临沂市肿瘤医院核医学工作场所、90Sr敷贴治疗及125I粒籽源植入应用项目环境影响报告表

核技术利用建设项目目核技术利用建设项目目代表(签名或签章)：徐宗波(签章)公司(签章)环境影响报告表编制人员名单表职(执)业资登记(注册证)B245202710广电通讯序号职(执)业资登记(注册证)14B4520180400据/价标准/辐射现状2B245202401项/评价/环境安全管1B2452027101寇瑞东27新院区内//——应用类型//高级职称60余人。开放床位500余张。科室设置有普外科、胸心外科、头颈外科、神经外科、乳腺外科、泌尿外科、骨科、血管瘤淋巴管瘤专科(山东省A级)、妇瘤科、肿瘤内一科、肿瘤内二科、消化内科、神经内科、血液内科、中西医结合科、放疗一科、放疗二科、2T作，该项目环境影响报告表于2008年8月12日由山东省环保厅以鲁辐环表审(2008)141类射线装置，该项目环境影响报告表于2012年9月13日由山东省环保厅以鲁环辐表审 范围为“使用Ⅲ类、Ⅴ类放射源和Ⅱ类、Ⅲ类射线装置，乙级、丙级非密封放射性物质工作3工环保验收条件的项目外，医院已对运行中的192Ir后装机、90Sr敷贴器、Clinac23EX型加速使用状态的核素、放射源及射线装置的详细情况见表1-1~表1-3，由于新院区尚未建成，正在使用的核素、放射源及射线装日等效最大操作量(Bq)年最大用量(Bq)12Tc348批准活度(Bq)1r2Ⅱ22Ir11linacEX1Ⅱ2Clinacix13AFD-2014Mammomatinspiration1Ⅲ5stentaRC16stentaDR17Emotion1618Efinitiion19机HMD-1A1室为满足医院发展需要，临沂市肿瘤医院于临沂市河东区中昇大街西段、中昇大街与智诚4路交汇处建设了一处新院区，并计划将医院人员和组织机构等全部迁往该院区，完成搬迁。为满足诊疗需要，医院拟于新院区内西北侧位置新建一座核医学楼(独立二层建筑)，开展以下诊疗工作：(1)于核医学楼一层东侧区域利用99M0-99mTc发生器制备核素99mTc开展临床医学诊断，配置1台SPECT/CT(型号未定)(一层西侧区域拟用作PET诊断，目前暂不开展，因此不列入本次评价范围内，开展前将另行环评)；(2)于核医学楼二层西侧区域利用核素131I进行甲功测定及甲癌患者治疗；(3)将核医学楼二层西北侧一间房间划为敷贴室，利用放射源90Sr开展敷贴治疗。此外，医院拟依托新院区门诊综合楼一层南侧CT室开CT(Bq)次(Bq)与地点1TcBq(187.5Ci)2(40Ci)3125Iq(8Ci)5放射源活度(Bq)1贴室本项目放射性核素99mTc、131I日等效最大操作量分别为2.775×107Bq、2.96×109Bq，核医 (GB18871-2002)，工作场所属乙级非密封源工作场所，根据《关于发布放射源分类办法的公告》(国家环保总局公告2005年62号)规定，参照Ⅱ类放射源进行安全管理；本项目90Sr于发布放射源分类办法的公告》(国家环保总局公告2005年62号)规定，均属Ⅴ类放射I照山东省环保厅的有关要求，其工作场所需按非密封源工作场所管理，本项目125I粒籽源植入日分类办法的公告》(国家环保总局公告2005年62号)规定，参照Ⅲ类放射源进行安全管医院优选低活度、中低毒性核素99mTc、131I、125I等进行诊疗，本项目的开展是为满足医院辐射危害。因此本项目符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)中辐根据《中华人民共和国放射性污染防治法》、《中华人民共和国环境影响评价法》、《建设项目环境保护管理条例》(国务院令第253号)、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》(国务院令第449号)、《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》(环境保护部令第3号，2008年修正)及《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》(环境保护部令第18号)等法律法规对伴有辐射建设项目环境管理的规定，本项目须执行环境影响评价制度。受临沂市肿瘤医院委托，我单位承担了该项目的辐射环境影响评价工作。接受委6环境保护管理导则核技术利用建设项目环境影响评价文件的内容和格式》(HJ10.1-籽源植入应用项目环境影响报告表》(送审版)。肿瘤医院核医学工作场所、90Sr敷贴治疗及125I粒籽源植入应用项目环境影响报告表》(报批版)。本项目为使用非密封放射性核素(99mTc、131I)、125I粒籽源及90Sr放射源。核技术利用类7总活度(Bq)/活度(Bq)×枚数点1/注：放射源包括放射性中子源，对其要说明是何核素以及产生的中子流强度(n/s)。序号操作量(Bq)操作量(Bq)(Bq)1Tc液态，99mTc为99Tc的同核异能素，IT%≈100%，半衰期为6.02h。发生IT跃迁(同质异能跃迁)时释放γ射线，能量为140keV。其子体为99Tc，99Tc又能发生β衰99Tc的半衰期很长，为072131I131I物理半衰期为8.04d。131I可衰变产生多条其中分支比最大的为81.7%，能量为364.5keV。放射性核碘[131I]化钠口服液，无色澄清液体，pH7.0~9.0，放射性纯度不低于95%，放射性活度不低于MBqmL83125I源125I半衰期60.14d。衰变方射35keV的γ射线 线(112.5%)和31keV的KβX射线(25.4%)。放射性性分组为中毒组。125I粒籽源结构：外包壳材料为钛管外径0.8mm，长度4.5mm，壁厚0.05mm，内核材料为银丝，尺寸Φ0.5×3mm，银丝表面镀有125I同位素室存注：日等效最大操作量和操作方式见《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)。业、科研、教学等用途的各种类型加速器最大能量(MeV)额定流强(mA)/剂量率(Gy/h)//////////////////////(二)X射线机，包括工业探伤、医用诊断和治疗、分析等用途最大管电压(kV)最大管电流(mA)////////////////////但不包括放射性中子源压(kV)流(μA)(n/s)活度(Bq)//////////////9表5废弃物(重点是放射性废弃物)TcBq月/q/TcBq/月以//////废旧99M0-99mTc//////////5I粒籽源1Bq/月月6BqBqg住院患者死亡后取出等情况下完整/////332、含有放射性的废物要注明，其排放浓度、年排放总量分别用比活度(Bq/L或Bq/kg或Bq/m3)和活度(Bq)。2、《中华人民共和国环境影响评价法》，中华人民共和国主席令第48号，3、《中华人民共和国放射性污染防治法》,中华人民共和国主席令第6号，5、《建设项目环境影响评价分类管理名录》，国家环境保护部令第33号，8、《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法(2008修订)》，环境保护部令第9、《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》，环境保护部令第18号，10、《关于建立放射性同位素与射线装置辐射事故分级处理和报告制度的通知》，11、《关于明确核技术利用辐射安全监管有关事项的通知》，环办辐射函[2016]4302、《环境地表γ辐射剂量率测定规范》(GB/T14583-93)；3、《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)；4、《辐射环境监测技术规范》(HJ/T61-2001)；5、《放射性废物的分类》(GB9133-1995)；6、《职业性皮肤放射性污染个人监测规范》(GBZ166-2005)；7、《职业性外照射个人监测规范》(GBZ128-2016)；8、《职业性内照射个人监测规范》(GBZ129-2016)；10、《临床核医学放射卫生防护标准》(GBZ120-2006)；11、《临床核医学的患者防护与质量控制规范》(GB16361-2012)；12、《放射性核素敷贴治疗卫生防护标准》(GBZ134-2002)；13、《医用放射性废物的卫生防护管理》(GBZ133-2009)；14、《医疗废物专用包装袋、容器和警示标志标准》(HJ421-2008)；15、《医疗机构污染物排放标准》(GB18466-2005)；16、《低能γ射线粒籽源植入治疗放射防护要求与质量控制检测规范》(GBZ178-2014)；17、《医用X射线诊断放射防护要求》(GBZ130-2013)；18、《X射线计算机断层摄影放射防护要求》(GBZ165-2012)。1、临沂市肿瘤医院核医学工作场所、90Sr敷贴治疗及125I粒籽源植入应用项目环境影2、《山东省环境天然放射性水平调查研究报告》(山东省环境监测中心站，1989年)；3、《辐射防护手册》第一分册《辐射源与屏蔽》(李德平主编)；4、《辐射防护手册》第三分册《辐射安全》(李德平主编)；5、《辐射防护技术与管理》第一卷(张丹枫主编)。10.1-2016)规定要求：“放射性药物生产及其他非密封放射性物质工作场所项目的评价范根据本项目放射性辐射特点，本次评价范围为核医学工作场所(乙级)、125I粒籽源植入工作场所(丙级)及90Sr敷贴室四周墙体外50m的区域内。本项目保护目标是在评价范围内从事本项目放射诊断、治疗的职业人员和公众成员(包括非本项目职业人员、慰问者及被动与出院患者近距离接触的公众)。防护与放射源安全基本标准》(GB18871-2002)(1)职业照射值a)由审管部门决定的连续5年的年平均有效剂量(但不可作任何追溯性平均)，b的有效剂量，50mSv；cmSv；d)四肢(手和足)或皮肤的年当量剂量，500mSv。mSvb当量剂量，50mSv；c)四肢(手和足)或皮肤的年当量剂量，150mSv。(2)公众照射值mSvb)特殊情况下，如果5个连续年的年平均剂量不超过1mSv，则某一单一年份的有效剂cmSvmSv限值对患者的慰问者(并非自身职责、明知会受到照射却自愿帮助护理、支持和探视、慰问正在接受医学诊断或治疗的患者的人员)所受到的照射加以约束，使他们在患者诊断和治疗对职业人员、公众成员的剂量控制不仅要满足剂量限值的要求，而应依据辐射防护最优化原则，按照剂量约束和潜在照射危险约束的防护要求，把辐射水平降低到低于剂量限值的一个合理达到的尽可能低的水平。根据《电离辐射防护与放射源安全基本标准》(GB18871-2002)中条款规定，剂量约束值通常应在照射剂量限值10%~30%的范围之内。本次评价职业人员、慰问者、公众成员、职业人员四肢(手和足)或皮肤的剂量约束值均采用④职业人员四肢(手和足)或皮肤剂量采用150mSv/a作为年剂量约束值。职业人员体表、内衣、工作服以及工作场所的设备和地面等表面放射性污染的控制应遵面44×1014×1014×10-144工作鞋4×10-14×10-14内衣、工作袜4×10-1污染子区除外。类的控制水平的五十分之一以下时，经审管部门或审管部门授权的部门确认同意后，可当作普通物品使用。”C所分级原则甲乙2×107~4×109丙豁免活度值以上~2×107日等效操作量的计算放射性核素的日等效操作量等于放射性核素的实际日操作量(Bq)与该核素毒性组别修正因子的积除以与操作方式的修正因子所得的商。放射性核素的毒性组别修正因子及操作方式有关的修正因子分别见下表7-4和表7-5。根据《关于明确核技术利用辐射安全监管有关事项的通知》(环办辐射函(2016)430号)P2，医疗机构使用18F、99mTc、125I粒籽源相关活动视为“很简单的操作”，使用131I核素相关活动视为“简单操作”。本次按照该标准确定各子1中毒(131I、125I)低毒(99mTc)平染高的111操作1制，a)每月排放的总活度不超过10ALImin(ALImin是相应于职业照射的食入和吸入ALI值中ej—GB18871-2002给出的放射性核素j的单位摄入量所致的待积有效剂量的相应效剂量(Sv/Bq)ALImin一次排放限值(Bq)月排放限值(Bq)吸入e(g)j.ingcI性物质的活度降至一定水平后才能出院，以控制其家属与公众成员可能受到的照射。接受了131I治疗的患者，其体内的放射性活度降至低于400MBq(10.8mCi)之前不得出院。必要时医学放射卫生防护标准》(GBZ120-2006)第4.1款：临床核医学的工作场所应按照GB18871非密封源工作场所分级规定进行分第4.2款：一般临床核医学的活性实验室、病房、洗涤室、显像室等工作场所属于GB18871规定的乙级或丙级非密封源工作场所。为便于操作，针对临床核医学实践的具体情况，可以依据计划操作最大量放射性核素的加权活度，把工作场所分为Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ三类(分类原则见下表)。最大量放射性核素的加权活度2)/MBqⅠⅡ50~50000Ⅲ注：1)本表依据国际放射防护委员会(ICRP)第57号出版物；2)加权活度=(计划的日操作最大活度×核素的毒性权重因子)/操作性质修正因子第4.3款：供计算操作最大量放射性核素的加权活度用的核医学常用放射性核素毒性权因子A75Se、89Sr、125I、131IBCNO18F、51Cr、67Ge、99mTc、111In、113mIn、123I、201Tl1CHC81mKr、127Xe、138Xe和地区修正因子处理、闪烁法计数和显像、候诊区及诊断病床区、分装以及施给药、简单放射性药物制备、治疗病床区1设备Ⅰ隙ⅡⅢ第4.5款：合成和操作放射性药物所用的通风橱，工作中应有足够风速(一般风速不小于1m/s)，排气口应高于本建筑屋脊，并酌情设有活性炭过滤或其他专用过滤装置，排出空第4.7款：临床核医学工作场所应备有收集放射性废物的容器，容器上应有放射性标志。放射性废物应按长半衰期和短半衰期分别收集，并给予适当屏蔽。固体废物如污染的针头、注射器和破碎的玻璃器皿等应贮于不泄露、较牢固、并有合适屏蔽的容器内。放射性废素敷贴治疗卫生防护标准》(GBZ134-2002)6.1贮源箱的外表面必须标有放射性核素名称、最大容许装载放射性活度和牢固、醒目辐射在相应材料中的最大射程，外层为适当厚度的铅、铸铁等重金属材料，并具7.1敷贴治疗室必须与诊断室、登记值班室和候诊室分开设置。治疗室内使用面积不应7.2治疗室墙壁及防护门的屏蔽厚度应符合放射防护原则，以保证工作场所以外人员受m，7.5治疗室内必须制定放射治疗操作规程及卫生管理制度，并配有β污染检查仪等检测8.9敷贴治疗中，医务人员应采取有效的个人防护措施，如戴有机玻璃眼镜或面罩和尽性废物的卫生防护管理》(GBZ133-2009)根据附录B所示，本项目99mTc和131I清洁解控水平推荐活度浓度值为1×102Bq/g，125I清洁解控水平推荐活度浓度值为1×103Bq/g。上述放射性核素活度浓度小于或等于清洁解控水平位和医学科研机构，应设置有放射性污水池以存放放射性废水直至符合排放要求时方可排放。放射性污水池应合理选址，池底和池壁应坚固、耐酸碱腐蚀和无渗透性，应有防泄漏措第5.2.1款：使用放射性药物治疗患者的临床核医学单位，应为住院治疗患者提供有防护标志的专用厕所，对患者排泄物实施统一收集和管理。规定患者住院治疗期间不得使用其a)注射或服用放射性药物的门诊患者排泄物；b)符合出院条件的患者排泄物。(1)废物收集第6.1.2款：供收集废物的污物桶应具有外防护层和电离辐射警示标志。污物桶放置点。(2)废物临时贮存第6.2.1款：产生少量放射性废物的非密封型放射性核素应用单位，经审管部门批准可以将其废物临时贮存在许可的场所和专门的容器中。贮存时间和总活度不得超过审管部门批第6.2.3款：废物袋、废物桶及其他存放废物的容器必须安全可靠，并应在显著位置标(3)废物处理第7.1款：操作放射性碘化物等具有挥发性的放射性物质时，应在备有活性炭过滤或者线粒籽源植入治疗放射防护要求与质量控制检测规范》(GBZ178-2014)第4.1款：治疗室与贮存室应分开，但不宜相距太远，以便于源的取用。当容器密闭铅块前放置防护铅屏风，屏风上方应有适当厚度的铅玻璃。操作人员应站在屏风后实施操第4.2款：操作前要穿戴好防护用品。主要操作人员应穿铅防护衣。戴铅手套、铅玻璃眼镜和铅围脖等。防护衣厚度不应小于0.25mm铅当量，对性腺敏感器官，可考虑再穿含房间。该房间应防火、防盗、号、日期时间、源名称、入库活度/数量、送货人、接收人、出库活度/数量、去往场所、出第6.3款：应定期检查粒籽源的实际库存数量及贮存场所，对库存中的粒籽源应标明其参考以上标准，本评价采用2.5μSv/h作为核医学工作场所控制区、125I粒籽源植入工作场所及90Sr敷贴室边界外的剂量率目标控制值；采用10μSv/h作为核医学工作场所内部各主要房间(90Sr敷贴室除外)外的剂量率目标控制值。理及场所位置本项目核医学工作场所及90Sr敷贴室位于院区西北侧核医学楼内。核医学楼为独立二层建核医学楼、125I粒籽源植入工作场所(CT室)及专用病员病房四周环境详见表8-1。项目方向距场所距离(m)面南面面南面面南面闲置房间(功能待定)根据山东省环境监测中心站对山东省环境天然放射性水平的调查，临沂市环境天然γ空表8-2临沂市环境天然辐射水平(×10-8Gy/h)1.97~12.27道路1.03~13.06室内2.96~19.17注：表中数据摘自《山东省环境天然放射性水平调查研究报告》(1989年)，山东省环境监测中心站。量和辐射现状检测方案籽源植入工作场所(CT室)尚未进行防护装修，目前尚未购入设备，因此本次仅对核医学楼拟建区域、125I粒籽源植入工作场所(CT室)内部及周围、储源、污物室内及专用病员病房内辐核医学楼拟建区域、125I粒籽源植入工作场所(CT室)内部及周围、储源、污物室及专用规范》(GB/T14583-93)测点布设原则，并结合本项目实际情况，于核医学楼拟建区域附近布设5个检测点位；于125I粒籽源植入工作场所(CT室)内部及周围布设5个检测点位，于储质量保证措施检测仪器为FH40G-10型X-γ剂量率仪，测量范围为10nSv/h~1Sv/h，能量响应33keV~3MeV，指示值变化≤20%(相对于Cs-137)。仪器编号：JC01-09-2013，经中国计量检测结果h编号吸收剂量率域中心位置域北侧位置域东侧位置域南侧位置域西侧位置yh编号结果吸收剂量率I场所东侧CT控制室I场所西侧MRI控制室物室环境现状调查结果评价87.0nGy/h(即7.57~8.70×10-8Gy/h)；125I粒籽源植入工作场所内部及周围、储源、污物室及专用病员病房处环境γ空气吸收剂量率为75.0~92.4nGy/h(即7.50~9.24×10-8Gy/h)，均处于临沂市室内或原野天然放射性本底水平范围内(原野1.97~12.27×10-8Gy/h，室内2.96~19.17×10-8Gy/h)。工程设备和工艺分析SPECT/CT(型号待定)开展诊疗工作。(1)核素订购方案本项目99mTc由99M0-99mTc发生器制取，99M0-99mTc发生器拟由专业公司供应，直接送至医院核医学楼一层分装室通风橱内贮存。医院在制取99mTc后根据患者用量进行分装，于注射窗口对患者进行注射，注射后患者根据受检类型直接前往SPECT机房(如肾图、肺罐注等)或在注射后患者候诊区休息半小时至两小时以上，等待检查(如骨扫描等)，依托SPECT/CT诊断后I。医院根据患者用量使用碘全自动分装仪进行131I分装，碘全自动分装仪置于二层服碘处，职业人员将存有131I原液铅罐置于碘全自动分装仪内，操作员于护士站操作远程计算机设定样品使用时间，系统自动完成放射性原液的稀释、定量分配、在线活度作，职业人员操作碘全自动分装仪远程将药物分装到预先放置的一患者口服。甲功测定患者服药后无异常可直接离开；甲癌患者服药(2)核素使用方案根据医院提供材料，本项目99mTc诊断每日最多30人，每人最大用量9.25×108Bq(25mCi)，则日最大使用量为2.775×1010Bq(750mCi)，每周开展5天，每年按50周本项目注射99mTc患者诊断工作依托配置的SPECT/CT开展，诊断时患者体内99mTc最大携带量为9.25×108Bq(25mCi)。mTcMmTc配置的99M0-99mTc发生器规格为800mCi。5BqμCi)，则日最大使用量为7.4×105Bq(0.02mCi)，本项目每年开展甲功测定本项目131I治疗甲癌患者每日最多4人，每人最大用量7.4×109Bq(200mCi)，则日最6×1010Bq(800mCi)，每周集中1天治疗，每年按50周计，全年开展200人次治疗，则年最大使用量1.48×1012Bq(40Ci)。由上述计算可知，与相比甲癌治疗，本项目甲功测定的131I用量极少，可以忽略不计，因此本次采用甲癌患者治疗的131I用量进行评价。则本项目131I日最大使用量为2.96×1010Bq(800mCi)，年最大使用量为1.48×1012Bq(40Ci)。序号1TcBq(25mCi)0Bq(750mCi)Bq(187.5Ci)2131I4(0.02mCi)(1mCi)(200mCi)4q(800mCi)(40Ci)2、放射性核素特性及工作原理(1)99mTc特性及ECT工作原理本项目使用99mTc放射性药物(无色澄明溶液)作为SPECT/CT示踪显像剂施行诊断，99mTcSPECT工作原理：当某种放射性核素(本项目为99mTc、131I)或其标记物通过注射、口服物质在人体内的病理生理、引流代谢的过程。由于正常组织和病变组织，使其聚集这种放射性核素或其标记物的能力发生了变化。利用发射型计算机断层显像装置(SPECT)来探测这种放射性核素发射的γ射线在体内的分布状态并还原可以显示脏器和病变的位置、形态、大小等解剖结构，更重要的是可以谢情况，提供有关脏器的血流、功能、代谢和引流等方面定性的和定量能和代谢的异常，经常是疾病的早期变化，出现在形态结构发生改变之模拟/数字转换器(analog/digitalconverter)转为数字信号，输入计算机处理。图像形成的处理有如将选定层面分成若干个体积相同的长方体，称之为体素(voxel)。扫描所得信息经计算而获得每个体素的X线衰减系数或吸收系数，再排列成矩阵，即数字矩阵(digital/anologconverter)把数字矩阵中的每个数字转为由黑到白不等灰度的小方块，即像素(pixel)，并按矩阵排列，即构成CT图像。(2)131I特性及工作原理131I的半衰期为8.04天，衰变方式为β衰变(β%=100)，能衰变出多条β射线，其中分，能量为606.3keV；还能释放多条γ射线，其中分支比最大的是81.1%，keVI-2。I甲状腺具有高度选择性摄取131I的能力，功能亢进的甲状腺组织摄取量将更多，可高达血浆的几百倍，且在甲状腺内停留的时间较长，有效半衰期可达3.5~5.5天。在患者服I以上的131I都会聚集到患者的甲状腺，其余的131I随代谢排出体外，基于131I对甲由于131I可以高度选择性聚集在分化型甲状腺癌及转移灶，且131I衰变时发射出射程很短的β射线和能量跃迁时发出γ射线，通过高剂量131I对病变组织进行内照射治疗，在局部产应，达到抑制或者破坏病变组织的目的，取得类似部分切除甲状BqSr是利用核素90Sr发射β射线，使局部病灶产生辐射生物效应而达到治疗目全是子体90Y衰变为90Zr过程中发射的2.2MeVβ射线,其形状为圆形或方形，出厂时已标定其放射性活度及表面剂量率；由于90Sr半衰期较长(28.1年)，可以长期次衰变校正。使用时根据病变形状在保护周围皮肤前提下直接敷贴，治本项目125I粒籽源植入拟依托新院区门诊综合楼一层CT室开展，储源、污物室设于门诊I剂量本项目采用的125I粒籽源由专业公司生产提供，根据预约量在检查或手术当天运送至储源、污物室，临时贮存于室内保险柜铅罐内。125I粒籽源弹夹填装工作由供货方负责，医院CT本项目医院根据患者情况订购125I粒籽源(单颗最大外观活度2.96×107Bq，0.8mCi)，患者数最多1例/天(全年最多100例)，医院主要开展肺部肿瘤、前列腺肿瘤等125I粒籽源植入工作，根据病灶数量和肿瘤大小来确定125I粒籽源植入数量。经与医院核实，对于一般情况下植入量为2.96×108Bq/例~8.88×108Bq/例(10~30颗粒籽源)，对于肿瘤直径较大的特殊患者，每例最大植入量可达2.96×109Bq(80mCi，100颗粒籽源)。本次按医院单次最大进源数为100颗粒籽源(总活度2.96×109Bq)，年最大用量为2.96×1011Bq(8Ci)。序号1(80mCi)1(80mCi)q(8Ci)25I粒籽源特性125I的半衰期是60.14天，衰变方式是轨道电子俘获，主要发射35keV的γ射线 (6.5%)、27keV的KαX射线(112.5%)和31keV的KβX射线(25.4%)，衰变图纲见图9-3、125I粒籽源植入基本原理m能量的衰减与距离平方成正比，通过调整粒籽源间距和活度，靶区外正常组织得到有效保护，连续释放γ射线持续照射，能够对进入不同分裂周期的肿瘤细胞进行不间断的照射，DNA%，有较高的放射生物效应；粒籽植入后在肿瘤组织形成重叠的γ射线能量足以杀灭肿瘤细胞，做到高度适形和调降，局部控制肿瘤效果满意；125I粒籽源植入与手术结合，缩小手术的解剖范围，扩大手术的治疗范围，并在残留肿瘤周围及淋巴道布源，预防局部复发及转移；放射性粒籽为钛合金封装的微型粒组织有较好的组织相容性，不会产生放射泄漏；解决了恶性肿瘤患者放疗耐受问具有微创、副作用小、并发症少，兼容性好、可同时进行化疗等多种优势的综合.1.2工作流程(1)接受受检者预约后，医院收集病人病史，并对病人做常规检查；(2)根据病人病情，制备放射性药物99mTc；放射性药物99mTc制取流程：打开99Mo-99mTc发生器顶部的铅屏蔽盖，由于负压作用淋洗出99mTc标记液，99Mo-99mTc发生器内部结构见图9-(3)根据剂量控制进行人工分装，医护人员取用分装后99mTc标记液供给病人静脉注(4)医护人员给病人静脉注射；(5)施药后受检者在注射后患者候诊区休息一定时间(根据疾病类型和病人情况休息时间不同)，等待检查；(7)检查结束后，受检者从病人专用通道离开。收集病史称身高体重注射药物休息一定时间接受检查收集病史称身高体重注射药物休息一定时间接受检查①吸附99Mo的色谱柱；②双针插座，淋洗时将生理盐水瓶插上；③单针插座淋洗时将生理真空瓶插预约报告结果I疗流程远程监督指导患者服药。甲功测定患者在服药后2、4、24h于甲功室测定甲状腺部位及速转移至甲癌患者病房住院(住院4天)，出院当天依托SPECT/CT进行扫描复查，以观察甲癌不同，程，确定每次照射时间；治疗时，工作人员打开铅罐，持手柄取出敷贴1、植入前用影像学方法(CT)，在治疗计划系统上进行治疗计划设计，制定治疗前计划(preplan)确定植入导针数，导针位置，粒籽数及位置。选择粒籽种类及单个粒籽活业人员于现场使用消毒锅消毒，生理盐水冲洗后待用，同时准备好布要求，选用均匀分布或周缘密集、中心稀疏的布源方法。植入粒籽时，用TPS，优化剂量要求：正确勾画实际肿瘤靶区；重建核算植入针及粒籽数；计.2污染源项描述学工作场所(1)γ射线、β射线mTcIIT放γ射线和β射线。β射线穿透能力较弱，外照射的影响相对较小；γ射线穿透能力很强，对周围环境会造成一定的辐射影响，本项目主要考虑核(2)放射性废气本项目核医学使用的99mTc属于非挥发性核素，操作比较简单，不经过加热、振荡等步骤，无放射性气体产生；核医学工作场所使用的131I属于挥发性核素，但本项目使用的131I以碘[131I]化钠形式存在，挥发性低，正常使用过程中有微量放射性气体产生，为安全起见，医院设置了分装室通风橱，99mTc的分装及99mTc、131I的取药等可能存在洒出污染危险，通常都(3)放射性废水本项目核医学工作场所放射性废水产生环节主要为患者注射99mTc和口服131I放射性药物后，所产生的排泄物(包括呕吐物)以及冲洗水，内含有放射性核素，具有放射性。(4)放射性固体废物本项目产生的放射性固废可分为三类，第一类为剩余放射性药物、废旧99M0-99mTc发生注射器、针头、手套、病人使用的一次性杯子等；第三类为清理放射(1)在99mTc、131I转移、分装和注射(口服)过程中由于操作人员违反操作规程或误操(2)由于管理不善，发生99M0-99mTc发生器、放射性药物失窃，造成人员受照事故。(3)患者服药后未经允许离开核医学科，可能对接近患者的人员造成过量照射。(4)由于管理不善，使放射性废水、放射性固废未经足够时间的衰变排放，对环境和(1)β射线和轫致辐射Sr程中主要发射β射线，β射线穿透能力很弱，在空气及人体组织中射程均影响较小。但90Sr属纯β放射性核素强辐射源，β射线被放射性物质本身以及源周围的其它物质阻止时产生的轫致辐射会对工作场所和环境会产生辐射污(2)放射性废水、废气(3)放射性固废(1)γ射线、X射线(2)放射性废气、废水(3)放射性固体废物在正常工况下，125I粒籽源植入治疗不产生放射性固体废物。工作过程中使用的一次性塑料薄膜手套，均不会沾有核素，作为一般医疗垃圾进行处理(1)放射性固体废物。操作违规或粒籽源质量问题，引起源破裂，造成放射性污染，(2)由于管理不善，发生125I粒籽源失窃，造成人员受照事故；(3)125I粒籽源植入患者体内后，意外排出体外，造成人员受照事故；(4)住院病人死亡后取出的完整125I粒籽源；(5)125I粒籽源植入患者未经允许离开出院，可能对接近患者的人员造成过量照射。(1)场所选址本项目核医学工作场所及90Sr敷贴室均位于医院新院区西北侧区域的核医学楼内，开展放射性药物99mTc及131I的诊疗工作和90Sr敷贴治疗工作。经现场勘查，核医学楼目前尚未建成后其北侧和东侧为空地，西侧约30m处为医院污水处理站，南侧m合病房楼等院内建筑。距核医学楼最近的环境敏感目标为北侧约170m处的风向下风向上，因此本项目排放的废气对该居民区影响较小。核医学工作场所50m评价范围内无环境敏感目标(2)场所布局根据医院提供的设计资料，本项目核医学工作场所及90Sr敷贴室所在核医学楼为二层独立建筑。一层东侧区域开展99mTc诊断工作，设置有分装室、注射室、注射后候诊室(内设专用卫生间)、SPECT机房、卫生通过间(内含冲洗间、更衣室及保洁间)、污物间、抢救室PET目前暂不开展，因此不列入本次评价范围内，开展前将另行开展环评。二层主要开展90Sr敷贴治疗、131I甲功测定及甲癌治疗工作，90Sr敷贴室设于二层西北侧位置，南侧为甲癌治疗区域，区域内设置有分装室、服碘处、甲癌病房(内设专用卫生间)、卫生通过间(内含冲洗间、更衣室及保洁间)、污物间及抢救室等。由于甲医院拟建核医学楼一层平面布置见图10-1，二层平面布置见图10-2。本项目现场踏勘放射性废水处理系统拟建区域(地下)(3)核医学工作场所实体屏蔽SPECT需满足Ⅲ类射线装置机房的要求。根据《医用X射线诊断放射防护要机房屏蔽厚度不应小于2.5mmPb。根据《辐射源室屏蔽设计与评价》(北京市放射卫生防护凝土150mm、红砖200mm。则保守折算(按照150kV管电压条件进行折算)SPECT机房四周墙体(370mm红砖)防护能力为3.7mmPb，顶棚(220mm混凝土)防护能力为2.9mmPb，机房防护门及观察窗均为3mmPb，可满足CT机房的防护要求。综上所述，本项目SPECT机房可满足《医用X射线诊断放射防护要求》(GBZ130-2013)对CT机房的各项管理要求。(m)(m2)(m)857030370mm红砖(东、西墙)370mm红砖(南墙)300mm混凝土(其余墙体)(地板防护与顶棚相同)2(地板防护与顶棚相同)4400mm混凝土(无西墙)(地板防护与顶棚相同).63(地板防护与顶棚相同)(地板防护与顶棚相同)(地板防护与顶棚相同)出。0(4)核医学工作场所分级、分区a、根据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)附录C中对非密封源工作场所分级原则及计算方法。日等效最大操作量计算方法：日等效最大操作量=日Tc0Bqq子修正因子1日等效最大操作量Bq所日等效最大操作量的分级乙级非密封源工作场所(2×107~4×109Bq)b、根据《临床核医学放射卫生防护标准》(GBZ120-2006)第4.2款进行计算操作计算qTc131I0Bqq1修正因子11日最大加权活度0Bqq所日最大加权活度qⅠ类(＞50000MBq)本项目核医学工作场所拟采取以下防护措施：a、该场所地板与墙壁接缝进行无缝隙处理；地板铺设瓷砖，瓷砖上层铺设可更换的质地较软且容易去污的铺料；墙壁敷设f构要1根据《电离辐射防护与放射源安全基本标准》(GB18871-2002)第6.4款规定，应把辐射工作场所分为控制区和监督区以便于辐射防护管理和职业照射控制。根据该规定要(一)控制区：一层：分装室、注射室、注射后候诊室、污物室、SPECT机房、患者走廊、卫生通过间、污物间、抢救室及留观室等划为控制区。二层：分装室、服碘处、患控制区内防护及管理措施如下：a、非有关职业人员严禁入内，不允许服药的患者随便出入，除特别需要外不允许亲友陪护；b、在控制区进入口及其他适当位置处设置电离辐射警告标志，并应给出相应的辐射水平和污染水平的指示；c、对职业工作人员配备个人防护用品、个人衣物贮存柜、被污染衣物贮存柜，科室内配备辐射防护监测仪、表面污(二)监督区：一层：SPECT/CT控制室、医护通道、注射前候诊区、预约登记取片实验b(5)核医学人流、物流情况本项目两层核医学工作场所人流路径均分为医护通道和患者通道，两通道分开不交mTc口进入，沿医护通道进入卫生过间换干净衣服，沿医护通道离开核医学科，进行SPECT/CT检查时可直接由诊疗区域南侧道进入注射室、注射后候诊室、SPECT机房等功能房间接受诊疗，经诊疗检查无异常后由核医学楼二层：进行131I甲癌患者治疗时，医护人员由卫生通过间东侧入口进入，在2服，向东离开诊疗区域；无药患者经诊疗区域东南角患者入口进入，沿患者通道前往服碘处服核医学楼一层，沿一层北侧通道向东前往SPCET机房接受诊疗，经诊疗检查无异常后由患晨，因此不会对其他患者产生影响。进行90Sr放射源敷贴治疗时，由于敷贴患者体内不会本项目核医学工作场所物流路径分为送源路径、放射性污染物运输路径。本项目源由口进入分装室。99Mo-99mTc发生器于一层分装；本项目放射性废物于各层污物室内衰变箱中贮存，衰变后经审管部门确认或批准，免管废物经患者出口运出。源与放射性污染物运输选择在人员活动较少的清晨时段，(1)场所选址控制室，西侧为MRI机房控制室，北侧为走廊，南侧为院内空地，楼上为放射科，楼下为(2)场所布局本项目主要功能房间为125I粒籽源植入治疗室(即CT室)、储源、污物间及专用病员病房位3125I粒籽源植入工作场所(CT室)现状(3)工作场所屏蔽设计m面积(m2)(m).6×户(4)工作场所分级、分区4125I子修正因子日等效最大操作量I作场所的分级所。①控制区：储源、污物室、CT室及专用病员病房划为控制区。防护及管理措施如a、非有关工作人员严禁入内，不允许服药的患者随便出入，除特别需要外不允许亲b、在控制区进入口及其他适当位置处设置电离辐射警告标志，并应给出相应的辐射d。b(5)患者就诊路线进行125I粒籽源植入的患者，进入门诊综合楼之后直接进入CT室进行植入手术，因125I除工作场所屏蔽设计的安全防范措施外，医院通过以下几个方面进一步完善和加强防5(1)核医学工作场所学工作场所拟配备通风橱2个(2个分装室内各放置1个)，尺寸均为1.0m×0.5m×2.0m，不锈钢外壳，正面铅玻璃+铅钢复合板作为防护，侧面和后位要轮换开展工作，医院拟购置3套个人防护用品(包括铅衣、铅帽、铅围脖和铅眼镜，0.5mmPb)，并配备8支个人剂量计(人手1支，由合作的个人剂量检测机构配发，每季品(包括铅衣、铅帽、铅围脖和铅眼镜，0.5mmPb)。or表面沾污仪1台、TBM-15C表面污染检测仪(该仪器也可用于X(γ)剂量率检测)1台(2)90Sr敷贴室Sr支 (由合作的个人剂量检测机构配发，每季度检测1次)，并按照《放射性核素敷贴治疗卫生防护标准》(GBZ134-2002)要求，配备有机玻璃眼镜和专用清洁设施及工具。由于90Sr与核医(3)125I粒籽源植入工作场所①工作人员个人防护用品：本项目125I粒籽源植入共配备4名工作人员，拟为每人配备1套个人防护用品(共4套，包括铅衣、铅眼镜、铅三角裤及铅围脖，0.5mmPb)及1副铅手套(共4副，0.025mmPb)；并配备4支个人剂量计(人手1支，由合作的个人剂②患者防护用品：拟为粒籽源植入患者配备4套防护用品，包括铅衣(铅背心)、铅6③其他防护设备：125I粒籽源植入工作场所拟配备活度计1台(型号待定)及辐射防综上所述，医院拟配备的各类防护器材可满足《放射性核素敷贴治疗卫生防护标131I在运输过程放置于供货方提供的专门屏蔽容器铅罐内，临时贮存于核医学楼二层分装室通风橱铅罐内，铅罐的屏蔽厚度为20mmPb；99M0-99mTc发生器临时贮存于核医学楼一层分装室通风橱内。各分装室及SPECT机房均设置双人双锁、监控等防盗措施，于明显位置设置电离辐射警告标志；分装室和SPECT机房内禁止无关人员进入，对放射性药物登记核医学放射卫生防护标准》(GBZ120-2006)运输和贮存要求(第5.9款至第5.12款)。90Sr放置于供货方提供的专门屏蔽容器贮源箱内，贮存于敷贴室内，贮源箱内层为有人保管。敷贴室设置有监控等防盗措施，在敷贴治疗结束后，职业人员将首先确定放射源性核素敷贴治疗卫生防护标准》(GBZ134-2002)的相关要求。125I粒籽源在运输过程放置于供货方提供的专门屏蔽容器铅罐内，铅罐的屏蔽厚度为10mmPb，临时贮存于门诊综合楼一层储源、污物室保险箱内。该房间设有防盗门，且设置活度/数量、送货人、接收人、出库活度/数量、去往场所、出库经手人、接收人等；禁止无关人员进入储源、污物室，并由专人负责定期巡检。能够满足《低能γ射线粒籽源植入治疗放射防护要求与质量控制检测规范》(GBZ178-2014)的粒籽源运输和贮存要求。设计有工作状态指示灯、闭门装置和电离辐射警告标志，可对职业人员和公众人员可起到7本项目90Sr敷贴和125I粒籽源植入治疗过程中不产生放射性废气和废水，本次评价重点评价核医学工作场所在运行过程中产生的放射性废气、废水和固体废物，以及90Sr敷贴mTc风橱为负压工况操作，可避免职业人员吸入放射性废气造成内照射影响。2个通风橱均设单独的通风管路，不与核医学楼通风系统共用管路，通风管路通向核医学楼楼顶，排气筒高出楼顶3m，排气口处各设有1套活性炭过滤装置，活性炭厚度约20mm，尺寸为260mm×260mm，可以满足《临床核医学放射卫生防护标准》(GBZ120-2006)放射性废气控制要求。对于取送药、口服注射等各工序产生的放射性废气，医院拟于核医学工作场所内设置2套独立通风系统，分别用于核医学楼一层污物间、注射室、注射后候诊室、SPECT机房、抢救室、卫生通过间及二层甲癌患者病房、污物间、抢救室、卫生通过间等房间的通与其他速不低于1.0m/s。本项目通风系统设计可满足《临床核医学放射卫生防护标准》 (GBZ120-2006)放射性废气控制要求。本项目核医学工作场所通风系统布置图见图10-5和图10-6(通风橱为单独通风管道，直接通向楼顶，因此不再画入图中)。射性废水治理用于处理99mTc和131I放射性废水。该区域周围均为医院空地，系统建成后将于地面进行绿池尺寸相同，有效容积均为7m3(2.0m×2.0m×1.75m)，各池四周设置20cm混凝土予以m(2.5m×4.0m×3.0m)，各池四周设置40cm混81#衰变池2#衰变池3#衰变池控制阀控制阀控制阀控制阀控制阀控制阀凝土予以防护。本项目各衰变池上方覆土层厚度均约4m，外设厚约10cm的混凝土井盖。放射性废水经专用管道进入放射性废水处理系统,系统内各衰变池为并联式运行，各衰变池均设有水位传感控制器，自动化运行，电脑控制系统位于护士值班室内。废水处理系统1#衰变池2#衰变池3#衰变池控制阀控制阀控制阀控制阀控制阀控制阀系统工艺流程示意图见图10-7(99mTc只有其中2个衰变池)，核医学沉淀池医院污水处理站专用管道专用管道固体废物治理(1)核医学工作场所者病房内各放置1个小放射性废物衰变箱(屏蔽厚度为10mm铅当量，容积为40L)；于每层的污物间内各放置2个大放射性废物衰变箱(屏蔽厚度为10mm铅当量，容积为80L)。营运过程中医院职业人员定期将小衰变箱内放射性废物倒入所在楼层污物间的大MmTc由供源厂家回收处理。(2)90Sr放射源9(3)125I粒籽源植入I采用铅盒收贮，由生产厂家回收处置；对于破损粒籽源及擦拭废抹布放置于两个小型放射本项目建设阶段主要包括核医学楼的建设、各场所内房间的防护装修以及设备的安如遇干旱无雨季节扬尘则更为严重。据有关文献资料介绍，场地、道路在自然风作用下产生的扬尘一般影响范围在100m以内。如果在施工期间对施工工地实施增湿作业，每天增湿为抑制扬尘影响，采取粉性材料堆放在料棚内、施工工地定期增湿、施工建筑设置滞分析施工期的噪声主要为施工过程中各类机械作业产生的机械噪声，在选用低噪声的机械。由于施工噪声影响持续时间较短，施工结束噪声即消失，且施工均在院区内。只要施程施析施工期污水主要为施工泥浆废水和施工人员的生活污水。施工泥浆废水主要是在混凝工泥浆废水汇集入沉淀池充分沉淀后，上清水回用，淤泥回用于场地基础建设。施工人员生活污水来自临时生活区，主要为洗涤废水和粪便污水，含CODcr、NH3-N、BOD5、SS等。。对固废影响分析境的角度置必须坚持“先挡后弃”。其次将建筑垃圾分类，尽量回收其中尚可利用的部分建筑材境影响分析综上所述，本工程施工期对环境的影响是小范围和短暂的。随着施工期的结束，对环HH本次评价公式参考《辐射防护技术与管理》第一卷、《辐射源室屏蔽设计与评价》及11-1~公式11-4。(1)无辐射屏蔽时，随距离变化的空气吸收剂量率计算公式：0AΓRf(2)有辐射屏蔽时，随距离变化的空气吸收剂量率计算公式：H0HHK-1KKA(3)屏蔽减弱系数计算公式：KA-1放射源活度随时间的衰变计算公式：0Aλt、99mTc辐射水平预测大使用量2.775×1010Bq(750mCi)；由《辐射防护手册》第三分册查出99mTc空气吸收剂量表11-1不同距离99mTc裸源γ空气吸收剂量率(μGy/h)(1)淋洗过程医院每日99mTc治疗人数最多为30人，按1周(开展4天)剂量持续供应，本次评价保守取99M0-99mTc发生器柱最大活度2.96×1010Bq(800mCi)。代入公式11-1计算，99Mo-99mTc裸源2。i011由于99Mo-99mTc发生器在分装室通风橱内工作，发生器色谱柱外面有40mm的铅，加上20mm铅当量通风橱的防护，经上述屏蔽措施防护后通风橱(距发生器约1m)外辐射剂量率为6.82×10-24μGy/h，因此99M0-99mTc发生器储存和淋洗过程对通风橱外影响可以忽略不(2)分装过程本项目职业人员进行分装操作时身体和手部距药物距离均不足1m(分别约50cm和5cm)，因此不适用公式11-1至公式11-3。本次评价采用类比的方法进行估算，类比数据采用文献《核医学工作场所辐射水平调查》(李桂云，中华放射医学与防护杂志，1999文献，操作人员在开源、淋洗、分装、取源时(使用核素99mTc和131I,活度1.48×107~2.96×1010Bq),其手部的剂量率为1.2~5000μGy/h，胸部的剂量率为0.6~75μGy/h。考虑到核医学科常规核素的操作方法、操作流程及人员防护情况基本相同，且本项目99mTc每日最大使用量(2.775×109Bq(750mCi))在类比检测使用核素的活度范围之内，因此文献中的检测结果具有一定可比性。由于文献中未给出不同核素种类用量下对应的单次检测结果，本次保守取最大值5000μGy/h和75μGy/h分别作为99mTc分装过程中职业人员手部(3)取药、注射过程与分装过程相同，取药、注射过程身体和手部的剂量率也不适用公式11-1至公式学工作场所辐射水平调查》(李桂云，中华放射医学与防护杂志，1999年10月第19卷第5期)中的检测数据进行类比，保守取最大值5000μGy/h和(使用99mTc，活度为7.4×109Bq，即200mCi)，其手部剂量率为10~5000μGy/h，胸部剂量Gyh5000μGy/h和45μGy/h分别作为99mTc注射过程中(4)距诊断患者1m处剂量率变化mTc(25mCi)(5)摆位过程利用SPECT/CT扫描过程中，职业人员于机房内对患者进行摆位指导，在指导过程中职I辐射水平预测本项目131I用于甲功测定和甲癌治疗，甲功测定单次最大口服131I为1.85×105Bq(5μCi)，甲癌患者单次最大口服131I为7.4×109Bq(200mCi)；由《辐射防护手册》第三分由于甲功测定时131I服用量微小，基本不会对周围环境产生影响，因此本次评价主要(1)药物分装和患者服药过程根据医院提供材料，医院拟购碘全自动分装仪，置于二层服碘处，职业人员将存有131I原液铅罐置于碘全自动分装仪内，操作员于护士站操作远程计算机设定样品的分配活度、体积及计划使用时间，系统自动完成放射性原液的稀释、定量分配、在线活度测量在131I药物分装和患者服药过程中，职业人员为远程监督，不近距离接触药物及患者；职业人员近距离接触药物的过程为将铅罐从通风橱转移至分装仪过程以及将盛有药物的铅罐放在分装仪上打开铅罐瞬间。因此本次评价不考虑职业人员在131I药物分装和患者与99mTc诊疗过程相同，职业人员进行131I操作时身体和手部距药物距离也不足1m，采用文献《核医学工作场所辐射水平调查》(李桂云，中华放射医学与防护杂志，1999年取源时(使用核素99mTc和131I,活度1.48×107~2.96×1010Bq),其手部的剂量率为1.2~Gyh~75μGy/h。本项目131I操作同为常规操作方式，具有可Gyh和75μGy/h分别作为131I转移和打开铅罐过程中职业用，因(2)距治疗患者1m处剂量率变化对服用131I的甲癌患者，甲状腺切除，131I进入患者体内，随身体代谢，以尿液、粪便等形式排出。根据《分化型甲状腺癌患者的131I有效半衰期》(易艳玲等，原子能科学与技术，Vol44，suppl.2010.9)分析，甲癌患者(服药后120h内)131I平均有效半衰期为 (14.6±6.5)h，本次评价保守取最大值21.1h。不考虑患者身体自身衰减，对距离病人I用后甲癌患者周围剂量率情况一览表(μGy/h)后2天后3天后4天后5天后注：根据文献，甲癌患者服药120h(5天)后，131I半衰期趋于正常周期(8.04天)。根据《临床核医学放射卫生防护标准》(GBZ120-2006)、《电离辐射防护与放射源安全基本标准》(GB18871-2002)规定，131I口服患者出院剂量约束值须低于400MBq (10.81mCi)。本项目甲癌患者治疗131I最大口服量为200mCi，接受治疗后须予以住院，4、工作场所主要房间屏蔽水平预测采用不同厚度的红砖及混凝土建设，医院拟购红砖及混凝土的密度分别为1.7g/cm3及2.35g/cm3，本次评价按照密度将屏蔽厚度全部折算为混凝土进行计算。各房间铅防护(1)核素99mTc对主要房间屏蔽水平预测本次评价对可能受到核素99mTc辐射影响的SPECT机房、注射室、注射后候诊室等主要房间屏蔽水平进行校核。根据医院提供材料，注射后候诊室可同时容纳4人休息，源强总活度按3.7×109Bq(100mCi)计算；SPECT机房、注射室内每次容留人数为1人，源强总活度按9.25×108Bq(25mCi)计算。由《辐射防护手册》第三分册查出，混凝土对99mTcγ射线的半值层分别约为3.7cm，铅对99mTcγ射线的半值层约为0.7mm。代入公式11-1至公式mTc作场所主要房间外辐射剂量率计算结果表(m)(括号内为折算后量率(μGy/h)1(268mm混凝土)2(注射位)3室2(174mm混凝土)2根据上表，在操作核素99mTc过程中SPECT机房、注射室、注射后候诊室外辐射剂量率(2)核素131I对主要房间屏蔽水平预测由于甲功测定时131I服用量微小，基本不会对周围环境产生影响，本次评价主要对可能受到甲癌患者131I治疗过程中辐射影响的服碘处、甲癌患者病房及SPECT机房屏蔽水平进本项目甲癌患者单次最大口服131I为7.4×109Bq(200mCi)，根据医院核医学设计，服碘处、SPECT机房内每次容留人数为1人，每个甲癌患者病房容纳1名甲癌患者住院，住院天数为4天。则本项目以总活度7.4×109Bq(200mCi)为源强计算其防护性能；SPECT机房以患者住院4天后体内总活度3.15×108Bq(8.5mCi)为源强计算其防护性能。对131Iγ射线的半值层约为3.68mm。代入公式11-1至公式11-3，得到服碘处、甲癌患者病序号(m)(括号内为折算后剂(μGy/h)1(服碘位)9处26处3(268mm混凝土)根据上表，在操作核素131I过程中，辐射剂量率最大值出现在服碘窗外30cm处，为工程核医学工作场所控制区内部，能够满足本次评价提出的10μGy/h的限值要求。其余考察点处的辐射剂量率为0.1141~1.8994μGy/h，均可满足本次评价提出的限值要求。需要根据医院实际情况，本项目99mTc和131I核素在不同楼层开展，即患者按核素治疗类型依根据上述分析，本项目核医学工作场所控制区边界外剂量率可小于2.5μGy/h的目标控制值，内部各主要房间外剂量率可小于10μGy/h的目标控制值，说明本项目核医学工作H=0.7×Dr×T…………(式11-5)员休息室mTc和注射、摆位指导过程、扫描，其天，则淋洗时间为125h/a、分装时间为4.2h/a、取药时间为20.83h/a、注射时间为I10s/次，打开铅罐过程约10s/次，医院每程受照射时间为0.1h/a，打开铅罐过程受照射时间为0.1h/a；在甲癌患者出院扫描时摆过程3.3h/a、扫描过程66.7h/a；职业人员每天前往患者病房查房1次，每次查房接触(1)职业人员的年有效剂量TmTc装、取药、注射、摆位指导、扫描amTc9Mo-99mTc发生器在通风橱内淋洗，在淋洗过程中医护人员远离，经计算，淋洗过程通风橱(距发生器约1m)外辐射剂量率为6.82×10-24μGy/h，因b、分装过程药物距离手部约为5cm，距离身体约为50cm。分装过程中手部受照剂量年当量剂量为0.7×5000×4.2×1÷1000=14.70mSv/a；躯干年有效剂量为0.7×75×4.22mSv/a。c、取药过程药物距离手部约为5cm，距离身体约为50cm。取药过程中手部受照剂量年当量剂量为0.7×5000×20.83×1÷1000≈72.91mSv/a；躯干年有效剂量为0.7×75×0≈1.09mSv/a。cmyhI、指导服药、摆位指导、扫描、查房本项目131I药物分装采用碘全自动分装仪，除转移铅罐、打开铅罐过程医护人员近距离照射外，药物分装、指导服药过程均为远程操作，因此本次评价不考虑医护人员在131I÷÷7×(380.6+174.94+78.64+35.74)×8÷60×200×1÷1000≈12.51mSv/a。dSPECT摆位姿势，摆位指导过程医护人员与患者间隔大约1m，本次评价按照出院患者(体内核素活度值为8.5mCi)的1m外剂量率考虑，即0受照剂量汇总单位mSv/a量Tc根据上表，核医学工作场所运行过程中，职业人员参加全部诊疗情况下手指年当量剂手指年有效剂量约为106.95mSv/a、躯干人均年有效剂量约为5.68mSv/a，分别低于本次评价采用的职业人员四肢(手和脚)或皮肤150mSv管理剂量约束值、躯干6mSv管理剂量(2)慰问者所受剂量估算Gy/h，可见注射99mTc患者离开医院后对外环境影响持续时间较短。本次按注射99mTc患者出者接触，停留因子取1，以每天99mTc患者1m处的剂量率进行÷1000=0.24mSv/a(患者一年最多进行1次检查)，低于本评价提出的1.5mSv/a慰问者者1m处的剂量率可降至0.144μGy/h，对周围环境影响较小。本次按口服131I甲癌患者接受治疗45天内与慰问者接触(住院的4天时间无人陪护，不计算在内)，每天接触以Im (7.38+3.36+1.52+0.70+0.30)×8.04×15×1÷1000=1.29mSv/a，低于本评价提出的1.5mSv/a的慰问者管理剂量约束值。由计算结果可知，慰问者在每天接触甲癌患者15h情以最大服药量200mCi的极端情况进行核算，当服药量较小时，慰问者每天与患者最大接受照剂量汇总单位mSv/a1Tc2I者接触45天(每天≤15h)(3)公众成员的年有效剂量近距离接触μGy/h，可见注射99mTc患者离开医院后对外环境影响持续时间较短，本次按注射99mTc患者出院3天内(10个半衰期)与公众接触，每天外出时间按8小时计算，停留因子取1/16Gyh围环境影响较小。本次按口服131I甲癌患者出院后与公众接触(住院4天内不与公众接触)，每天外出时间按8小时计算，停留因子取1/16计 (7.38+3.36+1.52+0.70+0.30)×8×8.04÷16÷1000=0.043mSv/a，低于本评价提出的a年受照剂量汇总单位mSv/a1Tc2I者接触45天(每天≤8h)根据上表，公众成员在控制与用药患者接触时间、接触距离情况下，其受照剂量可满所周围本项目核医学工作场所运行过程中，工作场所周围辐射剂量率不大于2.5μGy/h，本h因子本项目核医学工作场所放射性废水产生环节主要包括注射99mTc和口服131I甲癌患者的排泄物(包括呕吐物)及冲洗水，另外卫生通过间、分装室等产生少量清洗废水。医院于甲产生的放射性废水经专用管道一并汇集至核医学楼西北角和北侧偏西位置的放射性废水处理系统，其中，一层的放射性废水(99mTc废水)排入核医学楼西北角的处理系统(1座沉淀池，2座衰变池)，二层的放射性废水(131I废水)排入核医学楼北侧偏西位置的处理系水进入衰变池(专用管道设置在楼体的专用管廊内，通过管廊外侧墙体进行防护)。本项目99mTc患者(625例/月)经治疗后无异常可直接离开，排泄物较少，用水量按 15天。本项目99mTc半个月的用量约2.89×1011Bq，且进入废水中的活度远低于实际用量，即使保守按照核素用量全部进入废水中估算，经过15天(约60个半衰期)的衰变后含量也按80%计，该部分废水产生量为5.44m3/月；医护人员因沾染核素产生冲洗水的情况也按月(保守按5个月计算)，3个衰变池交替使用，则单个衰变池内放射性废水停留衰变时间为10个月(按照最后进入衰变池废水的停留衰变时间保守估算)。由于本项目131I废水放射性主要源于患者排泄物及清洗水和清洗废水，本次评价口服131I的甲癌患者排泄废水及清洗废水中的活度按核素用量的90%估算(15%活度随污泥于沉淀池内沉积，剩余75%活度随废水进入衰变池内)。根据公式11-4计算，本项目衰变称半衰期(Bq)(Bq)值d011本项目单池衰变池内放射性废水经静态存放后一次排入医院污水处理站，经医院污水处理站进一步处理后外排。由表11-12可知，本项目单池衰变池一次排放放射性废水I废水停留衰变时间不少于10个月的情况下，放射性废水经充分衰变后可满足排放限值要求。本次评价要求医院须经电脑设定99mTc和131I放射性废水处理系统单衰变池接纳废水时间分别不低于15天和5个月，以满足本次评价要此外，根据计算结果可知，本项目两套放射性废水处理系统存在衰变池设计容积过大该项目产生的放射性固废可分为三类，第一类为剩余放射性药物、废旧99M0-99mTc发生器；第二类为被污染的注射器、针头、手套、导管、药棉、纱布、吸水纸、破碎杯皿、擦的MmTc生器由供源厂家回收。被污染的注射器、针头、手套、导管、药棉、纱布、吸水纸、破碎杯皿、擦拭污染地面的物品和病人使用的一次性杯子等，经放射性废物衰变箱封存，待活度衰变降至解控水集。本项目拟于2个分装室、注射后候诊室、服碘处内各放置1个小放射性废物衰变箱 mmL两层的污物间内各放置2个大放射性废物衰变箱(屏蔽厚度为10mm铅当量，容积为80L)，分别用于核素99mTc和131I放射性废物存放。mTc天出院，放射性固废产生量较小，本次按0.05kg/·人期间放射性固废产生量为0.4kg/·人。经计算，本项目99mTc患者和131I甲癌患者就诊产生的放射性固废产生量分别为375kg/年(约合1125L)和80kg/年(约合240L)。mTc变箱约需25天，本次评价流使用；131I固废装满单个大放射性废物衰变箱约需4个月，本次评价按核医学楼二层污本项目放射性固体废物主要为残留微量放射性药物的废弃物品，基于此点考虑，本次按放射性固体废物含有核素活度不超过使用量的1%进行估算评价。则根据公式11-4计期(Bq)度(Bq)重量(kg) In放射性废物清洁解控水平推荐值根据《医用放射性废物的卫生防护管理》(GBZ133-2009)附录B所示(99mTc、131I均为1×102Bq/g)。各项参数代入公式计算可知，本项目一层99mTc核素放射性固废中核素活度可以忽略不I0.061＜1。因此本项目核医学工作场所产生的放射性活(3)第三类放射性固废本项目99mTc和131I放射性废水产生量分别为182.88m3/a和68.16m3/a，沉积物污泥产生系数一般为0.14t/m3~1.4×10-4t/m3，本次计算取中间系数0.14×10-2t/m3，年产沉积物amTc废水及清洗废水中的活度按核素用量的6%估算 (1%活度随污泥于沉淀池内沉积，剩余5%活度随废水进入衰变池内)；口服131I的甲癌患者排泄废水及清洗废水中的活度按核素用量的90%估算(15%活度随污泥于沉淀池内沉积，剩余75%活度随废水进入衰变池内)。则根据公式11-4计算，沉积物污泥中各核素期(Bq)周期(月)(Bq) 66q综上所述，本项目核医学工作场所产生的放射性废物在设定周期存放后可达到解控水平，经审管部门确认或批准，可作为免管废物处理。本次评价要求医院于存放废物衰变积物衰变池的显著位置标明废物类型、核素种类、比活度水平和存放日期等信息，以满足《医用放射性废物的卫生防护管理》(GBZ133-2009)对放射性固体废物的管理要mTc压工况操作，可避免职业人员吸入放射性废气造成内照射影响。2个通风橱均设单独的通风管路，不与核医学楼通风系统共用管路，通风管路通向核医学楼楼顶，排气筒高出楼顶3m，排气口处各设有1套活性炭过滤装置，活性炭厚度约20mm，尺寸为260mm×260mm，可以满足《临床核医学放射卫生防护标准》(GBZ120-2006)放射性废气控制要求。对于取送药、口服注射等各工序产生的放射性废气，医院拟于核医学工作场所内设置2套独立通风系统，分别用于核医学楼一层污物间、注射室、注射后候诊室、SPECT机房、抢救室、卫生通过间及二层甲癌患者病房、污物间、抢救室、卫生通过间等房间的通与其他速不低于1.0m/s。本项目通风系统设计可满足《临床核医学放射卫生防护标准》 (GBZ120-2006)放射性废气控制要求。：Z2、90Sr敷贴治疗辐射水平预测90Sr为纯β衰变，射线能量为0.54MeV，根据《放射性核素敷贴治疗卫生防护标准》 (GBZ134-2002)附录A中放射性核素特性，3mm组织可吸收91