核医学是研究核素和核射线在医学上的应用及其理论的学科^[1], 其特点是将放射性药物引入机体, 因此核医学实践过程中放射线的来源主要是各种放射性药物, 为非密封源^[2], 可经由消化道、呼吸道、皮肤黏膜或伤口进入人体, 在体内发射β或γ射线引起内照射。根据中华医学会核医学分会2014年开展的全国核医学普查(数据覆盖了我国大陆30个省、自治区、直辖市)^[3], 截至2013年12月31日, 我国从事核医学专业相关工作的科室838个, 开展核素治疗的医疗机构为610个, 开展放射免疫分析检测的科室356个, 共有8678人从事核医学工作。

我国幅员辽阔，医院数量多且层次参差不齐，尤其是某些大医院的核医学科工作人员工作时间较长，工作量较大，各地各医院核医学工作人员由于吸入所导致的内照射剂量差别可能较大。有关调查^[4]表明，吸入放射性气溶胶所导致的内照射是核医学工作人员职业照射的重要组成部分，必须予以重视。掌握我国核医学工作人员所受内照射状况，对完善个人监测制度，保护放射工作人员健康，促进放射医学学科发展都具有极其重要的意义。

内照射监测的方法有全身或器官中放射性核素的直接测量、排泄物或其他生物样品分析、空气采样分析^[5]。近年来，国内外通过上述方法开展了一系列研究，国外研究较多，我国相关的报道很少。本文就核医学科工作人员内照射的研究进展进行综述。

1 有关组织和国家对内照射个人监测的要求

ICRP 78号出版物^[6]规定，根据工作负荷、探测器的灵敏程度及监测方法的可行性，应以7 d、14 d或30 d为周期对甲状腺中活度进行监测。IAEA安全导则RSG-1.2^[7]规定，若经验表明，职业照射情况下，每年因吸入放射性核素所导致的待积有效剂量不可能超过1 mSv，那么个人监测是不必要的，但应进行场所监测。同时强调处理操作大量的放射性核素，如使用¹³¹I为患者进行放射治疗的工作人员应进行常规的内照射个人监测。当由于摄入放射性核素所致的年有效剂量超过1 mSv时，应进行职业性内照射监测。法国劳动法^[8]要求通过空气采样来判断核医学工作人员是否会由于吸入而发生内照射。瑞士^[9]规定工作人员内照射有效剂量大于0.1 mSv /a时，要求做内照射个人监测。美国核管理委员会(NRC) ^[10]要求对接受超过¹³¹I年摄入限值(ALI) 10%的工作人员进行常规的监测(ALI为可以导致50 mSv的年有效剂量对应的摄入量)。NRC Regulatory Guide 8.20^[11]建议对核医学工作者进行一年四次的监测。我国GBZ 129-2002^[5]仅有原则规定，对从事大量放射性同位素生产及处理大量¹³¹I标记的放射性药物的作业人员，应进行常规的内照射个人监测。GB 18871-2002^[12]规定，注册者、许可证持有者和用人单位应对可能受到放射性物质体内污染的工作人员(包括使用呼吸防护用具的人员)安排相应的内照射监测，以证明所实施的防护措施的有效性，并在必要时为内照射评价提供所需要的摄入量或待积当量剂量数据。

2 空气采样分析

泰国Jiemwutthisak P等^[13]采用装有碳浸渍纤维滤膜的个体空气采样器，以3 L /mim的流量分别在热室、治疗室、放射性废物收集区域及废水处理站采样，采样时间180 min。使用两台碘化钠γ计数器分别测量滤膜活度一次，每次测量10 min，以进行对比验证。结果表明，两台计数器的测量结果一致，表现出高度相关性(r = 0.99)。通风柜处的浓度最大，为32 Bq /m³。调查还发现，经过3.7 ~ 7.4 GBq的¹³¹I治疗的患者所在隔离病房内空气中的¹³¹I活度与给药活度相关(r = 0.97)。治疗剂量为3.7 ~ 7.4 GBq时，对应的活度浓度为11.63 ~ 31.9 Bq /m³，比导出空气浓度(DAC)低13倍。

美国Amy Kopisch等^[10]报道，通过工作人员佩戴装有活性炭滤膜的个人空气采样器，采集了4家核医学中心的工作人员呼吸带的7份空气样品，使用井型计数器对采样后滤膜的活度进行测量，得出空气中¹³¹I的浓度，进一步估计工作人员气态¹³¹I的摄入量。结果表明，在操作和给药5.74 GBq(155 mCi)的¹³¹I时，空气中¹³¹I的浓度为2400 Bq /m³。一名工作人员一年内需要给药222 GBq(6000 mCi)的¹³¹I，才能达到NRC规定的生物监测的触发水平。

法国Damien P等^[14]在核医学科多个地点进行空气采样，以评估核医学科诊断场所和治疗场所空气中的放射性核素气溶胶的污染状况，结果发现，诊断场所空气不存在污染，治疗场所空气存在污染，平均每人每年通过吸入而导致的有效剂量为0.4 mSv，每年内、外照射所致平均有效剂量为2.4 mSv。

巴西Carneiro LG等^[15]将装有高效活性炭滤膜的固定空气采样器，放在分装和给药的放射性药物实验室内进行采样。采样高度为1.5 m，采样流量为1 L /min。每个样品采集1 h，每个采样点采集4份样品，四个采样点共采集了16份样品。使用堪培拉高纯锗同轴半导体探测器对样品进行γ能谱分析，监测结果显示最大浓度为19 Bq /m³。Carneiro LG等在文中列出了每天不同的接触时间情况下所对应的导出空气浓度(DAC)。接触时间越短，对应的导出空气浓度(DAC)越高。

张震等^[4]在三家医院内，使用装有碘盒的固定空气采样器在¹³¹I分装和患者服药时进行采样，采样点位于工作人员站立地表面向上1.5 m处的呼吸带，采样流量为0.4 m³ /min，采样时间平均为4 h。用γ谱仪依据有关标准^[16-17]进行测量，结果表明: ¹³¹I活度浓度范围5.8 ~ 320 Bq /m³。估计每年吸入所导致的待积有效剂量最大值和平均值分别为0.44 mSv和0.18 mSv。

3 全身或器官中的放射性核素的直接测量

瑞士Bailat C等^[18]报道了对表面污染监测仪进行刻度的方法，使用刻度好的表面污染监测仪对工作人员甲状腺中¹³¹I的活度进行筛查测量，如果筛查测量的结果显示阳性，则由经过认证和许可的剂量机构进行摄入测量^[19]。

巴西Vidal MVS等^[20]对甲状腺功能测定仪进行刻度，得出不同距离处的刻度系数。并推荐了测量工作人员甲状腺中¹³¹I活度的标准方法: 20 min的甲状腺计数时间，探测器距离颈部20 cm，监测周期14 d。若甲状腺活度呈阳性结果，则采集尿样，以得到关于核素摄入量的准确估计。

波兰Krajewska G^[21]将含有NaI(Tl)闪烁探头的便携式监测装置，与配套的装有专门软件的笔记本电脑连接起来一起使用，监测了波兰2012年操作¹³¹I和^99mTc的核医学科近100名工作人员甲状腺中的¹³¹I和^99mTc的活度。监测时探测器距离颈部10 cm，计数300 s。结果表明，所有操作¹³¹I人员的甲状腺内的活度范围为70 ~ 4000 Bq，但只有一部分操作^99mTc的工作人员的甲状腺内测到了放射性活度(50 ~ 1800 Bq)，其余人活度值低于最小探测活度(MDA)。基于测量结果，并且假设甲状腺内¹³¹I活度一年之中保持恒定不变，可计算出由于吸入放射性核素¹³¹I和^99mTc所导致的最大剂量小于1 mSv，与¹³¹I相比，由于吸入^99mTc而导致的待积有效剂量可以忽略不计。

巴西Lucena EA等^[22]对γ相机和全身计数器进行刻度，测量7名工作人员操作核素后24 h甲状腺中¹³¹I的活度，并使用高纯锗探测系统测量工作人员操作核素后的24h的尿样中的¹³¹I的活度。分别根据尿中和甲状腺中的活度计算摄入量，进一步计算有效剂量。文章对比了两种方法计算的结果，由甲状腺测量推算的有效剂量为由尿推算的有效剂量的2 ~ 6倍，ICRP 78号出版物^[6]指出，在剂量估算时，如果有可利用的甲状腺监测的资料的话，与尿样得到的数据相比，它是更可取的。

何力华等^[23]使用钢室屏蔽全身计数器活体测量和人体甲状腺中125 I的直接测量方法，报告了北京市28个单位231名放射工作人员(核医学152人，¹²⁵ I标记79人)的内照射个人监测及剂量估算结果，发现被污染者138人，占总监测人数的59.7%，受到污染的138名放射性工作人员的年个人待积有效剂量当量在2.2 × 10^-3 ~ 2.2 mSv范围内。

4 生物样品(尿)分析

巴西Velasques De Oliveira SM等^[24]在病人服药之后，采集工作人员的尿样，收集到塑料瓶中。塑料瓶上标清人员的姓名、采集日期和时间。瓶子在转运至实验室前需保持冷藏状态。用塑料袋密封瓶子，使用高纯锗探测器测量1 h并记录光谱，结果发现，7名工作人员尿中的¹³¹I呈阳性，用该方法定量测量核医学科工作人员¹³¹I的摄入是很灵敏的。

韩国Noh S等^[25]为估计操作¹⁸F-FDG的工作人员的摄入量和待积有效剂量提出了一种方法，对操作¹⁸F-FDG后的工作人员进行现场首次的尿样采集，而不用将首次尿样标准化到1天的尿样，使用便携式电制冷高纯锗谱仪测定尿样中的活度并建立了现场尿排泄函数Eus(t)。通过测定现场首次尿中核素的活度计算摄入量，进而计算待积有效剂量。这种方法适合于所有较短半衰期的核素。

5 总结与展望

各国核医学科工作人员内照射研究的核素主要是核医学科常用的核素¹³¹I、^99mTc和¹⁸F，以¹³¹I引起所致内照射的研究最多。各国利用空气采样分析方法测得的¹³¹I活度浓度范围在5.8 ~ 2400 Bq /m³之间，所对应的采样仪器、滤膜、滤膜活度的测定方法、采样位置、工作人员工作条件等均有所不同。对甲状腺功能测定仪、便携式谱仪、γ相机和全身计数器等进行刻度，可对工作人员甲状腺中¹³¹I的活度进行直接测量。

与外照射个人监测相比，内照射个人监测方法多样，且易受多种因素的影响。测量仪器在使用前需经过复杂的刻度，刻度的准确性影响测量结果的准确性。尿样在储存、运输，测量等过程中要求也较高。空气采样同样易带来不确定度^[7]。摄入时间的准确估计对剂量的估算有很大的影响，应基于尽可能多的信息去估计摄入时间。

20世纪80年代以来，我国放射工作人员外照射个人监测覆盖率稳步提高^[26]，我国在内照射监测方面也先后制定并发布了一系列标准^{[5, 27-28]}，但由于种种原因，内照射监测工作在大部分地区尚未得到开展。我国应开展内照射监测与剂量估算的相关研究工作^[26]，深入探讨适合我国国情的内照射监测方法，重视核医学科及其他相关工作人员的内照射问题，而不单单是佩戴个人剂量计进行外照射个人剂量监测。学习瑞士^[29]等国家，建立国家内照射个人剂量监测及登记系统，将内照射和外照射监测的结果加起来，以反映核医学工作人员真正的有效剂量。相信在不久的将来，随着放射医学界的共同努力和研究的进一步深入，核医学科工作人员的内照射个人剂量监测工作将会在我国逐渐开展起来。