个人监测两个标准的有效实施是加强我国放射工作人员职业健康管理的关键技术。目前国家职业卫生标准GBZ 128[1]和GBZ 129[2]实施中均遇到了不同程度的问题。除核工业系统外,内照射个人监测规范GBZ 129在我国几乎没有实施;外照射个人监测中也面临介入操作人员剂量计佩戴和剂量评价的技术问题;因此,本文诠释个人监测国家标准的关键技术,并概况相关国际新标准的新概念和新方法,希望能提升放射工作人员的职业健康管理水平。
2 外照射个人监测的技术难点和重点介入操作人员的个人监测问题是国内外在外照射个人监测的技术难点和热点。2018年ICRP139号出版物[3],综合分析国际上这方面研究工作的进展,特别是美国和欧共体在这方面的专题研究成果,提出了解决这一难点和重点问题的途径。
2.1 国际监测方法研究的现状国际上这方面研究范围较广,下面仅重点介绍介入操作个人监测中急需解决的剂量计佩戴方式、位置及剂量评价方法、剂量计佩带位置的再现性和眼晶状体剂量监测等方面的内容。
2.1.1 剂量计佩戴方式及位置ICRP 早在2000年85号出版物[4]就建议对介入操作工作人员使用两个剂量计监测,一个在铅围裙上,一个在铅围裙下,以更好地估计有效剂量。此外,美国国家辐射防护和测量理事会(NCRP,2010)也推荐使用双剂量计方法,因为它提供了有效剂量的最佳估计值,以便与随机效应的剂量限值进行比较,并提供了更好的职业防护评价指示。
虽然双剂量计方法提供了有效剂量的估计,但有研究人员认为有效剂量评价方法难以达成国际共识、临床医生佩戴两个剂量计持续正确佩戴较难和成本更高等缺点。介入临床医生有时可能会颠倒两个剂量计的位置,而这两个位置的剂量可能相差10倍以上,这样可能出现铅围裙内外剂量混乱的情况,特别是管理不好时可能更严重。
有学者提出了一种实用的方法,首选在围裙上面衣领处佩戴单个剂量计。只有当其读数超过一年内确定的剂量水平时,才会佩戴第二个剂量计。对领口剂量计的读数,再考虑受被屏蔽器官的因素校正后可提供有效剂量的指示。
有学者研究领口剂量计的Hp(10)与来自Monte Carlo模拟的有效剂量值之间的关系,建议:佩戴铅围裙但甲状腺未防护的情况修正系数在0.011和0.18之间;佩戴铅围裙,也佩戴甲状腺防护设备时则在0.02 和 0.083 范围。
2.1.2 眼晶状体剂量监测ICRU(1992)推荐了用于眼晶状体的剂量测定的实用量,个人剂量当量 Hp(3)。虽然Hp(3)非常适合于评估眼晶状体的剂量,但许多国家尚未建立Hp(3)剂量计的校准方法(包括我国)。ICRP 103(2007a,Annex B)和116(2010),对光子照射,建议使用实用量Hp(0.07)监测眼晶状体剂量。有学者使用真实的光子和β辐射场,比较了眼晶状体的当量剂量在三个建议深度(0.07,3和10 mm)实用量的相应值。作者得出结论,Hp(0.07)和Hp(3)对于X射线场在平板模型上校准都足以模拟反向散射。
关于Hp(10)测量眼晶状体剂量的适用性研究表明,对于平均能量高于44 keV,通常使用的四种不同能量荧光和CT引导介入操作,用光激发光(OSL)晶体剂量计测量的Hp(10)和Hp(0.07)之间的差异低于10%,但是当光子谱平均能量为36 keV时差异增加到约17%。国际原子能机构(2013)和国际标准化组织(ISO 15382,2015)提出,一般来说,对光子辐射不但Hp(0.07)可以用作Hp(3)的近似估算,而且Hp(10)也可以用作Hp(3)的近似估算,但只有当光子平均能量在40 keV以上,并且光子主要从前面入射时才能这样评价。ISO和IAEA(IAEA,2013,2014b;ISO,2015)已经提供了眼晶状体的监测程序。
我国的GBZ 128规定:若无符合Hp(3)定义的商品剂量计,或无校准Hp(3)剂量计的条件,可用 ICRP推荐的方法用Hp(10)或 Hp(0.07)剂量计的监测结果参考 GBZ/T 301 推荐的方法对 Hp(3)进行估算。
许多研究调查了在不使用防护镜时,若将剂量计戴在左眉脊或前额中部,通常会提供对眼晶状体剂量的最佳评估。一些研究报告说,放置在邻近X射线源一侧的眉弓脊上的TLD测量的剂量比放置在双眼之间的剂量计高3~5倍。
如果在邻近X射线管一侧的围裙上领口位置佩戴剂量计,则这应该能提供不使用眼睛防护设备时眼睛所受照的信息。虽然文献中的结果各不相同,但这时可能会高估眼晶状体的剂量。然而,领口剂量计仅仅是眼晶状体剂量的指示,而不是准确的测量。当领口剂量计读数预计超过10 mSv时,建议在眼睛附近佩戴剂量计来提高评估的准确性。
基于1969年的介入操作的一项研究,C形臂操作时散射所致剂量与空气比释动能面积乘积之比在10.3~11.3 μSv Gy−1 cm−2之间。在没有任何其他信息的情况下,只要程序的类型和操作数量已知,可以使用这种间接方法进行估计。
研究表明,当佩戴防护眼镜时,眼睛的剂量主要由介入医生的周围组织的散射辐射引起。镜片的大小、使用带有眼镜侧挡板的平面镜片以及贴合面部的贴合度在确定防护程度方面都很重要。由于散射辐射是从头部以下的水平面入射到操作者的侧面,因此贴合程度和镜片保护眼睛下方和脸部侧面的范围通常用DRF这个关键因素决定。大多数铅含量为0.75 mm的铅眼镜在临床实践中受照射的DRF值在3~6之间。根据这些结果,若考虑铅含量为0.75 mm的铅眼镜所提供的防护,DRF取其中间值为合理和保守的方法,可以常规应用。这个因素应该适用于领口剂量计读数的修正,只要眼镜具有适当的设计。
另一项研究使用蒙特卡洛模拟和测量,根据这项研究,当佩戴带有等效厚度范围为0.1~1.0 mm铅的20 cm大小镜片的铅眼镜时,眼晶状体的剂量减少了3~9倍。他们还得出结论认为,合理有效的防护是通过0.5 mm铅当量和大型眼镜来实现的(每个眼镜片至少27 cm2)。
2.2 国际职业照射评价方法研究的现状一般而言,为了放射防护的目的,对于相对均匀的全身照射,只要剂量计佩戴在身体上代表受照的位置,通过读取已经校准的Hp(10)来评估有效剂量,这种有效剂量的评估是足够准确和精确的。但是,在介入手术中,身体的某些部位受到防护,而其他部位则未被防护。因此,放置在防护围裙上的单个剂量计的读数高估了有效剂量,因为该读数不反映被围裙防护的躯干器官的剂量,而放置在围裙下的单个剂量计低估有效剂量,因为读数不反映未受防护身体部位的较高受照剂量,例如头部,颈部等部位。因此,若从单个剂量计读数估计有效剂量,应该对Hp(10)值进行校正。如果剂量计放置在围裙上,则校正系数低于1;如果剂量计位于围裙下方,则校正系数高于1。
2.2.1 双剂量计方法的考虑早在2000年ICRP 85号出版物就建议,对介入操作工作人员应使用两个剂量计监测,以利于更好地估计有效剂量。
基于Hp(10)的两个剂量计读数,通常通过如公式(1)的简单的线性组合算法来计算有效剂量:
$ E = \alpha {H_{\rm{u}}} + \beta {H_{\rm{o}}} $ | (1) |
其中E是有效剂量,Hu是在胸部或腰部的围裙下进行测量的个人剂量当量值,Ho一般在围裙上衣领处进行测量的个人剂量当量值,α和β是加权因子。
多年来提出了许多对α和β值,但是由于没一种α和β值能代表所有类型的职业照射,关于应该采用哪一个,没有国际共识。如果没有标准支持的国际共识,以及有效避免两个剂量计放置错误的方法,有效剂量的估计值将不可靠,也不可比。
为此,欧洲放射剂量学协调网络(CONRAD)研究认为,对于所有可能的几何形状都没有最佳算法,因此,做出选择时必须做出妥协。研究者推荐了瑞士法令(2008)和McEwan(2000)给出的一组α和β值,如表1所示。最近,已经开发出基于ICRP 103号出版物[5]的有效剂量的加权因子的算法. 这些值也列在表1中。
然而,当估算的有效剂量接近年剂量限制(例如 > 15 mSv)时,应考虑到特定的几何形状和辐照参数,而不是使用简单方法及任何α和β值。
我国国家标准GZ 128—2019中对双剂量计监测,采用了Von Boetticher et al.[6]的值,即:有甲状腺屏蔽时的值,α取0.79,无屏蔽时,α取0.84;有甲状腺屏蔽时,β取 0.051,无屏蔽时,β取 0.100。
2.2.2 单剂量计方法的考虑虽然双剂量计方法提供了有效剂量较好的评估途径,但有人认为组合算法的有效剂量评估方法缺乏国际共识,使得结果难以解释、临床医生佩戴两个剂量计很难持续正确佩戴、成本更高。介入临床医生有时可能会颠倒两个剂量计的位置,而这两个剂量计接受的照射可能相差一个数量级,从而可能导致两个剂量计读数值无法解释的混乱情况。
有人研究了单个剂量计在领口位置监测的Hp(10)与来自Monte Carlo模拟的有效剂量值之间的关系,结果提示虽然佩戴围裙但甲状腺未防护的情况,修正系数在0.011~0.18之间;有甲状腺防护设备时在0.02~0.083之间。这时有效剂量(E)可用式(2)式略估算。
$ E = 0.1{H_0} $ | (2) |
这个0.1的建议是有效剂量的保守评估,适用于介入操作大多数工作人员。H0是单个剂量计在领口位置监测的Hp(10),如果H0值接近或超过2 mSv(监测周期为1个月时),这时应考虑使用双剂量计算法。NCRP(2010)指出,如果使用单个剂量计,则应将其佩戴在围裙上(在围裙下面佩戴单个剂量计是不可接受的)[7]。
对单剂量计的情况,我国国家标准GZ 128—2019对单剂量计监测,采用了上述有效剂量的评价方法。
2.2.3 眼晶状体剂量的评价IAEA新基本标准基于ICRP建议对眼晶状体规定了新的当量剂量限值[8],“对于计划照射情况下的职业照射,按五年限定时间内平均每年为20 mSv,且任何单一年份的剂量不超过50 mSv”。以前,该剂量限值一直是每年150 mSv。这对眼晶状体剂量的监测和评价提出了新的挑战,成为国际上研究的热点课题。例如,有人比较了放置在左眼和眼睛之间的热释光剂量计(TLD)的测量结果:观察到每次手术中眼晶状体的当量剂量中值为23 mSv;主线束朝向患者时,单位空气比释动能面积乘积的眼晶状体的当量剂量为0.4 μSvGy−1 cm−2;由于左眼更靠近X射线球管,左眼剂量倾向于高于眼睛之间的剂量。还有研究表明,一次数字减影血管造影(DSA)和PTA介入手术中职业人员的眼晶状体当量剂量约为40 mSv,一次栓塞手术中职业人员的眼晶状体当量剂量高达120 mSv。这些介入操作中获得更高职业剂量的原因是操作人员在距离辐照场非常近的范围内工作,而且通常没有任何屏蔽防护,平均眼晶状体当量剂量在40~60 mSv范围内[3]。
2010年ICRP 116号出版物中,已经考虑使用双剂量计方法计算眼晶状体的吸收剂量,并比较了晶状体上的平均剂量与前部上皮细胞层的剂量,比较显示,除了最低能量的光子和电子以外,剂量结果相似[9]。
2.3 ICRP 的最新建议虽然衣领处的单一剂量计能提供有效剂量的一种估计,方法比双剂量计方法更简单,也不太可能导致剂量计佩戴位置错误。但是这依赖于在所有介入操作程序中都佩戴了围裙并且所有围裙的衰减都相似的假设。然而,在实际情况中不一定是真实的。因此,ICRP维持原来建议,在介入操作的职业个人监测中应佩戴双剂量计以及使用双剂量计监测方法进行有效剂量的评估,相关参数参看表1取值。
应当说明的是,考虑到我国的具体情况,目前完全采用双剂量计管理上有一定的难度,因此,我国在GBZ 128—2019中采用的双剂量计和单剂量计并用的方法,并规定:对于如介入放射学、核医学放射药物分装与注射等全身受照不均匀的工作情况,应在铅围裙外锁骨对应的领口位置佩戴剂量计。这时建议采用双剂量计监测方法(在铅围裙内躯干上再佩戴另一个剂量计),且宜在身体可能受到较大照射的部位佩戴局部剂量计(如头箍剂量计、腕部剂量计、指环剂量计等)。
3 内照射个人监测的技术难点和热重点 3.1 内照射剂量评价方法中的重点 3.1.1 剂量基本估算方法基于现行的国家标准GBZ 129—2016的规范,职业内照射的个人待积有效剂量用下式计算[10]:
$ E(\tau ) = \sum\limits_j {{I_{jp}} \times {e_{jp}}(\tau )} $ | (3) |
式中:E(τ)是待积有效剂量,单位Sv;Ijp是j类核素通过p类途径摄入的摄入量,单位Bq;ejp(τ)是对进行职业人员剂量估算时,j类核素通过p类途径的剂量系数(单位摄入量的待积有效剂量),单位Sv/Bq,其值参见GBZ 129—2016的附录E(资料性附录)。
从以上的计算模式中可以看出,估算职业内照射的个人待积有效剂量的关键是确定不同核素类型和不同类摄入途径的摄入量Ijp。
3.1.2 Ijp的确定方法基于现行的国家标准GBZ129—2016的规范,Ijp有以下几种的确定方法:
1)对特殊和任务性监测,此时是放射性核素非持续摄入情况,用式(4)计算相应的Ijp:
$ {I_{jp}}{\rm{(}}t{\rm{) }} = {M_j}{\rm{/}}{m_{jp}}{\rm{(}}t{\rm{)}} $ | (4) |
式中:Ijp(t)是j类核素通过p类途径摄入t时刻后的摄入量,单位Bq;Mj是体外全身或器官中放射性核素j的直接测量、排泄物及其他生物样品分析、个人空气采样分析的值,单位Bq;mjp(t)是j 类核素通过p类途径摄入t时刻后,摄入单位活度t天后,体内或器官内核素的含量(Bq)的预期值,不同核素不同核素类型的相应值可参见GBZ129—2016附录C。
2)对职业照射的常规监测,这时属于持续摄入,可以认为摄入发生在监测周期的中间,整个监测周期内的摄入量用式(5)计算:
$ {I_{jp}}{{(T}}/{\rm{2) }} = {M_j}{\rm{/}}{m_{jp}}{{(T}}/{\rm{2)}} $ | (5) |
Ijp(T/2)是j类核素通过p类途径相应监测周期的摄入量,单位Bq;Mj是体外全身或器官中放射性核素j的直接测量、排泄物及其他生物样品分析、个人空气采样分析结果的值,单位Bq;mjp(T/2)是j类核素通过p类途径摄入在监测周期中点(T/2),摄入单位活度相应的体内或器官内核素的含量(Bq)的预期值,不同核素不同核素类型的相应值可参见GBZ 129—2016附录D。
3.1.3 摄入内照射剂量估算时应注意的问题对事故、特殊和任务性监测,摄入途径和摄入时间的准确判断度非常重要,若判断不准确,其剂量估算结果可能差几个数量级。为此通常用二种或二种以上的监测方法的结果来进行比较性判断。具体判断方法可参照GBZ 129—2016附录F所列举的示例。
对职业人员常规内照射个人监测,关键是监测周期的确定。应根据具体情况确定常规监测的周期。通常确定周期应主要考虑探测方法的灵敏度、年剂量控制值(2 mSv/a)、摄入量的不确定度等因素。具体确定方法可参照GBZ 129—2016附录F所列举的示例进行。粗略考虑时,空气中存131I的工作场所,至少每个月用体外测量方法监测甲状腺一次;其他有职业内照射的情况可3~6个月监测一次。
3.2 新的ICRP内照射个人监测系列报告ICRP最近推荐了一个新的放射性核素的职业摄入(OIR)系列[10-13],取代了包括出版物54、68(ICRP,1994b)和78(ICRP,1988a,1997b)在内的出版物30系列(ICRP,1979a,1980,1981,1988b),提出了新的估算方法和相关参数,对原来剂量系数方法的相关剂量系数进行了修正,还提供了用于解释生物测定结果的数据。
OIR第1部分(ICRP,2015年)描述了职业内照射相关放射性核素的生物动力学和剂量学模型,个人和工作场所监测方法以及通用的回顾性剂量评估方法。
OIR第2部分(ICRP,2016),OIR第3部分(ICRP,2017),OIR第4部分(ICRP,2018)以及OIR系列的最终出版物(OIR第5部分)提供了有关单个元素及其放射性同位素的数据,包括在工作场所常遇到的化学形式的信息;主要放射性同位素及其物理半衰期和衰减模式的列表;参考生物动力学模型的参数值;以及有关工作场所最常见的放射性同位素监测技术的数据。对于大多数元素,还提供了有关吸入,摄入和全身生物动力学数据的综述。
OIR系列出版物随附的在线电子文件包含一整套全面的有效剂量和当量剂量系数,单位含量函数的剂量(Dose per content function)和生物测定参考函数。提供了用于吸入,摄入和直接输入血液的数据。
这个系列的报告除了提供了一套全面的剂量系数(即单位摄入量到器官或组织的当量剂量和有效剂量),并且还提供了单位含量剂量函数。这些数据是按不同放射性核素的一系列物理化学形式以及一系列气溶胶粒径分布提供的。还提供了直接摄入和注射时的相关数据(即直接进入血液)。
3.3 新OIR系列给我们提出的职业内照射剂量监测挑战新的OIR系列出版物中不但生物动力学模型和剂量学模型有了修订,而且辐射和组织权重因子也有变化,这些都影响了内照射剂量中的相关参数,而且提出了直接用测量的体内放射性核素沉积量的测量值估算有效剂量和器官当量剂量的新方法,这些新的概念、模型、方法和参数大大提升了内照射剂量监测和剂量估算的水平,简化了内照射剂量的估算,给出的系列的单位含量剂量函数可用于直接从适当的生物测定值(例如,全身或肺部的放射性核素活度,尿液或粪便中每天排泄的放射性核素等)来评估内照射的待积有效剂量和待积器官当量剂量,而无需再估算相应的摄入量。
国际标准中上的上述新方法虽然能大大提升内照射监测和剂量估算的水平,但我国现行标准GBZ 129—2016还是采用的上世纪ICRP出版物30系列推荐的老方法和参数。目前在执行GBZ 129—2016中就存在相关技术难点难于实施的问题,新的OIR系列出版物的相关技术和方法会使我们在内照射个人监测中面临更大的困难和挑战。为保护我国放射工作的职业健康,需要相关科技人员紧跟内照射个人监测的国际先进步伐,集思广议修订出新的内照射个人监测标准。
[1] |
中华人民共和国国家卫生健康委员会. GBZ 128—2019职业性外照射个人监测规范[S]. 北京: 中国标准出版社, 2019.
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[2] |
中华人民共和国国家卫生和计划生育委员会. GBZ 129—2016职业性内照射个人监测规范[S]. 北京: 中国标准出版社, 2016.
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[3] |
ICRP. Occupational Radiological Protection in Interventional Procedures[S]. ICRP Publication 139, 2018
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[4] |
ICRP. Avoidance of Radiation Injuries from Medical Interventional Procedures[S]. ICRP Publication 85, 2000
|
[5] |
ICRP. The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection[S]. ICRP Publication 103, 2007
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[6] |
von Boetticher H, Lachmund J, Hoffmann W. An analytic approach to double dosimetry algorithms in occupational dosimetry using energy dependent organ dose conversion coefficients[J]. Health Phys, 2010, 99(6): 800-805. DOI:10.1097/HP.0b013e3181e850da |
[7] |
NCRP.Radiation Dose Management for Fluoroscopically Guided Interventional Medical Procedures[S]. NCRP Report No.168. National Council on Radiation Protection and Measurements, Bethesda, MD, 2010
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[8] |
IAEA.Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards[S].IAEA Safety Series No. GSR Part 3, 2014.
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[9] |
ICRP.Conversion Coefficients for Radiological Protection Quantities for External Radiation Exposures[S].ICRP Publication 116, 2010.
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[10] |
ICRP. Occupational Intakes of Radionuclides: Part 1[S].ICRP Publication 130, 2015.
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[11] |
ICRP. Occupational Intakes of Radionuclides: Part 2[S].ICRP Publication 134, 2016.
|
[12] |
ICRP. Occupational Intakes of Radionuclides: Part 3[S].ICRP Publication 137, 2017.
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[13] |
ICRP. Occupational Intakes of Radionuclides: Part 4[S].ICRP Publication 141, 2018.
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