时间：2024-02-04 14:41:39
导语：在外照射的辐射防护方法的撰写旅程中，学习并吸收他人佳作的精髓是一条宝贵的路径，好期刊汇集了九篇优秀范文，愿这些内容能够启发您的创作灵感，引领您探索更多的创作可能。
进行γ射线的屏蔽计算时,必须合理地处理源和屏蔽体的几何模型,正确选取相应的参数,以及对多次碰撞、吸收、射线能谱和角分布随贯穿厚度的变化等影响因素进行仔细分析并加以修正.否则,计算得到的屏蔽体厚度与实际所需的会有较大出入,也无法得到正确的剂量分布场.由于实验装置的净化设备较多、放射性核素的分布较分散,净化设备在截留放射性物质后会成为众多体源,并且γ射线与物质作用时会发生散射效应,因此在进行辐射防护工作时必须考虑到装置周围空间各个部分的剂量水平.传统的计算方法可针对单一点源、线源、面源和体源情况,对空间中某一关心点进行剂量估算,但本实验装置布局较复杂,过滤设备作为体源的同时又会将周围射线散射到其它方向,因此若要得到装置周围空间中连续的剂量分布,必须在进行辐射防护设计时建立实验场所的数值模型,对粒子在空间中的输运过程进行模拟,帮助辐射防护的设计工作.MCNP是由美国LosAlamos实验室设计的大型多功能蒙特卡罗粒子输运程序,可用于解决中子、光子、电子等粒子在空间中的输运问题.本文根据实验装置自身的设计及周围的环境状况,建立了符合实际情况的数值模型,经过计算机模拟,得出了较详细的估算结果.在对结果数据进行整理后,使用Matlab制作了实验装置的剂量分布场,可直观对剂量场进行分析,给出了具体的低放实验的防护设计方案,并为中放实验的防护设计工作提供了指导性的依据.
2剂量模拟
在进行模拟前需要得到各项参数,包括实验装置的空间三维参数、源项参数及各设备的材质等.
2.1三维参数
经过实验现场的多次复合后,最终确定了构建三维模型所需的基础参数.为便于构建曲面方程,在采集各设备的空间参数后,制作了装置的三维模型,同时也可检验构建模型使用参数的准确性.
2.2源项分析
本次实验过程中使用的模拟废水含235U、137Cs和90Sr三种放射性核素,其中137Cs衰变时会产生较强的外照射,对周围的人员造成外照射影响.因此,在进行剂量模拟时需要明确源项的活度浓度和质量浓度,并且结合装置的工艺参数,估算出实验装置各净化设备放射性物质的残留量.在确定参数时,各吸附净化装置中放射性物质的残留量参照137Cs的总使用量来估算,管路中放射性物质的量参照单次实验最大量来估算,具体情况根据各设备和管路自身的设计进行分析计算确定.
2.3其他参数分析
除对源项进行详细分析外,还要明确周围环境的其他各项可能影响辐射剂量水平的因素,包括实验装置所处三废处理大厅的平面布局、实验装置自身的平面布局、各净化设备和储罐的材质及厚度等.
2.4模拟计算结果与分析
在得到具体的实验装置的三维参数、源项参数及周围环境参数后,便可开始构建三维模型,然后填充源项,对实验装置进行模拟.
3辐射防护设计
对于外照射的影响主要从受照时间、照射距离、屏蔽设施三方面来进行控制.在较易实现的情况下,控制受照时间和照射距离显然是最经济合理的方式.在前两种方式都无法实现或不易实现的情况下,应进行适当的屏蔽,使外照射影响降至辐射剂量管理限值之下.根据模拟结果可知,剂量最高值出现在2号吸附柱表面区域,剂量水平约为3.16×10-3mSv/h～5.0×10-3mSv/h.由于存在实际工况变动及其他未知情况的可能性,应对剂量管理限值增加一个30%的安全系数,因此,可将职业人员和公众的辐射剂量管理限值再降低30%,即职业人员辐射剂量管理限值为1.4mSv/a,公众辐射剂量管理限值为0.7mSv/a.三废处理大厅墙外的剂量率仍参考执行2.5μGy/h.首先应从控制受照时间和受照距离的方面来考虑辐射防护的设计.由于本实验装置的特殊性,让工作人员与装置保持一定的距离是不太现实的,因此只能从控制受照时间的角度来进行分析.根据模拟结果,在保证工作人员操作的前提下来划定几个区域的停留时间,图4中红色虚框以内、实验装置车体以外的部分为①号区域;黑色虚框以内、实验装置车体以外的部分为②号区域;黑色虚框以外至三废处理大厅内的边界处为③号区域.按照受照时间来控制受照剂量的方法是可行的,因此,只要实验装置对三废处理大厅外的外照射影响在标准限值以内的话,则可认为实验装置对周围的外照射影响是可接受的.职业人员及公众的年工作时间按照2000h来估算.由表5可知,工作人员在3号区域内是不限制停留时间的,在1号区域内年工作时间不得超过280h.如果同一名职业人员或公众在不同区域内都有停留时间,则可将停留时间换算为剂量值来进行累计,当累计剂量超过相关要求时则不能继续操作.原则上公众不能进入该区域,但实验过程中可能会有相关专家或技术人员对实验装置进行操作.因此为了保护有关公众,将公众的停留时间也进行了限定,同时还便于管理.
4结论
关键词：源项调查；剂量控制；调查；分析
1 背景
核电站大修期间，现场部分管道表面的剂量率较高，对检修人员的职业照射贡献较大[1]。为了解管道内表面沉积的放射性核素的种类及其对剂量率的贡献，分析放射性核素的来源，研究采取相应的控制措施，进一步降低现场职业人员的受照辐射剂量，福清核电从101大修（1号机组首次大修）开始进行辐射源项的调查工作。包括两方面：（1）辐射源项测量，使用就地γ源项测量系统，对确定的测量点进行了现场就地γ谱的测量。（2）数据分析，完成现场就地γ谱的谱分析工作，最终确定管道内壁沉积的主要核素的种类、活度及各核素对管道表面剂量率的贡献。
2 测量方法
无损就地辐射源项测量方法是核设施在役期间职业照射源项调查的重要手段之一。通过现场测量可以获取两类数据：（1）γ谱，即特定测量条件下获得被测管道的γ测量谱；（2）管道表面剂量率。在获得被测管道的几何条件、材质、探测器有关参数等测量条件后，通过γ谱分析、效率刻度、活度计算等过程，可从γ测量谱中分析出管道内表面沉积的核素种类及其累积水平（内表面活度）。
在此基础上，可计算出管道内表面沉积的放射性核素在管道外表面产生的剂量率，从而了解不同放射性核素对工作场所剂量率的贡献。
本次调查分别使用了两套就地γ辐射源项测量系统。一是高纯锗（HPGe）就地γ辐射源项测量系统。二是碲锌镉（CZT）就地γ辐射源项测量系统。
根据被测对象周围空间大小、辐射水平高低选择相应的测量系统。高纯锗就地γ辐射源项测量系统能量分辨率好，探测效率高；碲锌镉就地γ辐射源项测量系统体积小巧，探测效率相对较低，适合高剂量场所。
考虑到现场其他辐射源会对测量结果产生干扰，故在探测器部分加上准直器/屏蔽体来降低上述影响。对某一具体被测管道，设定探测器相对被测管道的几何位置（距离、高度、测量角度）后，在管道外进行就地辐射测量，获得就地γ测量谱。
3 测量结果及分析
核电厂大修期间，检修人员受照剂量较大的工作主要集中在主冷却水、余热排出、化容控制等系统相关区域和设备。福清核电101 大修期间源项调查以这些系统设备为对象确定了21个测量点，分别进行了就地γ辐射源项测量及管道外接触剂量率的测量。
3.1 沉积源项及剂量率贡献
测量结果表明（以下表格内数据仅列相关系统的代表点位），福清101 大修期间，各管道中的Co-58和Cr-51的表面沉积活度较大；从核素剂量率贡献来看，Co-58是剂量率贡献的主要核素（见表1），贡献了大约80%左右。
通过表2可以看出在压水堆核电厂运行初期，Co-58在管道内表面的沉积活度远大于Co-60的沉积活度，剂量率贡献也主要来源于Co-58。
在主冷却剂系统中，Co-58为主要的沉e核素，其他次要核素有Co-60、Mn-54、Fe-59、Cr-51、Zr-95、Nb-95、Zn-65等核素。主系统其他管道内壁沉积的Co-58表面活度在105～106Bq/cm2量级范围，Co-60和Mn-54的沉积量基本上在103～104Bq/cm2量级。
余排系统中沉积的主要核素有Co-58、Zr-95、Nb-95、Mn-54、Fe-59和Co-60等。该系统中，Co-58沉积的表面活度在104Bq/cm2左右，比主系统沉积活度小一个量级。Co-58在余排连接管中沉积最多、余排泵上游管道中最少；Co-60则正好相反。
化容控制系统管道内壁沉积的主要核素是Co-58。在树脂床后管道、容控箱下游管道和上充泵出口管道中，Fe-59的含量也较多，其他次要核素有Co-60、Cr-51、Zr-95、Nb-95、Mn-54、Zn-65等。此外在树脂床后管道中测到了微量的Sb-124，在床后过滤器下游管道中发现了微量的Ag-110m。化容系统各管道沉积Co-58的表面活度比Co-60要大2个量级左右。
3.2 管道表面接触剂量率计算值与测量值的比较
基于沉积核素表面活度的测量值，可计算出管道中各沉积核素在管道外表面产生的剂量率计算值；在沉积源项现场测量过程中，也获取了管道表面剂量率。对比计算值与测量值，可为辐射源项测量结果的准确性判断提供一定的参考。
本次101大修源项调查各个测量管道表面接触剂量率计算值与测量值间的相对偏差见图1。从中可看出：除三环路热端（177.06%）、余排泵上游集管（-71.40%）、化容下泄管（-49.17%）、9TEP前贮槽泵上游（64.07%）四个管道的表面剂量率计算值与测量值偏差较大外，其他管道的偏差都在±40%以内。
4 剂量控制建议
核电厂工作人员职业照射的主要来自于大修期间，其中辐射源项（尤其是沉积在管道、设备内的活化腐蚀产物）是形成辐射场的来源。根据核电厂的运行经验，降低剂量的途径主要是：一是降低源项；二是有效的防护最优化措施。降低源项是剂量控制最直接和最根本的办法，但技术难点较大。防护最优化措施是通过现场辐射的测量、作业方案优化、剂量预评估、作业现场远程实时监控等手段，降低作业剂量。
（1）可参考美国EPRI的《标准辐射监测程序》建立适合各个核电厂的辐射指数测量方案，开展辐射指数测量工作。
（2）辐射源项数据在一定程度上也反映了核电系统运行状况、水化学控制、去污等措施的效果，持续开展辐射源项调查与分析，为了能够为下一步的源项减少工作提供足够的基础数据。
（3）对现有的个人和场所剂量数据进行统计，分析主要的剂量贡献作业种类（如搭建脚手架）和作业场所。并对关键作业进行跟踪调查，在此基础上可采取进一步的辐射防护管理措施。
（4）基于当前的3D模拟、虚拟现实等技术，建立核辐射作业场所的3D剂量模拟平台，具备作业现场条件、作业状态、作业路径的模拟，及作业剂量的快速计算的功能。实现作业培训、作业方案优化设计和剂量的预评估。
（5）建议建立一套核电作业现场辐射防护远程实时监控系统。将现场作业的视频、声音、剂量率等数据实时传输到辐射防护监控中心，管理人员可实时掌握作业现场的状态和剂量数据，并根据现场情况适当的调整作业计划，以达到降低集体剂量的目的。
（6）在源项数据分析的基础上，开展源项控制与减少的工作。为核电厂现场辐射防护，初步提供一套技术先进、可操作性强的技术支持系统，提高现场最优化水平、降低集体剂量。
5 结论及建议
综上所述，福清101大修期间各被测管道沉积源项，与同类型压水堆核电厂的沉积源项和沉积规律类似。Co-58是全系统中的主要沉积核素，对剂量率的贡献也最大。
根据这一特点，结合国际上主要的沉积源项管理项目现状，建议如下：
（1）重视并加强系统管道沉积源项数据的积累，为今后的源项降低与剂量控制等辐射防护措施的实施提供重要的基础数据。
（2）结合核电厂的设备材料参数、水化学数据、剂量率巡测数据、个人剂量数据等，综合分析、评价沉积源项的来源、沉积影响因素以及对职业照射剂量的影响。
（3）建议在停堆氧化运行前后开展沉积源项的测量，可进一步评价氧化运行措施的效果。
参考文献
[1]杨茂春，陈德淦.大亚湾核电站大修中职业照射控制的实践与经验[J].辐射防护，2004，24（3-4）.
关键词：电磁辐射；电离辐射；防辐射纤维；防辐射纺织品
中图分类号：TS195.6 文献标志码：A
近年来，随着生活品质的提高，人们越来越关注生活环境中无处不在的辐射，而且對“辐射”存在着过度恐慌。本文在對辐射分类进行分析的基础上指出，在日常生活中，虽然电离辐射的危害性大干电磁辐射，而且电磁辐射也会對人体造成一定的损伤，但在一般情况下，民众生活环境的电磁辐射水平都不会超标，因此通常情况下不需要對辐射具有畏惧心理，也无需對辐射进行特别防护。因此，本文主要针對能够接触到有害辐射的职业人群，研究辐射的防护技术，以及防护纤维与相关纺织品的开发。
1
辐射的概念与类型
“辐射”是指从中心向各个方向沿着直线伸展出去的形式。在物理学上，“辐射”是指热、光、声、电磁波、高能粒子等物质或能量向四周传播的一种状态。与其他能量或物质的传播条件不同，电磁波和高能粒子的辐射不需要起传递作用的介质，就可以在真空中传播。
辐射是一类有效的加工、探测手段，广泛应用于工业、农业、矿产探测、医学诊断及科学研究领域。但过量的辐射会對生物体和材料造成损伤，当辐射传递的能量足够大时，可引起受到辐照的物质产生电离。因此，从物理学的角度，辐射据其對物质分子结构的改变程度，分为电离辐射和非电离辐射。能引起物质分子电离的辐射称为电离辐射，包括高速带电粒子（α粒子、β粒子、质子）、不带电粒子（中子）及电磁波x射线、γ射线等；而较低能量的辐射，如紫外线、可见光、红外线、微波、激光以及热辐射、声辐射等，都属于非电离辐射。显然，电离辐射更容易對人体和材料造成损伤，而非电离辐射，特别是其中能量较低的微波或工频电磁波對人体和材料的损伤较小。
因为电离辐射對人体有明显的损伤，从而导致一般民众對“辐射”一词产生畏惧感。因此，从应用的角度来看，有的电磁专家、医学专家和国际组织反對将微波等电磁波照射于人体的现象称之为受到电磁波的“辐射”，建议改称为“暴露”于这些电磁波。这一提议已经得到广泛的认可，在相关的国际标准和国家标准中已有体现。
2 辐射的危害与防护原则
辐射的危害包括對材料的危害和對人体的危害。与此相對应，防辐射技术也包括材料的防辐射和人体的防辐射两种类型。
2.1辐射的危害
电离辐射對材料和人体的危害是直接导致材料（包括生物机体）的电离，破坏了材料和生物体的分子结构，从而造成對材料和生物体损伤。电离辐射可對受照本人造成损伤（躯体效应），并對其子代造成损伤（遗传效应）。
人体暴露于微波等属于非电离辐射的电磁波中，虽然不会造成生物大分子的电离，但会因热效应、非热效应和积累效应而导致對人体的损伤。热效应是指生物器官受电磁波辐照导致升温而引起生理和病理变化的作用，这种损伤得到各国学者公认，并已将對热效应的防护体现到了各国的相关标准之中；非热效应是指生物器官虽未因电磁场导致升温，但人体器官如同一个精密的电磁器件，会在外界电磁场作用下因不能实现良好的电磁兼容而导致功能失调甚至器质性病变。这种损伤被一部分研究人员（如欧洲研究者）所认可，而有的学者（如美国研究者）则认为非热效应不至于對人体造成损伤；积累效应是指虽然人体所处环境的电磁场强度低于暴露限值，但长时间受到辐射也会因辐射效果的日积月累而导致损伤。也有学者将“积累效应”归并到“非热效应”之中，而认为只存在“热效应”和“非热效应”两类。
我国民众，特别是媒体對核辐射和电磁辐射的危害普遍存在过度恐慌、过度渲染的现象。实际上，即便是全球核泄露最严重的切尔诺贝利核电站事故，其危害程度也不像网络流传得那样严重。中国核学会辐射防护分会理事长潘自强院士曾撰文介绍，切尔诺贝利事故因辐射死亡28人。联合国原子辐射效应科学委员会（UNSCEAR）對涉及事故及清理工作的60万人跟踪14年后得出的研究报告指出：除儿童时期受到照射之后出现甲状腺癌症增加外，没有观察到可归因于电离辐射的各种癌症发生率或死亡率的上升，白血病（白血病是辐射照射后癌症发生潜伏期最短的病症，潜伏期一般为2～10年）的危险没有表现出增加，甚至在清理事故现场的工作人员也是如此。同时，也没有发现一些其他的非恶性疾病与电离辐射有关的证据，但事故對人们的心理影响是广泛存在的，主要表现为惧怕辐射，然而人们并不了解当时实际受到的辐射剂量，只有当人体受照超出了辐射量限值才会對人体造成危害。
2.2防护原则
虽然微波等非电离辐射對人体的危害没有电离辐射那样严重，但其防护原则可以沿用国际放射防护委员会（ICRP）提出的辐射防护三大原则——实践正当化原则、防护最优化原则和剂量限值原则，即：對于有强电磁场等危害的场所，只是在有必要时才进入这样的场合；进入这种危险场合时应采用尽可能完善的防护措施；应按照人体受照的剂量限值来限制职业人员的受照（或暴露）时间。
所有防护措施都是需要付出代价的，包括费用的代价及人员因使用防护装备导致工作效率和舒适感的下降。因此，對各种辐射的防护是“宽严皆误”。
3 辐射的防护技术和防护材料
3.1电离辐射的防护
电离辐射對人体和材料的危害很大，但不同的电离辐射在穿透能力、电离能力和對人体及材料造成损伤的程度方面有不同的表现，有的电离辐射不需要专门的防护材料即可有效阻隔，有的电离辐射则还没有有效的材料能加以阻挡和拦截。
α粒子是带2个正电荷的氦原子核，有很强的电离能力，但由于其质量较大，穿透能力差，在空气中的射程只有几厘米，只要一张纸或健康的皮肤就能挡住，故不需使用专门的材料进行阻隔防护。
β粒子是放射性物质发生β衰变时放射出的高能电子，电离能力比α粒子小得多，但穿透能力强。β粒子和由电子加速器的高压电场加速的电子束均需用铝箔等金属薄片进行阻挡，因此金属箔片是防止高能电子入射的防护材料。
质子是带正电荷的亚原子粒子，高速质子流在人体中有极强的穿透能力，但单纯穿透對人体造成的损伤不大，通常作为医疗手段定位杀灭肿瘤细胞，公众和普通职业人员不易遭遇高速质子的辐照，故不存在防护问题。
中子是电中性的粒子，不直接导致电离，但易在衰变后引发电离。中子穿透能力极强，可穿透钢铁装甲和建筑物而杀伤人员，并可产生感生放射性物质，在一定的时间和空间上造成放射性污染。高能中子（>10 MeV）可在空气中行进极长距离，其有效拦截物质是水等富含氢核的物质。在合成纤维中添加锂、硼、氢、氮、碳等中子吸收剂，并利用纤维集合体可起到使中子慢化的作用，對中子有一定的拦截屏蔽作用，但通常只對低速热中子有一定的阻隔效果。例如厚度5mm的含硼中子防护服，對热中子（0.025eV）的防护屏蔽率为80%；含硼石蜡、含碳化硼的聚丙烯等均對热中子有一定的屏蔽效果。
X射线是由高速电子撞击物质的原子所产生的电磁波，波长在0.01～10nm之间，极具穿透性和杀伤力，通常用铅板、钡水泥墙等作为阻隔防御材料。接触x射线较多的医务人员大多穿着局部（多为正面）插入铅橡皮的防护服装，来阻隔x射线；铅纤维与普通纤维混纺制成的服装比铅橡皮柔软；在化学纤维中添加氧化铅、硫酸钡制成的防x射线纤维，制成纺织品后對低能x射线有一定的遮蔽效果，比铅衣柔软轻便。
γ射线是原子核能级跃迁蜕变时释放出的射线，是波长短于0.02nm的电磁波。谢线有比X射线更强的穿透力和杀伤力，医疗上用来治疗肿瘤。γ射线的防护材料与X射线类似，也采用铅板、铅纤维与普通纤维混纺、以及含铅、硼、钡等元素的纤维及其他材料，均對γ射线有一定的屏蔽作用，但防护效果不如X射线。
综上所述，电离辐射除Ⅱ粒子外，制成纤维状或织物状的防辐射材料尚难有效遮断高能射线和粒子流的入侵，仍然以铅橡皮为最常用且相對有效的防护材料。
3.2电磁辐射的防护
电磁辐射的防护主要针對高频电磁波，根据现有的电磁辐射防护标准，對频率为30～300MHz的电磁波有最严格的防护标准，即暴露限值最低。该频率范围以及更高的频率范围内的电磁波對人体的损伤主要是由电场造成的，對此进行防护主要采用反射电磁波的机理，而吸收电磁波的防护方式相對困难，除非允许采用很厚重的防护层，而这對于纺织品而言并不合适。
不锈钢、铜、铝、镍等电导率高的金属纤维是传统的屏蔽材料，但由此制得的防护服装过于沉重，手感偏硬。基于反射机理的防电磁辐射纤维常用的制取方法包括：（1）以普通合成纤维为基材，在外层包覆（化学镀、涂覆）金属层，制成镀铜、镀镍、镀银纤维；（2）原位聚合聚苯胺、聚吡咯制成导电纤维；（3）通过涂层加工，将导电的各种粉体附着在纤维表面制成高电导率的纤维。對这些纤维可制成合适的细度和长度，以使防电磁辐射纤维适合于后续纺织品或非织造布加工。
對于低频电磁波，虽然對人体的损伤很小，但在特殊场合（例如扫雷艇产生的强大磁场）下，需将磁场集中在磁性纤维内，从而保证由磁性纤维护卫的人体内部只有很低的磁场强度。与金属纤维类似，传统的磁性纤维由铁镍合金等高导磁材料制成，目前发展成为以铁、铁氧体粉体添加到合成纤维中制得磁性纤维。
由上述高电导率纤维和高磁导率纤维制成的织物或非织造布，可获得电磁辐射防护效果。但能够直接制成具有电磁屏蔽效果纺织品更为简捷的方法包括：（1）采用金属纤维或将金属化纤维与其他纤维混纺制备电磁屏蔽织物；（2）對合成纤维织物直接进行金属化处理（例如镀铜、镀镍、镀银等）；（3）原位聚合聚苯胺、聚吡咯等导电高分子；（4）施加导电涂层（涂覆导电高分子材料，含铜粉、银粉等导电粉体的涂料）等。
通常采用15%～20%的不锈钢纤维混纺制成的电磁屏蔽织物，可使织物的电磁屏蔽效能达到20dB左右，而经过金属化处理的织物，屏蔽效能可达65dB左右。
但是，對于电磁辐射防护服装而言，因服装结构上存在一系列破坏整体密闭效果的缝隙孔洞和开口，故会使服装的电磁屏蔽效能大幅低于面料的电磁屏蔽效能。整体金属化处理的织物，即使在各开口设计上已经尽可能封闭，并配置带披风的帽子，但服装的屏蔽效能也只能达到30dB左右，如进一步提高屏蔽效能，则必须采用全封闭结构，但防化服类的全封闭结构，会导致使用者热负荷增大，影响舒适性和功效性。
4 辐射防护的发展趋势
4.1辐射防护理念的科学化
近几年来，我国在辐射防护方面出现了防护理念泛化的现象。有的媒体过分夸大了电离辐射和电磁辐射的危害，甚至混淆电离辐射与非电离辐射的差异；也有人出于商业利益有意制造电磁污染的恐慌而兜售所谓的防辐射制品；有较高比例的公众對工作环境和生活环境的电磁辐射源有种种过分的担心。
事实上，我国公众生活环境的电磁辐射水平，除了偶然发生的特殊情况（例如高压线下、雷雨交加时），电磁环境均不超标。民众所担心的家用电器的电磁泄漏强度往往只有国际标准的百分之几甚至千分之几；小区楼顶的通信基站发射的电磁场也呈现为往远处发射的分布，使基站下方的场强最低。这些情况将逐渐被民众所了解，而关于辐射防护纺织品的使用對象，终究会向职业人群集中，一般民众并不需要进行电离辐射和非电离辐射的防护。
4.2辐射防护技术的升级
如前所述，现有电磁辐射防护服存在屏蔽效能与穿着舒适性的矛盾，密闭式防护服可以得到高屏蔽效能，但穿着闷气，影响舒适性和工作效率，而工作服款式的电磁辐射防护服则达不到高屏蔽效能，防护效果不理想。此外，还存在服装结构设计不合理导致电磁屏蔽效能下降、导电层不牢固容易在洗涤后脱离导致屏蔽效能下降，以及全频段电磁信号均被屏蔽、致使手机等部分工作用具的通信联系中断等问题。
1．1一般资料选择DTC术后经131I治疗的患者806例，其中男287例，女519例，年龄10－76岁，平均年龄43岁。病历资料完整，均有明确的术后病理诊断，状癌795例，滤泡状癌11例;无转移者237例，有转移者569例(颈部淋巴结532例，肺32例，骨5例)。1．2治疗与防护1．2．1治疗前准备预约治疗时患者应提供术前颈部超声、手术记录、病理结果，确认属DTC术后131I治疗适应证者，可按要求预约治疗时间。所有患者均应停用左甲状腺素钠片(L－T4)并禁碘饮食4周，在低碘饮食的同时不可忽视禁用含碘药物，如西地碘含片(含碘1．5mg/片)、胺碘酮等。特别要注意3个月内应当避免使用含碘造影剂的CT或X线检查，常规应用的造影剂含碘量高达15g/100ml［4］。治疗前患者伤口愈合良好，完善所需的实验室检查:血清甲状腺功能八项检查(至少包括TSH、TgAb、TG等)，PTH，血常规，肝、肾功及血清离子五项等，育龄妇女需查血清HCG;心电图，颈部超声，甲状腺摄131I率，甲状腺99mTcO4－(北京原子高科有限公司提供)静态显像，可疑肺转移者需胸部CT检查，疑似骨转移患者需全身骨显像。符合治疗条件的患者按要求签署“知情同意书”，经治医生应解答患者及家属提出的所有疑问，直到患者明白和满意并要求患者签字后，方可实施治疗。1．2．2治疗剂量清甲(去残)患者常规给予131I3．7GBq(100mCi);同时存在功能性转移灶者，根据治疗前检查结果，依据转移程度不同给予相应的放射性131I剂量:存在颈部淋巴转移者3．7－5．55GBq(100－150mCi);肺转移者5．55－7．4GBq(150－200mCi);骨转移者7．4－9．25GBq(200－250mCi)以达到同时治疗转移灶的目的。1．2．3给药前准备及给药方法嘱咐患者服用131I(成都中核高通同位素股份有限公司提供)前应禁食4－6h，服用后仍需禁食2h，3日内禁碘以免影响药物吸收。对该治疗有疑虑或对辐射安全的担心引起烦躁、担忧等一些现象的患者，医护人员应积极给予耐心细致的解释疏导;对易恶心，呕吐或晕车等现象的患者，可给予减少这些不良反应的药物来缓解。给药方法:一次口服，将药物咽下后立即用温开水少量多次漱口，并将漱口水咽下，以免口腔沾染。1．2．4辐射防护对DTC患者进行口服131I治疗时，除残余甲状腺及其病灶摄碘外，大量131I从尿液、汗液、唾液中排出，患者是一个开放活动性的强放射源。因此医护人员要做好外照射防护，避免131I对周围环境的污染，确保周围人群安全和环境清洁。对患者进行健康教育，向患者说明治疗隔离期间的注意事项，正确处理排泄物和污物。应强调医务人员的辐射防护意识，减少医护人员来自服131I治疗患者的不必要照射和意外事故。医护人员必须经过放射防护培训，操作中必须遵从操作熟练、准确迅速、安全高效的原则。给患者服药治疗时应采取时间、距离、屏蔽防护措施，如:穿专用辐射防护衣，带防护铅围脖和铅眼镜，佩戴个人计量仪，戴橡胶手套及双重口罩等;其次，强化患者治疗隔离期间管理，谢绝社交活动，避免不必要的公众照射。放射性排泄物和污物收集后无害化处理，减少环境污染;医护人员与患者交谈时保持一定距离，及时了解患者情况并给予合理的处理措施，尽可能做到短时间远距离。提醒患者减少密切接触他人;在服药后1周内，养成良好的卫生习惯，应该经常洗手洗澡，以有效减少皮肤污染。
2结果
806例患者在131I治疗后一周内有11例出现恶心，食欲减退;9例出现失眠，多梦等症状;2例患者治疗后因未按要求含服VitC而出现腮腺肿胀伴痛疼，以上患者经过心理调适和对症处理，一周后症状明显缓解并安全度过治疗隔离期。特别是1例DTC伴双颈部淋巴结、双肺、肾上腺、髂肌等多脏器转移的10岁患者按照规范的治疗护理和辐射防护措施，经4次131I治疗后，所有转移灶完全消失，随访三年半患者无治疗后并发症，已获得临床治愈(图1)。随访3－5年证实806例患者均能正确对待自己的疾病，并对自己的生存质量基本满意。
3讨论
关键词：放射性核素；治疗剂量；防护
核医学成像设备可大致分为两类：①是γ照相机，②是ECT，ECT亦称为放射性核素计算机体层成像（radionuclide computed tomography，RCT）。目前，按照放射源不同，ECT又分为SPECT和PET。单光子发射型计算机断层（single photon emission computed tomograph，SPECT）是以发射γ射线的核素作为发射体，正电子发射型计算机断层（positron emission computed tomography，PET）是以发射β+粒子的放射性核素作为发射体。SPECT应用最为广泛，PET也正在普及。
1 肿瘤的放射治疗剂量
恶性肿瘤放射治疗剂量大小的选择是一个十分严格和必须经过计算的过程。其选择范围必须是使正常组织能够耐受而使肿瘤细胞死亡，这样才能使肿瘤逐渐消退，周围的正常组织不产生严重损伤。肿瘤对射线敏感程度不同，其放射剂量也就不同，必须认真研究，分别处理。肿瘤剂量是指体内肿瘤部位参考点的剂量。中心轴百分深度量（percentage depth dose，PDD）是指体内照射野中心轴任一深度的吸收剂量率（Dd）与照射中心轴上参考点吸收量率（Ddm）之比的百分率。如参考点在射线中心轴伤的最大剂量为Dm，则：
PDD=×100%
PDD必不可少的四个条件：①能量；②照射距离；③肿瘤深度；④照射野面积。
肿瘤最大剂量比（TMR）TMR=Dt/Dm。其中Dt为肿瘤中心软组织中的剂量，Dm为射野中心轴上最大剂量点。因在等中心照射的剂量计算较困难，故用肿瘤最大剂量的方法，经查TMR来求出肿瘤的处方剂量。查表条件：①射线能量；②肿瘤中心水平面积；③肿瘤深度。
校正因子：①托架校正因素；②楔形板校正因素；③组织不均匀性校正；④区面、斜入、源皮距校正；⑤非标源皮距校正；⑥大面积不规则野的校正；⑦铅挡块的校正；⑧加填充物剂量的校正。
校正后PDD或TMR利用经过上述校正因子校正后的中心百分深度量或肿瘤最大剂量比，在根据医师所给的肿瘤剂量方可求出总处方剂量。
Dt肿瘤剂量是医师根据多种因素制定的。
Dm处方剂量是根据校正后的PDD或TMR及肿瘤剂量求出来的总处方量，技术员根据每次照射所给的每次处方量，累加起来达到总处方量后，就应停止治疗。如医师更改总处方量，可按更改处方量执行。
1.1放射对敏感肿瘤的剂量 对于放射线敏感的肿瘤，如淋巴瘤、精原细胞瘤、小细胞肺癌等，虽然这些肿瘤的组织来源不同，其放射敏感性也有一定差异，但在临床实践中一般采用的剂量范围为20～40 Gy（2～4 w）。再根据肿瘤大小不同可以适当调整剂量，这部分肿瘤多采用综合治疗法。
1.2放射对中度敏感肿瘤的剂量 包括各种组织器官的鳞状细胞癌，如食管癌、皮肤癌、膀胱癌、宫颈癌等。一般剂量范围为60～70 Gy（6-7 w）。如果肿瘤瘤体较小，进过精心设计治疗计划，这类肿瘤可以治愈。
1.3放射对低度敏感肿瘤的剂量 有些肿瘤（如肉瘤、腺癌、骨肉瘤等）属于对放射线低度敏感的肿瘤。对这些肿瘤的剂量范围为70～80 Gy（7～8 w）。由于剂量偏高，多数超过周围正常组织的耐受剂量，单纯放射治疗治愈率较低。
1.4放射对不敏感肿瘤的剂量 对放射线不敏感的肿瘤包括间叶组织来源的肿瘤，单纯放射治疗很难治愈。但是对于那些手术切除不彻底或者不能手术的患者也可以试用放射治疗，部分患者也能达到抑制肿瘤生长和止痛的效果。还有部分病例与热疗、化学疗法等综合疗法并用也能达到治愈。
1.5姑息性放射治疗的剂量 高姑息性放射治疗的剂量：对于那些肿瘤范围较广泛，但患者一般状况较好，又属中于度以上敏感的肿瘤，也可以给予根治剂量，达到控制肿瘤生长，延长生存期的目的。
低姑息性放射治疗的剂量：对于患者状态较差者，为了减轻痛苦，缓解症状，可利用低姑息性放射治剂量。一般给予根治剂量的1/3～3/2。
2 核素辐射防护原则
2.1核素辐射的安全 在PET常用碳、氮和氟的正电子同位素11C、13N、15O、18F等，都是人体组织最基本元素，用它来给各种基质、代谢物、药品和其他生化活性化合物以及其他类似物加标志而不影响它们的化学和生化性，从而可测量人体生理、生化过程，准确的反应机体的代谢情况。正电子同位素β+的半衰期短，放射寿命短，有的只有十几分钟，加之对患者的辐射剂量很少，在短时间内可重复使用，也可大剂量使用以获得清晰影像，剂量使用是安全可靠的。
2.2核素辐射的防护原则 放射性核素放出的射线都可以引起物质的电离，但不同种类的射线，引起电离密度不同，对人体的危害程度也就不一样。同一类的射线，不同的照射放射方式（外照射和内照射）对人体危害程度也不一样。
2.2.1对α射线的防护 α粒子电离密度大，射线短。α粒子在液体或固体中的射程非常短，在外照射的情况下，α粒子不足以穿透人体皮肤，防护一般不需特殊屏蔽材料，衣服和手套就足够防护他的外照射。但α粒子源若进入体内它的能量将全部沉积在很小的局部组织中，从而会造成局部组织明显损伤，这一点应特别注意。
2.2.2对β射线的屏蔽防护 β射线在不同吸收物质中的射程有很大差异。当β粒子的能量较低时，其能量损失主要由电离和激发所引起；当β粒子能量较高并通过原子序数较大的物质，则轫致辐射所引起的能量损失与物质的原子序数平方成正比。因此屏蔽β射线时，最好的措施是采用双层屏蔽，内层用原子序数较低的材料，如塑料、有机玻璃等屏蔽β射线，外层用原子序数较高的材料，屏蔽穿过内层后能量降低的β粒子及内层产生的轫致辐射。
2.2.3对γ射线的防护 由于γ射线的频率很高，穿透力很强，任何厚度的物质只能讲其强度减弱，而不能将其完全吸收，故γ射线没有最大射程。因此，对它的防护要求只能是将其剂量降低到允许剂量范围内。防护的措施主要有：①增加距离进行防护；②缩短时间进行防护；③选择相应的屏蔽进行防护。
在实际工作中，有时靠减少操作时间和增加操作距离不能达到防护的要求，这时需加防护屏蔽措施。防护γ射线的材料都是高密度的物质，如铅、铁、混凝土等[1-3]。
参考文献：
[1]刘海洋，刘青松，裴作升.X射线量的合理应用及辐射防护[J].医疗卫生装备，2011，32（7）：98-99.
[关键词] CT扫描技术;应用;辐射;预防
[中图分类号] R445.4 [文献标识码] C [文章编号] 1674-4721(2010)03(b)-061-02
CT是一种功能齐全的病情探测仪器,定名为X线电子计算机体层摄影机。这种机器由X光线断层扫描装置、微型电子计算机和电视显示装置组成,可以对人体各部位进行检查,发现病灶。一位神经放射诊断学家第一次利用CT扫描为人体进行检查的对象是个怀疑患了脑瘤的妇女,结果在荧光屏上不仅现出了脑瘤的位置,甚至连形状和大小都清晰地显示了出来,这一成功检查宣告了一个新技术的诞生[1]。
1 CT扫描的原理
CT扫描又称CT容积扫描,是采用滑环技术,X线球管或X线球管和探测器不断地进行360°旋转,连续产生X线,并进行数据采集;同时检查床沿纵轴方向匀速移动使扫描轨迹呈螺旋状的扫描方式。螺距:球管旋转1周(1 s)检查床移动的距离与扫描层厚的比值[2]。一般认为螺距为1.0时图像质量最好。CT机投入到临床以后,以它高分辨率、高灵敏度、多层次等优越性,发挥了有别于传统X线检查的巨大作用。
2 CT扫描的优点
速度快,连续快速扫描成像,减少呼吸伪影,避免小病灶因呼吸幅度不一致而漏诊,缩短危重患者检查时间,配合压力注射器分别完成不同时期的多期扫描。容积数据,可重建高质量的多轴面图像和三维立体图像。
3 CT应用范围
3.1 颅脑部的检查
颅内肿瘤、脑血管疾病、脑外伤等。
3.2 对五官及颈部的检查
五官部位的肿瘤及炎症、咽喉部位肿瘤、颈部甲状腺及淋巴系统肿瘤、颈部肿块等。
3.3 胸部检查
肺内肿瘤及炎症,纵隔及胸腹的肿瘤、炎症等。
3.4 腹部检查
肝、胆、脾、胰、肾脏、肠道、盆腔内器官感染、肿瘤、脓肿、结核等。
3.5 骨关节、脊柱部位的检查
适用于其肿瘤、外伤、转移瘤、关节脱位、结核等疾患。
4 CT的危害
CT可以被理解为用X线从多角度拍摄。X射线属于电离辐射,它在对人体起作用的过程中会产生生物效应而伤害人体。除扫描层面内的剂量外,扫描范围外的区域也存在相当剂量的散射线。DNA双螺旋结构被打破是对细胞的关键性损伤,辐射诱导基因突变或双螺旋结构被打破、畸变增多,最终可导致癌症。牛津大学和英国癌症研究中心的科学家在对15个国家的统计数据进行分析后发现:英国每年诊断出的癌症患者中有0.6%是由X射线检查所致。在X射线和CT检查更为普遍的日本,每年新增癌症患者中有3.2%是由这两种检查造成的。研究者并非抹杀X射线和CT检查的重要性,只是想提醒医生,在采取这两种检查时应谨慎[3]。
5 CT辐射预防
5.1 技师的注意事项
从应用层面上,首先应该建立辐射防护概念,正确掌握图像质量与辐射剂量之间的平衡关系,不能一味盲目追求影像质量而忽略辐射剂量,技师应当被培训并且精通最优化的CT检查;其次应了解所使用设备的性能、各种技术参数之间的关系,合理运用各种辐射防护措施,在保证影像诊断质量的前提下努力减少患者的辐射照射剂量,注意检查指示和限制不必要的扫描层,采用适合患者截面区的扫描参数。尽量减少儿童的mAs值,使螺旋CT的螺距因子大于1,并且计算重叠图像而不是重新获取单幅图像,充分地选择图像重建参数,在多层CT上应用Z轴滤过。
5.2 合理控制辐射剂量
临床医师和放射医师应当讨论以确定每一个CT检查是否是临床需求的,放射医师有责任与技师和临床医师共同控制剂量。图像质量和剂量控制是影像科一直坚持的原则,是确保影像质量能满足临床检查需要的最低要求,任何无谓地过多地使用剂量都属失误。对不同的诊断目的,应提供不同噪声水平的图像。各种疾病需要达到的图像质量水平,需要有经验丰富的医生总结,这也是今后医学影像质量控制应关注的重点。
6 总结
由于CT影像利用窗口技术使密度分辨率大大提高,对软组织及实质性器官的显示能力明显优于普通X线检查。同时随着CT设备功能的越来越强大,放射防护界对CT检查的防护越来越重视,加强CT的质量管理及控制,不仅要求扫描人员的操作规范化,而且要严格控制CT检查的适应证。加强儿科医生和CT医生之间的交流有助于为患者选择最恰当的检查方法,对于必须进行CT检查的患者,对检查部位要确保在最小辐射剂量下获得满意的诊断图像。另外,医学影像学家、厂商以及国家监督机构必须齐心协力,将CT的放射剂量降到最小。必须建立剂量限制体系包括辐射实践的正当化、防护水平最优化、个人剂量限值等3条基本原则。此外,还必须建立照射外防护,包括缩短受照时间、增大与射线源的距离、屏蔽防护。总之,要合理降低个人受照剂量与全民检查频率。
[参考文献]
[1]王刚,白艳.优化CT扫描参数,降低患者辐射剂量[J].医学影像学杂志,2007,17(9):1001-1003.
[2]Suess C,Chen X.Dose optimization in pediatric CT:current technology and future innovations[J].Pediatr Radiol,2002,32(10):729-734.
[关键词] 对甲基桂皮酸；丹皮酚；衍生物；辐射防护；功效研究
[中图分类号] R284.1 [文献标识码] A [文章编号] 1673-7210（2013）01（a）-0020-03
辐射损伤一直为国内外学者关注的焦点问题。辐射防护剂一方面预防以减轻辐射对机体造成损伤的程度，另一方面是对损伤后放射病的有效治疗。早期曾有报道，桂皮酸的衍生物具有增强巨噬细胞吞噬活性和激活细胞免疫的作用，以及桂皮酸衍生物具有抗辐射和清除自由基的活性[1-3]。文献调研表明，天然酚类成分――丹皮酚具有明显的抗自由基活性[4-5]。丹皮酚还具有免疫增强活性，能明显增强中性粒细胞对体外金黄色葡萄球菌的吞噬功能。研究观察了丹皮酚雾化吸入对大鼠免疫功能的影响，结果显示试验组大鼠肺巨噬细胞吞噬率比对照组明显增高[6]。应康等[7]研究了丹皮酚对小鼠淋巴细胞转化的影响，结果表明丹皮酚雾化吸入可提高大鼠肺局部非特异性免疫功。本文通过化学拼合原理，合成筛选出了对甲基桂皮丹酚酯（4a）衍生物，并对其进行了初步的抗辐射活性研究，结果显示该化合物具有一定的抗辐射损伤作用。现报道如下：
1 材料与方法
1.1 试药
将本室自行合成的对甲基桂皮丹皮酚酯，纯度98%以上（HPLC分析结果），研细后用5‰CMC-Na溶液研细并配成浓度为2.5、5.0、7.5 mg/mL（低、中、高3个浓度）的混悬液。
1.2 动物与仪器
ICR小鼠，6～8周龄，雌雄共100只，20～22 g，由中国医学科学院实验动物研究所提供。荧光显微镜，铯137（137Cs）γ-射线辐射源（加拿大原子能有限公司）。
1.3 对甲基桂皮酸酰氯的合成
100 mL圆口烧瓶加入3.2 g（0.02 mol）对甲基桂皮酸按参考文献[8]制备对甲基桂皮酰氯，减压蒸馏除去过量的二氯甲烷和SOCl2，石油醚重结晶得白色固体3.32 g，产率91%，熔点37～39℃。
1.4 对甲基桂皮丹酚酯的合成
称取1.66 g（0.01 mol）丹皮酚于100 mL圆口烧瓶中，加入20 mL二氯甲烷溶解，滴加1 mL三乙胺，冰水浴磁力搅拌条件下，缓慢滴加上述合成的对甲基桂皮酰氯2.5 g（0.014 mol）的10 mL二氯甲烷溶液，加毕继续反应2 h，旋转蒸发仪蒸除二氯甲烷得乳白色黏稠状物，石油醚重结晶得白色固体，饱和碳酸氢钠、蒸馏水洗，最终得白色固体2.81 g，产率88.9%，熔点89～92℃。其合成路线见图1。
1.5 实验方法
1.5.1 30 d存活率实验 ICR小鼠60只，雌雄各半，按体重随机分成5组，14只/组，分别为高（150 mg/kg）、中（100 mg/kg）、低（50 mg/kg）3个浓度给药组、空白对照组（5‰CMC-Na）、阳性对照组（茜草双酯，500 mg/kg）。各组均在照射前3，2，1 d连续3次口服灌胃给药，0.1 mL/10 g，137Cs γ-射线8.5 Gy一次性全身照射，并每天观察记录小鼠的存活情况。
1.5.2 体内抗辐射活性实验 ICR雄性小鼠40只，按体重随机分5组，8只/组，设有空白对照组、阳性对照组（炔雌醇）以及4a高（150 mg/kg）、中（100 mg/kg）、低（50 mg/kg）3个剂量组。给药方式同上述，经137Cs进行6.5 Gy γ-射线一次性全身照射。
1.6 观察指标
1.6.1 存活率、保护指数、小鼠平均生存天数 计算小鼠30 d存活率、保护指数、小鼠平均生存天数，计算方法依据参考文献[9]。
1.6.2 白细胞数（WBC）、血小板数（PLT） 照射后第8天称重后眼眶静脉取血，并进行全自动血液细胞分析仪测定白细胞与血小板数。
1.6.3 有核细胞数、DNA含量、脾结节、脏器指数 计算小鼠股骨有核细胞数、DNA含量、脾结节、脏器指数，计算方法依据参考文献[10]。
1.7 统计学方法
采用统计软件SPSS 12.0对实验数据进行分析，计量资料数据以均数±标准差（x±s）表示，采用方差分析，两两比较采用LSD-t检验。计数资料以率表示，采用χ2检验。以P < 0.05为差异有统计学意义。
2 结果
2.1 30 d存活率实验结果
2.1.1 30 d存活率趋势图 结果显示，4a各剂量组的30 d存活率与空白对照组比较均有提高，明显延长小鼠的生存时间，尤其是中剂量组。给药组30 d存活率分别为28.57%、42.86%、35.71%，均比空白对照组的14.29%有明显提高，阳性对照组为28.57%。30 d存活率趋势见图2。
2.1.2 30 d存活率及保护指数 4a各剂量组平均生存天数和空白对照组比较，均明显增加，尤其是中剂量组，和阳性对照组比较差异有统计学意义（P < 0.05），保护指数分别为1.50、2.01、1.60，阳性对照组为1.48，各组间差异无统计学意义（P > 0.05）。见表1。
2.2 对甲基桂皮丹酚酯对辐射损伤ICR小鼠的影响
4a各剂量组与空白对照组比较，对WBC和BMNC影响差异无统计学意义（P > 0.05），而对PLT有显著提高作用（P < 0.01），明显增加DNA含量（P < 0.05），尤其是中剂量组，表明目标化合物4a能够提高小鼠的造血功能。见表2。
2.3 对甲基桂皮丹酚酯对辐射损伤ICR小鼠的影响
4a三个剂量组与空白对照组比较，对肝重变化无明显影响，而对脾系数、胸腺系数、脾结节数均有不同程度的增加，且不同剂量组的脾系数和低剂量组的脾结节数差异有统计学意义（P < 0.05）。中、高剂量组的胸腺系数和阳性对照组比较差异有统计学意义（P < 0.05），低剂量组则差异有高度统计学意义（P < 0.01）。脾结节数和脾指数与机体造血功能恢复相关，而胸腺指数为机体免疫功能的重要指标。由胸腺系数和脾系数的增大可以初步说明该化合物有增强免疫和改善造血系统功能的作用。见表3。
3 讨论
3.1 对甲基桂皮酰氯和对甲基桂皮丹酚酯的合成实验
本文采用参考文献[8]的方法，即N，N-二甲基甲酰胺催化法，得到对甲基桂皮酰氯。采用石油醚、四氯化碳等重结晶的方法可以有效除去过量的CH2Cl2和SOCl2。本文通过石油醚重结晶除去过量的CH2Cl2和SOCl2纯化产物的方法很好地制备出目标化合物，制备酰氯的产率高，达91%。
丹皮酚分子中存在分子内氢键而降低了羟基的活性，无法在脱水缩合剂的作用下和酸直接合成酯类化合物，故选用经典的酰氯法，在三乙胺有机碱作用下合成对甲基桂皮丹皮酚酯化合物。酰氯化学性质不稳定，常温下易水解，须在干燥充满氮气的容器中保存，且在有机碱（三乙胺、吡啶）条件下易发生未知副反应，较长时间放置易变黑。因此本实验选择将丹皮酚溶于有机溶剂，冰水浴条件下缓慢滴加酰氯的CH2Cl2溶液的方法。此法合成目标产物两步总产率高达88.9%，副反应少，后处理简单。
3.2 对甲基桂皮丹酚酯的抗辐射活性研究
辐射损伤可引起机体中氧自由基（ROS）和氮自由基（RNS）浓度的大幅增高，自由基可引发脂质过氧化作用而产生丙二醛（MDA），具有很强的细胞毒性[11]。抗氧化剂通过清除自由基抑制一系列生物大分子（如DNA）的氧化反应，从而起到对细胞的保护作用。研制具有治疗功效的辐射恢复药物显得更为重要。本文通过4a对受γ-射线一次性全身照射后，30 d存活率和抗辐射损伤活性实验结果显示，对甲基桂皮丹酚酯具有一定的抗辐射损伤活性，为深入研制成抗辐射损伤药物提供了依据。4a抗辐射损伤机制是否与清除自由基有关，待今后进一步考察测定试验小鼠血清以及肝脏活性超氧化物歧化酶（SOD）、谷胱甘肽过氧化物酶（GSH-Px）、过氧化氢酶（CAT）以及MDA含量的改变，从减轻自由基损伤角度进行揭示[12]。
[参考文献]
[1] 董欣，宋金芳，章琦，等.肉桂酸硫酯衍生物的合成及其辐射防护作用研究[J].辐射研究与辐射工艺学报，1997，15（2）：105-108.
[2] 张立伟，赵春贵，杨频.肉桂酸衍生物清除羟基自由基活性研究[J].中国医院药学杂志，2004，24（11）：662-663.
[3] Choo WS，Edward JB. Radical Scavenging Activity of Lipophilized Products from Lipase-Catalyzed Transesterification of Triolein with Cinnamic and Ferulic Acids [J]. Lipids，2009，（44）：145-152.
[4] Upasani CD，Balaraman. Protective effect of spirulina on lead-induced deleterious changes in the lipid peroxidation and endogenous antioxidants in rats [J]. Phytother Res，2003，17（4）：330.
[5] Chen B，Ning ML，Yang GS. Effect of paeonol on antioxidant and immune regulatory activity in hepatocellular carcinoma rats [J]. Molecules，2012，17：4672-4683.
[6] 孙言才，沈玉先，孙国平.丹皮酚的主要药理活性研究进展[J].中成药，2004，26（7）：579-582.
[7] 应康，王玉珍.丹皮酚对小鼠淋巴细胞转化的影响[J].包头医学院学报，2001，17（2）：92-93.
[8] 王蓉，顾宏霞，陈维珍.桂皮酰氯及其酯的制法[J].安徽化工，2008，34（6）：35-36.
[9] 王月英，周则卫，沈秀，等.E838对IRM-2和ICR小鼠的辐射防护作用[J].中国比较医学杂志，2004，14（6）：332-335.
[10] 高建芳，周则卫，沈秀，等.17-β雌二醇-3位衍生物抗辐射活性研究[J].医药导报，2010，29（2）：155-157.
[11] Lee JH，Choi IY，Kil IS，et al. Protective role of susperoxide dismutases against ionizing radiation in yeast [J]. Biochim Biophys Acta，2001，1526：191.
【关键词】 放射性同位素；辐射；外照射；辐射防护；安全管理
文章编号：1004-7484（2013）-02-1023-02
放射性核素、枪支弹药、这三样物品在上海世博会期间被列入管控的范围。枪支弹药、我们往往会在电视内、电影上了解被知识，而放射性核素的知识却很少被提及。2011年日本福岛核电站辐射泄漏的事件，使我们在当时又关注起核相关的知识。放射性药物基于其放射性的关系，一直以来是多方关注的焦点，环保、卫监、公安等部门定期检查、巡回督察，把其视为洪水猛兽，就怕其出差错、事故。其实在医学领域的放射性药物应用中，放射性核素使用量的大小相比工业上的应用要少很多，选用的核素也较安全。
在国外，放射性药物的制作成本降低，销售价格不断下跌。而国内却因为国家管控增强，供求关系紧张，价格不断上涨。通过分析现在医用放射性药品相关法律法规，生产销售使用中的一些实际情况，提出对放射性药物的一些新的监控方法。提出适时、适量、适当放开放射性药品的监管，或者对放射性药品生产行业进行补贴，这样可以对核医学的发展有重大的促进作用，也可以降低病人做核医学检查的支出。
1 现有管理模式下法律法规
1989年中华人民共和国国务院第25号令《放射性药品管理办法》中规定：经卫生部审核批准的含有短半衰期放射性核素的药品，可以边检验边出厂。依据国食药监安[2006]4号《关于印发的通知》中的规定只要持有第IV类《放射性药品使用许可证》的医疗机构研制12种规定的正电子药物并自行使用的。这两项规定推出后正电子类放射性药物的研制使用已经适当放开。正电子类药物用于PET显像，单光子类用于SPECT显像，无论从医院普及率、检查方便程度、公众认知度，SPECT显像都优于PET显像。但我国对于单光子类药物的研制使用确依旧有着紧箍咒，不如单光子类药物使用便捷[1-2]。
2 现有医疗机构中放射性药品分类
在现有医疗机构中放射性药物的使用可以简单分为：体外诊断用各种含放射性核素的分析药盒；体内诊断、治疗用一般放射性药品；采用放射性核素发生器及配套药盒自行配制的体内诊断及治疗用放射性药品。当然我们有时简单以放免、显像、治疗这三大块来分类。随着医疗技术的发展，求医人数的增长，放免、显像、治疗这三块的放射性核素的使用量逐渐增加，但是核素治疗是利用放射性药物β射线，而一般放免或SPECT显像是利用放射性药物的γ射线。β射线射程短，穿透力也弱；γ射线射程长，穿透力也强，γ射线防护比较重要。
3 辐射能、照射量及放射性活度
放射性活度的单位是贝克[勒尔]，在平时工作中我们常用放射性活度的值来代表使用放射性药品的量。比如SPECT骨显像使用9.25*108Bq的99Tcm-MDP药物，PET全身显像使用3.7*108Bq的18F-FDG药物。单从数量上看，做SPECT骨显像使用的药品的量比PET全身显像时用的量多。但两者的辐射能不同（18F主要能量是在633.5keV，99Tcm主要能量是在142.7keV），照射量也不同[3]。一次PET全身显像对人全身的辐射吸收剂量为3.33mGy要高于一次SPECT骨显像的2.59mGy[4-5]。
4 医用放射性核素的来源
简单来说，长半衰期核素是反应堆的产物，短半衰期核素是加速器的产物，SPECT使用的核素是医用发生器的产物，PET使用的核素是医用直线加速器的产物。以99Tcm为例，最常用的是凝胶型堆照99Tcm发生器，这类发生器一般一次可以洗脱大约1Ci的99Tcm植酸盐，如果要保证99Tcm浓度，一天可以淋洗2次。治疗直线加速器生产18F离子也很方便，如果需要一次也可以生产1Ci以上的18F离子，一天也可以生产2-3次。在中国的大城市中99Tcm植酸盐一般由医药公司配送（称为“奶站”供药），小城市中99Tcm植酸盐是医院通过发生器生产（发生器从医药公司购买配送），而无论大小城市18F离子则是医用直线加速器生产（大医院一般配有医用直线加速器），这样可以充分确保药物的数量与质量[6-7]。
5 放射性核素与医学
核医学科的发展离不开放射性核素的使用，相对于美国等发达国家，我国医用放射性核素还是管制很严厉的，有许多种核素被禁用，又有很多种化合物因为没有药证而停用。国家是以管控放射性核素的目的来限制医用放射性核素，避免核素泄漏、盗取等问题[8]，但这也影响核医学的发展。国内能使用的放射性核素与其合成物，明显少于美国、英国、德国、日本等发达国家[2，9]。在国内的国家级期刊上，在国际期刊的文献上，可以看到中国的核医学同行们也在研究核医学新药，只是数量相比国外很少，这就是国家的限制。
6 医用放射性核素使用与国际接轨
现在大家都在说与国际接轨。医用放射性核素使用何时能与国际接轨？国家对PET显像所用的正电子药物是设当放开的，PET检查在中国也作为一个高端检查项目，在体检或肿瘤筛查中用到。但不容忽视的是PET全身检查的辐射量大，PET所用药物18F能量高，辐射不容易被阻挡。特别是在药物运输的过程中单个18F的铅罐重量达15kg，特别不方便。而国家严格控制的SPECT显像所用的99Tcm，辐射能小，防护较容易。SPECT检查成本只有PET的十分之一不到，这应该得到国家普及和支持，适用于对肿瘤的筛查等。可以向美国等国家学习，普遍性检查进入医疗保险，并降低医疗服务的价格；特别高端的、稀有的检查项目价格昂贵，需要自费。
国家允许的PET显像所用的核素有11C、13N、15O、18F，而能用于SPECT显像仅有99Tcm、131I、18F，其中18F是正电子药物，32P已经只能用于敷贴，上世纪时67Ga、143Xe、111In等10多种核素均因为没有药证而停产。
再看看国外，放射性核素的品种多，放射性药物的品种更多[2，3，9]，核医学能更好的服务于临床。如果尽快放开对单光子药物的研制使用，并引入123I、177Lu等核素。增加核素的品种与数量也能解决现在因供求失衡引起的价格上涨。
7 普通公众对核医学辐射的理解
受X线类摄影的传统影响，认为仪器会产生辐射，检查时间越长，辐射越大。事实上核医学SPECT仪器并不产生辐射。甚至很多人会误解，认为核磁共振成像属于核医学显像。核医学显像的基本原理是，把放射性药物引入受检者体内，仪器负责接收辐射信号。在把放射性药物引入受检者体内后，受检者就是一个新的放射体。产生各种歧义的原因是：由于辐射是看不见、听不见、摸不着，公众对未知的东西产生恐惧影响，所以把辐射当做“洪水猛兽”。
在实际情况中，病人在医院就诊的过程中，往往有家属陪同。现有预约制度的不合理，导致病人与家属会在短时间内聚齐在一起，而且这个问题在很长一段时间内无法改进[10]。做核医学检查的受检者家属，往往会受到受检者对他的辐射，我们称为临床核医学外照射。外照射到底有多少，外照射的对象是儿童又如何防护，值得我们探究。我国应该尽快完善医院辐射相关基本调查，这有助于相关制度的完善与规范的制定。
8 临床核医学药物的辐射安全
随着近几年核医学的发展，核医学科在硬件与软件上逐步完善，人们的防范意识不断提高，随着教育的增加，人员水平不断提高，工作人员责任心提高，各种安全事故鲜有发生。但是核医学工作中放射性核素的监管是处于外紧内送的，简单的说外面人员“骗取、偷盗、抢劫”放射性药物的事情可能不会发生，但是医务人员“私自携带、丢失、挪用”确非常简单[8]。在前文医用放射性核素的来源中提到，医院能很方便地生产1Ci左右的放射性药物，多余的放射性核素是否正常处理，全凭相关人员个人意识。在临床使用中，放射性核素出现剩余，也是普遍存在，比如遇到病人检查改期[10]。据中华医学会核医学分会2012年普查数据，45.56%（226/496）的单位以自己制备非正电子药物，26.29%（46/175）的单位自己制备正电子药物。全国共有6898人从事核医学工作，但放化师仅66人，物理师仅41人。持有核医学大型设备上岗证的从业人员占相应人员比例的36%[11]。如果遇到突发事件，或遇到医疗人员情绪失控，放射性核素是否处理得当，人员本身资质就不到位，追溯将很困难，此时再监管就会出现难题。
放射性药物的注射应该在注射室完成，因为一些医疗检查的需求，注射可能会改在轮椅边、床边进行。核医学科的候诊室属于控制区监督区，但是核医学科机房、候诊室等区域属于监督区[12]，短时间内会达到相同的辐射水平的区域，在环保监管上处于不同的控制级别，这是我们管理上、制度上的不当。特别指出中国疾病预防中心等曾经对正在使用的铅屏风等防护材料进行检测，部分被检测品已经在国家标准以下仍在使用，部分地方辐射安全防护不到位[13-15]，这主要是因为现有标准对防护用品检测的方法复杂，标准品难以找到，国家也没有提供强制检验等。
此外放射性残留物的处置，现阶段是累积到一段时间或一定量后，由地方环保局回收的方法。但是环保局是否完全回收了所有废弃物，这个废弃物量的控制全在医院。放过一定半衰期以后的放射性废物其放射性水平接近本底，或已经达到本底水平，通过医疗废弃物进行处置，也完全符合旧规。
总的来说，医用放射性核素处于内松外紧的监管，相关规范制度不少，但是漏洞也不少，一些制度略有不合理，在一些相关措施上还有许多值得改进的地方，需要在一系列的调查研究后完善放射性核素的安全管理制度，以更好地应用于社会。
参考文献
[1] 夏振民，罗志福.放射性药品审评的回顾.中华核医学杂志，2006，26（1）：49-50.
[2] 夏振民，钟建国.中国放射性药品发展史简述.同位素，2002，15（2）：100-104.
[3] 王渊恺，朱汇庆，陆云，等.了解放射性核素才能更好的服务于核医学工作.中国保健营养（下旬刊），2012，22（4）：3-5.
[4] 黄海潮，魏伟奇，翁振乾，等.PET受检者出院后对公众照射剂量的估算与评价.中国辐射卫生，2008，17（2）：175-176.
[5] 陆克义，李险峰.甲状腺疾病患者131I治疗后对他人的辐射危害评价.国外医学（放射医学核医学分册），2004，28（5）：226-229.
[6] 梁银杏，叶桦.关于修订《放射性药品管理办法》的几个建议.中国药事，2012，26（1）：11-13.
[7] 宋培峰，周启甫，王晓峰，等.我国放射性药品生产、流通中存在的问题及对策.辐射防护通讯，2010，30（4）：15-17.
[8] 王渊恺.医院核医学科安全事故的预防.中国辐射卫生，2010，19（1）：78-80.
[9] 梁银杏，叶桦.关于美国放射性药品注册管理制度的探讨.中国药事，2012，26（6）：653-656.
[10] 王渊恺.核医学科实施计算机综合管理预约的必要性与可行性.中国卫生资源，2010，13（5）：225-226.
[11] 中华医学会核医学分会.2012年全国核医学现状普查简报.中华核医学与分子影像杂志，2012，32（5）：357-362.
[12] 王渊恺，张光明，袁杰，等.核医学科候诊室合理化布局与紧急事件防护.医药前沿，2012，02（07）：375-376.
[13] 葛丽娟，林志凯，曹吉生，等.个人辐射防护用品防护质量检测结果与评价.中华放射医学与防护杂志，2011，31（3）：347-349.
关键词：生物监测 内照射 剂量估算 不确定度
内照射个人监测是对体内或排泄物中放射性核素的种类和活度[1]，以及利用个人空气采样器对吸入放射性核素的种类和活度进行的测量及对结果的解释。GBZ 129—2016《职业性内照射个人监测规范》[1]提到，对于在控制区工作并可能有放射性核素摄入的职业人员，应进行常规的内照射个人监测，如有条件，可对所有受到职业照射的人员进行个人监测。为了估算辐射剂量，模型是必需的，以模拟外照射的几何条件、摄入核素的生物动力学特点和人体[2]。通过判断和评价，从一系列实验性调查和人群研究中建立了参考模型，选取了必要的参数值。国际辐射防护委员会（ICRP）已推荐了相关模型，并进行了多次修订[2]。出于监管的目的，这些模型和参数值都是固定的，不受不确定度的影响。评估与监测程序相关的不确定性，有助于最优化地设计监测程序[3-7]。评估有效剂量估算中的不确定度时，应该着重考虑与材料相关的模型参数值，但是与个人相关的模型参数值应该固定在其参考值。我们综述了基于生物监测内照射剂量估算的不确定度的重要来源，主要包括为了确定体内或生物样品中某种核素的活度而进行测量的不确定度，用来解释生物监测结果照射情景的不确定度，用来解释生物监测结果生物动力学模型和剂量学模型的不确定度[8]。1 测量中的不确定度研究发现，测量中的不确定度对剂量估算的影响最明显[9]。国际原子能机构在有关报告中讨论了体内或生物样品中某种核素活度测量的不确定度[10-11]。尽管这些报告中或其他地方列出了生物监测方法的例子，但迄今为止，尚没有标准的直接或间接生物监测的测量程序。测量程序和探测器的选择由感兴趣核素、探测限、预算经费等因素决定。所有用来量化某种核素活度的程序都是随机误差和系统误差的来源。UNCERTAIN-TIES等[12]在2010年中做出了一个针对内照射剂量估算的综合性的报告，这份报告详细地阐述了测量中的不确定度，测量中的不确定度主要是由计数统计、刻度程序的有效性、源可能的污染、测量系统及本底的随机变化等造成。
通常，关于测量中的总不确定度被描述为一个区间，在某一置信度下，被测变量的值位于该区间内[13]。在估算测量中的总不确定度时，为了准确获得这个来源对不确定度的贡献，单独对待每一个不确定度的来源是很重要的。每一个单独的对不确定度的贡献被称为一个不确定度分量。
某一被测量的测量不确定度分量可以分为两种主要类别：A类和B类不确定度[12-15]。本质上，A类分量是在一系列观察中通过对变量的统计分析而评估出来的，B类分量一般是通过利用所有可得到的相关信息进行科学判断而评估得到的。测量全身或生物样品中核素的活度时，A类不确定度通常指由于计数统计而产生的和可以用泊松分布描述的那部分不确定度。B类不确定度通常指与不确定度相关的所有其他来源的不确定度。
体外监测时B类不确定度包括样品体积或重量的量化、稀释和移液而产生的误差、溶液储存时的蒸发、刻度用标准源的稳定性和活度、放射性示踪剂和感兴趣放射性元素化学回收率的相似性、空白校正、本底核素排泄贡献和波动、电子稳定性、光谱分辨率和峰重叠、样品的污染和杂质、计数时源的位置、刻度模型的密度和形状的变异及刻度时均匀性的假定[16]。这些不确定度适用于测量样品中核素的活度。测量排泄物时，通过测量样品中的活度可以估计受试者24 h之内的平均排泄率，以与模型的预计相比较。如果样品是<24 h的，样品应该被标准化到等效24 h的值。这就引进了额外的B类不确定度，与生物变异和采样操作有关的，而且可能要大于测量样品活度时产生的不确定度。为使采样不确定度最小化，文献[17-18]在有关尿液中钚的分析及室内氡暴露的研究中，对采样方案专门进行了设计。对某些核素来说，为了达到足够的灵敏度，还需要对数天的排泄物进行分析[19]。
体内监测可以在不同的几何条件下进行（全身测量、局部器官或局部位置的测量例如肺、甲状腺、头颅、肝脏或一个伤口）。每一种几何条件都需要专门的探测系统和刻度方法。国际原子能机构[10]和国际辐射单位与测量委员会[20]先后出版了关于体内监测方法的报告，在报告中详细讨论了测量的灵敏度和准确度。
体内监测的B类不确定度包括计数几何误差、计数时被测者和探测器的相对位置及被测者的微小动作、胸壁厚度的确定、体模和被测个人器官的差异、来自身体邻近区域的沉积的放射性物质的干扰、光谱分辨率和峰重叠、电子稳定性、来自其他核素的干扰、本底辐射的变异性、刻度时标准放射性核素的活度、被测者表面污染、人体中存在的天然放射性核素的干扰及刻度源的不确定度[10-16]。
对局部测量来说，因为受身体其他部位辐射的影响，通常很难以一个具体器官中的活度来解释结果。解释这种测量结果时需要假设核素及其在体内产生的放射性子体的生物动力学特征。在刻度肺部测量系统时，一个基本的假设就是核素在肺内的沉积是均匀的，但实际上沉积大部分情况下都是不均匀的。粒子在肺内的分布与粒子大小、呼吸率及受试者健康有着密切的关系[21-22]。
与计数统计相关的测量误差（A类不确定度）随活度或计数时间的增加而减少，而B类不确定度大部分与活度或计数时间无关。当活度水平较低，接近探测限时，A类不确定度就占有优势。对容易探测到的核素，B型不确定度则占有优势。与各种来源不确定度相关的、可测量的生物监测量的分布贡献可以用对数正态分布来进行描述，并可用几何标准差来量化不确定度。可测量的生物监测量的分布几何标准差常被称为散射因子。已经使用贝叶斯方法以及频率论（经典）方法进行了很多不确定度研究。在计算与内照射相关核素摄入量及待积有效剂量时，必须要考虑散射因子[23-26]。2 照射情景中的不确定度照射情景包括摄入途径、摄入时间模式、摄入体内核素、沉积核素的化学和物理形式。
2.1 摄入途径
在临床实践中，经常会遇到摄入途径未知以及基于保健物理记录或可获得生物监测资料无法辨别摄入途径的情况。在缺乏明确信息的情况下，通常假设职业照射情况下摄入是通过呼吸道途径而发生的，因为在职业环境下摄入核素最常见的途径是通过呼吸道。假设的摄入途径对剂量估算会产生很明显的影响，当估算的剂量较大时应对摄入途径加以调查。
2.2摄入时间模式
摄入时间模式的不确定度有可能是估算剂量中重要的不确定度来源，某些情况下也可能对估算剂量一定影响。在常规监测周期中，摄入时间是未知的，通常认为摄入发生在监测周期的中点，或者对应于每个摄入时间的摄入量都可计算和平均，或者假设在整个监测周期中摄入率是一个常数。研究显示，常数摄入率是这3种摄入情景中唯一一种可以对真实摄入量提供无偏估计的摄入情景[27-28]。
2.3 摄入核素的构成情况
对工作环境中的部分放射性核素进行监测时，关于源项的假设（核素的成分和其相对丰度）可能也是不确定度的重要来源，在很多情况下，工作人员暴露在同一种化学元素的多种同位素的环境中，但是监测时只监测了这些同位素中的一种。例如，通过测量235U来进行肺中铀的监测就建立在丰度水平的假设上。在其他情况下，某种核素的职业照射的估算基于肺中一种子体核素的监测结果而进行。例如，通过测量一种子体核素来监测232Th基于工作人员暴露物质中232Th衰变链中核素的平衡。另外，一些核素的暴露基于测量工作环境中存在的替代性核素。
2.4 粒子大小
粒子大小有可能是不确定度的一个重要来源，因为它可以影响粒子在呼吸道途径中的沉积。尿液和粪便的排泄率受粒子大小的影响，因为粒子的大小影响未被吸收的粒子向消化道的转移。多模态气溶胶在一些工作条件下可以被工作人员通过呼吸道吸入而进入人体[29]。3 生物动力学模型的不确定度生物动力学模型在辐射防护中常用来预测体内某种核素的分布及滞留、尿和粪便中某种核素的排泄率随时间的变化情况。利用这些模型可以导出吸入或食入某种核素后的剂量系数。还可以提供摄入某种核素后该核素从尿或粪便中的参考排泄率。在辐射防护领域中，ICRP推荐的放射性核素生物动力学模型引入的不确定度是可以接受的[1]。该生物动力学模型包括两个在不同程度上互相独立的部分：其一是吸收入血，即吸入或食入的放射性核素从胃肠道或呼吸道转移到血液中的量；其二是分布和滞留，即放射性核素从血液中转移到各器官、各组织中的量及在各器官、各组织中的半滞留期。
3.1 与生物动力学模型结构相关的不确定度
某种元素或化合物的生物动力学模型的可信区间不仅取决于与模型参数值有关的不确定度，也取决于与模型结构有关的不确定度。当结构对已知过程过分简化时，这样的不确定度就会增加。因为模型中忽略了未知的过程，或者因为模型的建立是基于数学方便，而缺乏对实际过程的考虑。几乎所有放射性核素的生物动力学模型都存在这样的不足之处。
3.2 人体数据利用中的不确定度的来源
生物动力学模型最好基于人体内某种元素的分布和排泄随时间变化的特点而建立。对大部分的基本元素而言，这种类型的直接信息是可得到的，一些重要的非基本元素也是如此。放射性核素生物动力学模型建立发展过程中，稳定元素在参考器官中的含量是一个重要的工具。它是通过对在环境中低剂量接触或在职业环境中较高剂量接触该放射性核素的人员进行尸体解剖测量而得到的[30]。这些数值通常用来调整生物动力学模型的参数值，或者引入新的模型要素，以使报告的摄入值、全身核素含量和稳定元素的排泄之间达到平衡。
3.3 生物动力学资料种属间外推的不确定度
生物动力学资料在种属间进行外推时已被证实是一个不确定的过程，尽管哺乳动物物种间在结构、功能和生化方面具有很大相似性，基于生理的模型可以为数据从实验室动物外推向人类提供合适的背景。
3.4 生物动力学资料元素间外推的不确定度
某种元素的生物动力学模型的建立是基于局部或全部化学性质相似的元素的资料，在经验证据的基础上，化学类似物常常表现出密切的生理上的相似性。如果一个化学类似物被证明是一个好的生理类似物，将人体数据应用在化学类似物会比将动物数据应用在感兴趣核素上更好。
3.5 由于人群的变异性所导致的中心估计的不确定度
这里的不确定度指的是不了解一个人群的中心值，变异性指一个人群中不同成员间的定量差异。尽管不确定度和变异性是不同的概念，一个人群中生物动力学特征的变异性常常是导致生物动力学量中心估计不确定度的一个重要因素。人群中放射性核素、放射性药物或化学物的生物动力学的变异性似乎来自许多不同的生理因素或环境的调节宿主因素，如年龄、性别、怀孕、哺乳期、运动、疾病、压力、吸烟和饮食等。个体间较大的生物动力学变异有时并无明显的环境差别，提示这些变异可能是遗传性的。在现实中，遗传因素和环境因素动态地相互作用，使得进入体内的物质的表现形式有相当大的变异。4 剂量学模型中的不确定度在辐射防护领域中，ICRP推荐的放射性核素的剂量学模型引入的不确定度是可以接受的[1]。剂量学模型常常被用来估算由于体内核素的核转变而发射的辐射所致的平均吸收剂量。吸收剂量是针对具体的靶区域而进行计算，一般认为靶区域具有辐射敏感性。在平均吸收剂量中应用辐射权重因子和组织权重因子确定当量剂量和有效剂量。权重因子赋以指定的参考值，并且认为其是一种确定性的变量。例如与估计某器官的当量剂量有关的不确定度就是指那些与基础的平均吸收剂量相关的不确定度。
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