德州市第二人民医院核医学工作场所及192Ir后装机应用项目环境影响报告表

PAGE核技术利用建设项目核医学工作场所及192Ir后装机应用项目环境影响报告表德州市第二人民医院2017年9月环境保护部监制

核技术利用建设项目核医学工作场所及192Ir后装机应用项目环境影响报告表建设单位名称：德州市第二人民医院建设单位法人代表（签名或签章）：通讯地址：德州市运河开发区纺织大街55号邮政编码：253022联系人：朱晓博电子邮箱：dzeysyw@163.com联系电话AGE67表1项目基本情况建设项目名称核医学工作场所及192Ir后装机应用项目建设单位德州市第二人民医院法人代表高立民联系人朱晓博联系电册地址德州市运河开发区纺织大街55号项目建设地点德州市运河开发区纺织大街55号,医院放疗中心及传染病病房楼一层立项审批部门/批准文号/建设项目总投资(万元)1000项目环保投资(万元)100投资比例(环保投资/总投资)10%项目性质□新建eq\o\ac(□,√)改建eq\o\ac(□,√)扩建□其它占地面积(m2)/应用类型放射源□销售□Ⅰ类□Ⅱ类□Ⅲ类□Ⅳ类□Ⅴ类eq\o\ac(□,√)使用□Ⅰ类(医疗使用)□Ⅱ类eq\o\ac(□,√)Ⅲ类□Ⅳ类□Ⅴ类非密封放射性物质□生产□制备PET用放射性药物□销售/eq\o\ac(□,√)使用eq\o\ac(□,√)乙□丙射线装置□生产□Ⅱ类□Ⅲ类□销售□Ⅱ类□Ⅲ类□使用□Ⅱ类□Ⅲ类其他/1.1项目概述1.1.1建设单位情况德州市第二人民医院成立于2003年，由德州市肿瘤医院、结核病防治所、德州市精神病医院、解放军原第139医院联合组建而成，是一所三级综合性医院。医院坐落于德州市运河经济开发区，东临京杭大运河风景区，西邻京福高速公路西连接线，南邻风景秀丽的运河公园，院区占地百余亩，建筑面积4.5万平方米。现有职工700余人，拥有专业技术人才600余人，其中高级专业技术人员119人、市级突出贡献中青年专家4人。医院设有57个科室，34个临床医技科室，核定床位560张，开放床位800张，担负着全市560万群众医疗保健任务，是全国市肿瘤医院，结核病医院，精神病医院联盟成员单位。先后被授予“全国百姓放心示范医院”、“山东省文明单位”、山东省最高“AAA”级医保定点单位等荣誉称号。医院所在地理位置见图1-1，周边影像关系见图1-2。1.1.2医院现有工程概况德州市第二人民医院于2009年开展核技术利用项目，使用1台XH600D型医用电子加速器及CT、数字胃肠机等6台Ⅲ类射线装置，该项目环境影响报告表于2009年12月30日由山东省环保厅以鲁环辐表审[2009]198号文件审批通过，并同时取得了山东省环保厅颁发的辐射安全许可证，证书编号为鲁环辐证[14032]，种类和范围为“使用Ⅱ类、Ⅲ类射线装置”，有效期至2014年12月29日。2015年2月16日，医院对辐射安全许可证进行了延续，证书编号及许可种类和范围不变，有效期延续至2020年2月15日。2015年，山东省核与辐射安全监测中心对医院XH600D型医用电子加速器及6台Ⅲ类射线装置进行了竣工环保验收，所编制竣工环保验收监测表于2016年2月19日由德州市环保局以德环辐验[2016]1号文件审批通过。目前，该批设备中，2台CR已报废并办理相关手续，其余设备处于正常运行状态。2016年，医院新增1台PRECISE型医用电子加速器、1台CGO-2100型DSA装置及3台Ⅲ类射线装置，同时将原有CT室作为125I粒籽源植入工作场所（丙级工作场所），开展125I粒籽源植入工作。该项目环境影响报告表于2016年6月6日由德州市环保局以德环辐审（2016）2号文件审批通过。2017年，医院针对该批射线装置开展了竣工环保验收，并由德州市环保局以德环辐验[2017]2号文件审批通过。2017年，医院新增SOMATOMSELECT型DR1台，并按照环保主管部门要求进行了备案，环境影响登记表备案号为201737140200000044；后又新备案CT、DR等6台Ⅲ类射线装置，环境影响登记表备案号为201737140200000045。综上所述，医院目前共有3台Ⅱ射线装置、14台Ⅲ类射线装置及1处丙级工作场所。医院尚未对辐射安全许可证基本信息（包括法人代表、地址等）、设备明细等内容进行变更，现有核素及射线装置情况详见表1-1和表1-2。表1-1医院现有丙级工作场所一览表序号核素名称日等效最大操作量（Bq）年最大用量（Bq）工作场所场所等级1125I粒籽源1.48×1072.84×1011门诊楼一层CT室丙级表1-2医院现有射线装置一览表序号装置名称类别型号台数工作场所环评批复验收情况1DSAⅡCGO-21001门诊楼二层德环辐审（2016）2号，德环辐验[2017]2号2医用电子加速器PRECISE1放疗中心一层3医用电子加速器XH600D1放疗中心一层鲁环辐表审[2009]198号、德环辐验[2016]1号4模拟定位机ⅢSL-LE1放疗中心一层5螺旋CTSOMATOMSpirit1放疗中心一层6数字胃肠机AXQAUATRO1门诊楼二层7乳腺X射线机HologicAffinity1普查车8CTSOMATOMEmotion1门诊楼一层德环辐审（2016）2号，德环辐验[2017]2号9DRMXHF-15001门诊楼一层10CR东软NSX500R1门诊楼一层11DRSOMATOMSELECTDR1查体中心一层登记表备案号：20173714020000004412CTSOMATOMDefinitionAS1门诊楼一层登记表备案号：20173714020000004513DRHologicSeleniaDimensions1乳腺中心一层14移动X光机MULTIMOBI1病房15移动X光机MULTIMOBI1病房16C型臂CompactL1手术室17牙片机JYF-1001门诊楼三层1.1.3本项目建设规模为满足医院发展需要，德州市第二人民医院拟将院区内现有传染病病房楼一层南侧区域改建为核医学工作场所，开展以下诊疗工作：（1）利用99M0-99mTc发生器制备核素99mTc开展临床医学诊断，配置1台DiscoveryNM630型SPECT；（2）利用核素131I开展甲功测定及甲亢患者的治疗；（3）利用核素89Sr开展骨转移癌的疼痛治疗。此外，医院拟将院区内放疗中心一层东侧现有热疗室改建为后装机房，利用放射源192Ir开展各类腔内肿瘤（主要针对妇科肿瘤）的后装治疗工作，后装机操作位拟设置于北侧现有模拟定位机房控制室内，与模拟定位机共用一间控制室。根据2017年2月现场踏勘情况，核医学工作场所拟建区域各房间目前均处于闲置状态，后装机房拟建区域仍作为热疗室使用中，医院尚未开始对现有各房间进行改建。本项目涉及的各放射性核素及放射源尚未购置。本次评价范围内核素、放射源情况详见表1-3和表1-4。表1-3本次评价涉及的非密封核素一览表核素名称日等效最大操作量（Bq）预计年就诊人次年最大用量（Bq）操作方式场所分级储存方式与地点使用状态199mTc9.25×106Bq25002.31×1012Bq（62.5Ci）很简单的操作乙级临时拟购2131I甲功测定3.7×104Bq1003.7×1010Bq（1Ci）简单操作临时拟购甲亢7.4×107Bq100389Sr1.85×107Bq509.25×109Bq（250mCi）简单操作临时拟购注：核素使用方案见9.1.1小节。表1-4本次评价涉及的放射源一览表序号放射源名称放射源活度（Bq）数量类别工作场所1192Ir3.7×10111枚Ⅲ类放疗中心一层后装机房治疗室内1.2目的和任务的由来德州市第二人民医院拟利用放射性核素及放射源开展诊疗工作。本项目放射性核素99mTc、131I、89Sr日等效最大操作量分别为9.25×106Bq、7.4×107Bq、1.85×107Bq，核医学工作场所日等效最大操作量为1.02×108Bq，根据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002），属乙级非密封放射性物质工作场所，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192Ir放射源拟购初始活度为3.7×1011Bq，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，属于Ⅲ类放射源。医院优选低活度、中低毒性核素99mTc、131I、89Sr进行诊疗，本项目的开展是为满足医院医学诊疗的工作需要，具有较好的社会效益和经济效益，所获利益远大于其可能产生的电离辐射危害。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）中辐射防护“实践正当性”的要求。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。受德州市第二人民医院委托，我单位承担了该项目的辐射环境影响评价工作。接受委托后，在进行现场勘察、收集和分析有关资料、实地检测及预测估算等基础上，依照《辐射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》（HJ10.1-2016），于2017年6月编制完成了《德州市第二人民医院核医学工作场所及192Ir后装机应用项目环境影响报告表》（送审版）。2017年7月～8月，山东省建设项目环境评审服务中心组织有关专家对报告表进行了技术评审，我单位根据专家意见对报告表进行认真修改，于2017年9月编制完成《德州市第二人民医院核医学工作场所及192Ir后装机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、89Sr）及192Ir放射源。核技术利用类型为乙级非密封放射性物质工作场所；使用Ⅲ类放射源。表2放射源序号核素名称总活度（Bq）/活度（Bq）×枚数类别活动种类用途使用场所贮存方式与地点备注1192Ir3.7×1011Bq×1枚Ⅲ类使用医学诊疗放疗中心一层后装机房治疗室内于后装治疗机机头内贮存/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）。表3非密封放射性物质序号核素名称理化性质活动种类实际日最大操作量（Bq）日等效最大操作量（Bq）年最大用量（Bq）用途操作方式使用场所贮存方式与地点199mTc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衰变，99Tc的半衰期很长，为2.16×106年。使用9.25×1099.25×1062.31×1012医学诊断很简单的操作传染病病房楼一层核医学工作场所内临时2131I131I物理半衰期为8.04d。131I可衰变产生多条β射线，其中分支比最大的为89.9%能量为606.3keV，还能释放多条γ射线，其中分支比最大的为81.7%，能量为364.5keV。放射性核素的毒性分组为中毒组。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185MBq/mL。使用7.4×1087.4×1073.7×1010医学诊疗简单操作传染病病房楼一层核医学工作场所内临时389Sr89Sr发射纯β射线，β粒子的平均能量为0.58MeV，最大能量达1.49MeV，在组织内的辐射距离约2.4mm，半衰期为50.5天，放射性核素的毒性分组为中毒组。使用1.85×1081.85×1079.25×109医学诊疗简单操作传染病病房楼一层核医学工作场所内临时注：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）。表4射线装置（一）加速器：包括医用、工农业、科研、教学等用途的各种类型加速器序号名称类别数量型号加速粒子最大能量（MeV）额定流强（mA）/剂量率（Gy/h）用途工作场所备注//////////////////////（二）X射线机，包括工业探伤、医用诊断和治疗、分析等用途序号名称类别数量型号最大管电压（kV）最大管电流（mA）用途工作场所备注////////////////////（三）中子发生器，包括中子管，但不包括放射性中子源序号名称类别数量型号最大管电压（kV）最大靶电流（μA）中子强度（n/s）用途工作场所氚靶情况备注活度（Bq）贮存方式数量////////////////////////////表5废弃物（重点是放射性废弃物）名称状态核素名称活度月排放量年排放总量排放口浓度暂存情况最终去向放射性废水液态99mTc1.62×1010Bq/50天/衰变池经衰变至低于GB18871-2002规定限值后进入医院污水处理站进一步处理后外排131I3.08×108Bq/50天Bq/50天Bq/放射性固废固态99mTc5.82×109Bq/3月放射性废物衰变箱、沉积物衰变池经衰变降至解控水平以下后，作免管固体废物处理131I1.11×108Bq/3月Bq/3月BqBq/g89Sr9.25×108Bq/年6.61×105Bq/年6.61×105BqBq/g废192Ir源固态//////厂家回收废旧99M0-99mTc发生器固态/////分装室通风橱厂家回收剩余放射性药物液态/////铅罐厂家回收注：1、常规废弃物排放浓度，对于液态单位为mg/L，固体为mg/kg，气态为mg/m3；年排放总量用kg。2、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）。表6评价依据法规文件1、《中华人民共和国环境保护法》，中华人民共和国主席令第9号，2015.1.1；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，2016.9.1；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，2003.10.1；4、《建设项目环境保护管理条例》，国务院令第253号，1998.11.29；5、《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，2005.12.1施行，2014.7.29修订；6、《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44号，2017.9.1；7、《关于发布放射源分类办法的公告》，国家环境保护总局公告2005年第62号，2005.12.23；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3号，2008.12.6；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，2011.5.1；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》，国家环保总局环发[2006]145号，2006.9.26；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]430号，2016.3.7；12、《山东省辐射污染防治条例》，山东省人民代表大会常务委员会公告第37号，2014.5.1。技术标准1、；2、《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、《医学放射工作人员放射防护培训规范》（GBZ/T149-2015）；8、《职业性外照射个人监测规范》（GBZ128-2016）；9、《医疗照射放射防护基本要求》（GBZ179-2006）；10、《临床核医学放射卫生防护标准》（GBZ120-2006）；11、《医用放射性废物的卫生防护管理》（GBZ133-2009）；12、《医疗废物专用包装袋、容器和警示标志标准》（HJ421-2008）；13、《医疗机构污染物排放标准》（GB18466-2005）；14、《放射治疗机房的辐射屏蔽规范第1部分：一般原则》(GBZ/T201.1-2007)；15、《放射治疗机房的辐射屏蔽规范第3部分：γ射线源放射治疗机房》（GBZ/T201.3-2014）；16、《后装γ源近距离治疗卫生防护标准》（GBZ121-2002）；17、《后装γ源治疗的患者防护与质量控制检测规范》（WS262-2006）；18、《密封放射源及密封γ放射源容器的放射卫生防护标准》（GBZ114-2006）。其他1、德州市第二人民医院核医学工作场所及192Ir后装机应用项目环境影响评价委托书；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）。表7保护目标与评价标准7.1评价范围根据HJ10.1-2016）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围，甲级取半径500m的范围，乙、丙级取半径50m的范围。放射源和射线装置应用项目的评价范围，通常取装置所在场所实体屏蔽物边界外50m的范围”。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）及192Ir后装机房四周墙体外50m的区域内。7.2保护目标本项目环境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）。7.3评价标准7.3.1《电离辐射防护与放射源安全基本标准》（GB18871-2002）1、人员照射剂量限值根据GB18871-2002附录B内剂量限值和表面污染控制水平要求。（1）职业照射①职业照射剂量限值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），20mSv；b）任何一年中的有效剂量，50mSv；c）眼晶体的年当量剂量，150mSv；d）四肢（手和足）或皮肤的年当量剂量，500mSv。②对于年龄为16到18岁徒工或学生照射剂量限值a）年有效剂量，6mSv；b）眼晶体的年当量剂量，50mSv；c）四肢（手和足）或皮肤的年当量剂量，150mSv。（2）公众照射=1\*GB3①公众照射剂量限值a）年有效剂量，1mSv；b）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量可提高到5mSv。c）眼晶体的年当量剂量，15mSv；d）皮肤的年当量剂量，50mSv。=2\*GB3②慰问者的剂量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期间所受到的剂量不超过5mSv。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即：a、剂量6mSv/a作为年剂量约束值b、慰问者采剂量用1.5mSv/a作为年剂量约束值。c、公众成员剂量采用0.3mSv/a作为年剂量约束值。d、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。2、表面放射性污染职业人员体表、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循GB18871-2002附录B中表B11所规定的限制要求。工作场所的表面污染控制水平如表7-1所列。表7-1工作场所的放射性表面污染控制水平（Bq/cm2）表面类型α放射性物质β放射性物质极毒性其他工作台、设备、墙壁、地面控制区1）44×1014×101监督区4×10-144工作服、手套、工作鞋控制区4×10-14×10-14监督区手、皮肤、内衣、工作袜4×10-24×10-24×10-1注：1）该区内的高污染子区除外。B2.2款“工作场所中的某些设备与用品，经去污使其污染水平降低至表7-2中所列设备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。”3、非密封放射性物质工作场所分级根据GB18871-2002附录C中对非密封源（非密封放射性物质）工作场所分级原则及计算方法规定如下：①非密封放射性物质工作场所分级原则表7-2非密封放射性物质工作场所的分级级别日等效最大操作量/Bq甲＞4×109乙2×107～4×109丙豁免活度值以上～2×107②放射性核素的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7-3和表7-4。表7-3放射性核素毒性组别修正因子毒性组别毒性组别修正因子极毒10高毒1中毒（131I、89Sr）0.1低毒（99mTc）0.01表7-4操作方式与放射源状态修正因子操作方式放射源状态表面污染水平较低的固体液体，溶液，悬浮液表面有污染的固体气体，蒸汽，粉末，压力很高的液体，固体源的贮存1000100101很简单的操作1001010.1简单操作1010.10.01特别危险的操作10.10.010.0014、放射性物质向环境排放的控制根据GB18871-2002中8.6.2条款规定：不得将放射性废液排入普通下水道，除非经审管部门确认是满足下列条件的低放废液，方可直接排入流量大于10倍排放注量的普通下水道，并应对每次排放作好记录：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值中的较小者，其具体数值可按B1.3.4和B1.3.5条的规定获得)；b)每一次排放的活度不超过1ALImin，并且每次排放后用不少于3倍排放量的水进行冲洗。根据B1.3.4和B1.3.5条规定，对于职业照射，在一定的假设下可将Ij,L用作ALI。由相应的单位摄入量的待积有效剂量的值得到放射性核素j的年摄入量限值Ij,L计算公式：其中：DL—相应的有效剂量的年剂量限值,取6mSv/a；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值。本项目放射性核素排放导出限值见表7-5。表7-5放射性核素排放导出限值放射性核素职业照射待积有效剂量(Sv/Bq)ALImin一次排放限值（Bq）10ALImin月排放限值（Bq）吸入e(g)j.ing转移因子f199mTc2.0×10-110.8002.4×1082.4×109131I1.1×10-81.0005.45×1055.45×10689Sr1.4×10-90.3001.29×1061.29×1075、患者剂量约束根据GB18871-2002中条款规定：接受放射性核素治疗的患者应在其体内的放射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。必要时应向患者提供有关他与其他人员接触时的辐射防护措施的书面指导。7.3.2《临床核医学放射卫生防护标准》（GBZ120-2006）本标准适用于临床核医学应用放射性药物施行诊断与治疗的实践。根据GBZ120-2006第4款的临床核医学工作场所的放射防护要求。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级，并采取相应放射防护措施。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）。表7-6临床核医学工作场所具体分类1）分类操作最大量放射性核素的加权活度2）/MBqⅠ＞50000Ⅱ50～50000Ⅲ＜50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重因子和不同操作性质的修正因子见本标准表7-7和表7-8。表7-7核医学常用放射性核素的毒性权重因子类别放射性核素核素的毒性权重因子A75Se、89Sr、125I、131I100B11C、14N、15O、18F、51Cr、67Ge、99mTc、111In、113mIn、123I、201Tl1C3H、14C、81mKr、127Xe、138Xe0.01表7-8不同操作性质的修正因子操作方式和地区操作性质修正因子贮存100废物处理、闪烁法计数和显像、候诊区及诊断病床区10配药、分装以及施给药、简单放射性药物制备、治疗病床区1复杂放射性药物制备0.1第4.4款：按表7-6划分的三类核医学工作场所室内表面及装备结构的基本放射防护要求见表7-9。表7-9不同类别核医学工作场所的室内表面及装备结构要求场所分类地面表面通风橱室内通风管道清洗及去污设备Ⅰ地板与墙壁接缝无缝隙易清洗需要应设抽风机特殊要求需要Ⅱ易清洗且不易渗透易清洗需要有较好通风一般要求需要Ⅲ易清洗易清洗不需要一般自然通风一般要求只需清洗设备第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，排出空气浓度不应超过有关法规标准规定的限值。第4.6款：凡Ⅰ类工作场所和开展放射性药物治疗的单位应设有放射性污水池，以存放放射性污水直至符合排放要求时方可排放。废原液和高污染的放射性废液应专门收集存放。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。放射性废物应及时按GBZ133进行处理。第4.8款：临床核医学诊断及治疗用工作场所（包括通道）应注意合理安排与布局。其布局应有助于实施工作程序，如一端为放射性物质贮存室，依次为给药室、候诊室、检查室、治疗室等。并且应避免无关人员通过。第4.9款：临床核医学诊断用给药室与检查室应分开，如必须在检查室给药，应具有相应的放射防护设备。第4.10款：临床核医学诊断用候诊室应靠近给药室和检查室，宜有受检者专用厕所。根据GBZ120-2006第6款的临床核医学治疗的放射防护要求。第6.1款：使用治疗量发射γ射线放射性药物的区域应划为控制区。用药后患者床边1.5m处单人病房应划为临时控制区。控制区入口应有GB18871规定的电离辐射警告标志，除医务人员外，其他无关人员不得入内，患者也不应随便离开该区。第6.2款：配药室应靠近病房，尽量减少放射性药物和已给药治疗的患者通过非放射区域。第6.7款：接受131I治疗的患者，应在其体内的放射性活度降至低于400MBq方可出院，以控制该患者家庭与公众成员可能受到的照射。7.3.3《医用放射性废物的卫生防护管理》（GBZ133-2009）第4.4款：如果经审管部门确认或批准，凡放射性核素活度浓度小于或等于附录B所示清洁解控水平推荐值的放射性废物，按免管废物处理。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，89Sr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推荐值时，可做免管固体废物处理。1、液体废物的管理第5.1款：放射性废液的管理第5.1.1款：使用放射性核素其日等效最大操作量等于或大于2×107Bq的临床核医学单位和医学科研机构，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，应有防泄漏措施。第5.1.3款：经审管部门确认下列低放废液可直接排入流量大于10倍排放流量的普通下水道：每月排放总活度或每一次排放活度不超过GB18871-2002中8.6.2规定的限值要求，且每次排放后用不少于3倍排放量的水进行冲洗，每次排放应作记录并存档。第5.2款规定：注射或服用过放射性药物的患者排泄物第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他厕所。第5.2.5款：收集含131I患者排泄物时，应同时加入NaOH或者10%KI溶液后密闭存放待处理。第5.2.8款：符合下列条件之一的患者排泄物不需要统一管理：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。2、固体废物的管理（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。污物桶放置点应避开工作人员工作和经常活动的区域。第6.1.3款：污物桶内应放置专用塑料袋直接收纳废物，装满后的废物袋应密封，不破漏，并及时转送贮存室，并放入专用容器中贮存。（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准的限制要求。第6.2.2款：贮存室建造结构应符合放射卫生防护要求，且具有自然通风或安装通风设备，出入处设电离辐射警示标志。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，并应在显著位置标有废物类型、核素种类，比活水平和存放日期等说明。（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其他专用过滤装置的通风橱内进行。7.3.4《后装γ源近距离治疗卫生防护标准》（GBZ121-2002）第5.1款规定：放射治疗室必须经专业人员设计，治疗室必须与准备室和控制室分开设置。治疗室使用面积应不小于20m2。第5.2款规定：治疗室入口必须采用迷路设计，设置门机联锁，并在治疗室门上要有声、光报警。治疗室内应设置使放射源迅速返回贮源器的应急开关与放射源监测器。第5.4款规定：在控制室与治疗室之间应设观察窗（或监视器）与对讲机。7.3.5《后装γ源治疗的患者防护与质量控制检测规范》（WS262-2006）第4.3款规定：应配备测量后装机辐射源192Ir空气比释动能强度的剂量仪和必要的辐射防护监测仪表。第4.4款规定：应制订和实施质量保证计划，保存实施质量保证计划的检测记录。7.3.6《放射治疗机房的辐射屏蔽规范第1部分：一般原则》(GBZ/T201.1-2007)该规范第3.1款指出,距治疗机房墙和入口门外表面30cm处：人员全居留场所（T＞1/2）参考控制水平Hc≤2.5μSv/h；人员部分和偶然居留场所（T＜1/2）参考控制水平Hc≤10μSv/h。参考以上标准，偏保守考虑，本评价采用2.5μSv/h作为核医学工作场所控制区边界外及后装机房四周墙体、防护门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外的剂量率目标控制值。表8环境质量和辐射现状8.1项目地理及场所位置本项目位于德州市运河开发区纺织大街55号，医院院区内。地理位置详见图1-1。医院院区总平面布置见图8-1。本项目核医学工作场所位于院区内传染病病房楼一层南侧区域，拟由现有房间改建而成。传染病病房楼为独立五层建筑，周围主要为病房楼、查体中心等院内建筑。核医学工作场所周围主要为药库、药房等门诊用房及院内空地。传染病病房楼一层平面布置见图8-2。本项目后装机房位于院区内放疗中心一层东侧区域，拟由现有热疗室改建而成。放疗中心为独立单层建筑，周围主要为洗衣房及院内空地。后装机房周围主要为走廊、控制室及院内空地放疗中心一层平面布置见图8-3。核医学工作场所及后装机房四周环境详见表8-1。表8-1核医学工作场所及后装机房周围环境一览表项目方向场所名称距场所距离（m）核医学工作场所楼上病房相邻北面药库、闲置房间（等待下一步规划）相邻东面院内空地相邻南面院内空地相邻西面院内空地相邻楼下地下土层相邻后装机房北面控制室相邻东面院内空地相邻南面走廊（后期拟用作杂物间）相邻西面走廊相邻楼下地下土层相邻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，德州市环境天然γ空气吸收剂量率见表8-2。表8-2德州市环境天然辐射水平（×10-8Gy/h）监测内容范围平均值标准差原野3.54～5.944.510.50道路1.84～5.583.700.75室内6.24～10.828.260.77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。8.2环境质量和辐射现状8.2.1检测方案辐射环境核医学工作场所及后装机房拟建区域内部及周围1、环境现状评价对象核医学工作场所及后装机房拟建区域内部及周围辐射环境现状。2、检测因子环境γ空气吸收剂量率。3、检测点位本次评价按照《辐射环境监测技术规范》(HJ/T61-2001)和《环境地表γ辐射剂量率测定规范》(GB/T14583-93)测点布设原则，并结合本项目实际情况，于核医学工作场所拟建区域内部及周围布设8个点位；于后装机房拟建区域内部及周围布设5个点位。布点示意图分别见图8-2和图8-3。8.2.2质量保证措施1、检测单位本次评价委托具备资质的山东丹波尔环境监测有限公司开展检测。2、检测仪器检测仪器为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，经中国计量科学研究院检定合格，检定有效期至2018年1月4日，鉴定证书DYjl2017-0068。3、检测方法将仪器接通电源预热15min以上，仪器探头离地1m，设置好测量程序，仪器自动读取10个数据，计算均值和标准偏差。4、检测人员本次现状检测由2名检测人员共同开展，2人均为持证上岗。8.2.3检测结果1、检测时间与条件2017年2月28日，天气：多云，气温：5.6℃，相对湿度：40.6%。2、检测结果环境γ空气吸收剂量率结果见表8-3和表8-4。表8-3核医学工作场所拟建区域现状检测结果单位:nGy/h测点编号点位描述检测结果环境γ空气吸收剂量率标准偏差1#核医学工作场所注射后候诊区拟建位置91.60.872#核医学工作场所SPECT机房拟建位置85.70.693#核医学工作场所甲功室拟建位置80.71.054#核医学工作场所北侧走廊87.20.775#核医学工作场所东侧院内空地86.50.516#核医学工作场所南侧院内空地79.90.827#核医学工作场所西侧院内空地91.21.438#核医学工作场所楼上病房80.00.77注：表中检测数据已扣除仪器宇宙射线响应值13.2nGy/h（引自检测报告）。表8-4后装机房拟建区域现状检测结果单位:nGy/h测点编号点位描述检测结果环境γ空气吸收剂量率标准偏差1#后装机房内部92.10.582#后装机房北侧控制室85.61.163#后装机房东侧院内空地84.61.594#后装机房南侧走廊86.50.505#后装机房西侧走廊86.30.40注：表中检测数据已扣除宇宙射线响应值13.2nGy/h（引自检测报告）。8.2.4环境现状调查结果评价由表8-3和表8-4可知，本项目核医学工作场所拟建区域内部及周围环境γ空气吸收剂量率为79.9～91.6nGy/h（即7.99～9.16×10-8Gy/h）；后装机房拟建区域内部及周围环境γ空气吸收剂量率为84.6～92.1nGy/h（即8.46～9.21×10-8Gy/h），均处于德州市天然放射性本底水平范围内（室内6.24～10.82×10-8Gy/h）。表9项目工程分析与源项9.1工程设备和工艺分析9.1.1核医学工作场所、192Ir后装机简介一、核医学工作场所本项目核医学工作场所涉及3种非密封放射性核素99mTc、131I、89Sr的应用，其中核素99mTc依托DiscoveryNM630型SPECT开展诊疗工作。1、核素订购及使用剂量（1）核素订购方案①99mTc订购本项目99mTc由99M0-99mTc发生器制取，99M0-99mTc发生器拟由99M0-99mTc发生器转移至储源室南侧分装室内，99mTc后根据患者用量进行分装，于分装室西侧注射室注射/服碘窗口对患者进行注射，注射后患者根据疾病类型于注射后患者候诊区休息一定时间，依托SPECT诊断后无异常可直接离开。②131I订购本项目131I拟由，分装室通风橱铅罐内贮存根据患者用量手动进行131I分装，于注射室注射/服碘窗指导患者口服。甲功测定及甲亢患者服药后无异常可直接离开。③89Sr订购本项目89Sr拟由专业公司供应，装于铅罐中，通风橱内取药，于注射室注射/服碘窗对患者进行注射，注射后患者无异常可直接离开。（2）核素使用方案①99mTc诊断根据医院提供材料，本项目99mTc诊断每日最多10人，每人最大用量9.25×108Bq（25mCi），则日最大使用量为9.25×109Bq（250mCi），每周开展5天，每年按50周计，全年开展2500人次诊断，则年最大使用量约2.31×1012Bq（62.5Ci）。本项目注射99mTc患者诊断工作依托配置的SPECT开展，诊断时患者体内99mTc最大携带量为9.25×108Bq（25mCi）。本项目核素99mTc由99M0-99mTc发生器制取，医院拟配置的99M0-99mTc发生器规格为500mCi。②131I治疗a、甲功测定甲亢患者治疗前需进行甲功测定，本项目甲功测定每日最多2人，每人最大用量1.85×105Bq（5μCi），则日最大使用量为3.7×105Bq（0.01mCi），每周开展1天，每年按50周计，本项目每年开展甲功测定100人次，则年最大使用量1.85×107Bq（0.5mCi）。b、甲亢患者治疗本项目131I治疗甲亢患者每日最多2人，每人最大用量3.7×108Bq（10mCi），则日最大使用量为7.4×108Bq（20mCi），每周集中1天治疗，每年按50周计，全年开展100人次治疗，则年最大使用量3.7×1010Bq（1Ci）。由上述计算可知，相比甲亢治疗，本项目甲功测定的131I用量极少，可以忽略不计，因此本次采用甲亢患者治疗的131I用量进行评价。则本项目131I日最大使用量为7.4×108Bq（20mCi），年最大使用量为3.7×1010Bq（1Ci）。此外，根据医院的门诊安排，本项目131I治疗均安排在下午开展，当天的99mTc诊疗安排在上午，以确保服碘患者与注射患者诊疗时间错开，避免其相互影响。③89Sr治疗本项目89Sr治疗患者每日最多1人，每人最大用量1.85×108Bq（5mCi），则日最大使用量为1.85×108Bq（5mCi），每周最多开展1天，每年开展50周，即全年最多开展50人次治疗，则年最大使用量9.25×109Bq（250mCi）。根据医院的门诊安排，89Sr患者诊疗时间不与131I安排在同一天进行，且均安排在下午开展，当天的99mTc诊疗安排在上午，避免其相互影响。本项目核医学工作场所核素使用方案见表9-1所示。表9-1本项目核素使用方案序号核素每人最大用量日最多诊疗人数日实际最大操作量门诊安排年最多诊疗人数年最大用量199mTc9.25×108Bq（25mCi）109.25×109Bq（250mCi）5天/周25002.31×1012Bq（62.5Ci）2131I甲功测定1.85×105Bq（5μCi）23.7×105Bq（0.01mCi）1天/周1001.85×107Bq（0.5mCi）甲亢3.7×108Bq（10mCi）27.4×108Bq（20mCi）1天/周1003.7×1010Bq（1Ci）389Sr1.85×108Bq（5mCi）11.85×108Bq（5mCi）1天/周509.25×109Bq（250mCi）注：每年诊疗时间按50周计。2、放射性核素特性及工作原理（1）99mTc特性及SPECT工作原理①99mTc特性本项目使用99mTc放射性药物（无色澄明溶液）作为SPECT示踪显像剂施行诊断，99mTc使用99M0-99mTc发生器制取、分装。99mTc的主要衰变方式是同质异能跃迁，同时发射0.14MeV的γ射线，半衰期6.02h，衰变图纲见图9-1。图9-199mTc衰变纲图②SPECT工作原理当某种放射性核素（本项目为99mTc）或其标记物通过注射、口服等方式进入患者体内后，依其化学及生物学特性不同，随血液等进入某些特定的组织器官，参与或模仿某些生命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在这个过程中的差异，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成图像，其影像不仅可以显示脏器和病变的位置、形态、大小等解剖结构，更重要的是可以显示脏器的功能、代谢情况，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的信息。而血液、功能和代谢的异常，经常是疾病的早期变化，出现在形态结构发生改变之前。因此，SPECT放射性核素显像有助于疾病的早期诊断。（2）131I特性及工作原理①131I特性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，其中分支比最大的是89.2%，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%，能量为364.5keV。131I衰变纲图见图9-2。图9-2131I衰变纲图②131I工作原理a、甲功测定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。在患者服用131I后，90%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对甲状腺的摄取特性，以开展甲功测定工作。b、甲亢患者治疗131I衰变为131Xe时放射出95%的β射线，该射线能量低，在甲状腺内的平均射程仅有0.5mm，一般不会造成甲状腺周围组织例如甲状旁腺、喉返神经等的辐射损伤。131I治疗可使部分甲状腺组织受到β射线的集中照射，使部分甲状腺细胞引发炎症、萎缩、直至功能丧失，从而减少甲状腺激素的分泌，使亢进的异常功能恢复正常，达到甲亢治疗的目的。（3）89Sr特性及工作原理①89Sr特性89Sr发射纯β射线，β粒子的平均能量为0.58MeV，最大能量达1.49MeV，在组织内的辐射距离约2.4mm，半衰期为50.5天。通过对患者注射89Sr药物，利用89Sr在体内释放β射线治疗病症。衰变纲图见图9-3。图9-389Sr衰变纲图②89Sr工作原理89Sr是目前临床治疗骨肿瘤应用较多的一种放射性药物。放射性核素89Sr治疗为一种姑息治疗，通过静脉注入89Sr，利用89Sr与骨组织高特异性结合，在骨转移病灶或骨肿瘤部位出现较高的浓集。利用89Sr发射的β射线对病灶进行照射，达到缓解疼痛、杀伤肿瘤细胞和提高生活质量的目的。二、192Ir后装机医院拟新购入1台后装机，使用192Ir放射源1枚，拟由专业公司购入，装源活度为3.7×1011Bq（10Ci），属于Ⅲ类放射源。1、本项目后装机主要技术指标表9-2本项目拟购后装机主要技术指标名称后装治疗机型号及生产厂家待定放射源192Ir最大装源活度3.7×1011Bq（10Ci）γ射线能量0.161MeV治疗通道数18通道放射源从贮源器至施源器的最大传输时间＜5s贮源部件辐射防护性能距表面5cm处的漏射线量不大于0.1mGy/h；距表面100cm处的漏射线量不大于0.01mGy/h2、设备组成及自屏蔽措施192Ir后装机主要由治疗机、控制机和治疗计划系统组成。具有良好的自屏蔽措施，192Ir放射源装于机头源罐内，源罐由外而内分别为不锈钢外壳、铅防护、钨合金防护，防护性能良好。192Ir放射源源罐结构见图9-4。图9-4192Ir放射源源罐结构图3、192Ir辐射特性①半衰期：74天。②衰变方式：a.β%=95.4%。主要有3种能量的β射线，分别为225.9keV、256.0keV、672.3keV。b.EC%=4.6%。c.X-γ射线：192Ir发射的X射线份额较少，有20余种不同能量的γ射线，γ射线有4种分支比较大，能量分别为316.5keV(82.8%)、468.1keV(47.7%)、308.5keV(29.8%)、296.0keV(28.6%)。③衰变纲图。192Ir简化衰变纲图如图9-5所示。图9-5192Ir简化衰变纲图(数据摘自计量测试技术手册，第12卷，中国计量出版社)4、工作原理192Ir后装机的工作原理是根据计划系统的优化方案，在治疗室中利用计算机遥控，将192Ir放射源通过施源管导入人体腔道内相应的驻留位置上进行放疗。该技术采用高活度微型化的放射源192Ir发出的γ射线对患者进行治疗，发出的γ射线能量约0.16MeV，具有近源处靶区局部剂量高，射程短，周边剂量迅速跌落的特点，可有效提高肿瘤局部照射剂量，保护周围正常组织和重要器官。9.1.2工作流程一、核医学1、99mTc治疗流程（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9-6；（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射；（4）医护人员给病人静脉注射；（5）施药后受检者在注射后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；（6）受检者进入SPECT机房，进行SPECT检查；（7）检查结束后，受检者从病人专用通道离开。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上；④铅屏蔽体，40mm；⑤淋洗液接收的铅防护容器。图9-699M0-99mTc发生器内部结构99mTc患者的治疗流程见图9-7。图9-799mTc患者治疗流程简图2、131I治疗流程甲亢患者治疗前需先进行甲功测定，由职业人员手动对药物进行分装，并通过注射/服碘窗指导患者服药。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率，计算甲状腺摄取131I率，绘制131I率曲线，并注明各时间点的摄碘率；甲亢患者服药后，进行一定时间观察后（一般为10min）如无异常情况，患者即可离开医院。3、89Sr治疗流程医生对患者进行检查，根据病情确定注射剂量，与患者预约，根据患者数量订购89Sr注射药物，集中治疗，注射89Sr后短暂观察如无异常情况，患者可离开医院。二、192Ir后装机（1）对病人进行诊断，TNM分期，决定治疗原则方法；（2）患者在后装机房北侧模拟定位室内利用模拟定位机定出照射部位；（3）将患者移动至后装机房治疗室内；（4）摆位准备；（5）实施照射。9.2污染源项描述9.2.1放射性污染因素分析与评价因子一、核医学工作场所1、正常工况本项目核医学工作场所涉及3种非密封放射性核素99mTc、131I和89Sr的应用，在正常工作情况下产生的放射性危害因素分析如下：（1）γ射线、β射线及轫致辐射①核素99mTc、131I在IT跃迁时释放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，本项目主要考虑核素99mTc、131I的γ射线影响。②核素89Sr衰变发射纯β射线，β射线穿透能力较弱，在组织内辐射距离较短，不会对环境产生明显影响，但β射线被放射源本身以及源周围的其他物质阻止时产生轫致辐射，轫致辐射会对周围环境产生辐射污染，本项目主要考虑核素89Sr的轫致辐射影响。（2）放射性废气本项目核医学使用的99mTc、89Sr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，放射性药物的分装、取药等可能存在洒出污染危险，通常都在负压通风橱内操作，不存在食入、吸入等内照射影响。（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。注射89Sr患者整个治疗流程较短，注射后不作停留，因此几乎不产生废水。（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发生器；第二类为被污染的注射器、针头、手套、病人使用的一次性杯子等；第三类为清理放射性废水沉淀池时产生的沉积物污泥。2、事故工况（1）在99mTc、131I、89Sr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作引起的放射性物质泄漏或倾洒，对工作台面、地面造成的放射性表面污染。（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，对环境和人体造成一定的危害。二、192Ir后装机1、γ射线后装治疗机的192Ir所释放的γ射线穿透屏蔽设施会对周围人员及环境产生健康危害；192Ir位于贮源器内时的泄漏辐射可对摆位人员产生危害；后装治疗机维修或更换密封放射源时，人员在近距离较长时间操作时可能受到较大剂量的照射或裸源的直接照射。2、放射性固体废物后装治疗产生的放射性固体废物为报废或退役的192Ir放射源。医院拟与供源厂家签订废源回收协议，报废或退役放射源由厂家负责运输、回收。3、非放射性有害气体后装治疗机192Ir产生的γ射线与空气作用可产生少量臭氧（O3）和氮氧化物（NO、NO2）。根据医院提供的资料，后装机房设计有通风系统，设计通风量不低于300m3/h，机房治疗室与迷道总容积约为74m3，则每小时换气约为4次，可明显降低非放射性有害气体的浓度，减轻其对工作场所的环境污染。表10辐射安全与防护10.1项目安全与防护10.1.1项目安全措施1、核医学工作场所（1）场所选址本项目核医学工作场所位于院区内传染病病房楼一层南侧区域，拟由现有房间改建而成，开展放射性药物99mTc、131I及89Sr的诊疗工作。经现场勘查，医院尚未开始对现有各房间进行改建。经核实，核医学工作场所建成后其北侧为药库等门诊用房，东、南、西侧均为院内空地。核医学工作场所50m评价范围内无环境敏感目标存在，选址较为合理。（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主要包括储源室、分装室、注射室、注射/服碘位、注射后候诊区（用于注射99mTc患者进行SPECT诊断前等候）、患者专用卫生间、SPECT机房及控制室、甲功室、污物间（用于整个核医学工作场所放射性固体废物存放）、更衣室、淋浴间、缓冲间（缓冲间内东北角隔断出一个小区域用于放置保洁器具，作为保洁间使用）等。核医学用药（注射）前患者候诊区未设置于核医学工作场所内，而是位于核医学工作场所西北侧大厅内，与其他患者一同候诊，由于候诊时核医学患者体内不含放射性药物，因此不会对其他患者产生辐射影响。此外，经核实，正常诊疗过程中患者需要留院观察的情况出现较少，本项目注射后候诊区设置有1个床位，当出现特殊情况时患者可依托该床位进行留观，场所内不再设置留观室。本项目核医学工作场所平面布置见图10-1，现场踏勘照片见图10-2。核医学工作场所甲功室现状（暂为闲置状态）核医学工作场所预留病房现状改建为注射室等房间改建为注射室等房间核医学工作场所医护通道现状核医学工作场所患者通道现状图10-2现场踏勘照片（拍摄于2017年2月）（3）核医学工作场所实体屏蔽表10-1核医学工作场所内主要房间屏蔽设计参数机房名称长×宽（m）面积（m2）四周墙体顶棚房高（m）门防护量窗防护量SPECT机房6.96×5.3237.0324cm砖混+内侧5cm防护材料10cm混凝土+4cm防护材料3.95mmPb5mmPb(观察窗)SPECT控制室5.32×3.3617.8824cm砖混+内侧5cm防护材料10cm混凝土+4cm防护材料3.95mmPb分装室4.13×3.3613.8824cm砖混+内侧5cm防护材料10cm混凝土+4cm防护材料3.95mmPb——注射室2.29×1.814.1424cm砖混+内侧5cm防护材料10cm混凝土+4cm防护材料3.95mmPb20mmPb(注射/服碘窗)注射后候诊区4.98×4.7223.5124cm砖混+内侧5cm防护材料10cm混凝土+4cm防护材料3.95mmPb——患者专用卫生间4.72×1.687.9324cm砖混+内侧5cm防护材料10cm混凝土+4cm防护材料3.9————储源室3.36×2.076.9624cm砖混+内侧5cm防护材料10cm混凝土+4cm防护材料3.95mmPb——缓冲间3.36×2.297.6924cm砖混+内侧5cm防护材料10cm混凝土+4cm防护材料3.95mmPb——污物间1.92×1.823.4924cm砖混+内侧5cm防护材料10cm混凝土+4cm防护材料3.95mmPb——甲功室7.56×3.3625.4024cm砖混+内侧10cm防护材料10cm混凝土+8cm防护材料3.95mmPb——北侧患者走廊10.56×2.4625.9824cm砖混+内侧10cm防护材料10cm混凝土+4cm防护材料3.95mmPb——南侧患者走廊7.20×2.4617.7124cm砖混+内侧10cm防护材料10cm混凝土+4cm防护材料3.95mmPb——注：1、表中所列防护材料均为硫酸钡砂与水泥按4:1混合而成；2、本项目拟选购砖混、混凝土、硫酸钡砂的密度分别为1.7g/cm3、2.35g/cm3和3.2g/cm3；3、本项目患者走廊分为两段，两段患者走廊之间由门禁隔开，门禁处防护门及走廊两侧和控制区边界处的防护门防护能力均为5mmPb。（4）核医学工作场所分级、分区①分级a、根据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）附录C中对非密封放射性物质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=日最大操作量×毒性组别修正因子/操作方式修正因子。本项目放射性核素日等效最大操作量计算结果见表10-2。表10-2放射性核素日等效最大操作量核素项目99mTc131I89Sr日最大操作量9.25×109Bq7.4×108Bq1.85×108Bq毒性组别修正因子0.010.10.1操作方式修正因子1011放射性药物日等效最大操作量9.25×106Bq7.4×107Bq1.85×107Bq核医学工作场所日等效最大操作量1.02×108Bq非密封放射性物质工作场所的分级乙级非密封放射性物质工作场所（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款进行计算操作最大量放射性核素的加权活度，划分临床核医学工作场所具体分类。日最大加权活度计算公式为：加权活度=日最大操作活度×毒性权重因子/操作性质修正因子。本项目放射性药物日最大加权活度计算结果见表10-3。表10-3放射性药物日最大加权活度（单位：Bq）核素项目99mTc131I89Sr日最大操作活度9.25×109Bq7.4×108Bq1.85×108Bq毒性权重因子1100100操作性质修正因子111放射性药物日最大加权活度9.25×109Bq7.4×1010Bq1.85×1010Bq核医学工作场所日最大加权活度1.02×1011Bq临床核医学工作场所分类Ⅰ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1.5m高易去污的保护涂层；b、工作台设置表面易清洗的不锈钢台面；c、配置1座通风橱；d、为通风橱设置专用通风管道，其他房间设置1套独立通风系统；e、放射性废水经专用特殊管道收集；f、配置清洗及去污设备。对比表7-9不同类别核医学工作场所的室内表面及装备结构要求，本项目核医学工作场所的放射防护措施可满足Ⅰ类工作场所基本放射防护要求。②分区根据《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。根据该规定要求，本项目将工作场所各房间划分为“控制区”和“监督区”两区管理。①控制区：分装室、注射室、注射后候诊区、患者专用卫生间、污物间、储源室、缓冲间、SPECT机房、患者走廊、淋浴间、更衣室及甲功室等划为控制区。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、表面污染仪；d、工作场所严格按照GB18871-2002附录B中“表B11表面放射性物质污染控制水平”的有关规定执行；e、及时清理放射性固废，患者痰液、呕吐物入专用收集容器。②监督区：SPECT控制室、医护通道、值班室、登记室、预留病房等划为监督区。监督区防护及管理措施如下：a、其他无关公众人员严禁入内；b、在监督区入口处设立表明监督区的标牌。本项目核医学工作场所分区管理情况详见图10-1。（5）核医学人流、物流情况①人流路径本项目核医学人流路径分为医护通道和患者通道，通道分开不交叉。医护人员由北侧入口进入工作场所后左转经缓冲间进入更衣室，在更衣室内更衣后进入分装室、注射室进行药物分装、注射、指导服药等操作，结束诊疗后在更衣室换干净衣服，经缓冲间原路离开核医学工作场所；进行SPECT检查时，医护人员由场所西北侧入口进入，经登记室、报告室进入SPECT控制室，结束诊疗后由原路离开场所；进行甲功测定时，医护人员由场所西北侧入口进入，经医护通道进入甲功室，结束诊疗后由原路离开场所。无药患者由北侧入口进入患者走廊，按指导沿患者走廊进入注射/服碘位、注射后候诊区、SPECT机房等功能房间接受诊疗，经诊疗检查无异常后由注射后候诊区南侧患者出口离开核医学工作场所。②物流路径本项目核医学物流路径分为送源路径、放射性污染物运输路径。本项目源由专业公司负责运输，运输人员经核医学工作场所东北角进出口进入，99Mo-99mTc发生器送至储源室内贮存，131I及89Sr送至分装室通风橱铅罐内贮存。本项目放射性废物于污物间内衰变箱中贮存，衰变后经审管部门确认或批准，作为免管废物经场所东北角进出口运出。源与放射性污染物运输选择在人员活动较少的清晨时段，避免对无关人员造成污染。本项目核医学工作场所人流、物流情况详见图10-1。2、后装机房（1）场所选址本项目位于放疗中心一层东侧区域，周围主要为控制室、走廊、院内空地等，无环境敏感目标，选址较为合理。后装机房平面布置见图10-3，现场踏勘照片见图10-4。东侧为院内空地东侧为院内空地后装机房现状（现为热疗室）机房南侧走廊（改建完成后拟用作杂物间）机房西侧走廊机房北侧控制室（拟与模拟定位机房共用）图10-4现场踏勘照片（拍摄于2017年2月）（2）后装机房尺寸及屏蔽设计根据医院提供的资料，本项目后装机房主要设计参数如下：治疗室：南北净长5.35m，东西净宽3.96m，净高2.60m，净面积约21.19m2，满足《后装γ源近距离治疗卫生防护标准》（GBZ121-2002）第5.1款“治疗室使用面积应不小于20m2”的规定。后装机房治疗室北墙整体厚度为74cm，结构为24cm砖混+15cm钢板+15cm混凝土；东墙和西墙整体厚度为84cm，结构为24cm砖混+60cm混凝土；南墙（即迷路内墙）整体厚度为74cm，结构为24cm砖混+50cm混凝土。室顶整体厚度为72cm，为纯混凝土结构。后装治疗机拟放置于治疗室中心位置。迷路及防护门：治疗室南墙外设有迷路，迷路外墙为40cm纯混凝土结构。迷路入口处设有平移式防护门1个，为铅钢结构，门宽约1.5m、高约2.0m，总厚度约10cm，防护能力为6mmPb。（3）后装机房分区本项目拟对后装机房进行分区管理，将机房治疗室四周墙壁围成的区域及迷路划为控制区，与墙壁外部相邻区域划为监督区，并拟在边界设置警示标识。10.1.2除工作场所屏蔽设计外，医院通过以下几个方面进一步完善和加强防护措施。1、根据医院配备的防护用品和监测仪器需满足辐射工作的要求（1）核医学工作场所①通风橱：本项目核医学工作场所拟配备通风橱1个，尺寸为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，侧面和后面铅钢复合板作为防护，防护能力为20mmPb,橱内配有机械排风装置，排风管口位于楼顶。②工作人员个人防护用品：本项目核医学科共配备4名辐射工作人员，其中医生2名，护士和医学影像师各1名，全部由医院现有工作人员中调配。医生根据诊疗需要轮换开展工作，医院拟购置3套个人防护用品（包括铅衣、铅帽和铅围脖，0.5mmPb）及1副铅眼镜（0.5mmPb），并配备4支个人剂量计（人手1支，由合作的个人剂量检测机构配发，每季度检测1次）。③陪护和慰问者个人防护用品：医院拟为核医学陪护及慰问者配备1套个人防护用品（包括铅衣、铅帽和铅围脖，0.5mmPb）及1副铅眼镜（0.5mmPb）。④检测设备：核医学科拟配备活度计、表面污染检测仪各1台以及个人剂量报警仪2台，医院现有FD-3013H型辐射监测仪器1台。（2）后装机房本项目后装机房拟配备4名辐射工作人员，其中医生、物理师各1名，技师2名。医院拟购置个人防护用品（包括铅衣、铅帽、铅围脖和铅眼镜，0.5mmPb）1套，并配备4支个人剂量计（人手1支，由合作的个人剂量检测机构配发，每季度检测1次）和1部个人剂量报警仪，辐射监测仪器则依托医院现有仪器。此外，后装机房拟配备后装源活度测量仪1台，以满足《后装γ源治疗的患者防护与质量控制检测规范》的相关要求。2、99M0-99mTc发生器临时贮存于传染病病房楼一层核医学工作场所东北侧储源室内；131I在运输过程放置于供货方提供的专门屏蔽容器铅罐内，临时贮存于核医学工作场所东侧分装室通风橱铅罐内，铅罐的屏蔽厚度为20mmPb；89Sr在运输过程放置于供货方提供的专门屏蔽容器铅罐内，临时贮存于核医学工作场所东侧分装室通风橱铅罐内，铅罐的屏蔽厚度为10mmPb。储源室及分装室均设置双人双锁、监控等防盗措施，于明显位置设置电离辐射警告标志；在贮存期间分装室内禁止无关人员进入，对放射性药物登记建档，记录用量平衡记录等台账，对各设施定期巡检，做好“三防”措施。可满足《临床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）。本项目192Ir密封源运输事宜由供源厂家承担，密封源是由专人、专车运输，保证运输安全。经与医院核实，本项目装换源由供源厂家负责。医院负责协助源厂家进行换装源操作，在换装源过程中，严格按照《放射性同位素与