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進行γ射線的屏蔽計算時,必須合理地處理源和屏蔽體的幾何模型,正確選取相應的參數,以及對多次碰撞、吸收、射線能譜和角分布隨貫穿厚度的變化等影響因素進行仔細分析并加以修正.否則,計算得到的屏蔽體厚度與實際所需的會有較大出入,也無法得到正確的劑量分布場.由于實驗裝置的凈化設備較多、放射性核素的分布較分散,凈化設備在截留放射性物質后會成為眾多體源,并且γ射線與物質作用時會發生散射效應,因此在進行輻射防護工作時必須考慮到裝置周圍空間各個部分的劑量水平.傳統的計算方法可針對單一點源、線源、面源和體源情況,對空間中某一關心點進行劑量估算,但本實驗裝置布局較復雜,過濾設備作為體源的同時又會將周圍射線散射到其它方向,因此若要得到裝置周圍空間中連續的劑量分布,必須在進行輻射防護設計時建立實驗場所的數值模型,對粒子在空間中的輸運過程進行模擬,幫助輻射防護的設計工作.MCNP是由美國LosAlamos實驗室設計的大型多功能蒙特卡羅粒子輸運程序,可用于解決中子、光子、電子等粒子在空間中的輸運問題.本文根據實驗裝置自身的設計及周圍的環境狀況,建立了符合實際情況的數值模型,經過計算機模擬,得出了較詳細的估算結果.在對結果數據進行整理后,使用Matlab制作了實驗裝置的劑量分布場,可直觀對劑量場進行分析,給出了具體的低放實驗的防護設計方案,并為中放實驗的防護設計工作提供了指導性的依據.
2劑量模擬
在進行模擬前需要得到各項參數,包括實驗裝置的空間三維參數、源項參數及各設備的材質等.
2.1三維參數
經過實驗現場的多次復合后,最終確定了構建三維模型所需的基礎參數.為便于構建曲面方程,在采集各設備的空間參數后,制作了裝置的三維模型,同時也可檢驗構建模型使用參數的準確性.
2.2源項分析
本次實驗過程中使用的模擬廢水含235U、137Cs和90Sr三種放射性核素,其中137Cs衰變時會產生較強的外照射,對周圍的人員造成外照射影響.因此,在進行劑量模擬時需要明確源項的活度濃度和質量濃度,并且結合裝置的工藝參數,估算出實驗裝置各凈化設備放射性物質的殘留量.在確定參數時,各吸附凈化裝置中放射性物質的殘留量參照137Cs的總使用量來估算,管路中放射性物質的量參照單次實驗最大量來估算,具體情況根據各設備和管路自身的設計進行分析計算確定.
2.3其他參數分析
除對源項進行詳細分析外,還要明確周圍環境的其他各項可能影響輻射劑量水平的因素,包括實驗裝置所處三廢處理大廳的平面布局、實驗裝置自身的平面布局、各凈化設備和儲罐的材質及厚度等.
2.4模擬計算結果與分析
在得到具體的實驗裝置的三維參數、源項參數及周圍環境參數后,便可開始構建三維模型,然后填充源項,對實驗裝置進行模擬.
3輻射防護設計
對于外照射的影響主要從受照時間、照射距離、屏蔽設施三方面來進行控制.在較易實現的情況下,控制受照時間和照射距離顯然是最經濟合理的方式.在前兩種方式都無法實現或不易實現的情況下,應進行適當的屏蔽,使外照射影響降至輻射劑量管理限值之下.根據模擬結果可知,劑量最高值出現在2號吸附柱表面區域,劑量水平約為3.16×10-3mSv/h～5.0×10-3mSv/h.由于存在實際工況變動及其他未知情況的可能性,應對劑量管理限值增加一個30%的安全系數,因此,可將職業人員和公眾的輻射劑量管理限值再降低30%,即職業人員輻射劑量管理限值為1.4mSv/a,公眾輻射劑量管理限值為0.7mSv/a.三廢處理大廳墻外的劑量率仍參考執行2.5μGy/h.首先應從控制受照時間和受照距離的方面來考慮輻射防護的設計.由于本實驗裝置的特殊性,讓工作人員與裝置保持一定的距離是不太現實的,因此只能從控制受照時間的角度來進行分析.根據模擬結果,在保證工作人員操作的前提下來劃定幾個區域的停留時間,圖4中紅色虛框以內、實驗裝置車體以外的部分為①號區域;黑色虛框以內、實驗裝置車體以外的部分為②號區域;黑色虛框以外至三廢處理大廳內的邊界處為③號區域.按照受照時間來控制受照劑量的方法是可行的,因此,只要實驗裝置對三廢處理大廳外的外照射影響在標準限值以內的話,則可認為實驗裝置對周圍的外照射影響是可接受的.職業人員及公眾的年工作時間按照2000h來估算.由表5可知,工作人員在3號區域內是不限制停留時間的,在1號區域內年工作時間不得超過280h.如果同一名職業人員或公眾在不同區域內都有停留時間,則可將停留時間換算為劑量值來進行累計,當累計劑量超過相關要求時則不能繼續操作.原則上公眾不能進入該區域,但實驗過程中可能會有相關專家或技術人員對實驗裝置進行操作.因此為了保護有關公眾,將公眾的停留時間也進行了限定,同時還便于管理.
4結論
關鍵詞：源項調查；劑量控制；調查；分析
1 背景
核電站大修期間，現場部分管道表面的劑量率較高，對檢修人員的職業照射貢獻較大[1]。為了解管道內表面沉積的放射性核素的種類及其對劑量率的貢獻，分析放射性核素的來源，研究采取相應的控制措施，進一步降低現場職業人員的受照輻射劑量，福清核電從101大修（1號機組首次大修）開始進行輻射源項的調查工作。包括兩方面：（1）輻射源項測量，使用就地γ源項測量系統，對確定的測量點進行了現場就地γ譜的測量。（2）數據分析，完成現場就地γ譜的譜分析工作，最終確定管道內壁沉積的主要核素的種類、活度及各核素對管道表面劑量率的貢獻。
2 測量方法
無損就地輻射源項測量方法是核設施在役期間職業照射源項調查的重要手段之一。通過現場測量可以獲取兩類數據：（1）γ譜，即特定測量條件下獲得被測管道的γ測量譜；（2）管道表面劑量率。在獲得被測管道的幾何條件、材質、探測器有關參數等測量條件后，通過γ譜分析、效率刻度、活度計算等過程，可從γ測量譜中分析出管道內表面沉積的核素種類及其累積水平（內表面活度）。
在此基礎上，可計算出管道內表面沉積的放射性核素在管道外表面產生的劑量率，從而了解不同放射性核素對工作場所劑量率的貢獻。
本次調查分別使用了兩套就地γ輻射源項測量系統。一是高純鍺（HPGe）就地γ輻射源項測量系統。二是碲鋅鎘（CZT）就地γ輻射源項測量系統。
根據被測對象周圍空間大小、輻射水平高低選擇相應的測量系統。高純鍺就地γ輻射源項測量系統能量分辨率好，探測效率高；碲鋅鎘就地γ輻射源項測量系統體積小巧，探測效率相對較低，適合高劑量場所。
考慮到現場其他輻射源會對測量結果產生干擾，故在探測器部分加上準直器/屏蔽體來降低上述影響。對某一具體被測管道，設定探測器相對被測管道的幾何位置（距離、高度、測量角度）后，在管道外進行就地輻射測量，獲得就地γ測量譜。
3 測量結果及分析
核電廠大修期間，檢修人員受照劑量較大的工作主要集中在主冷卻水、余熱排出、化容控制等系統相關區域和設備。福清核電101 大修期間源項調查以這些系統設備為對象確定了21個測量點，分別進行了就地γ輻射源項測量及管道外接觸劑量率的測量。
3.1 沉積源項及劑量率貢獻
測量結果表明（以下表格內數據僅列相關系統的代表點位），福清101 大修期間，各管道中的Co-58和Cr-51的表面沉積活度較大；從核素劑量率貢獻來看，Co-58是劑量率貢獻的主要核素（見表1），貢獻了大約80%左右。
通過表2可以看出在壓水堆核電廠運行初期，Co-58在管道內表面的沉積活度遠大于Co-60的沉積活度，劑量率貢獻也主要來源于Co-58。
在主冷卻劑系統中，Co-58為主要的沉e核素，其他次要核素有Co-60、Mn-54、Fe-59、Cr-51、Zr-95、Nb-95、Zn-65等核素。主系統其他管道內壁沉積的Co-58表面活度在105～106Bq/cm2量級范圍，Co-60和Mn-54的沉積量基本上在103～104Bq/cm2量級。
余排系統中沉積的主要核素有Co-58、Zr-95、Nb-95、Mn-54、Fe-59和Co-60等。該系統中，Co-58沉積的表面活度在104Bq/cm2左右，比主系統沉積活度小一個量級。Co-58在余排連接管中沉積最多、余排泵上游管道中最少；Co-60則正好相反。
化容控制系統管道內壁沉積的主要核素是Co-58。在樹脂床后管道、容控箱下游管道和上充泵出口管道中，Fe-59的含量也較多，其他次要核素有Co-60、Cr-51、Zr-95、Nb-95、Mn-54、Zn-65等。此外在樹脂床后管道中測到了微量的Sb-124，在床后過濾器下游管道中發現了微量的Ag-110m。化容系統各管道沉積Co-58的表面活度比Co-60要大2個量級左右。
3.2 管道表面接觸劑量率計算值與測量值的比較
基于沉積核素表面活度的測量值，可計算出管道中各沉積核素在管道外表面產生的劑量率計算值；在沉積源項現場測量過程中，也獲取了管道表面劑量率。對比計算值與測量值，可為輻射源項測量結果的準確性判斷提供一定的參考。
本次101大修源項調查各個測量管道表面接觸劑量率計算值與測量值間的相對偏差見圖1。從中可看出：除三環路熱端（177.06%）、余排泵上游集管（-71.40%）、化容下泄管（-49.17%）、9TEP前貯槽泵上游（64.07%）四個管道的表面劑量率計算值與測量值偏差較大外，其他管道的偏差都在±40%以內。
4 劑量控制建議
核電廠工作人員職業照射的主要來自于大修期間，其中輻射源項（尤其是沉積在管道、設備內的活化腐蝕產物）是形成輻射場的來源。根據核電廠的運行經驗，降低劑量的途徑主要是：一是降低源項；二是有效的防護最優化措施。降低源項是劑量控制最直接和最根本的辦法，但技術難點較大。防護最優化措施是通過現場輻射的測量、作業方案優化、劑量預評估、作業現場遠程實時監控等手段，降低作業劑量。
（1）可參考美國EPRI的《標準輻射監測程序》建立適合各個核電廠的輻射指數測量方案，開展輻射指數測量工作。
（2）輻射源項數據在一定程度上也反映了核電系統運行狀況、水化學控制、去污等措施的效果，持續開展輻射源項調查與分析，為了能夠為下一步的源項減少工作提供足夠的基礎數據。
（3）對現有的個人和場所劑量數據進行統計，分析主要的劑量貢獻作業種類（如搭建腳手架）和作業場所。并對關鍵作業進行跟蹤調查，在此基礎上可采取進一步的輻射防護管理措施。
（4）基于當前的3D模擬、虛擬現實等技術，建立核輻射作業場所的3D劑量模擬平臺，具備作業現場條件、作業狀態、作業路徑的模擬，及作業劑量的快速計算的功能。實現作業培訓、作業方案優化設計和劑量的預評估。
（5）建議建立一套核電作業現場輻射防護遠程實時監控系統。將現場作業的視頻、聲音、劑量率等數據實時傳輸到輻射防護監控中心，管理人員可實時掌握作業現場的狀態和劑量數據，并根據現場情況適當的調整作業計劃，以達到降低集體劑量的目的。
（6）在源項數據分析的基礎上，開展源項控制與減少的工作。為核電廠現場輻射防護，初步提供一套技術先進、可操作性強的技術支持系統，提高現場最優化水平、降低集體劑量。
5 結論及建議
綜上所述，福清101大修期間各被測管道沉積源項，與同類型壓水堆核電廠的沉積源項和沉積規律類似。Co-58是全系統中的主要沉積核素，對劑量率的貢獻也最大。
根據這一特點，結合國際上主要的沉積源項管理項目現狀，建議如下：
（1）重視并加強系統管道沉積源項數據的積累，為今后的源項降低與劑量控制等輻射防護措施的實施提供重要的基礎數據。
（2）結合核電廠的設備材料參數、水化學數據、劑量率巡測數據、個人劑量數據等，綜合分析、評價沉積源項的來源、沉積影響因素以及對職業照射劑量的影響。
（3）建議在停堆氧化運行前后開展沉積源項的測量，可進一步評價氧化運行措施的效果。
參考文獻
[1]楊茂春，陳德淦.大亞灣核電站大修中職業照射控制的實踐與經驗[J].輻射防護，2004，24（3-4）.
關鍵詞：電磁輻射；電離輻射；防輻射纖維；防輻射紡織品
中圖分類號：TS195.6 文獻標志碼：A
近年來，隨著生活品質的提高，人們越來越關注生活環境中無處不在的輻射，而且對“輻射”存在著過度恐慌。本文在對輻射分類進行分析的基礎上指出，在日常生活中，雖然電離輻射的危害性大干電磁輻射，而且電磁輻射也會對人體造成一定的損傷，但在一般情況下，民眾生活環境的電磁輻射水平都不會超標，因此通常情況下不需要對輻射具有畏懼心理，也無需對輻射進行特別防護。因此，本文主要針對能夠接觸到有害輻射的職業人群，研究輻射的防護技術，以及防護纖維與相關紡織品的開發。
1
輻射的概念與類型
“輻射”是指從中心向各個方向沿著直線伸展出去的形式。在物理學上，“輻射”是指熱、光、聲、電磁波、高能粒子等物質或能量向四周傳播的一種狀態。與其他能量或物質的傳播條件不同，電磁波和高能粒子的輻射不需要起傳遞作用的介質，就可以在真空中傳播。
輻射是一類有效的加工、探測手段，廣泛應用于工業、農業、礦產探測、醫學診斷及科學研究領域。但過量的輻射會對生物體和材料造成損傷，當輻射傳遞的能量足夠大時，可引起受到輻照的物質產生電離。因此，從物理學的角度，輻射據其對物質分子結構的改變程度，分為電離輻射和非電離輻射。能引起物質分子電離的輻射稱為電離輻射，包括高速帶電粒子（α粒子、β粒子、質子）、不帶電粒子（中子）及電磁波x射線、γ射線等；而較低能量的輻射，如紫外線、可見光、紅外線、微波、激光以及熱輻射、聲輻射等，都屬于非電離輻射。顯然，電離輻射更容易對人體和材料造成損傷，而非電離輻射，特別是其中能量較低的微波或工頻電磁波對人體和材料的損傷較小。
因為電離輻射對人體有明顯的損傷，從而導致一般民眾對“輻射”一詞產生畏懼感。因此，從應用的角度來看，有的電磁專家、醫學專家和國際組織反對將微波等電磁波照射于人體的現象稱之為受到電磁波的“輻射”，建議改稱為“暴露”于這些電磁波。這一提議已經得到廣泛的認可，在相關的國際標準和國家標準中已有體現。
2 輻射的危害與防護原則
輻射的危害包括對材料的危害和對人體的危害。與此相對應，防輻射技術也包括材料的防輻射和人體的防輻射兩種類型。
2.1輻射的危害
電離輻射對材料和人體的危害是直接導致材料（包括生物機體）的電離，破壞了材料和生物體的分子結構，從而造成對材料和生物體損傷。電離輻射可對受照本人造成損傷（軀體效應），并對其子代造成損傷（遺傳效應）。
人體暴露于微波等屬于非電離輻射的電磁波中，雖然不會造成生物大分子的電離，但會因熱效應、非熱效應和積累效應而導致對人體的損傷。熱效應是指生物器官受電磁波輻照導致升溫而引起生理和病理變化的作用，這種損傷得到各國學者公認，并已將對熱效應的防護體現到了各國的相關標準之中；非熱效應是指生物器官雖未因電磁場導致升溫，但人體器官如同一個精密的電磁器件，會在外界電磁場作用下因不能實現良好的電磁兼容而導致功能失調甚至器質性病變。這種損傷被一部分研究人員（如歐洲研究者）所認可，而有的學者（如美國研究者）則認為非熱效應不至于對人體造成損傷；積累效應是指雖然人體所處環境的電磁場強度低于暴露限值，但長時間受到輻射也會因輻射效果的日積月累而導致損傷。也有學者將“積累效應”歸并到“非熱效應”之中，而認為只存在“熱效應”和“非熱效應”兩類。
我國民眾，特別是媒體對核輻射和電磁輻射的危害普遍存在過度恐慌、過度渲染的現象。實際上，即便是全球核泄露最嚴重的切爾諾貝利核電站事故，其危害程度也不像網絡流傳得那樣嚴重。中國核學會輻射防護分會理事長潘自強院士曾撰文介紹，切爾諾貝利事故因輻射死亡28人。聯合國原子輻射效應科學委員會（UNSCEAR）對涉及事故及清理工作的60萬人跟蹤14年后得出的研究報告指出：除兒童時期受到照射之后出現甲狀腺癌癥增加外，沒有觀察到可歸因于電離輻射的各種癌癥發生率或死亡率的上升，白血病（白血病是輻射照射后癌癥發生潛伏期最短的病癥，潛伏期一般為2～10年）的危險沒有表現出增加，甚至在清理事故現場的工作人員也是如此。同時，也沒有發現一些其他的非惡性疾病與電離輻射有關的證據，但事故對人們的心理影響是廣泛存在的，主要表現為懼怕輻射，然而人們并不了解當時實際受到的輻射劑量，只有當人體受照超出了輻射量限值才會對人體造成危害。
2.2防護原則
雖然微波等非電離輻射對人體的危害沒有電離輻射那樣嚴重，但其防護原則可以沿用國際放射防護委員會（ICRP）提出的輻射防護三大原則——實踐正當化原則、防護最優化原則和劑量限值原則，即：對于有強電磁場等危害的場所，只是在有必要時才進入這樣的場合；進入這種危險場合時應采用盡可能完善的防護措施；應按照人體受照的劑量限值來限制職業人員的受照（或暴露）時間。
所有防護措施都是需要付出代價的，包括費用的代價及人員因使用防護裝備導致工作效率和舒適感的下降。因此，對各種輻射的防護是“寬嚴皆誤”。
3 輻射的防護技術和防護材料
3.1電離輻射的防護
電離輻射對人體和材料的危害很大，但不同的電離輻射在穿透能力、電離能力和對人體及材料造成損傷的程度方面有不同的表現，有的電離輻射不需要專門的防護材料即可有效阻隔，有的電離輻射則還沒有有效的材料能加以阻擋和攔截。
α粒子是帶2個正電荷的氦原子核，有很強的電離能力，但由于其質量較大，穿透能力差，在空氣中的射程只有幾厘米，只要一張紙或健康的皮膚就能擋住，故不需使用專門的材料進行阻隔防護。
β粒子是放射性物質發生β衰變時放射出的高能電子，電離能力比α粒子小得多，但穿透能力強。β粒子和由電子加速器的高壓電場加速的電子束均需用鋁箔等金屬薄片進行阻擋，因此金屬箔片是防止高能電子入射的防護材料。
質子是帶正電荷的亞原子粒子，高速質子流在人體中有極強的穿透能力，但單純穿透對人體造成的損傷不大，通常作為醫療手段定位殺滅腫瘤細胞，公眾和普通職業人員不易遭遇高速質子的輻照，故不存在防護問題。
中子是電中性的粒子，不直接導致電離，但易在衰變后引發電離。中子穿透能力極強，可穿透鋼鐵裝甲和建筑物而殺傷人員，并可產生感生放射性物質，在一定的時間和空間上造成放射性污染。高能中子（>10 MeV）可在空氣中行進極長距離，其有效攔截物質是水等富含氫核的物質。在合成纖維中添加鋰、硼、氫、氮、碳等中子吸收劑，并利用纖維集合體可起到使中子慢化的作用，對中子有一定的攔截屏蔽作用，但通常只對低速熱中子有一定的阻隔效果。例如厚度5mm的含硼中子防護服，對熱中子（0.025eV）的防護屏蔽率為80%；含硼石蠟、含碳化硼的聚丙烯等均對熱中子有一定的屏蔽效果。
X射線是由高速電子撞擊物質的原子所產生的電磁波，波長在0.01～10nm之間，極具穿透性和殺傷力，通常用鉛板、鋇水泥墻等作為阻隔防御材料。接觸x射線較多的醫務人員大多穿著局部（多為正面）插入鉛橡皮的防護服裝，來阻隔x射線；鉛纖維與普通纖維混紡制成的服裝比鉛橡皮柔軟；在化學纖維中添加氧化鉛、硫酸鋇制成的防x射線纖維，制成紡織品后對低能x射線有一定的遮蔽效果，比鉛衣柔軟輕便。
γ射線是原子核能級躍遷蛻變時釋放出的射線，是波長短于0.02nm的電磁波。謝線有比X射線更強的穿透力和殺傷力，醫療上用來治療腫瘤。γ射線的防護材料與X射線類似，也采用鉛板、鉛纖維與普通纖維混紡、以及含鉛、硼、鋇等元素的纖維及其他材料，均對γ射線有一定的屏蔽作用，但防護效果不如X射線。
綜上所述，電離輻射除Ⅱ粒子外，制成纖維狀或織物狀的防輻射材料尚難有效遮斷高能射線和粒子流的入侵，仍然以鉛橡皮為最常用且相對有效的防護材料。
3.2電磁輻射的防護
電磁輻射的防護主要針對高頻電磁波，根據現有的電磁輻射防護標準，對頻率為30～300MHz的電磁波有最嚴格的防護標準，即暴露限值最低。該頻率范圍以及更高的頻率范圍內的電磁波對人體的損傷主要是由電場造成的，對此進行防護主要采用反射電磁波的機理，而吸收電磁波的防護方式相對困難，除非允許采用很厚重的防護層，而這對于紡織品而言并不合適。
不銹鋼、銅、鋁、鎳等電導率高的金屬纖維是傳統的屏蔽材料，但由此制得的防護服裝過于沉重，手感偏硬。基于反射機理的防電磁輻射纖維常用的制取方法包括：（1）以普通合成纖維為基材，在外層包覆（化學鍍、涂覆）金屬層，制成鍍銅、鍍鎳、鍍銀纖維；（2）原位聚合聚苯胺、聚吡咯制成導電纖維；（3）通過涂層加工，將導電的各種粉體附著在纖維表面制成高電導率的纖維。對這些纖維可制成合適的細度和長度，以使防電磁輻射纖維適合于后續紡織品或非織造布加工。
對于低頻電磁波，雖然對人體的損傷很小，但在特殊場合（例如掃雷艇產生的強大磁場）下，需將磁場集中在磁性纖維內，從而保證由磁性纖維護衛的人體內部只有很低的磁場強度。與金屬纖維類似，傳統的磁性纖維由鐵鎳合金等高導磁材料制成，目前發展成為以鐵、鐵氧體粉體添加到合成纖維中制得磁性纖維。
由上述高電導率纖維和高磁導率纖維制成的織物或非織造布，可獲得電磁輻射防護效果。但能夠直接制成具有電磁屏蔽效果紡織品更為簡捷的方法包括：（1）采用金屬纖維或將金屬化纖維與其他纖維混紡制備電磁屏蔽織物；（2）對合成纖維織物直接進行金屬化處理（例如鍍銅、鍍鎳、鍍銀等）；（3）原位聚合聚苯胺、聚吡咯等導電高分子；（4）施加導電涂層（涂覆導電高分子材料，含銅粉、銀粉等導電粉體的涂料）等。
通常采用15%～20%的不銹鋼纖維混紡制成的電磁屏蔽織物，可使織物的電磁屏蔽效能達到20dB左右，而經過金屬化處理的織物，屏蔽效能可達65dB左右。
但是，對于電磁輻射防護服裝而言，因服裝結構上存在一系列破壞整體密閉效果的縫隙孔洞和開口，故會使服裝的電磁屏蔽效能大幅低于面料的電磁屏蔽效能。整體金屬化處理的織物，即使在各開口設計上已經盡可能封閉，并配置帶披風的帽子，但服裝的屏蔽效能也只能達到30dB左右，如進一步提高屏蔽效能，則必須采用全封閉結構，但防化服類的全封閉結構，會導致使用者熱負荷增大，影響舒適性和功效性。
4 輻射防護的發展趨勢
4.1輻射防護理念的科學化
近幾年來，我國在輻射防護方面出現了防護理念泛化的現象。有的媒體過分夸大了電離輻射和電磁輻射的危害，甚至混淆電離輻射與非電離輻射的差異；也有人出于商業利益有意制造電磁污染的恐慌而兜售所謂的防輻射制品；有較高比例的公眾對工作環境和生活環境的電磁輻射源有種種過分的擔心。
事實上，我國公眾生活環境的電磁輻射水平，除了偶然發生的特殊情況（例如高壓線下、雷雨交加時），電磁環境均不超標。民眾所擔心的家用電器的電磁泄漏強度往往只有國際標準的百分之幾甚至千分之幾；小區樓頂的通信基站發射的電磁場也呈現為往遠處發射的分布，使基站下方的場強最低。這些情況將逐漸被民眾所了解，而關于輻射防護紡織品的使用對象，終究會向職業人群集中，一般民眾并不需要進行電離輻射和非電離輻射的防護。
4.2輻射防護技術的升級
如前所述，現有電磁輻射防護服存在屏蔽效能與穿著舒適性的矛盾，密閉式防護服可以得到高屏蔽效能，但穿著悶氣，影響舒適性和工作效率，而工作服款式的電磁輻射防護服則達不到高屏蔽效能，防護效果不理想。此外，還存在服裝結構設計不合理導致電磁屏蔽效能下降、導電層不牢固容易在洗滌后脫離導致屏蔽效能下降，以及全頻段電磁信號均被屏蔽、致使手機等部分工作用具的通信聯系中斷等問題。
1．1一般資料選擇DTC術后經131I治療的患者806例，其中男287例，女519例，年齡10－76歲，平均年齡43歲。病歷資料完整，均有明確的術后病理診斷，狀癌795例，濾泡狀癌11例;無轉移者237例，有轉移者569例(頸部淋巴結532例，肺32例，骨5例)。1．2治療與防護1．2．1治療前準備預約治療時患者應提供術前頸部超聲、手術記錄、病理結果，確認屬DTC術后131I治療適應證者，可按要求預約治療時間。所有患者均應停用左甲狀腺素鈉片(L－T4)并禁碘飲食4周，在低碘飲食的同時不可忽視禁用含碘藥物，如西地碘含片(含碘1．5mg/片)、胺碘酮等。特別要注意3個月內應當避免使用含碘造影劑的CT或X線檢查，常規應用的造影劑含碘量高達15g/100ml［4］。治療前患者傷口愈合良好，完善所需的實驗室檢查:血清甲狀腺功能八項檢查(至少包括TSH、TgAb、TG等)，PTH，血常規，肝、腎功及血清離子五項等，育齡婦女需查血清HCG;心電圖，頸部超聲，甲狀腺攝131I率，甲狀腺99mTcO4－(北京原子高科有限公司提供)靜態顯像，可疑肺轉移者需胸部CT檢查，疑似骨轉移患者需全身骨顯像。符合治療條件的患者按要求簽署“知情同意書”，經治醫生應解答患者及家屬提出的所有疑問，直到患者明白和滿意并要求患者簽字后，方可實施治療。1．2．2治療劑量清甲(去殘)患者常規給予131I3．7GBq(100mCi);同時存在功能性轉移灶者，根據治療前檢查結果，依據轉移程度不同給予相應的放射性131I劑量:存在頸部淋巴轉移者3．7－5．55GBq(100－150mCi);肺轉移者5．55－7．4GBq(150－200mCi);骨轉移者7．4－9．25GBq(200－250mCi)以達到同時治療轉移灶的目的。1．2．3給藥前準備及給藥方法囑咐患者服用131I(成都中核高通同位素股份有限公司提供)前應禁食4－6h，服用后仍需禁食2h，3日內禁碘以免影響藥物吸收。對該治療有疑慮或對輻射安全的擔心引起煩躁、擔憂等一些現象的患者，醫護人員應積極給予耐心細致的解釋疏導;對易惡心，嘔吐或暈車等現象的患者，可給予減少這些不良反應的藥物來緩解。給藥方法:一次口服，將藥物咽下后立即用溫開水少量多次漱口，并將漱口水咽下，以免口腔沾染。1．2．4輻射防護對DTC患者進行口服131I治療時，除殘余甲狀腺及其病灶攝碘外，大量131I從尿液、汗液、唾液中排出，患者是一個開放活動性的強放射源。因此醫護人員要做好外照射防護，避免131I對周圍環境的污染，確保周圍人群安全和環境清潔。對患者進行健康教育，向患者說明治療隔離期間的注意事項，正確處理排泄物和污物。應強調醫務人員的輻射防護意識，減少醫護人員來自服131I治療患者的不必要照射和意外事故。醫護人員必須經過放射防護培訓，操作中必須遵從操作熟練、準確迅速、安全高效的原則。給患者服藥治療時應采取時間、距離、屏蔽防護措施，如:穿專用輻射防護衣，帶防護鉛圍脖和鉛眼鏡，佩戴個人計量儀，戴橡膠手套及雙重口罩等;其次，強化患者治療隔離期間管理，謝絕社交活動，避免不必要的公眾照射。放射性排泄物和污物收集后無害化處理，減少環境污染;醫護人員與患者交談時保持一定距離，及時了解患者情況并給予合理的處理措施，盡可能做到短時間遠距離。提醒患者減少密切接觸他人;在服藥后1周內，養成良好的衛生習慣，應該經常洗手洗澡，以有效減少皮膚污染。
2結果
806例患者在131I治療后一周內有11例出現惡心，食欲減退;9例出現失眠，多夢等癥狀;2例患者治療后因未按要求含服VitC而出現腮腺腫脹伴痛疼，以上患者經過心理調適和對癥處理，一周后癥狀明顯緩解并安全度過治療隔離期。特別是1例DTC伴雙頸部淋巴結、雙肺、腎上腺、髂肌等多臟器轉移的10歲患者按照規范的治療護理和輻射防護措施，經4次131I治療后，所有轉移灶完全消失，隨訪三年半患者無治療后并發癥，已獲得臨床治愈(圖1)。隨訪3－5年證實806例患者均能正確對待自己的疾病，并對自己的生存質量基本滿意。
3討論
關鍵詞：放射性核素；治療劑量；防護
核醫學成像設備可大致分為兩類：①是γ照相機，②是ECT，ECT亦稱為放射性核素計算機體層成像（radionuclide computed tomography，RCT）。目前，按照放射源不同，ECT又分為SPECT和PET。單光子發射型計算機斷層（single photon emission computed tomograph，SPECT）是以發射γ射線的核素作為發射體，正電子發射型計算機斷層（positron emission computed tomography，PET）是以發射β+粒子的放射性核素作為發射體。SPECT應用最為廣泛，PET也正在普及。
1 腫瘤的放射治療劑量
惡性腫瘤放射治療劑量大小的選擇是一個十分嚴格和必須經過計算的過程。其選擇范圍必須是使正常組織能夠耐受而使腫瘤細胞死亡，這樣才能使腫瘤逐漸消退，周圍的正常組織不產生嚴重損傷。腫瘤對射線敏感程度不同，其放射劑量也就不同，必須認真研究，分別處理。腫瘤劑量是指體內腫瘤部位參考點的劑量。中心軸百分深度量（percentage depth dose，PDD）是指體內照射野中心軸任一深度的吸收劑量率（Dd）與照射中心軸上參考點吸收量率（Ddm）之比的百分率。如參考點在射線中心軸傷的最大劑量為Dm，則：
PDD=×100%
PDD必不可少的四個條件：①能量；②照射距離；③腫瘤深度；④照射野面積。
腫瘤最大劑量比（TMR）TMR=Dt/Dm。其中Dt為腫瘤中心軟組織中的劑量，Dm為射野中心軸上最大劑量點。因在等中心照射的劑量計算較困難，故用腫瘤最大劑量的方法，經查TMR來求出腫瘤的處方劑量。查表條件：①射線能量；②腫瘤中心水平面積；③腫瘤深度。
校正因子：①托架校正因素；②楔形板校正因素；③組織不均勻性校正；④區面、斜入、源皮距校正；⑤非標源皮距校正；⑥大面積不規則野的校正；⑦鉛擋塊的校正；⑧加填充物劑量的校正。
校正后PDD或TMR利用經過上述校正因子校正后的中心百分深度量或腫瘤最大劑量比，在根據醫師所給的腫瘤劑量方可求出總處方劑量。
Dt腫瘤劑量是醫師根據多種因素制定的。
Dm處方劑量是根據校正后的PDD或TMR及腫瘤劑量求出來的總處方量，技術員根據每次照射所給的每次處方量，累加起來達到總處方量后，就應停止治療。如醫師更改總處方量，可按更改處方量執行。
1.1放射對敏感腫瘤的劑量 對于放射線敏感的腫瘤，如淋巴瘤、精原細胞瘤、小細胞肺癌等，雖然這些腫瘤的組織來源不同，其放射敏感性也有一定差異，但在臨床實踐中一般采用的劑量范圍為20～40 Gy（2～4 w）。再根據腫瘤大小不同可以適當調整劑量，這部分腫瘤多采用綜合治療法。
1.2放射對中度敏感腫瘤的劑量 包括各種組織器官的鱗狀細胞癌，如食管癌、皮膚癌、膀胱癌、宮頸癌等。一般劑量范圍為60～70 Gy（6-7 w）。如果腫瘤瘤體較小，進過精心設計治療計劃，這類腫瘤可以治愈。
1.3放射對低度敏感腫瘤的劑量 有些腫瘤（如肉瘤、腺癌、骨肉瘤等）屬于對放射線低度敏感的腫瘤。對這些腫瘤的劑量范圍為70～80 Gy（7～8 w）。由于劑量偏高，多數超過周圍正常組織的耐受劑量，單純放射治療治愈率較低。
1.4放射對不敏感腫瘤的劑量 對放射線不敏感的腫瘤包括間葉組織來源的腫瘤，單純放射治療很難治愈。但是對于那些手術切除不徹底或者不能手術的患者也可以試用放射治療，部分患者也能達到抑制腫瘤生長和止痛的效果。還有部分病例與熱療、化學療法等綜合療法并用也能達到治愈。
1.5姑息性放射治療的劑量 高姑息性放射治療的劑量：對于那些腫瘤范圍較廣泛，但患者一般狀況較好，又屬中于度以上敏感的腫瘤，也可以給予根治劑量，達到控制腫瘤生長，延長生存期的目的。
低姑息性放射治療的劑量：對于患者狀態較差者，為了減輕痛苦，緩解癥狀，可利用低姑息性放射治劑量。一般給予根治劑量的1/3～3/2。
2 核素輻射防護原則
2.1核素輻射的安全 在PET常用碳、氮和氟的正電子同位素11C、13N、15O、18F等，都是人體組織最基本元素，用它來給各種基質、代謝物、藥品和其他生化活性化合物以及其他類似物加標志而不影響它們的化學和生化性，從而可測量人體生理、生化過程，準確的反應機體的代謝情況。正電子同位素β+的半衰期短，放射壽命短，有的只有十幾分鐘，加之對患者的輻射劑量很少，在短時間內可重復使用，也可大劑量使用以獲得清晰影像，劑量使用是安全可靠的。
2.2核素輻射的防護原則 放射性核素放出的射線都可以引起物質的電離，但不同種類的射線，引起電離密度不同，對人體的危害程度也就不一樣。同一類的射線，不同的照射放射方式（外照射和內照射）對人體危害程度也不一樣。
2.2.1對α射線的防護 α粒子電離密度大，射線短。α粒子在液體或固體中的射程非常短，在外照射的情況下，α粒子不足以穿透人體皮膚，防護一般不需特殊屏蔽材料，衣服和手套就足夠防護他的外照射。但α粒子源若進入體內它的能量將全部沉積在很小的局部組織中，從而會造成局部組織明顯損傷，這一點應特別注意。
2.2.2對β射線的屏蔽防護 β射線在不同吸收物質中的射程有很大差異。當β粒子的能量較低時，其能量損失主要由電離和激發所引起；當β粒子能量較高并通過原子序數較大的物質，則軔致輻射所引起的能量損失與物質的原子序數平方成正比。因此屏蔽β射線時，最好的措施是采用雙層屏蔽，內層用原子序數較低的材料，如塑料、有機玻璃等屏蔽β射線，外層用原子序數較高的材料，屏蔽穿過內層后能量降低的β粒子及內層產生的軔致輻射。
2.2.3對γ射線的防護 由于γ射線的頻率很高，穿透力很強，任何厚度的物質只能講其強度減弱，而不能將其完全吸收，故γ射線沒有最大射程。因此，對它的防護要求只能是將其劑量降低到允許劑量范圍內。防護的措施主要有：①增加距離進行防護；②縮短時間進行防護；③選擇相應的屏蔽進行防護。
在實際工作中，有時靠減少操作時間和增加操作距離不能達到防護的要求，這時需加防護屏蔽措施。防護γ射線的材料都是高密度的物質，如鉛、鐵、混凝土等[1-3]。
參考文獻：
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[關鍵詞] CT掃描技術;應用;輻射;預防
[中圖分類號] R445.4 [文獻標識碼] C [文章編號] 1674-4721(2010)03(b)-061-02
CT是一種功能齊全的病情探測儀器,定名為X線電子計算機體層攝影機。這種機器由X光線斷層掃描裝置、微型電子計算機和電視顯示裝置組成,可以對人體各部位進行檢查,發現病灶。一位神經放射診斷學家第一次利用CT掃描為人體進行檢查的對象是個懷疑患了腦瘤的婦女,結果在熒光屏上不僅現出了腦瘤的位置,甚至連形狀和大小都清晰地顯示了出來,這一成功檢查宣告了一個新技術的誕生[1]。
1 CT掃描的原理
CT掃描又稱CT容積掃描,是采用滑環技術,X線球管或X線球管和探測器不斷地進行360°旋轉,連續產生X線,并進行數據采集;同時檢查床沿縱軸方向勻速移動使掃描軌跡呈螺旋狀的掃描方式。螺距:球管旋轉1周(1 s)檢查床移動的距離與掃描層厚的比值[2]。一般認為螺距為1.0時圖像質量最好。CT機投入到臨床以后,以它高分辨率、高靈敏度、多層次等優越性,發揮了有別于傳統X線檢查的巨大作用。
2 CT掃描的優點
速度快,連續快速掃描成像,減少呼吸偽影,避免小病灶因呼吸幅度不一致而漏診,縮短危重患者檢查時間,配合壓力注射器分別完成不同時期的多期掃描。容積數據,可重建高質量的多軸面圖像和三維立體圖像。
3 CT應用范圍
3.1 顱腦部的檢查
顱內腫瘤、腦血管疾病、腦外傷等。
3.2 對五官及頸部的檢查
五官部位的腫瘤及炎癥、咽喉部位腫瘤、頸部甲狀腺及淋巴系統腫瘤、頸部腫塊等。
3.3 胸部檢查
肺內腫瘤及炎癥,縱隔及胸腹的腫瘤、炎癥等。
3.4 腹部檢查
肝、膽、脾、胰、腎臟、腸道、盆腔內器官感染、腫瘤、膿腫、結核等。
3.5 骨關節、脊柱部位的檢查
適用于其腫瘤、外傷、轉移瘤、關節脫位、結核等疾患。
4 CT的危害
CT可以被理解為用X線從多角度拍攝。X射線屬于電離輻射,它在對人體起作用的過程中會產生生物效應而傷害人體。除掃描層面內的劑量外,掃描范圍外的區域也存在相當劑量的散射線。DNA雙螺旋結構被打破是對細胞的關鍵性損傷,輻射誘導基因突變或雙螺旋結構被打破、畸變增多,最終可導致癌癥。牛津大學和英國癌癥研究中心的科學家在對15個國家的統計數據進行分析后發現:英國每年診斷出的癌癥患者中有0.6%是由X射線檢查所致。在X射線和CT檢查更為普遍的日本,每年新增癌癥患者中有3.2%是由這兩種檢查造成的。研究者并非抹殺X射線和CT檢查的重要性,只是想提醒醫生,在采取這兩種檢查時應謹慎[3]。
5 CT輻射預防
5.1 技師的注意事項
從應用層面上,首先應該建立輻射防護概念,正確掌握圖像質量與輻射劑量之間的平衡關系,不能一味盲目追求影像質量而忽略輻射劑量,技師應當被培訓并且精通最優化的CT檢查;其次應了解所使用設備的性能、各種技術參數之間的關系,合理運用各種輻射防護措施,在保證影像診斷質量的前提下努力減少患者的輻射照射劑量,注意檢查指示和限制不必要的掃描層,采用適合患者截面區的掃描參數。盡量減少兒童的mAs值,使螺旋CT的螺距因子大于1,并且計算重疊圖像而不是重新獲取單幅圖像,充分地選擇圖像重建參數,在多層CT上應用Z軸濾過。
5.2 合理控制輻射劑量
臨床醫師和放射醫師應當討論以確定每一個CT檢查是否是臨床需求的,放射醫師有責任與技師和臨床醫師共同控制劑量。圖像質量和劑量控制是影像科一直堅持的原則,是確保影像質量能滿足臨床檢查需要的最低要求,任何無謂地過多地使用劑量都屬失誤。對不同的診斷目的,應提供不同噪聲水平的圖像。各種疾病需要達到的圖像質量水平,需要有經驗豐富的醫生總結,這也是今后醫學影像質量控制應關注的重點。
6 總結
由于CT影像利用窗口技術使密度分辨率大大提高,對軟組織及實質性器官的顯示能力明顯優于普通X線檢查。同時隨著CT設備功能的越來越強大,放射防護界對CT檢查的防護越來越重視,加強CT的質量管理及控制,不僅要求掃描人員的操作規范化,而且要嚴格控制CT檢查的適應證。加強兒科醫生和CT醫生之間的交流有助于為患者選擇最恰當的檢查方法,對于必須進行CT檢查的患者,對檢查部位要確保在最小輻射劑量下獲得滿意的診斷圖像。另外,醫學影像學家、廠商以及國家監督機構必須齊心協力,將CT的放射劑量降到最小。必須建立劑量限制體系包括輻射實踐的正當化、防護水平最優化、個人劑量限值等3條基本原則。此外,還必須建立照射外防護,包括縮短受照時間、增大與射線源的距離、屏蔽防護。總之,要合理降低個人受照劑量與全民檢查頻率。
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[關鍵詞] 對甲基桂皮酸；丹皮酚；衍生物；輻射防護；功效研究
[中圖分類號] R284.1 [文獻標識碼] A [文章編號] 1673-7210（2013）01（a）-0020-03
輻射損傷一直為國內外學者關注的焦點問題。輻射防護劑一方面預防以減輕輻射對機體造成損傷的程度，另一方面是對損傷后放射病的有效治療。早期曾有報道，桂皮酸的衍生物具有增強巨噬細胞吞噬活性和激活細胞免疫的作用，以及桂皮酸衍生物具有抗輻射和清除自由基的活性[1-3]。文獻調研表明，天然酚類成分――丹皮酚具有明顯的抗自由基活性[4-5]。丹皮酚還具有免疫增強活性，能明顯增強中性粒細胞對體外金黃色葡萄球菌的吞噬功能。研究觀察了丹皮酚霧化吸入對大鼠免疫功能的影響，結果顯示試驗組大鼠肺巨噬細胞吞噬率比對照組明顯增高[6]。應康等[7]研究了丹皮酚對小鼠淋巴細胞轉化的影響，結果表明丹皮酚霧化吸入可提高大鼠肺局部非特異性免疫功。本文通過化學拼合原理，合成篩選出了對甲基桂皮丹酚酯（4a）衍生物，并對其進行了初步的抗輻射活性研究，結果顯示該化合物具有一定的抗輻射損傷作用。現報道如下：
1 材料與方法
1.1 試藥
將本室自行合成的對甲基桂皮丹皮酚酯，純度98%以上（HPLC分析結果），研細后用5‰CMC-Na溶液研細并配成濃度為2.5、5.0、7.5 mg/mL（低、中、高3個濃度）的混懸液。
1.2 動物與儀器
ICR小鼠，6～8周齡，雌雄共100只，20～22 g，由中國醫學科學院實驗動物研究所提供。熒光顯微鏡，銫137（137Cs）γ-射線輻射源（加拿大原子能有限公司）。
1.3 對甲基桂皮酸酰氯的合成
100 mL圓口燒瓶加入3.2 g（0.02 mol）對甲基桂皮酸按參考文獻[8]制備對甲基桂皮酰氯，減壓蒸餾除去過量的二氯甲烷和SOCl2，石油醚重結晶得白色固體3.32 g，產率91%，熔點37～39℃。
1.4 對甲基桂皮丹酚酯的合成
稱取1.66 g（0.01 mol）丹皮酚于100 mL圓口燒瓶中，加入20 mL二氯甲烷溶解，滴加1 mL三乙胺，冰水浴磁力攪拌條件下，緩慢滴加上述合成的對甲基桂皮酰氯2.5 g（0.014 mol）的10 mL二氯甲烷溶液，加畢繼續反應2 h，旋轉蒸發儀蒸除二氯甲烷得乳白色黏稠狀物，石油醚重結晶得白色固體，飽和碳酸氫鈉、蒸餾水洗，最終得白色固體2.81 g，產率88.9%，熔點89～92℃。其合成路線見圖1。
1.5 實驗方法
1.5.1 30 d存活率實驗 ICR小鼠60只，雌雄各半，按體重隨機分成5組，14只/組，分別為高（150 mg/kg）、中（100 mg/kg）、低（50 mg/kg）3個濃度給藥組、空白對照組（5‰CMC-Na）、陽性對照組（茜草雙酯，500 mg/kg）。各組均在照射前3，2，1 d連續3次口服灌胃給藥，0.1 mL/10 g，137Cs γ-射線8.5 Gy一次性全身照射，并每天觀察記錄小鼠的存活情況。
1.5.2 體內抗輻射活性實驗 ICR雄性小鼠40只，按體重隨機分5組，8只/組，設有空白對照組、陽性對照組（炔雌醇）以及4a高（150 mg/kg）、中（100 mg/kg）、低（50 mg/kg）3個劑量組。給藥方式同上述，經137Cs進行6.5 Gy γ-射線一次性全身照射。
1.6 觀察指標
1.6.1 存活率、保護指數、小鼠平均生存天數 計算小鼠30 d存活率、保護指數、小鼠平均生存天數，計算方法依據參考文獻[9]。
1.6.2 白細胞數（WBC）、血小板數（PLT） 照射后第8天稱重后眼眶靜脈取血，并進行全自動血液細胞分析儀測定白細胞與血小板數。
1.6.3 有核細胞數、DNA含量、脾結節、臟器指數 計算小鼠股骨有核細胞數、DNA含量、脾結節、臟器指數，計算方法依據參考文獻[10]。
1.7 統計學方法
采用統計軟件SPSS 12.0對實驗數據進行分析，計量資料數據以均數±標準差（x±s）表示，采用方差分析，兩兩比較采用LSD-t檢驗。計數資料以率表示，采用χ2檢驗。以P < 0.05為差異有統計學意義。
2 結果
2.1 30 d存活率實驗結果
2.1.1 30 d存活率趨勢圖 結果顯示，4a各劑量組的30 d存活率與空白對照組比較均有提高，明顯延長小鼠的生存時間，尤其是中劑量組。給藥組30 d存活率分別為28.57%、42.86%、35.71%，均比空白對照組的14.29%有明顯提高，陽性對照組為28.57%。30 d存活率趨勢見圖2。
2.1.2 30 d存活率及保護指數 4a各劑量組平均生存天數和空白對照組比較，均明顯增加，尤其是中劑量組，和陽性對照組比較差異有統計學意義（P < 0.05），保護指數分別為1.50、2.01、1.60，陽性對照組為1.48，各組間差異無統計學意義（P > 0.05）。見表1。
2.2 對甲基桂皮丹酚酯對輻射損傷ICR小鼠的影響
4a各劑量組與空白對照組比較，對WBC和BMNC影響差異無統計學意義（P > 0.05），而對PLT有顯著提高作用（P < 0.01），明顯增加DNA含量（P < 0.05），尤其是中劑量組，表明目標化合物4a能夠提高小鼠的造血功能。見表2。
2.3 對甲基桂皮丹酚酯對輻射損傷ICR小鼠的影響
4a三個劑量組與空白對照組比較，對肝重變化無明顯影響，而對脾系數、胸腺系數、脾結節數均有不同程度的增加，且不同劑量組的脾系數和低劑量組的脾結節數差異有統計學意義（P < 0.05）。中、高劑量組的胸腺系數和陽性對照組比較差異有統計學意義（P < 0.05），低劑量組則差異有高度統計學意義（P < 0.01）。脾結節數和脾指數與機體造血功能恢復相關，而胸腺指數為機體免疫功能的重要指標。由胸腺系數和脾系數的增大可以初步說明該化合物有增強免疫和改善造血系統功能的作用。見表3。
3 討論
3.1 對甲基桂皮酰氯和對甲基桂皮丹酚酯的合成實驗
本文采用參考文獻[8]的方法，即N，N-二甲基甲酰胺催化法，得到對甲基桂皮酰氯。采用石油醚、四氯化碳等重結晶的方法可以有效除去過量的CH2Cl2和SOCl2。本文通過石油醚重結晶除去過量的CH2Cl2和SOCl2純化產物的方法很好地制備出目標化合物，制備酰氯的產率高，達91%。
丹皮酚分子中存在分子內氫鍵而降低了羥基的活性，無法在脫水縮合劑的作用下和酸直接合成酯類化合物，故選用經典的酰氯法，在三乙胺有機堿作用下合成對甲基桂皮丹皮酚酯化合物。酰氯化學性質不穩定，常溫下易水解，須在干燥充滿氮氣的容器中保存，且在有機堿（三乙胺、吡啶）條件下易發生未知副反應，較長時間放置易變黑。因此本實驗選擇將丹皮酚溶于有機溶劑，冰水浴條件下緩慢滴加酰氯的CH2Cl2溶液的方法。此法合成目標產物兩步總產率高達88.9%，副反應少，后處理簡單。
3.2 對甲基桂皮丹酚酯的抗輻射活性研究
輻射損傷可引起機體中氧自由基（ROS）和氮自由基（RNS）濃度的大幅增高，自由基可引發脂質過氧化作用而產生丙二醛（MDA），具有很強的細胞毒性[11]。抗氧化劑通過清除自由基抑制一系列生物大分子（如DNA）的氧化反應，從而起到對細胞的保護作用。研制具有治療功效的輻射恢復藥物顯得更為重要。本文通過4a對受γ-射線一次性全身照射后，30 d存活率和抗輻射損傷活性實驗結果顯示，對甲基桂皮丹酚酯具有一定的抗輻射損傷活性，為深入研制成抗輻射損傷藥物提供了依據。4a抗輻射損傷機制是否與清除自由基有關，待今后進一步考察測定試驗小鼠血清以及肝臟活性超氧化物歧化酶（SOD）、谷胱甘肽過氧化物酶（GSH-Px）、過氧化氫酶（CAT）以及MDA含量的改變，從減輕自由基損傷角度進行揭示[12]。
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【關鍵詞】 放射性同位素；輻射；外照射；輻射防護；安全管理
文章編號：1004-7484（2013）-02-1023-02
放射性核素、槍支彈藥、這三樣物品在上海世博會期間被列入管控的范圍。槍支彈藥、我們往往會在電視內、電影上了解被知識，而放射性核素的知識卻很少被提及。2011年日本福島核電站輻射泄漏的事件，使我們在當時又關注起核相關的知識。放射性藥物基于其放射性的關系，一直以來是多方關注的焦點，環保、衛監、公安等部門定期檢查、巡回督察，把其視為洪水猛獸，就怕其出差錯、事故。其實在醫學領域的放射性藥物應用中，放射性核素使用量的大小相比工業上的應用要少很多，選用的核素也較安全。
在國外，放射性藥物的制作成本降低，銷售價格不斷下跌。而國內卻因為國家管控增強，供求關系緊張，價格不斷上漲。通過分析現在醫用放射性藥品相關法律法規，生產銷售使用中的一些實際情況，提出對放射性藥物的一些新的監控方法。提出適時、適量、適當放開放射性藥品的監管，或者對放射性藥品生產行業進行補貼，這樣可以對核醫學的發展有重大的促進作用，也可以降低病人做核醫學檢查的支出。
1 現有管理模式下法律法規
1989年中華人民共和國國務院第25號令《放射性藥品管理辦法》中規定：經衛生部審核批準的含有短半衰期放射性核素的藥品，可以邊檢驗邊出廠。依據國食藥監安[2006]4號《關于印發的通知》中的規定只要持有第IV類《放射性藥品使用許可證》的醫療機構研制12種規定的正電子藥物并自行使用的。這兩項規定推出后正電子類放射性藥物的研制使用已經適當放開。正電子類藥物用于PET顯像，單光子類用于SPECT顯像，無論從醫院普及率、檢查方便程度、公眾認知度，SPECT顯像都優于PET顯像。但我國對于單光子類藥物的研制使用確依舊有著緊箍咒，不如單光子類藥物使用便捷[1-2]。
2 現有醫療機構中放射性藥品分類
在現有醫療機構中放射性藥物的使用可以簡單分為：體外診斷用各種含放射性核素的分析藥盒；體內診斷、治療用一般放射性藥品；采用放射性核素發生器及配套藥盒自行配制的體內診斷及治療用放射性藥品。當然我們有時簡單以放免、顯像、治療這三大塊來分類。隨著醫療技術的發展，求醫人數的增長，放免、顯像、治療這三塊的放射性核素的使用量逐漸增加，但是核素治療是利用放射性藥物β射線，而一般放免或SPECT顯像是利用放射性藥物的γ射線。β射線射程短，穿透力也弱；γ射線射程長，穿透力也強，γ射線防護比較重要。
3 輻射能、照射量及放射性活度
放射性活度的單位是貝克[勒爾]，在平時工作中我們常用放射性活度的值來代表使用放射性藥品的量。比如SPECT骨顯像使用9.25*108Bq的99Tcm-MDP藥物，PET全身顯像使用3.7*108Bq的18F-FDG藥物。單從數量上看，做SPECT骨顯像使用的藥品的量比PET全身顯像時用的量多。但兩者的輻射能不同（18F主要能量是在633.5keV，99Tcm主要能量是在142.7keV），照射量也不同[3]。一次PET全身顯像對人全身的輻射吸收劑量為3.33mGy要高于一次SPECT骨顯像的2.59mGy[4-5]。
4 醫用放射性核素的來源
簡單來說，長半衰期核素是反應堆的產物，短半衰期核素是加速器的產物，SPECT使用的核素是醫用發生器的產物，PET使用的核素是醫用直線加速器的產物。以99Tcm為例，最常用的是凝膠型堆照99Tcm發生器，這類發生器一般一次可以洗脫大約1Ci的99Tcm植酸鹽，如果要保證99Tcm濃度，一天可以淋洗2次。治療直線加速器生產18F離子也很方便，如果需要一次也可以生產1Ci以上的18F離子，一天也可以生產2-3次。在中國的大城市中99Tcm植酸鹽一般由醫藥公司配送（稱為“奶站”供藥），小城市中99Tcm植酸鹽是醫院通過發生器生產（發生器從醫藥公司購買配送），而無論大小城市18F離子則是醫用直線加速器生產（大醫院一般配有醫用直線加速器），這樣可以充分確保藥物的數量與質量[6-7]。
5 放射性核素與醫學
核醫學科的發展離不開放射性核素的使用，相對于美國等發達國家，我國醫用放射性核素還是管制很嚴厲的，有許多種核素被禁用，又有很多種化合物因為沒有藥證而停用。國家是以管控放射性核素的目的來限制醫用放射性核素，避免核素泄漏、盜取等問題[8]，但這也影響核醫學的發展。國內能使用的放射性核素與其合成物，明顯少于美國、英國、德國、日本等發達國家[2，9]。在國內的國家級期刊上，在國際期刊的文獻上，可以看到中國的核醫學同行們也在研究核醫學新藥，只是數量相比國外很少，這就是國家的限制。
6 醫用放射性核素使用與國際接軌
現在大家都在說與國際接軌。醫用放射性核素使用何時能與國際接軌？國家對PET顯像所用的正電子藥物是設當放開的，PET檢查在中國也作為一個高端檢查項目，在體檢或腫瘤篩查中用到。但不容忽視的是PET全身檢查的輻射量大，PET所用藥物18F能量高，輻射不容易被阻擋。特別是在藥物運輸的過程中單個18F的鉛罐重量達15kg，特別不方便。而國家嚴格控制的SPECT顯像所用的99Tcm，輻射能小，防護較容易。SPECT檢查成本只有PET的十分之一不到，這應該得到國家普及和支持，適用于對腫瘤的篩查等。可以向美國等國家學習，普遍性檢查進入醫療保險，并降低醫療服務的價格；特別高端的、稀有的檢查項目價格昂貴，需要自費。
國家允許的PET顯像所用的核素有11C、13N、15O、18F，而能用于SPECT顯像僅有99Tcm、131I、18F，其中18F是正電子藥物，32P已經只能用于敷貼，上世紀時67Ga、143Xe、111In等10多種核素均因為沒有藥證而停產。
再看看國外，放射性核素的品種多，放射性藥物的品種更多[2，3，9]，核醫學能更好的服務于臨床。如果盡快放開對單光子藥物的研制使用，并引入123I、177Lu等核素。增加核素的品種與數量也能解決現在因供求失衡引起的價格上漲。
7 普通公眾對核醫學輻射的理解
受X線類攝影的傳統影響，認為儀器會產生輻射，檢查時間越長，輻射越大。事實上核醫學SPECT儀器并不產生輻射。甚至很多人會誤解，認為核磁共振成像屬于核醫學顯像。核醫學顯像的基本原理是，把放射性藥物引入受檢者體內，儀器負責接收輻射信號。在把放射性藥物引入受檢者體內后，受檢者就是一個新的放射體。產生各種歧義的原因是：由于輻射是看不見、聽不見、摸不著，公眾對未知的東西產生恐懼影響，所以把輻射當做“洪水猛獸”。
在實際情況中，病人在醫院就診的過程中，往往有家屬陪同。現有預約制度的不合理，導致病人與家屬會在短時間內聚齊在一起，而且這個問題在很長一段時間內無法改進[10]。做核醫學檢查的受檢者家屬，往往會受到受檢者對他的輻射，我們稱為臨床核醫學外照射。外照射到底有多少，外照射的對象是兒童又如何防護，值得我們探究。我國應該盡快完善醫院輻射相關基本調查，這有助于相關制度的完善與規范的制定。
8 臨床核醫學藥物的輻射安全
隨著近幾年核醫學的發展，核醫學科在硬件與軟件上逐步完善，人們的防范意識不斷提高，隨著教育的增加，人員水平不斷提高，工作人員責任心提高，各種安全事故鮮有發生。但是核醫學工作中放射性核素的監管是處于外緊內送的，簡單的說外面人員“騙取、偷盜、搶劫”放射性藥物的事情可能不會發生，但是醫務人員“私自攜帶、丟失、挪用”確非常簡單[8]。在前文醫用放射性核素的來源中提到，醫院能很方便地生產1Ci左右的放射性藥物，多余的放射性核素是否正常處理，全憑相關人員個人意識。在臨床使用中，放射性核素出現剩余，也是普遍存在，比如遇到病人檢查改期[10]。據中華醫學會核醫學分會2012年普查數據，45.56%（226/496）的單位以自己制備非正電子藥物，26.29%（46/175）的單位自己制備正電子藥物。全國共有6898人從事核醫學工作，但放化師僅66人，物理師僅41人。持有核醫學大型設備上崗證的從業人員占相應人員比例的36%[11]。如果遇到突發事件，或遇到醫療人員情緒失控，放射性核素是否處理得當，人員本身資質就不到位，追溯將很困難，此時再監管就會出現難題。
放射性藥物的注射應該在注射室完成，因為一些醫療檢查的需求，注射可能會改在輪椅邊、床邊進行。核醫學科的候診室屬于控制區監督區，但是核醫學科機房、候診室等區域屬于監督區[12]，短時間內會達到相同的輻射水平的區域，在環保監管上處于不同的控制級別，這是我們管理上、制度上的不當。特別指出中國疾病預防中心等曾經對正在使用的鉛屏風等防護材料進行檢測，部分被檢測品已經在國家標準以下仍在使用，部分地方輻射安全防護不到位[13-15]，這主要是因為現有標準對防護用品檢測的方法復雜，標準品難以找到，國家也沒有提供強制檢驗等。
此外放射性殘留物的處置，現階段是累積到一段時間或一定量后，由地方環保局回收的方法。但是環保局是否完全回收了所有廢棄物，這個廢棄物量的控制全在醫院。放過一定半衰期以后的放射性廢物其放射性水平接近本底，或已經達到本底水平，通過醫療廢棄物進行處置，也完全符合舊規。
總的來說，醫用放射性核素處于內松外緊的監管，相關規范制度不少，但是漏洞也不少，一些制度略有不合理，在一些相關措施上還有許多值得改進的地方，需要在一系列的調查研究后完善放射性核素的安全管理制度，以更好地應用于社會。
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關鍵詞：生物監測 內照射 劑量估算 不確定度
內照射個人監測是對體內或排泄物中放射性核素的種類和活度[1]，以及利用個人空氣采樣器對吸入放射性核素的種類和活度進行的測量及對結果的解釋。GBZ 129—2016《職業性內照射個人監測規范》[1]提到，對于在控制區工作并可能有放射性核素攝入的職業人員，應進行常規的內照射個人監測，如有條件，可對所有受到職業照射的人員進行個人監測。為了估算輻射劑量，模型是必需的，以模擬外照射的幾何條件、攝入核素的生物動力學特點和人體[2]。通過判斷和評價，從一系列實驗性調查和人群研究中建立了參考模型，選取了必要的參數值。國際輻射防護委員會（ICRP）已推薦了相關模型，并進行了多次修訂[2]。出于監管的目的，這些模型和參數值都是固定的，不受不確定度的影響。評估與監測程序相關的不確定性，有助于最優化地設計監測程序[3-7]。評估有效劑量估算中的不確定度時，應該著重考慮與材料相關的模型參數值，但是與個人相關的模型參數值應該固定在其參考值。我們綜述了基于生物監測內照射劑量估算的不確定度的重要來源，主要包括為了確定體內或生物樣品中某種核素的活度而進行測量的不確定度，用來解釋生物監測結果照射情景的不確定度，用來解釋生物監測結果生物動力學模型和劑量學模型的不確定度[8]。1 測量中的不確定度研究發現，測量中的不確定度對劑量估算的影響最明顯[9]。國際原子能機構在有關報告中討論了體內或生物樣品中某種核素活度測量的不確定度[10-11]。盡管這些報告中或其他地方列出了生物監測方法的例子，但迄今為止，尚沒有標準的直接或間接生物監測的測量程序。測量程序和探測器的選擇由感興趣核素、探測限、預算經費等因素決定。所有用來量化某種核素活度的程序都是隨機誤差和系統誤差的來源。UNCERTAIN-TIES等[12]在2010年中做出了一個針對內照射劑量估算的綜合性的報告，這份報告詳細地闡述了測量中的不確定度，測量中的不確定度主要是由計數統計、刻度程序的有效性、源可能的污染、測量系統及本底的隨機變化等造成。
通常，關于測量中的總不確定度被描述為一個區間，在某一置信度下，被測變量的值位于該區間內[13]。在估算測量中的總不確定度時，為了準確獲得這個來源對不確定度的貢獻，單獨對待每一個不確定度的來源是很重要的。每一個單獨的對不確定度的貢獻被稱為一個不確定度分量。
某一被測量的測量不確定度分量可以分為兩種主要類別：A類和B類不確定度[12-15]。本質上，A類分量是在一系列觀察中通過對變量的統計分析而評估出來的，B類分量一般是通過利用所有可得到的相關信息進行科學判斷而評估得到的。測量全身或生物樣品中核素的活度時，A類不確定度通常指由于計數統計而產生的和可以用泊松分布描述的那部分不確定度。B類不確定度通常指與不確定度相關的所有其他來源的不確定度。
體外監測時B類不確定度包括樣品體積或重量的量化、稀釋和移液而產生的誤差、溶液儲存時的蒸發、刻度用標準源的穩定性和活度、放射性示蹤劑和感興趣放射性元素化學回收率的相似性、空白校正、本底核素排泄貢獻和波動、電子穩定性、光譜分辨率和峰重疊、樣品的污染和雜質、計數時源的位置、刻度模型的密度和形狀的變異及刻度時均勻性的假定[16]。這些不確定度適用于測量樣品中核素的活度。測量排泄物時，通過測量樣品中的活度可以估計受試者24 h之內的平均排泄率，以與模型的預計相比較。如果樣品是<24 h的，樣品應該被標準化到等效24 h的值。這就引進了額外的B類不確定度，與生物變異和采樣操作有關的，而且可能要大于測量樣品活度時產生的不確定度。為使采樣不確定度最小化，文獻[17-18]在有關尿液中钚的分析及室內氡暴露的研究中，對采樣方案專門進行了設計。對某些核素來說，為了達到足夠的靈敏度，還需要對數天的排泄物進行分析[19]。
體內監測可以在不同的幾何條件下進行（全身測量、局部器官或局部位置的測量例如肺、甲狀腺、頭顱、肝臟或一個傷口）。每一種幾何條件都需要專門的探測系統和刻度方法。國際原子能機構[10]和國際輻射單位與測量委員會[20]先后出版了關于體內監測方法的報告，在報告中詳細討論了測量的靈敏度和準確度。
體內監測的B類不確定度包括計數幾何誤差、計數時被測者和探測器的相對位置及被測者的微小動作、胸壁厚度的確定、體模和被測個人器官的差異、來自身體鄰近區域的沉積的放射性物質的干擾、光譜分辨率和峰重疊、電子穩定性、來自其他核素的干擾、本底輻射的變異性、刻度時標準放射性核素的活度、被測者表面污染、人體中存在的天然放射性核素的干擾及刻度源的不確定度[10-16]。
對局部測量來說，因為受身體其他部位輻射的影響，通常很難以一個具體器官中的活度來解釋結果。解釋這種測量結果時需要假設核素及其在體內產生的放射性子體的生物動力學特征。在刻度肺部測量系統時，一個基本的假設就是核素在肺內的沉積是均勻的，但實際上沉積大部分情況下都是不均勻的。粒子在肺內的分布與粒子大小、呼吸率及受試者健康有著密切的關系[21-22]。
與計數統計相關的測量誤差（A類不確定度）隨活度或計數時間的增加而減少，而B類不確定度大部分與活度或計數時間無關。當活度水平較低，接近探測限時，A類不確定度就占有優勢。對容易探測到的核素，B型不確定度則占有優勢。與各種來源不確定度相關的、可測量的生物監測量的分布貢獻可以用對數正態分布來進行描述，并可用幾何標準差來量化不確定度。可測量的生物監測量的分布幾何標準差常被稱為散射因子。已經使用貝葉斯方法以及頻率論（經典）方法進行了很多不確定度研究。在計算與內照射相關核素攝入量及待積有效劑量時，必須要考慮散射因子[23-26]。2 照射情景中的不確定度照射情景包括攝入途徑、攝入時間模式、攝入體內核素、沉積核素的化學和物理形式。
2.1 攝入途徑
在臨床實踐中，經常會遇到攝入途徑未知以及基于保健物理記錄或可獲得生物監測資料無法辨別攝入途徑的情況。在缺乏明確信息的情況下，通常假設職業照射情況下攝入是通過呼吸道途徑而發生的，因為在職業環境下攝入核素最常見的途徑是通過呼吸道。假設的攝入途徑對劑量估算會產生很明顯的影響，當估算的劑量較大時應對攝入途徑加以調查。
2.2攝入時間模式
攝入時間模式的不確定度有可能是估算劑量中重要的不確定度來源，某些情況下也可能對估算劑量一定影響。在常規監測周期中，攝入時間是未知的，通常認為攝入發生在監測周期的中點，或者對應于每個攝入時間的攝入量都可計算和平均，或者假設在整個監測周期中攝入率是一個常數。研究顯示，常數攝入率是這3種攝入情景中唯一一種可以對真實攝入量提供無偏估計的攝入情景[27-28]。
2.3 攝入核素的構成情況
對工作環境中的部分放射性核素進行監測時，關于源項的假設（核素的成分和其相對豐度）可能也是不確定度的重要來源，在很多情況下，工作人員暴露在同一種化學元素的多種同位素的環境中，但是監測時只監測了這些同位素中的一種。例如，通過測量235U來進行肺中鈾的監測就建立在豐度水平的假設上。在其他情況下，某種核素的職業照射的估算基于肺中一種子體核素的監測結果而進行。例如，通過測量一種子體核素來監測232Th基于工作人員暴露物質中232Th衰變鏈中核素的平衡。另外，一些核素的暴露基于測量工作環境中存在的替代性核素。
2.4 粒子大小
粒子大小有可能是不確定度的一個重要來源，因為它可以影響粒子在呼吸道途徑中的沉積。尿液和糞便的排泄率受粒子大小的影響，因為粒子的大小影響未被吸收的粒子向消化道的轉移。多模態氣溶膠在一些工作條件下可以被工作人員通過呼吸道吸入而進入人體[29]。3 生物動力學模型的不確定度生物動力學模型在輻射防護中常用來預測體內某種核素的分布及滯留、尿和糞便中某種核素的排泄率隨時間的變化情況。利用這些模型可以導出吸入或食入某種核素后的劑量系數。還可以提供攝入某種核素后該核素從尿或糞便中的參考排泄率。在輻射防護領域中，ICRP推薦的放射性核素生物動力學模型引入的不確定度是可以接受的[1]。該生物動力學模型包括兩個在不同程度上互相獨立的部分：其一是吸收入血，即吸入或食入的放射性核素從胃腸道或呼吸道轉移到血液中的量；其二是分布和滯留，即放射性核素從血液中轉移到各器官、各組織中的量及在各器官、各組織中的半滯留期。
3.1 與生物動力學模型結構相關的不確定度
某種元素或化合物的生物動力學模型的可信區間不僅取決于與模型參數值有關的不確定度，也取決于與模型結構有關的不確定度。當結構對已知過程過分簡化時，這樣的不確定度就會增加。因為模型中忽略了未知的過程，或者因為模型的建立是基于數學方便，而缺乏對實際過程的考慮。幾乎所有放射性核素的生物動力學模型都存在這樣的不足之處。
3.2 人體數據利用中的不確定度的來源
生物動力學模型最好基于人體內某種元素的分布和排泄隨時間變化的特點而建立。對大部分的基本元素而言，這種類型的直接信息是可得到的，一些重要的非基本元素也是如此。放射性核素生物動力學模型建立發展過程中，穩定元素在參考器官中的含量是一個重要的工具。它是通過對在環境中低劑量接觸或在職業環境中較高劑量接觸該放射性核素的人員進行尸體解剖測量而得到的[30]。這些數值通常用來調整生物動力學模型的參數值，或者引入新的模型要素，以使報告的攝入值、全身核素含量和穩定元素的排泄之間達到平衡。
3.3 生物動力學資料種屬間外推的不確定度
生物動力學資料在種屬間進行外推時已被證實是一個不確定的過程，盡管哺乳動物物種間在結構、功能和生化方面具有很大相似性，基于生理的模型可以為數據從實驗室動物外推向人類提供合適的背景。
3.4 生物動力學資料元素間外推的不確定度
某種元素的生物動力學模型的建立是基于局部或全部化學性質相似的元素的資料，在經驗證據的基礎上，化學類似物常常表現出密切的生理上的相似性。如果一個化學類似物被證明是一個好的生理類似物，將人體數據應用在化學類似物會比將動物數據應用在感興趣核素上更好。
3.5 由于人群的變異性所導致的中心估計的不確定度
這里的不確定度指的是不了解一個人群的中心值，變異性指一個人群中不同成員間的定量差異。盡管不確定度和變異性是不同的概念，一個人群中生物動力學特征的變異性常常是導致生物動力學量中心估計不確定度的一個重要因素。人群中放射性核素、放射性藥物或化學物的生物動力學的變異性似乎來自許多不同的生理因素或環境的調節宿主因素，如年齡、性別、懷孕、哺乳期、運動、疾病、壓力、吸煙和飲食等。個體間較大的生物動力學變異有時并無明顯的環境差別，提示這些變異可能是遺傳性的。在現實中，遺傳因素和環境因素動態地相互作用，使得進入體內的物質的表現形式有相當大的變異。4 劑量學模型中的不確定度在輻射防護領域中，ICRP推薦的放射性核素的劑量學模型引入的不確定度是可以接受的[1]。劑量學模型常常被用來估算由于體內核素的核轉變而發射的輻射所致的平均吸收劑量。吸收劑量是針對具體的靶區域而進行計算，一般認為靶區域具有輻射敏感性。在平均吸收劑量中應用輻射權重因子和組織權重因子確定當量劑量和有效劑量。權重因子賦以指定的參考值，并且認為其是一種確定性的變量。例如與估計某器官的當量劑量有關的不確定度就是指那些與基礎的平均吸收劑量相關的不確定度。