⁹⁰Y-SIRT是一种依靠肿瘤血供特点使⁹⁰Y放射性核素选择性地滞留在肿瘤组织中，释放射程短的β射线杀伤肿瘤细胞，尽量少地损伤正常组织的新型治疗方式^[1-4]。2022年1月，⁹⁰Y树脂微球获得我国国家药品监督管理局进口药物批准，目前多家医疗机构陆续已经或正在申请使用⁹⁰Y树脂微球开展肝癌治疗。⁹⁰Y-SIRT属于新兴的放射性核素治疗方法，已有文献^[5-6]对机房、病房外剂量率水平进行了测量，但药物分装、转运、注射环节各屏蔽体外不同距离处的轫致辐射周围剂量当量率水平报道较少，亦鲜见⁹⁰Y轫致辐射铅屏蔽因子和轫致辐射理论估算的相关报道。⁹⁰Y为纯β放射性核素，β射线射程短，其外照射剂量主要是轫致辐射的贡献，因此本研究首先对⁹⁰Y-SIRT中各环节轫致辐射周围剂量当量率水平进行实际测量，然后使用铅罐屏蔽因子等实测数据，通过理论公式估算相同位点的剂量水平，并与实测值比较以验证其准确性，在不便开展实测等情况下提供一种⁹⁰Y轫致辐射剂量水平估计方法。最后，综合使用以上两种方法，对工作人员年有效剂量和手部当量剂量进行评估，旨在保护放射工作人员职业健康。

1. ⁹⁰Y树脂微球药物：⁹⁰Y物理半衰期为64.2 h，衰变方式为纯β^-衰变，β射线最高能量为2.28 MeV，平均能量为0.934 MeV^[4]。⁹⁰Y树脂微球由放射性核素⁹⁰Y和生物相容性的树脂微球构成，微球直径20~60 μm，每粒微球的活度50 Bq，⁹⁰Y药物规格标称3 GBq，每患者常用最大剂量2 GBq。⁹⁰Y树脂微球药物装载于西林瓶中，西林瓶外依次是铅罐、塑料小桶、包装箱。西林瓶壁厚约1.5 mm，瓶身外径约20 mm；铅罐壁厚6.4 mmPb，外径6 cm；塑料小桶直径约16 cm；包装箱尺寸39 cm × 34 cm × 31cm，可容纳2个塑料小桶。

2. ⁹⁰Y-SIRT流程：⁹⁰Y-SIRT的治疗流程主要包括⁹⁹Tc^m-大颗粒聚合白蛋白(MAA)肝动脉内注射、核医学扫描、⁹⁰Y树脂微球剂量准备、肝内介入注射等环节。本研究主要关注涉及⁹⁰Y树脂微球药物操作的流程。

(1) 药物准备与转运：核医学科分装技师在通风橱内，使用注射器抽取西林瓶(此时位于铅罐内)内相应活度的⁹⁰Y药物，注入位于支架中的V形瓶中，然后通过有机玻璃转运桶和转运铅箱运送至介入手术室。该环节中辐射防护用品主要包括通风橱(10 mmPb)、铅罐(6.4 mmPb)、有机玻璃注射器屏蔽套(厚15 mm)、有机玻璃V形瓶支架(厚16 mm)、有机玻璃转运桶(厚6 mm)、转运铅箱(厚6 mmPb)。其中铅罐、V形瓶支架、转运桶为⁹⁰Y树脂微球厂家配套提供，尺寸和厚度统一。

(2) 药物注射：介入科注射医师将V形瓶连同V形瓶支架放入注射输送箱内的卡座，使用输送箱将⁹⁰Y药物注射入患者体内。该环节中辐射防护用品主要是有机玻璃V形瓶支架、注射输送箱(材质有机玻璃，尺寸约20 cm × 20 cm × 20 cm)。

3. ⁹⁰Y-SIRT各环节轫致辐射周围剂量当量率检测方法：使用白俄罗斯ATOMTEX生产的AT1123型X、γ剂量率仪，分别测量距塑料小桶、铅罐、西林瓶、有机玻璃转运桶、转运铅箱、注射输送箱、患者表面30和100 cm处的周围剂量当量率。同一位置连续测量10次，结果以x±s表示。AT1123型X、γ剂量率仪连续辐射测量模式能量范围为15 keV~3 MeV，涵盖⁹⁰Y轫致辐射能量范围。本剂量仪经中国计量科学研究院检定和校准，并在检定或校准有效期内。

4. ⁹⁰Y轫致辐射周围剂量当量率估算方法：应用本研究测量结果并参考相关文献^[7-10]，使用式(1)估算⁹⁰Y与屏蔽层产生的轫致辐射空气比释动能率。

式中，$\dot{k}_a$为估算的轫致辐射空气比释动能率，Gy/h；4.58×10^-14为常数；A为β源的活度，Bq；Z_e为β射线屏蔽层的原子序数，无量纲；E_b为β粒子平均能量，本研究取0.934 MeV；μ_en/ρ为空气质能吸收系数，按轫致辐射平均能量0.934 MeV，经内插法得μ_en/ρ值为2.818×10^-3 m²/kg；r为关注点与源距离，m；f为屏蔽体对轫致辐射的衰减因子，无量纲，应用本研究中6.4 mmPb当量铅罐对⁹⁰Y轫致辐射的衰减因子测量值。

使用空气比释动能率$\dot{k}_a$与周围剂量当量率Ḣ^*(10)的转换系数，将轫致辐射空气比释动能率转换为周围剂量当量率。参考⁹⁰Y在有和无铅屏蔽时轫致辐射能谱曲线^{[4, 9]}，保守采用100 keV能量下的转换系数1.65^[11]。

5.工作人员年受照剂量估算方法：工作人员年有效剂量按年治疗患者200人次，⁹⁰Y药物活度每瓶3G Bq，每位患者常用最高2 GBq进行估算。年有效剂量和手部当量剂量计算方法见式(2)和(3)^[12-14]：

式中，E和H分别为年有效剂量和手部当量剂量，mSv；Ḣ^*(10)为关注点的轫致辐射周围剂量当量率，mSv/h；$\dot{k}_a$为关注点的空气比释动能率，mGy/h；ω_R为光子辐射权重因数；C_kS为$\dot{k}_a$到皮肤吸收剂量的转换系数，本研究取1.123 Gy/Gy(100 keV)^[12-14]；t为年接触时间，本研究药物准备阶段取30 min/次，患者注射阶段取20 min/人，查房阶段取5 min/人。在个人有效剂量的计算中，分别采用了表 1中7、13和15号位置的测量值，手当量剂量的计算保守选择表 4中3、4和6号位置(手部可能接触的最大剂量率位置)的计算值；未考虑个人防护用品的屏蔽。

表 1(Table 1)

表 1 不同操作环节90Y轫致辐射周围剂量当量率测量结果 Table 1 Measured ambient dose equivalent rates of 90Y bremsstrahlung in different stages of 90Y-SIRT 序号 操作环节 测量位点 周围剂量当量率(μSv/h) 每GBq周围剂量当量率(μSv·h-1·GBq-1) 备注 1 药物储存 塑料小桶表面30 cm 7.40±0.18 1.52±0.04 桶内铅罐中90Y药物活度为4.87 GBq 2 塑料小桶表面100 cm 1.03±0.02 0.21±0.00 3 药物准备 铅罐表面30 cm 10.3±0.25 2.11±0.05 罐内90Y药物活度为4.87 GBq 4 铅罐表面100 cm 1.00±0.03 0.26±0.01 5 西林瓶表面30 cm 81.0±1.90 16.6±0.39 瓶内90Y药物活度为4.87 GBq 6 西林瓶表面100 cm 7.80±0.19 1.60±0.04 7 通风橱左手孔外5 cm 5.45±0.13 7.47±0.18 抽取的90Y药物活度为0.73 GBq 8 通风橱右手孔外5 cm 4.44±0.16 6.08±0.22 9 有机玻璃转运桶表面30 cm 8.80±0.21 12.1±0.29 桶内90Y药物活度为0.73 GBq 10 有机玻璃转运桶表面100 cm 1.10±0.06 1.51±0.08 11 药物转运 转运铅箱表面30 cm 1.20±0.05 0.65±0.03 箱内两个转运桶90Y药物活度分别为0.73和1.11 GBq 12 转运铅箱表面100 cm 0.35±0.01 0.19±0.01 13 药物注射 注射输送箱表面30 cm 5.71±0.13 7.82±0.18 箱内90Y药物活度为0.73 GBq 14 注射输送箱表面100 cm 0.85±0.02 1.16±0.03 15 患者表面30 cm 4.70±0.13 6.44±0.17 患者注射90Y药物活度为0.73 GBq 16 患者表面100 cm 0.73±0.02 1.00±0.03

表 1 不同操作环节90Y轫致辐射周围剂量当量率测量结果 Table 1 Measured ambient dose equivalent rates of 90Y bremsstrahlung in different stages of 90Y-SIRT

表 4(Table 4)

表 4 90Y轫致辐射周围剂量当量率估算结果 Table 4 Estimated ambient dose equivalent rates of 90Y bremsstrahlung 序号 剂量估算位点 β源活度(GBq) β源屏蔽层 有效原子序数 轫致辐射屏蔽材料 厚度(mm) 衰减因子f 源距r(m) 估算结果(μSv/h) 1 铅罐表面5 cm 3.00 普通玻璃 10.6 铅 6.4 0.13 0.08 120 2 西林瓶表面5 cm 3.00 普通玻璃 10.6 — — 1.00 0.06 1 641 3 注射器防护套表面5 cm 2.00 有机玻璃 5.85 — — 1.00 0.07 444 4 转运桶表面5 cm 2.00 有机玻璃 5.85 — — 1.00 0.08 340 5 注射输送箱表面5 cm 2.00 有机玻璃 5.85 — — 1.00 0.15 97 6 患者表面5 cm 2.00 水 6.66 — — 1.00 0.15 110 注：“—”为无轫致辐射屏蔽材料

表 4 90Y轫致辐射周围剂量当量率估算结果 Table 4 Estimated ambient dose equivalent rates of 90Y bremsstrahlung

1. ⁹⁰Y轫致辐射周围剂量当量率测量结果：各操作环节⁹⁰Y轫致辐射周围剂量当量率检测结果见表 1。距铅罐或转运铅箱表面1 m处的剂量率为0.19~0.26 μSv·h^-1·GBq^-1。无铅屏蔽时剂量率较高，如距西林瓶、有机玻璃转运桶、注射输送箱或患者表面1 m处为1.00~1.60 μSv·h^-1·GBq^-1。

2. ⁹⁰Y轫致辐射铅屏蔽效果测量结果：如表 2所示，6.4 mmPb当量铅罐和0.5 mmPb当量铅围裙对⁹⁰Y轫致辐射的衰减因子测量值分别介于0.13~0.15和0.45~0.50之间；0.5 mmPb当量铅围裙对透过铅罐的⁹⁰Y轫致辐射的衰减因子测量值为0.96。

表 2(Table 2)

表 2 储药铅罐和铅围裙对90Y轫致辐射屏蔽效果检测结果 Table 2 Shielding effects of the lead can and the lead apron for 90Y bremsstrahlung 附加屏蔽 测量位点 周围剂量当量率(μSv/h) 衰减因子 90Y药物活度(GBq) 附加屏蔽前 附加屏蔽后 6.4 mmPb当量的铅罐 西林瓶表面30 cm 81.0 10.3 0.13 4.87 34.3 5.17 0.15 3.19 0.5 mmPb当量的铅围裙 西林瓶表面30 cm 81.0 40.0 0.49 4.87 有机玻璃转运桶表面30 cm 8.80 4.00 0.45 0.73 注射输送箱表面30cm 13.5 6.80 0.50 2.34 铅罐表面30cm 10.3 9.90 0.96 4.87

表 2 储药铅罐和铅围裙对90Y轫致辐射屏蔽效果检测结果 Table 2 Shielding effects of the lead can and the lead apron for 90Y bremsstrahlung

3. ⁹⁰Y轫致辐射周围剂量当量率理论计算结果：由表 3可见，⁹⁰Y轫致辐射剂量理论计算值与测量值的偏差大多接近或小于±20%；对不方便实际测量的位置(如⁹⁰Y操作时位于通风橱内的注射器防护套表面)和各屏蔽体表面5 cm位置的空气比释动能率进行了估算，结果见表 4。

表 3(Table 3)

表 3 90Y轫致辐射周围剂量当量率估算结果与测量结果对比 Table 3 Comparison between estimated and measured ambient dose equivalent rates of 90Y bremsstrahlung 序号 剂量估算位点 β源活度(GBq) β源屏蔽 有效原子序数 轫致辐射屏蔽材料 厚度(mm) 衰减因子f 源距r(m) 估算结果(μSv/h) 测量结果(μSv/h) 偏差 1 铅罐表面30 cm 4.87 普通玻璃 10.6 铅 6.4 0.13 0.33 11.5 10.3 12% 2 铅罐表面100 cm 4.87 普通玻璃 10.6 铅 6.4 0.13 1.03 1.18 1.00 18% 3 西林瓶表面30 cm 4.87 普通玻璃 10.6 — — 1.00 0.31 98.8 81.0 22% 4 西林瓶表面100 cm 4.87 普通玻璃 10.6 — — 1.00 1.00 9.40 7.80 21% 5 注射输送箱表面30 cm 0.73 有机玻璃 5.85 — — 1.00 0.40 4.96 5.71 -13% 6 注射输送箱表面100 cm 0.73 有机玻璃 5.85 — — 1.00 1.10 0.66 0.85 -22% 7 患者表面30 cm 0.73 水 6.66 — — 1.00 0.40 5.65 4.70 20% 8 患者表面100 cm 0.73 水 6.66 — — 1.00 1.10 0.75 0.73 3% 注：“—”为无轫致辐射屏蔽材料

表 3 90Y轫致辐射周围剂量当量率估算结果与测量结果对比 Table 3 Comparison between estimated and measured ambient dose equivalent rates of 90Y bremsstrahlung

4. ⁹⁰Y轫致辐射致工作人员年受照剂量估算：核医学科分装技师、介入科注射医师和查房医师个人年有效剂量估算值分别为2.24、1.04、0.22 mSv，手部当量剂量估算值分别为49.9、25.5、2.06 mSv。

目前⁹⁰Y-SIRT属于新兴的放射性核素治疗方法，⁹⁰Y轫致辐射外照射剂量水平报道较少。因此本研究通过测量获得了⁹⁰Y-SIRT中各屏蔽体外不同距离处的轫致辐射周围剂量当量率水平和6.4 mmPb当量的储药铅罐对⁹⁰Y轫致辐射的衰减因子，验证了⁹⁰Y轫致辐射理论估算结果的准确性。在此基础上估算了与操作⁹⁰Y相关的不同岗位工作人员年受照剂量。

本研究对⁹⁰Y-SIRT各环节铅罐表面、西林瓶表面、转运桶表面、注射箱表面和患者表面30和100 cm处轫致辐射剂量率进行了实际测量，并报道了单位药物活度(GBq)的剂量率值。在年治疗患者200人次，每瓶⁹⁰Y药物3 GBq，每位患者常用最高2 GBq条件下估算了工作人员年有效剂量。考虑到西林瓶和注射器表面(如表面5 cm)等位置的测量结果将会随微小的距离误差出现较大偏差，而且位于通风橱内不方便进行实际测量。鉴于本研究中30和100 cm处轫致辐射剂量率估算值与实测值偏差较小，因此在估算工作人员年手部当量剂量时，采用了轫致辐射剂量率估算值。

本研究中，介入科注射医师和核医学科分装技师年有效剂量估算值分别为1.04和2.24 mSv。在年治疗患者200人次的条件下，经个人防护用品修正后的介入科注射医师年有效剂量估计值(降低50%，约0.52 mSv)与⁹⁰Y树脂微球产品手册^[15]、练德幸等^[5]和Acuff等^[16]报道的0.8、0.66和0.2 mSv接近。而核医学科分装技师年有效剂量估计值(约1.12 mSv)，介于练德幸等^[5]、Acuff等^[16]和产品手册^[15]报道的结果之间(分别为0.49、0.32和5.4 mSv)。核医学科分装技师年剂量估算值差异较大的原因可能是由于药物操作时间或药物活度不同所致。

本研究显示核医学科分装技师和介入科注射医师手部当量剂量估算值分别为49.9和25.5 mSv。在年治疗患者200人次的条件下，⁹⁰Y树脂微球产品手册^[15]和Thompson^[17]报道的核医学科分装技师手部年当量剂量分别为70和42 mSv，Acuff等^[16]报道介入科注射医师的手部年当量剂量为30 mSv，本研究结果与上述报道的结果基本一致。可见工作人员的手部当量剂量相对较高，值得关注。据报道，通过远程操作和佩戴防护手套，手部剂量可减少约75%^[18]。

有研究报道核医学科⁹⁹Tc^m分装和注射环节中分装技师年有效剂量平均为1.02 mSv，每年200例手术条件下，DSA第一术者年有效剂量为1.79 mSv^[5]。可估算整个⁹⁰Y-SIRT中核医学科分装技师和介入科注射医师年有效剂量分别为3.26 mSv和2.83 mSv，因此一般不会超过医院管理目标值5 mSv/年。

目前未见相关文献对连续能谱的⁹⁰Y轫致辐射提供铅衰减因子或什值层信息^[19-20]。本研究分别测量了规格统一为6.4 mmPb当量的储药铅罐和0.5 mmPb当量的铅围裙对⁹⁰Y轫致辐射的衰减因子，然后使用该衰减因子理论计算了铅罐外不同距离的轫致辐射剂量率，结果与实测值差异较小。

此外，本研究测量了0.5 mmPb当量的铅围裙对⁹⁰Y轫致辐射的衰减因子(0.45~0.50)，表示0.5 mmPb铅围裙能够较好屏蔽轫致辐射中的软X射线。该结果与Murata等^[21]研究结果一致。但铅围裙对穿过铅罐的轫致辐射屏蔽效果较差(衰减因子为0.96)。提示在药物注射环节工作人员应特别注意穿戴个人防护用品、给患者注射部位覆盖铅方巾等，这可以降低工作人员约50%的受照剂量。

本研究使用理论计算法，估算了⁹⁰Y与普通玻璃、有机玻璃和人体组织(水)产生的轫致辐射剂量水平，结果发现铅罐外、西林瓶外、注射输送箱外、患者表面30和100 cm剂量估算值与测量值接近，二者偏差大多接近或小于±20%。验证了该方法可方便的用于估算⁹⁰Y-SIRT中各⁹⁰Y药物容器或患者外不同距离处周围剂量当量率水平，在不便开展实测的情况下，为评估和预测工作人员受照剂量提供依据。

本研究使用的⁹⁰Y轫致辐射剂量理论计算公式，将⁹⁰Y药液作为点源，西林瓶、V型瓶及其支架或注射器作为与β射线相互作用产生轫致辐射的屏蔽层，未考虑β源本身产生的轫致辐射，也未考虑有机玻璃或人体组织对轫致辐射的衰减，可能导致理论估算值略高于实测值。此外，对于空气比释动能$\dot{k}_a$与周围剂量当量Ḣ^*(10)的转换系数，本研究选择轫致辐射能谱曲线峰值处(100 keV)对应的1.65^[9]，但对于经铅罐屏蔽后的轫致辐射能谱会发生改变^[10]，如0.1 keV~1 MeV光子对应的转换系数平均值为1.32，因此也可能会对剂量估算值产生影响。但本研究显示剂量估算值与实测值偏差大多接近或低于±20%，验证了该理论计算公式可作为估计和预测⁹⁰Y轫致辐射周围剂量当量率的一种准确和简便的方法。

利益冲突  无

作者贡献声明  赵锡鹏负责实验设计、数据处理及文章撰写；彭建亮负责方向选择、实验思路；张震负责文章审阅；陆见霏、路天翔、李玉文、梁婧、熊强、练德幸参与现场测量