随着核医学的发展和核素治疗技术的进步与开发，放射性核素¹³¹I在核医学领域中得到了广泛的应用。自1942年首次报告应用¹³¹I治疗甲状腺疾病以来，美国已将¹³¹I作为治疗甲状腺功能亢进症(甲亢)的首选方法^[1]，欧洲及我国也将¹³¹I治疗列为甲亢治疗三大手段(药物、外科手术及¹³¹I治疗)之一。据统计，使用¹³¹I的量已占核医学放射性核素总活度的很大部分，甲亢治疗占比23.9%(14.511 4万例次)^[2]，甲状腺癌治疗占比11.6%(7.013 5万例次)等。近五年我国医疗使用治疗放射性药物中使用量居首位为¹³¹I放射性药物，年增长速度约为12.7%。¹³¹I核素为核医学应用带来诊疗利益的同时，也会由于其产生的电离辐射和放射性“三废”对人员和环境造成影响^[3-4]，成为辐射安全监管的重点。本文以某放射性药物生产企业为例，就¹³¹I放射性药物所致工作人员受照剂量进行估算与分析，为辐射安全监管提供技术支持。

1 材料与方法 1.1 研究对象

本文以某从事放射性药物生产企业为调查对象，该单位主要生产放射性药物¹³¹I胶囊。¹³¹I是一种短寿命放射性同位素，半衰期为8.02 d，衰变时发射β粒子(主要射线的平均能量为0.61 MeV，发射率为89.2%)和γ射线(主要射线的平均能量为0.36 MeV，发射率为81.82%)。¹³¹I胶囊的操作包括分装、转移、包装和运输，分装方式为自动分装，每天操作¹³¹I核素的放射性总活度为3.2×10¹⁰Bq，¹³¹I属于中毒组，毒性组别系数为0.1，操作方式修正因子为1，放射性药物¹³¹I工作场所日等效最大操作量为3.2×10⁹Bq，按照GB 18871—2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(以下简称“GB 18871—2002”)关于非密封放射性物质工作场所分级的要求^[5]，该场所列为乙级非密封放射性物质工作场所。

1.2 方法 1.2.1 外照射剂量估算

生产¹³¹I胶囊过程中涉及辐射操作主要包括分装、转移、包装以及转运环节，¹³¹I核素衰变时发射的γ射线对工作人员产生辐射影响，依据《辐射防护基础》^[6]，采用公式(1)进行外照射剂量估算，考虑到¹³¹I核素产生的γ射线品质因子为1，故将空气比释动能率等效为周围剂量当量率。

$ {H_0} = 3{\rm{ }}600 \times \frac{{A \times \mathit{\Gamma }}}{{{R^2}}} \times K $

(1)

式中：H₀-工作人员操作位剂量率，Gy/h；A-工作人员操作放射性药物的活度，Bq；Γ-空气比释动能率常数，Gy·m²/Bq·s，¹³¹I取1.45×10^-17Gy·m²/Bq·s；R -工作人员的操作距离，取为0.3 m；K-屏蔽材料的透射系数；3 600-转换系数，s/h。

1.2.2 内照射剂量估算

由于¹³¹I具有挥发性，分装¹³¹I胶囊过程中会产生少量放射性气体，工作人员吸入后形成内照射。参照GB/T 16148—2009《放射性核素摄入量及内照射剂量估算规范》(以下简称GB/T 16148—2009)^[7]，采用公式(2)、(3)、(4)对内照射剂量进行估算。

$ {E_{(\tau )}} = {\rm{ }}{A_0}e\left( \tau \right) $

(2)

$ {\rm{ }}{A_0} = {C_空}{B_空}T $

(3)

$ {C_空} = Q/S $

(4)

式中：E(τ)-摄入的待积有效剂量，Sv；e(τ)-每单位摄入量引起的待积有效剂量，Sv/Bq；A₀-摄入量的时间积分值，Bq；C_空-考虑通风情况下核素在空气中的平衡浓度，Bq/m³；B_空-人员呼吸率，m³/h；T-年分装操作时间，取125 h；Q-¹³¹I气体产生率，Bq/h；S-工作场所设计通风量，m³/h。

e(τ)和B_空根据GB/T 16148—2009取1.1×10^-8Sv/Bq和0.83 m³/h。A₀根据核素操作量及手套箱的泄漏率进行估算，生产¹³¹I胶囊过程中每天操作¹³¹I核素量为3.2×10¹⁰Bq，假设0.1%的¹³¹I核素量挥发为气体，手套箱泄漏率取0.5%^[8]，则工作场所的¹³¹I气体产生率Q为1.6×10⁵Bq/h。¹³¹I工作场所内设置有通风系统，通风量为800 m³/h。

1.2.3 现场测量

采用AT1121型辐射检测仪，测量分装、转移、包装和运输各操作环节操作位的外照射剂量率，以及人员转移和包装过程中的手部剂量率。该仪器经中国计量科学研究院检定并在有效期内。

2 结果

表 1为各操作环节人员全身外照射估算参数及结果，并对比列出了操作位实测结果。工作人员手部剂量实测结果见表 2，内照射各参数的取值及计算结果见表 3。各操作环节叠加后的外照射理论估算受照剂量为3.23 mSv/a，根据实测值估算的工作人员外照射剂量为1.47 mSv/a，手部受照剂量为112.3 mSv/a。考虑通风情况下，工作场所¹³¹I核素活度浓度为200 Bq/m³，估算出工作人员内照射剂量为0.23 mSv/a，约占总受照剂量的7.1%。

3 讨论

本研究分别从理论计算和实测两种方法估算了放射性核素¹³¹I不同照射途径下工作人员的年受照剂量，同时对辐射工作人员的手部剂量进行了关注。通过上述分析，发现放射性药物¹³¹I生产过程中，辐射工作人员手部剂量偏高，约占GB 18871—2002规定的手部剂量限值(500 mSv)的1/5，应引起足够的重视，在实际工作中应考虑手部的辐射防护，在考虑核素的操作量、操作时间情况下设计药品铅防护罐的屏蔽，同时减少手部近距离接触时间，熟练操作^[9-10]。

鉴于¹³¹I具有挥发性，本研究在假定的¹³¹I的挥发率和手套箱的泄漏率基础上进行了内照射估算，估算出内照射剂量约占外照射剂量的7.1%。需要指出的是，估算结果与核素操作量、¹³¹I的挥发率和手套箱的泄漏率呈正相关，与通风速率呈负相关。辐射工作场所若通风设施不完善或设施故障，可能会造成辐射工作人员内照射及辐射影响^[11]。因此，确保手套箱具有良好的密封性能和负压状态以及工作场所通风设施良好是非常重要的。优化¹³¹I分装操作方式，尽量采用自动分装仪进行，料液稀释及分装尽量采取扎针方式，由液泵负压抽取至封闭容器中，减少分装过程中的溶液曝露，降低挥发率。定期检查手套箱密封性能，防止¹³¹I核素泄漏，制定工作场所¹³¹I气溶胶的参考水平并定期监测。

我国人口基数大，老龄化严重，对放射性药物的需求量逐年增加。随着核医学的发展，我国放射性药品生产企业的数量也在逐步增长，放射性药品职业人员的辐射防护应该引起足够重视。针对¹³¹I放射性药物生产特点，提出以下几点建议：①操作涉碘核素放射性药物须在密封手套箱内进行，手套箱须保持一定的负压，过滤装置应由专用于吸附¹³¹I核素的活性炭过滤器组成，并形成合理的气流流向：废气→高效过滤器→活性炭→排放。②定期对辐射工作场所的气溶胶活度浓度进行监测，同时关注排放口核素活度浓度，确保合理排放；③工作人员手部受照剂量偏高，应加强辐射工作人员手部的防护。工作人员必须穿戴辐射防护用品，如防护手套、高效率防护口罩等。放射性药物生产单位应加强辐射安全防护和管理，制定适当的内外照射监测措施，进一步更合理、全面而科学地评价工作人员受照剂量，辐射工作人员的手部外照射剂量和内照射剂量必须引起足够重视。