1 引言

正电子发射扫描仪(Positron Emission Tomograph, 下简称为PET)是目前最先进的核医学影像设备, 1992年在美国列为十大医学生物学高科技榜首。PET采用¹⁸F等发射正电子的放射性药物作为示踪剂, 通过测量正电子在体内的湮没辐射建立精细结构的图象。这种方法能从机体代谢的分子水平了解体内各种生理、生化、病理信息, 从而探测和识别先于组织器官结构变化而发生的代谢改变。我国于最近几年开始从国外引进PET设备, 并有迅速增多的趋势。PET所用放射性药物均为短寿命核素(半衰期从124s~2h), 所以使用PET的医院多半同时配备专门生产同位素的小型回旋加速器, 以及配套的放射化学实验室。因此PET的建设成本十分昂贵, 达数千万元人民币, 并且对医院放射防护提出了新的要求。国内绝大部分医疗单位对PET和回旋加速器的防护性能比较陌生, 在设备引进建设中不容易做到防护最优化, 有可能因防护设计过于保守造成资金浪费, 或者是防护设计有缺陷为未来工作留下隐患。本文根据国家关于建设项目放射防护评价报告书所要求的内容和对国内某些医院建设PET中心所做防护评价报告的体会, 从源项分析入手, 对PET及其配套加速器引进建设中的防护进行了较为详细的分析, 以期望对合理使用资金, 保障工作人员、受检者和公众的健康安全有所裨益。

附图所示为一个PET中心所包括的与放射有关的实验室:

2 辐射源项和照射途径分析

由回旋加速器生产的放射性同位素经化学合成后成为放射性药物, 通过质量检验后注射给受检者, 然后进行PET扫描。回旋加速器室、放射化学实验室、病人准备室、PET扫描室构成了主要的放射性场所。而控制室、质量检验室、血液室不含有或使用很少的放射性物质, 从防护角度可较少考虑。

2.1 回旋加速器室

回旋加速器生产放射性同位素的基本原理是使质子在电磁场作用下加速, 达到一定能量时引出并轰击靶材料, 通过核反应生成放射性核素。核素的种类和产额取决于加速器能量、束流强度, 以及靶材料的性质。目前与PET配套的最常用的加速器能量为11~16MeV, 束流强度30~50μA, 如德国西门子公司或美国CTI公司生产的RDS系列。其生产的核素及有关参数见表 1。

这些核素中用量最大的是¹⁸F, 占总用量的90%以上, 就一个PET中心而言, 其日用量不超过3.7×10¹⁰Bq。辐射源项主要为回旋加速器运行时产生的放射性核素和伴随产生的中子, 中子活化产物, 以及中子在慢化吸收过程产生的高能γ光子。照射途径主要是穿过加速器室屏蔽墙、门和屋顶的中子和高能γ射线对室外人员的外照射。

2.2 放射化学实验室、病人准备室及PET扫描室

放射性药物将依次在这几个室进行合成、分析、给受检病人注射药物和作扫描检查, 其用量和活度随着过程逐步降低。照射途径为β⁺对皮肤的照射和湮没后产生的0.511MeV光子穿过合成箱、容器和病人躯体对工作人员的照射。

2.3 气、固、液态放射性污染

气态放射性污染主要是加速器厅内被中子活化的气体, 如¹¹C、¹³N、¹⁵O和⁴¹Ar等, 和放化实验室放射性药物合成过程中残存的放射性气溶胶物质。这些会对工作人员造成β、γ浸没外照射和少量的因吸入引起的内照射。液态放射性污染主要源自于射性药物的制取和使用过程, 也有可能因泄漏等原因造成对工作场所的污染。固态放射性污染主要来自热室中制取放射性药物的残留物。液、固态放射性废物将引起β⁺、γ外照射和皮肤沾染。另外加速器离子源、准直器和靶周围材料也可能被活化, 对停机后进入加速器厅内的人员产生外照射。

3 PET及其配套设施的防护评价

根据上述分析, 可以将PET及其配套设施分成两类进行防护评价, 一类是针对外照射源项和照射途径, 评价屏蔽设计的效果, 如加速器室、放射化学实验室、病人准备室和PET扫描室等。另一类是对放射性废物进行防护评价。

3.1 外照射的防护屏蔽 3.1.1 加速器室

由表 1中核反应一栏可知, 回旋加速器在生产放射性同位素的同时也产生中子。中子的发射率可以由靶的产额估计。以¹⁸F为例, 由核反应式¹⁸O(P, n)¹⁸F知中子的发射率应与¹⁸F的生成率Y₀相同, 计及辐射过程中¹⁸F的衰变, 辐照时间t后¹⁸F的产额A(即加速器辐照停止时¹⁸F的活度)应为:

(1)

生产3.7×10¹⁰Bq的¹⁸F需要照射时间t=60min, ¹⁸F的半衰期T=110min, 带入上式解得, Y₀ =1.18×10¹¹n/s, 此即为中子的发射率。

如果屏蔽不够, 中子本身以及在慢化吸收过程中产生的高能γ射线将对人员产生外照射。目前与PET配套的回旋加速器均带有用铅和含硼聚乙烯作成的自屏蔽系统, 使屏蔽体外的中子和γ辐射水平大大降低, 因此加速器厅的屏蔽厚度相对医用电子直线加速器要简单。自屏蔽系统可开启和关闭, 只有当自屏蔽系统关闭时加速器才能运行。加速器出厂时厂方将给出以靶为中心自屏蔽体外某些参考点处中子和γ射线的能量及当量剂量率, 这些数据是计算加速器室屏蔽墙、门和屋顶的厚度的依据。设在参考点r₀处的中子和γ射线当量剂量率分别为Hn、Hg、(μSv/h), 屏蔽材料的厚度为x, 则在点R处中子和γ射线当量剂量率的总和H_R(μSv/h)可按下式计算:

(2)

式中TVLn和TVLγ为屏蔽材料对中子和γ射线的十分之一值减弱层厚度。对能量为11MeV回旋加速器, 穿过自屏蔽的中子和γ射线能量的平均能量分别为5MeV和8MeV, 相应的TVLn和TVLγ见表 2。

如设某参考点r₀处的Hn和Hg、分别为4μSv/h和16μSv/h, 屏蔽墙采用53.56cm厚水泥, 则距靶心3.75m处的当量剂量率可降为H_R=0.50μSv/h。

3.1.2 放射化学实验室

加速器生产的核素被送到该室合成放射性示剂。放射性核素种类包括¹¹C、¹³N、¹⁵O和¹⁸F等, 均属于低毒性组放射性物质。其中用量最大的为¹⁸F, 最大日操作量为3.7×10¹⁰Bq, 因此可以根据¹⁸F的用量和性质考虑防护设计。¹⁸F的有关参数见表 3。

依据这些参数和实验室的大小可以对热室(操作箱)和屏蔽墙的防护性能进行估计。例如设热室壁厚为6cmPb, 相当于12个半值层, 衰减倍数为2.44×10^-4, 则热室外1m处的剂量率为1.36μGy/h; 离源3m、厚度为20cm的水泥墙外剂量率为3×10^-3μGy/h, 可以忽略不计。即使有3.7×10¹⁰Bq的¹⁸F在热室外操作, 按上述的距离和墙厚估计, 剂量率也仅为0.12μGy/h, 相当于天然本底水平。

3.1.3 操作室和PET扫描室

受PET检查者将在这两个室中注射放射性药物和接受检查。病人一次注射药物¹⁸F的活度约为3.7×10⁸Bq(10mCi), 由于受检者的体吸收, 离病人1m处当量剂量率约为30μSv/h。利用这些参数和表 3中数据即可评价屏蔽效果。

3.2 放射性废物的防护评价

在加速器运行和放化操作过程中还会产生少量的放射性气体、气溶胶及液、固体废物, 有可能因吸入、食入和表面污染引起工作人员内外照射。放射性废物排放后有可能污染环境和对公众产生照射。由于回旋加速器被封闭于自屏蔽体内, 泄漏中子很少, 由此产生的放射性气体对场所和环境的影响可以忽略。丹麦技术大学D.E.Paulsen等人采用经过精心设计和刻度过的空气监测仪在哥本哈根大学医院PET中心监测了气体中¹³N、¹⁵O、¹⁸F放射性浓度和采用擦拭法和NaI探测器测量了表面沾染, 估计了相应的有效剂量。结果表明工作场所的放射性气溶胶产生的照射可以忽略。表面污染对工作人员的最大照射部位在手部, 年当量剂量在0~8μSv^[4]。由于各个PET中心生产和使用放射性药物的方式、种类和用量都基本相同, 所以D.E.Paulsen的监测结果具有普适性。可见因PET使用产生的放射性废物引起的照射并不重要。

4 结论和建议

PET中心作为开放性放射源工作场所和使用小型回旋加速器, 使得建设过程中的防护设计显得比较复杂。但由于放射性核素的日用量较少(＜3.7 ×10¹⁰Bq)、寿命短(几分钟至2小时), 并且多为低毒性, 可按照乙级放射性工作场所的要求考虑防护。PET中心对公众的影响并不大于工作量大的^99mTc核医学应用实践。防护设计和评价的重点应针对某些实验室的外照射屏蔽, 如加速器室、放射化学室、受检者准备室和PET扫描室等。放射化学室和加速器厅内的通风和污水处理可参照相应级别的放射性实验室设计。对没有配套回旋加速器的PET项目, 可按普通核医学科的防护要求进行评价。

本文未涉及潜在照射、加速器安全、建立防护措施和规章制度、剂量监测、质量保证与质量控制等内容。在实际的防护评价中, 应当予以考虑。