新疆兵团某医院非密封放射性物质工作场所环境影响分析

Environmental Impact Analysis of Unsealed Radioactive Material Workplace in a Hospital of Xinjiang Production and Construction Corps

摘要: 医院非密封放射性物质工作场所的辐射防护问题不容忽视，为减少辐射对人体的伤害，实施屏蔽和严格管理是目前防护非密封放射性物质辐射问题的主要方法。本文通过对新疆兵团某医院非密封放射性物质工作场所的进行计算量化分析和所提辐射防护措施，期望对同类型医用非密封放射性物质工作场所辐射防护屏蔽体的设计及电离辐射影响评价有参考借鉴意义。

Abstract: The problem of radiation protection in unsealed radioactive material workplaces in hospitals can not be ignored. In order to reduce the harm of radiation to human body, shielding and strict man-agement are the main methods to protect the radiation problem of unsealed radioactive materials. In this paper, the rationality of the thickness of the shield in the workplace of unsealed radioactive substances in a hospital of Xinjiang Production and Construction Corps is calculated and analyzed quantitatively and verified by actual monitoring. It is expected that it will be of reference signifi-cance to the design of radiation protection shield and the evaluation of ionizing radiation impact in the workplace of unsealed radioactive substances in the same type of medical use.

1. 引言

随着医疗器械技术的发展进步及医院发展的需要，为更好地为医学诊疗提供支持，满足不断增长的就诊需求，新疆兵团某医院结合现有辐射工作实际，拟在医院新建综合楼东南角建设核医学科，从原子高科股份有限公司购入放射性同位素^99mTc (年最大用量3.7 × 10¹³ Bq，日等效最大操作量1.48 × 10⁸ Bq)和¹³¹I (年最大用量4.6 × 10¹¹ Bq，日等效最大操作量1.85 × 10⁸ Bq)在1台SPECT设备上开展医疗诊疗工作，更好地为病患服务。该非密封放射性物质工作场所属于乙级工作场所。

通过对医院使用的非密封放射性物质工作场所(包含放射性同位素^99mTc、¹³¹I和SPECT设备)应用过程中的辐射环境影响分析，本文对该设备周围环境可能产生的不利影响和存在的问题提出防治措施，把辐射环境影响减少到“可合理达到的尽可能低的水平”；以期满足国家和地方环境保护部门对建设项目环境管理规定的要求，为环境保护主管部门对该类别的项目进行辐射环境管理提供科学依据。

2. 工作场所分级

根据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002) [1] 附录C提供的非密封源工作场所放射性核素日等效最大操作量计算方法，可以计算出医院使用各核素的日等效最大操作量。

日等效最大操作量的计算如公式1：

$日等效操作量=实际日操作量\times 核素毒性因子/操作方式的修正因子$ (公式1)

医院使用的^99mTc、¹³¹I核素，根据医院使用的日实际操作量以及从该标准附录C中表C2、C3，可查得各核素的毒性因子和操作方式的修正因子，医院的各核素日等效操作量结果见表1，对照非密封放射性同位素工作场所分级标准确定的分级结果同见表1。

Table 1. Classification of unsealed radioisotope workplaces

表1. 非密封放射性同位素工作场所分级

工作场所分区管理

根据GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》的要求，同时参照GBZ 120-2020《核医学放射防护要求》 [2] 的要求，核医学工作场所依据管理的需要，可分为控制区和监督区。① 放射性药物给药、储存、受药后病人候诊室、SPECT扫描室等可划为控制区。② 操作室、标记实验室和卫生通过间等可划分为监督区。

目前该院拟建核医学科的设计布局已考虑了病人专用的候诊室和病人厕所，患者在住院期间应使用专用厕所，不得使用其他厕所。

对于注射含¹³¹I的病人回到病房住院观察期间，病人无专用厕所，应收集含¹³¹I患者排泄物，应同时加入NaOH或10% KI溶液后密闭存放待处理。

根据机房与周围建筑和通道的关系，设置专用的医生通道和病人通道，病人通道两端设置门禁系统，能确保能满足控制区、监督区分区管理的要求。

3. 三废处理

3.1. 放射性废液(废水)处理

由污染源分析可知，放射性废水主要来自工作人员操作过程中手部可能受到微量放射性同位素污染的洗手水，清洗室内地面、工作台和一些重复使用的医疗器械带有微量放射性核素的清洗水、未用完已没有医用价值的其它放射性药品、病人排泄物等。

根据GBZ133-2009《医用放射性废物的卫生防护管理》 [3] 的要求，由于核医学科注射病人后医生的洗手水中含很少量的放射性同位素，可以不排入衰变池，而是可以直接排入流量大于10倍排放流量的普通下水管道。

对未用完已没有医用价值的其它放射性药品(不超过购置活度的10%，即含^99mTc年排放活度低于4.6*10¹¹ Bq，含¹³¹I年排放活度低于2.96*10¹¹ Bq)统称为废液，医院要严格控制其产生，根据病人的实际或预计使用量，预定放射性药品。对残余的微量余液(低于购置药物的10%)，应存放在原容器内，经过10个半衰期(按^99mTc病人一次注射药物50 mCi，注射针头、针管、手套等重量约100克，则10个半衰期后放射性比活度约为1.8*10¹ Bq/g，¹³¹I病人一次注射药物80 mCi，则10个半衰期后放射性比活度约为2.9*10¹ Bq/g)其放射性比活度低于1*10² Bq/g，达到了清洁解控水平，可以按照普通医疗废物进行处理。

对于注射后病人排泄物(含^99mTc年排放活度3.25*10¹² Bq，含¹³¹I年排放活度1.48*10¹² Bq)，应设置衰变池，在衰变池内停留10个半衰期以上的时间后再排入医院污水系统。

医院的衰变池设置在综合楼南面地下，采用4个串联方式，每个容积约为18 m³，采用混凝土结构，抗压耐腐，顶板采用30 cm的混泥土现浇板。盖板厚，300 mm，池子内部高2940 mm，地板砼厚240 mm，池子内径宽2520 mm，长度2600 mm，墙体是240 mm砼，整体外径宽3000 mm。

3.2. 放射性固体废弃物处理

由污染源分析可知，放射性固体废弃物主要包括一次性注射器、吸水纸、棉花、纱布、洗脱操作用的手套等物品，年产生量低于100 kg。所有放射性固体废物采用先收集在各自相关工作场所的专用铅桶内(桶表面应有电离辐射警示标志)，再将存放有放射性固体废物的专用铅桶存放到设置在核医学科的专用放射性废物高活室内，高活室应实行双人双锁管理，集中收储一段时间后(一般为10个半衰期，应视不同的核素，控制不同的收贮时间，以减少放射性废物的收贮量)再与医院的其他固体废物一起作为普通的医疗垃圾处理。

需要指出的是，核医学科应加强管理，用来收集放射性固体废弃物的专用铅污物桶应贴上电离辐射标志，并把受不同核素污染的固体废物分开收储，每次收集时收集袋表面应贴上标签，标明物品及最后一天的收集时间。

3.3. 放射性废气处理

由污染源分析可知，核医学科使用的核素在使用过程介质均为水，操作比较简单，不经过加热、振荡等步骤，因此，基本无放射性气体污染。但是为了安全起见，医院放射性药物的一般操作都将在通风柜内进行 [4]，通风柜内通过专门排气通道连接到室外排风口。

4. 类比监测

1) 类比对象选择

为分析本项目核医学科SPECT机房投入运行后对周围环境产生的辐射环境影响，评价采用类比监测的方法进行分析，类比对象选取浙江省肿瘤医院目前在用的SPECT机房。类比可比性分析见表2。

Table 2. Comparison of analogy analysis in SPECT machine room

表2. SPECT机房类比分析比对表

2) 类比监测结果

Table 3. Analogy monitoring results of SPECT machine room in Zhejiang Cancer Hospital

表3. 浙江省肿瘤医院SPECT机房类比监测结果

3) 剂量估算

根据表3的类比监测结果可见，SPECT机房在运行过程中，医护人员所受的辐射照射主要来自放射性核素的注射和近距离接触受药病人的两个环节，因此本次剂量估算根据类比监测数据结合SPECT机房预计门诊量计算得到辐射工作人员可能受到总的照射剂量，并以此根据医护人员的轮值班时间，计算得到每位辐射工作人员可能受到的最大照射剂量。

① 剂量估算公式

根据潘自强主编的《电离辐射环境监测与评价》 [5]，职业人员因射线装置所致的年附加有效剂量当量计算如公式2：

$E=\sum Wr·HT=\sum WT·\sum Wr·D=\sum WT·\sum Wr·\stackrel{\dot{}}{D}·T$ (公式2)

其中：E——有效剂量(Sv/a)

HT——组织或器官T所接受的当量剂量(Sv/a)

∑WT——组织或器官T所接受组织权重因子，取1。

∑Wr——辐射权重因子，取1。

$\stackrel{\dot{}}{D}$ ——X、γ致空气吸收剂量率(Gy/h)

T——年受照时间(h/a)

② 辐射工作人员

根据医院的预计门诊量，医院注射^99mTc的病人每天10人，每周工作5天，每年工作50周，则每年的最大门诊病人约2500人，根据类比监测结果，辐射工作人员受到的辐射照射来自为病人注射核素、侍服病人上机等过程产生的照射。现假设：a) 工作人员每次注射^99mTc核素分别为0.5分钟(γ辐射剂量率取27,894 nGy/h)，服侍已注射^99mTc核素的病人上机检查时间分别为0.5分钟(γ辐射剂量率取45,934 nGy/h)，本底值为0.15 μGy/h (150 nGy/h)。b) 核医学科的医疗检查诊断工作将由3班医生轮流负责。

按2倍安全裕量考虑，根据监测结果和剂量估算公式，可以计算出所有辐射工作人员中可能所受到最大辐射照射的工作人员所接受的附加年有效剂量约为1.02 mSv/a。

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，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 [6]。本评价项目以5 mSv作为管理限值，相比之下，该院的辐射工作人员所接受剂量低于管理限值，符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)的要求。

③ 公众成员

医院对核医学科严格管理，使公众成员不会到达控制区与监督区，同时病人一般如无特殊情况，即由病人专门出口处离开，因此公众成员不会在该院内受到额外的辐射照射。

因此医院的只要根据设计，保证施工质量，其建成投入运行后，能够符合辐射环境保护的要求。

5. 辐射防护措施

医院针对辐射性医疗设备使用项目应落实以下几项要求 [7]：

5.1. 医生的防护要求

1) 提高安全文化素养，全面掌握辐射防护法规与技术知识；

2) 结合诊疗项目实际，综合运用时间、距离与屏蔽防护措施；

3) 佩带好个人防护用具；

4) 必须开展核医学科操作医生的个人剂量监测；

5) 发现问题及时整改。

5.2. 非密封放射性物质工作场所辐射防护措施

1) 时间防护：加强操作人员培训，安排熟练操作分装、注射的工作人员进行操作，尽量缩短工作时间。

2) 屏蔽防护：注射工作在有铅屏蔽的屏风后操作，减少受照剂量。

3) 做好工作台面的清洁：工作台面选用防渗性能良好的聚乙烯材料或其他材料，防止放射性药物洒落在台面上渗入，发生药物洒落及时清理。

4) 充分利用各种防护器材：操作者穿戴铅衣、铅围脖、铅帽、铅眼镜或铅面罩；处于生育年龄者还可加穿铅三角裤，做好其他个人防护。

5) 在不影响图像质量和诊疗需要的前提下，尽量使用低剂量。

6. 总结

由于在核医学诊断、治疗中使用的放射性药物、用后废弃的医疗材料及病人的排泄物等均是非密封源，易于扩散，可以进入人体形成内照射危害或污染环境 [8]。因而在非密封放射性物质工作场所建设、运行过程中，医院要严格按照本文提出的污染防治措施及环保部门的要求进行，严格放射性三废管理制度，确保达标排放；建立放射性废水衰变池定期检查制度，防止泄漏，严格放射性固体废弃物贮存和处理工作，做好防护工作 [9]。

本文通过对新疆兵团某医院非密封放射性物质工作场所的进行计算量化分析和所提辐射防护措施，期望对同类型医用非密封放射性物质工作场所辐射防护屏蔽体的设计及电离辐射影响评价有参考借鉴意义 [10]。综上所述，新疆兵团某医院的非密封放射性物质工作场所使用放射性同位素^99mTc (年最大用量3.7 × 10¹³ Bq，日等效最大操作量1.48 × 10⁸ Bq)和¹³¹I (年最大用量4.6 × 10¹¹ Bq，日等效最大操作量1.85 × 10⁸ Bq)在1台SPECT设备上开展医疗诊疗工作，属于乙级工作场所。在落实国家有关法律法规和标准及本文所提出的各项防护和安全措施后，该医院具备所从事辐射活动的技术能力，其应用的辐射医疗设备，在严格执行国家法律法规要求和上面提出的防治措施情况下，严格按照操作规范正确使用，可满足GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》等相关标准当中的辐射医疗设备使用过程中辐射安全防护要求。