在当前医学影像诊断技术中, 用发射正电子的核素标记重要的生命物质, 如糖、蛋白质、脂肪等, 然后借助ECT扫描, 可对人体脏器进行静态和动态的探测, 局部和全身扫描, 以及平面和断层扫描, 对临床诊断工作十分有用。

本次评价中, 将该装置所致的职业照射剂量约束目标值设定为5 mSv, 对公众照射的剂量约束目标值定为50 μSv/a。气载放射性核素的环境限值定为《辐射防护规定》^[1]中气载放射性核素导出空气浓度(DAC)的1/150: ¹⁸F为6.7×10³Bq/m³, ^99mTc为1.3×10⁴ Bq/m³。

VG-8型带CT影像融合的双探头符合线路ECT为美国GE公司产品, 由矩形大视野数字式XP探头及其支架系统, 衰减校正和同机图像融合系统, 二轴向扫描床, 影像采集和图像处理工作站以及其他配件系统组成。ECT探测器晶体厚度25.4 mm, 能量响应范围40~520 keV, 主要用来探测^99mTc发射的140 keV γ射线, 以及¹⁸F发射的511 keV γ射线。X球管装置还可进行透射扫描, 最高工作电压140 kVp, 最大工作电流2.5 mA。

1 环境放射性污染源项分析 1.1 操作步骤和工艺流程

操作步骤是:订货→质检→分装→送药→注射→摆位→ECT检查。根据预约检查人数及项目向药品公司订购标记药物。药品送到后, 质检人员核对放射性核素的种类和数量, 然后测量药品的放射性活度。^99mTc标记药品按人订货, 不分装。¹⁸F半衰期较短, 需要分装。分装后将药物盛放在一次性注射器内, 放入专用铅屏蔽盒内。在病人检查之前30 min注射。

1.2 同位素操作量

使用^99mTc标记的放射性药物, 每人使用量0.740 GBq(20 mCi), 每天大约检查10个病人; 使用¹⁸F标记的放射性药物, 每人的使用量0.22 GBq(6 mCi), 每天检查2个病人。

1.3 污染源项

污染源主要有:¹⁸F发生β⁺衰变, 经湮没后产生能量为0.511 MeV的γ射线, 还有^99mTc衰变产生γ射线, 能量相对较低为0.141 MeV; 在药物分装和使用过程中, 有可能产生少量的放射性废气、废液和固体废物; 由于操作事故, 可能使放射性物质污染工作台、地面、墙壁、设备及工作服、手套等。放射性“三废”包括污染清洗产生的少量的放射性废液, 病人的排泄物, 以及很少量放射性的固体废物。

2 装置运行的环境影响 2.1 气载放射性物质

正常工作情况下, ¹⁸F或^99mTc标记药物是分装和注射, 均是简单的湿法操作, 产生的气载放射性可忽略不计。事故情况下, 假设每周有一支针剂(¹⁸F或^99mTc标记药物)意外泼洒在通风橱内, 每支针剂的最大活度为0.37 GBq (10 mCi), 经去污以后有50 %遗留在通风橱内。保守假设最终有1%的液体转化为气态, 并在24 h内持续释放, 则每小时可能的排放量为7.7×10⁴ Bq。评价区烟囱的排风量为400 m³/h (排风管道的高度为4 m, 直径15 cm), 排风口处的排放浓度约为150 Bq/m³(21 Bq/s)。依照大气环境影响评价技术导则, 采用连续点源模式模拟计算, 得出不同稳定度和不同风速情况下, 排气筒下风向一次(30 min)取样时间的最大的地面浓度介于0.004~0.135 Bq/m³之间, 远低于¹⁸F或^99mTc导出空气浓度(DAC)的1/150。采用地面最大浓度0.14 Bq/m³计算公众受到的剂量。

2.1.1 吸入空气所致的内照射

由下式计算公众吸入放射性烟羽中核素所致的有效剂量:

(1)

式中:D_c^a—a年龄组成员所受的年当量剂量, Sv/a; C—核素地面空气浓度, Bq/m³; R_a—a年龄组个人的年空气摄入量, m³·a^-1; g_A^a—a年龄组个人的剂量换算因子, Sv/Bq。

各年龄组成员吸入¹⁸F或^99mTc内照射剂量的计算结果列于表 1。剂量计算时, 假设每周发生一次事故, 造成放射性气体排放。

2.1.2 空气浸没照射

空气浸没照射所致公众年有效剂量由下式计算:

(2)

式中:D_T—空气浸没年剂量, Sv/a; S_F—建筑物屏蔽因子, 对个体, 取S_F=0.7;C—地面空气浓度, Bq/m³; g_B—烟羽浸没照射剂量换算系数, Sv(s·Bq·m^-3)^-1。

同样假设每周发生一次事故, 利用公式(2)计算得到烟羽浸没照射剂量列入表 2。

2.1.3 剂量汇总

由表 2及表 3数据可知, ¹⁸F的内照射剂量大于^99mTc, 故以¹⁸F为例, 将其空气吸入和浸没照射年有效剂量相加, 得出各年龄组成员的年最大有效剂量很接近, 约为0.05 μSv/a。

2.2 贯穿辐射

从γ射线能量、分支以及操作量综合分析, 主要应该考虑¹⁸F。以一名患者静脉注射0.185GBq(5mCi)接受¹⁸F扫描, 时间为110 min, 另一名患者在等待室提前3 min静脉注射0.185 GBq ¹⁸F药液, 通道一侧用6 mm铅屏风遮挡。在估算环境中敏感位置的剂量率时, 不仅要考虑正在扫描病人的剂量贡献, 还要考虑等候病人的剂量贡献。按照图 1的装置布局, 求出扫描室周围最大剂量率, 数值见表 3。

2.2.1 工作人员受外照射剂量估计

重点考虑¹⁸F注射和摆位的工作人员, ^99mTc注射和摆位的工作人员, 受照剂量, 计算机控制室内工作人员, 办公室办公的工作人员的受照剂量。

假设¹⁸F采用三通导管注射, 注射时间10 s。^99mTc采用直接注射方式, 注射时间约为30 s。全年开机600 h。从事注射和摆位的工作人员每年只工作2个月, 然后轮换其他工作。可见, 从事不同工种的几种工作人员(注射、摆位、控制)的年受照剂量介于0.1~1.5mSv, 如表 4所示。如果一年内, 工作人员将注射、摆位和计算机控制全部轮换一次的话, 年受照剂量可达2.3 mSv, 小于工作人员剂量约束目标值5 mSv。

2.2.2 公众受外照射剂量最大值估计

从表 3可见, 等待室门外剂量当量率较大。此处停留人员有可能受到来自等待室病人和扫描室病人的γ射线照射。假设仪器全年检查400人次, 候诊人数在候诊室累计停留时间为200 h, 表 5给出了不同地点公众可能的最大受照剂量, 可见, 外照射的年有效剂量介于0.5~2.2 μSv之间, 加上内照射的贡献0.05 μSv, 公众的年受照剂量不会超出3 μSv, 是设定的目标管理值50 μSv的1/15。