简介：摘要目的研究患者接受90Y树脂微球选择性内放射治疗(SIRT)后48 h内所排泄尿液中90Y的放射性活度，为术后患者排泄物的管理提供建议。方法收集3名患者在术后0~24 h和24~48 h两个时间段内排泄的尿液，并对尿液中的90Y放射性活度进行检测和分析。结果3名患者术后0~24 h和24~48 h尿液中的90Y放射性活度排泄量分别为(1 266±258)kBq/GBq和(140±106)kBq/GBq，90Y放射性活度浓度分别为(640±113)kBq/L和(53±12)kBq/L。结论90Y树脂微球治疗术后肝癌患者0~24 h排泄尿液中的90Y放射性活度比24~48 h高。术后患者可通过增加排泄尿量的方式来加速排出体内游离的90Y；患者住院期间的排泄物应按照HJ 1188-2020《核医学辐射防护与安全要求》的要求处理。

简介：摘要目的验证和探讨在高能同步辐射光源辐射屏蔽计算中半经验公式和蒙特卡罗模拟方法的一致性和适用性。方法分别采用半经验公式和蒙特卡罗模拟独立计算单电子打靶时屏蔽体外产生的周围剂量当量。结果Jenkins半经验公式计算结果与蒙特卡罗模拟结果比值范围为111%~153%，Sakano半经验公式计算结果与蒙特卡罗模拟结果比值为201%。结论对单一屏蔽材料，半经验公式可简单、保守地完成对高能电子加速器的屏蔽计算。对于多种屏蔽材料，宜采用蒙特卡罗模拟方法。

简介：摘要目的对90Y树脂微球选择性内放射治疗过程进行放射防护检测和剂量评估，为放射防护工作提供参考。方法对90Y树脂微球介入手术治疗各操作环节和患者体表的外照射水平进行检测，估算相关人员的受照剂量水平。结果90Y树脂微球分装及转运过程的剂量率水平为1.12~454 μSv/h，手术操作过程为2.06~58.2 μSv/h；3名患者术后0.5 h，体表5 cm和1 m处的剂量率分别为22.7~64.1和0.82~2.55 μSv/h。按照每年200例患者的工作量，90Y树脂微球药物操作对工作人员年个人有效剂量贡献为0.12~1.03 mSv/年，术后患者对公众、家属及陪护志愿者的个人有效剂量贡献为0.02~0.24 mSv/年。结论在患者治疗、护理和出院过程中，工作人员、陪护志愿者和公众的照射剂量均低于(GB 18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》)中的剂量限值和医疗机构设定的管理目标值。

简介：摘要目的通过测量甲状腺癌患者131I治疗过程中患者周围剂量当量率及住院期间胸前体表的累积剂量，探讨加强131I治疗过程中辐射防护问题。方法在某开展甲状腺癌患者131I治疗的医院，选取接受131I治疗的患者78名，用γ辐射巡测仪测量患者服用131I药物后10 min、1、2、5 d共5个时间点的周围剂量当量率；测量距离分别为体表5、0.5和1 m处；测量方向为患者前后左右4个方向。用光激发光剂量计测量患者胸前位置住院期间(6 d)接受的累积吸收剂量。结果服药后10 min患者胸前体表5 cm处周围剂量当量率最高可达4.81 mSv/h，患者出院前胸前体表5 cm处周围剂量当量率范围在2.6～64.1 μSv/h，住院期间患者胸前体表的累积剂量在15.9～58.8 mGy之间。服药10 min后3.7 GBq药剂量组与5.55 GBq药剂量组患者体表5 cm处剂量率差异有统计学意义(t＝-6.11, P<0.05)，服药10 min后男性与女性患者体表5 cm处剂量率差异有统计学意义(t＝4.52，P<0.05)，其他组别差异无统计学意义(P>0.05)。结论在甲状腺癌患者131I治疗过程中，患者周围具有较高的辐射水平，应加强对患者的防护及管理，减少周围公众不必要的照射。