即剂量约束），因此，可能需要更详细的厂址相关的评价。
3个人剂量约束在职业照射中的应用
3.1建立职业照射个人剂量约束的责任ICRP在其新的建议书中继续推荐，计划照射情况下的职业照射应当应用低于源相关约束值的最优化程序和应用指令性的剂量限值进行控制。在一个计划照射情况的设计阶段就应当对其运行规定一个约束值[4]。对于计划照射情况下许多类型的操作，常常可以得出在管理良好的操作中大致会受到的个人剂量水平。于是这些信息就可以用来建立这类工作的剂量约束值。这些剂量约束值通常在操作层次上规定较为适宜。当在应用一个剂量约束值时，设计者应该指明与之相关的源以防止与工作人员可能同时遭受到照射的其他源相混淆。在计划照射情况下，应当规定职业照射的源相关剂量约束值以保证剂量限值不被超过。从管理受到辐射照射的工作人员中获得的经验将需要告知如何选择一个职业照射约束值[4]。由于此原因，那些具有综合性放射防护基础结构的大型组织通常将会规定他们自己的职业照射约束值。那些经验相对较少的小型组织在这个问题上可能需要从适宜的专家团队或监管机构得到进一步指导。在剂量限值之下，明确一个职业照射的剂量约束值，对于审管而言是有益的，然而，制定约束值的全面责任仍然是那些负责工作人员照射的组织的职责，更多的是核能行业或集团的内部行为和追求的目标。
3.2职业照射个人剂量约束值对于职业照射，剂量约束是一个用来限制选择范围的个人剂量数值，因此在最优化过程中仅仅考虑那些预期所引起的剂量低于约束值的选择。通常，剂量限值太高，不能作为特定优化研究的上限水平。事实上，在多数职业照射的情况下，剂量限值在很大程度上与实际的源是不相干的。为提供优化的边界，ICRP已经引入了剂量约束的概念，以个人剂量表示，但它是源相关的，用以约束该源防护最优化中所考虑的方案的范围。在规划和执行任务以及设计设施和设备中，剂量约束需要作为前瞻性的防护最优化。因此，剂量约束的设定应当以总体趋势为基础对个案逐例考虑，但要与照射情况的特征相一致，最好与所涉及的工作人员磋商。在受到良好管理的特殊种类的运行中，剂量分布的分析是有益的。剂量约束可以设置为接近这种剂量分布的上限。最近的设置剂量约束的研究得出的结论似乎是在约束不适合的一些工作领域，由于剂量低或应用这一概念本身有问题。在全球范围内，从20世纪90年代开始，核电厂的职业照射已在稳定地减少。审管方的促进，技术的进步，改进的电厂设计和操作程序，ALARA文化和经验交换都对这种下降趋势作出了努力。然而，随着核电厂的老化和可能的延寿，持续的经济压力，审管、社会和政策的演变，以及新核电站的建设，确保职业照射ALARA将是对职业照射辐射防护的一种持续的挑战。欧洲国家剂量监测的资料表明，职业照射平均年个人剂量，对于电厂工作人员，约为1mSv，而对于外部人员或合同商人员，约为1.5mSv，可视为近期现有电站的一个现实目标。这意味着，对于新建核电站，3年滑动平均，可将电厂工作人员和外部或合同商人员的剂量保持在低于现有电站的水平；新一代的压水堆核电站，目前单机组年集体剂量接近于0.25人•Sv[9]。尽管ICRP希望强调剂量约束值不能用作或理解为规定的监管限值，但自从IAEA的BSS和GB18871—2002在“防护与安全的最优化”中明确引入了“剂量约束”的概念后，实际上监管部门将剂量约束要求作为剂量限制体系的一部分。我国核燃料循环各个系统1996—2000年职业照射统计表明，年人均有效剂量除铀矿开采外都低于5mSv（铀矿开采为15.35mSv）[10]。目前，在我国的核动力厂设计中，提出了职业照射的个人剂量约束，一般设置在15mSv/a[11]，我国铀矿冶企业工作人员个人剂量现平均在10mSv/a左右，建议工作人员个人的剂量约束值为15mSv/a[12]。在职业照射方面，也有一些国家和组织从管理的角度以不同方式提出了剂量约束的建议值。如：美国国家放射防护与测量委员会（NCRP）建议辐射工作人员的累计终生剂量为工作年数乘以10mSv[13]。英国国家放射防护管理局（NRPB）明确建议了连续5年平均的剂量约束值为15mSv[14]；斯洛文尼亚规定：对于外照射，A类工作人员剂量约束为15mSv，B类工作人员为6mSv，而内照射剂量约束为0.2mSv[9]；澳大利亚规定的职业照射年限值为20mSv；核科学与技术组织（ANSTO）要求年剂量约束为15mSv，同时辐射工作人员的平均剂量小于该剂量约束值的5%[15]。NRC工作人员认为不要求许可证持有者向NRC报告关于超过剂量约束的情况是适宜的，这是由于通过常规监督程序仍然能够了解和检查到这种情况。对于职业照射，许可证持有者设立剂量约束的要求有助于保持职业照射ALARA[16]。法国电力公司（EDF）对职业照射执行2个警告剂量水平（WarningDoseLevels），预警水平为16mSv/a（连续的12个月），警告水平为18mSv/a[9]。剂量约束的设定应当以总体趋势为基础对个案逐例考虑，但要与照射情况的特征相一致，最好与所涉及的工作人员磋商。在受到良好管理的特殊种类的运行中，剂量分布的分析是有益的[17]。剂量约束可以设置为接近这种剂量分布的上限。