¹³¹I广泛用于甲状腺疾病治疗^[1]，使用过程中，可能会对医护人员带来照射风险。马加一和史晓东^[2]调查显示，核医学¹³¹I治疗工作人员存在¹³¹I内照射，1个月的监测周期内最高剂量可达到0.21 mSv。目前针对¹³¹I职业内照射健康风险监测采用空气采样分析、全身或器官中放射性核素直接测量以及生物样品(尿)分析3种方法^[3]。按照《职业性内照射个人监测规范》(GBZ 129-2016)^[4]的要求，由于¹³¹I器官选择性强，因此对其进行体外甲状腺计数方式测量较为有效。为了加强全省工作人员的内照射防护意识，减少工作人员的内照射受照剂量，找出工作中导致内照射的原因，有必要对全省核医学科¹³¹I治疗工作人员进行较大范围的内照射监测，以确定全省¹³¹I治疗开展情况及内照射情况。本次研究采用问卷调查方式对全省72家设置有核医学科的医院进行了调查，并且根据调查结果依据《职业性内照射甲状腺¹³¹I活度体外测量方法》(DB32/T 3908-2020)^[5]，对其中50家医院开展了内照射监测。

材料与方法

1.监测对象

(1) 开展核医学科工作医院的基本情况：本次调查全省医院72家，其中有56家开展了甲状腺癌(以下简称“甲癌”)或甲状腺功能亢进(以下简称“甲亢”)治疗，占总数的77.8%。其中25家医院只开展了甲亢治疗，占总数的34.7%；4家医院只开展了甲癌治疗，占总数的5.6%，这些医院主要是各地肿瘤医院。27家医院既开展了甲癌治疗也开展了甲亢治疗，占总数的37.5%。

进一步对56家开展甲癌或甲亢治疗的医院进行调查。其中37家采取了手工分装，占总数的66.1%。最早使用自动分装仪开始于2007年，从2012年起使用自动分装仪的数目逐渐增加。

(2) 全省¹³¹I甲癌甲亢治疗开展情况调查：对医院等级、甲癌、甲亢治疗的工作量、药物分装情况、防护措施、给药周期、轮岗情况、¹³¹I药物购买量等情况进行了问卷调查。

对参与监测的人员性别、年龄(分为3个区间：35岁及以下，35岁至45岁，45岁及以上)、岗位(包括4类岗位：医生、护士、技师物理师、保洁或其他在控制区内工作的人员)、所在地区、医院级别(包括4个级别：三甲、三乙、二甲、一级)、有无自动分装仪、操作方式[不同操作方式包括：①淋洗、分装。②接触患者及其体液物品等。③注射给药扫描等。④源的贮存(包括源和空瓶的出入库以及日常核对工作)。⑤其他操作方式等]、接触量、接触时长、每周工作时长等采取电子收集表方式进行了调查，所有参与者对本研究工作均知情同意。

(3) 全省¹³¹I工作场所工作人员体内污染情况调查：根据(2)中调查得到的情况掌握的开展甲癌、甲亢治疗医院的信息，选择50家医疗机构开展工作人员体内¹³¹I污染调查检测。排除的6家医院中5家为年开展甲亢治疗 < 30例的三级医院，1家拒绝配合本项研究而没有纳入监测。开展甲癌治疗的、甲状腺专科医院以及非三级医院全部纳入了本项研究。

2.仪器设备：本研究采用的仪器为美国Ametek公司生产的ORTEC Detective-100型便携式高纯锗谱仪。谱仪由上海市计量测试技术研究院校准，对于⁶⁰Co 1 332.49 keV能峰分辨力为2.25 keV，相对探测效率为38%。刻度用模体为美国RSD公司的核医学甲状腺仿真模体，模体型号为RS-542。刻度用标准源(编号：R5N2019001)由上海市计量测试技术研究院提供校准证书(证书编号：2021H00-10-3264666001)。刻度几何条件与测量时相同。刻度给出对于甲状腺中¹³¹I所发射能量为364 keV的γ射线的全能峰仪器探测效率为5.0 × 10^-3，扩展不确定度U_rel=6.5%(k=2)。

3.监测方法：工作人员将甲状腺位置贴于便携式高纯锗谱仪探头上，尽量确保甲状腺位置与刻度时刻度源位置一致。测量时间为10 min。对所获得的能谱进行分析，通过364 keV全能峰净峰面积与刻度的探测效率结合算出甲状腺内¹³¹I的活度。

该方法探测下限与周围环境本底包括环境中的¹³¹I，以及其他核素形成的康普顿散射有关，也与能谱中其他核素(主要是血液中⁴⁰K)的康普顿散射有关。当环境无污染，并且受检人员不存在其他放射性污染时，利用了谱仪净峰面积扣除的方法考虑血液中⁴⁰K形成的康普顿散射后，本方法的检出活度的探测下限为12 Bq。该方法的主要不确定度来源包括A类不确定度和B类不确定度两方面。其中A类不确定度包括本底的统计涨落、康普顿散射引起的统计涨落以及¹³¹I本身的统计涨落。B类不确定度主要来自于几何位置的不确定度即模体源位置与测量时位置不一致引起的不确定度，解剖形状的不确定度即工作人员甲状腺及颈部组织形状与模体不相同引起的不确定度以及标准刻度源的不确定度等^[6-7]。

4.剂量估算方法：内照射个人剂量估算按照国际放射防护委员会(ICRP)第130^[8]、134^[9]和137^[10]号出版物进行。对于检测周期为T的常规监测，与摄入量I相关的剂量E为：

$ E=M \cdot z(T / 2) $

(1)

式中，E为 ¹³¹I造成的待积有效剂量，Sv；M为摄入¹³¹I后T/2 d时测得的甲状腺内放射性核素的活度，Bq；z(T/2)为假定在监测间隔的中点甲状腺中每Bq ¹³¹I所致的待积有效剂量，Sv/Bq^[8]。

考虑到工作场所摄入形式主要为吸入，所有化合形态均为F类，空气动力学直径取5 μm，假设监测周期(T)为14 d，以26个周期计算年摄入量引起的待积有效剂量。ICRP 137号出版物^[10]给出z(7 d)=1.0 × 10^-7Sv/Bq。

5.统计学处理：利用SPSS 23.0网络版对结果进行统计分析。首先采用中位数和四分位数描述各年的工作人员甲状腺内¹³¹I活度，并采用非参数检验的方法比较各年份甲状腺活度的差异。将甲状腺检测结果超过探测下限定义为检出阳性，根据检测结果是否阳性，将调查的研究对象分为阳性检出组和未检出组，采用χ²检验的方法比较不同年份，性别，工作岗位，年龄，区市，医院等级，分装方式和操作方式之间甲状腺内¹³¹I阳性检出率的差异。将有统计学意义的变量进行二元logistic回归分析。P < 0.05为差异有统计学意义。

结果

1.工作人员甲状腺¹³¹I检测结果：2021—2024年间，共监测核医学科工作人员847人次，其中345人次检出甲状腺中¹³¹I，检出率为40.7%，4年检出率分布比较，差异有统计学意义(χ²=13.54，P＜0.05)。各年份检查结果列于表 1。

共监测参与碘治疗相关工作的医生390人次，检出156人次，检出率40.0%；护士240人次，检出117人次，检出率48.8%；技师、物理师170人次，检出52人次，检出率30.6%；保洁等其他在控制区内工作人员47人次，检出20人，检出率42.6%。不同岗位检出率分布差异有统计学意义(χ²=13.79，P < 0.05)，其中以护士的检出率(48.8%)最高。

共调查男性375人次，检出153人次，检出率40.8%；女性472人次，检出192人次，检出率40.7%，性别检出率分布差异无统计学意义(P>0.05)。

不同年龄区间监测人次分别为274、292、281人次，检出人次分别为121人次、126人次、98人次，检出率分别为44.2%、43.2%和34.9%。分布差异有统计学意义(χ²=6.03，P＜0.05)，35岁以下检出率较高；45岁以上检出率较低。

各设区市和各级医院检出率统计列于表 2，3，江苏省13个设区市检出率分布比较差异有统计学意义(χ²=159.90，P < 0.05)，其中以徐州市检出率最高(79.6%)，南京市(56.7%)、无锡市(46.6%)较高。

调查的不同医院级别检出率分布比较差异有统计学意义(χ²=19.77，P＜0.05)。二甲医院检出率最高(61.2%)，一级卫生院检出率最低(6.7%)。

比较有无自动分装仪的医院检出率分布，采取手动分装的医院共检测423人次，其中检出120人次，检出率为28.4%，采用自动分装的医院共检测424人次，其中检出225人次，检出率53.1%，比较差异有统计学意义(χ²=53.50、P < 0.05)。

按不同的操作方式比较，检出率分布结果列于表 4。差异有统计学意义(χ²=20.16、P < 0.05)，进行源的贮存操作检出率最高(47.7%)。

由于接触量为非正态分布，所以按是否检出对接触量进行分组，检出的345人次中，上一次接触放射性药物的接触量中位数为0.93 GBq(0.04~ 7.40 GBq)，未检出的502人次接触量中位数为0.30 GBq (0~2.96 GBq)。采用非参数检验方法，检出率分布比较差异有统计学意义(Z=-5.77，P < 0.05)。

同样，接触时间也为非正态分布，检出人群接触时长中位数为5 min(1~30 min)，未检出人群接触时长中位数为5 min(0~30 min)。采用非参数检验，由于未检出人群每周工作总时长分布较偏斜而检出人群的分布相对均匀，导致从数字上看不出差异，但检出率分布比较差异有统计学意义(Z=-2.50，P < 0.05)。

工作时长方面，每周工作总时长也为非正态分布，检出人群每周工作总时长40 h(35~40 h)，未检出人群每周工作总时长40 h(35~40 h)。检出率分布非参数检验比较差异无统计学意义(P＞0.05)。

核医学工作人员甲状腺 ¹³¹ I内照射风险的logistic分析显示，年龄段小、接触量、使用自动分装仪是核医学工作人员甲状腺 ¹³¹ I内照射的主要危险因素，而主要进行其他操作方式和技师、物理师岗位可能是相较而言的保护因素(χ² =3.88~ 5.52，P < 0.05)，如表 5所列。核医学工作人员甲状腺 ¹³¹ I内照射6个主要影响因素的拟合回归方程如下：logit (P)=-1.556+0.453X₁ +0.760 X₂ + 0.001X₃+1.000X₄-0.810X₅-0.421 X₆(X₁至X₆分别为年龄35~45岁、年龄35岁及以下、接触量、自动分装、其他操作方式、技师、物理师岗位)；logistic回归分析得到回归模型的χ² =109.57，P＜0.001，-2对数似然值=1 035.35，拟合优度HL检验拟合良好(χ² =5.25，P＞0.05)，风险预测的准确性为66.5%。

2.工作人员剂量估算：在统计不同分组工作人员年摄入量引起的待积有效剂量时，其最高值可能是由于偶然因素引起的，据此推断工作人员年摄入量引起的待积有效剂量是否超过个人剂量限值并不严谨。同时，由于剂量分布不满足正态分布，最高值往往会导致平均值发生较大的波动，因此增加检出结果的中位数和中位数剂量来辅助说明工作人员内照射待积有效剂量的变化，如表 6所示。

不同工作岗位的最高值，平均值和检出中位数及估算的年内照射剂量列于表 7。

各设区市检出值和内照射待积有效剂量估算结果列于表 8。

讨论

江苏省各年份核医学科工作人员内照射检出率差别有统计学意义，2021年的最高值、平均值、中位数都明显小于其他各个年份。主要原因可能是由于疫情导致患者人数减少，工作量减少，同时参与核医学科工作人员减少导致误差加大。

对于影响检出结果的可能原因，通过对性别、年龄、岗位、所在地区、医院级别、有无自动分装仪、操作方式、接触量、接触时长、每周工作时长共10种可能的因素的筛查，发现与检出率相关的主要因素有年龄、工作岗位、所在地区、有无自动分装仪以及操作方式5种。其中南京、徐州、无锡三地较高的可能原因是当地医院对周边地区有较强的辐射影响力，导致周边地区患者倾向到中心城市就医，该地区核医学科患者，特别是高级别医院患者较多，工作量大。个别工作人员如2022年扬州一名护士检出活度为24.83 kBq可能是由于单次操作失误导致的，该工作人员在2023年检测中仅为45 Bq。这也提示单次测量估算全年摄入量引起的待积有效剂量有局限性，并不能很好地反应单一工作人员年内照射剂量。为了更好地对工作人员内照射剂量进行监测，有必要按照GBZ 129-2016^[4]的规定进行至少1个月1次的甲状腺体外监测。这些医院由于患者较多，更倾向于采用自动分装仪进行药物分装，因此采用自动分装仪的医院反而检出率更高。在工作岗位和操作方式方面，护士群体由于直接接触药物，承担管理放射性药物工作并且直接接触病患，其检出率和剂量更高。在操作方式方面，由于源在出入库时药量最大，且空瓶储存房间内往往通风较差活度较高，因此，参与源的贮存的工作人员阳性率较高。

在内照射剂量方面，虽然各年度最大值有明显差别，平均值也有4倍的明显差别，但检出中位数差别不大。全省平均待积有效剂量为0.201 mSv，检出中位数剂量为0.074 mSv。各岗位平均待积有效剂量和中位数剂量的差别更加明显，护士岗位平均待积有效剂量和检出中位数剂量远远大于其他岗位。而在地区方面，对平均待积有效剂量的研究和检出中位数剂量的研究同样也表明医护人员内照射个人剂量与接触药物密切相关。不同岗位、不同地区、不同医院内照射个人剂量情况有很大的差别，需要对工作量较大的医院加强监测。同时，接触药物和患者的医护人员需要加强防护，降低所受到的内照射。

Krajewska和Pachocki^[11]的监测结果表明，工作人员甲状腺内¹³¹I活度通常在70 ~4 000 Bq。上海市核医学科调查表明，¹³¹I治疗相关工作人员甲状腺¹³¹I检出率达到10.3%，检出活度范围36.4~3 716.9 Bq，均值306.1 Bq，中位数77.9 Bq^[12]。重庆市核医学科工作人员甲状腺¹³¹I检出率40.4%，检出活度范围2.65~925.02 Bq，平均活度(85.66±176.93)Bq^[13]。甘肃省核医学科工作人员2019—2021年平均检出率为38.82%，3年平均活度分别为395.39、212.61、706.81 Bq^[14-15]。与上海市、重庆市、甘肃省同类型研究结果比较，本研究检出率比上海市10.3%的结果略高，与重庆市和甘肃省40%左右相近，这可能是由于所用仪器性能导致的。本项研究使用的设备为高纯锗谱仪，它具有较高的分辨力，较低的探测下限，并且可以将其他能量较高的核素(如⁴⁰K、正负电子湮灭辐射等)的康普顿散射去除，降低伪阳性的发生。同类型研究中，上海市^[12]、重庆市^[13]、甘肃省^[14]使用了闪烁体探测器，探测下限较高。估算工作人员平均年待积有效剂量约为0.2 mSv，与核医学科工作场所中¹³¹I活度监测结果比较，造成内照射的主要原因为吸入的放射性气溶胶^[16]。

本项研究在估算工作人员内照射剂量时并未使用GBZ 129-2016^[4]规定的方法，而是尝试性地使用了ICRP最新的130号出版物^[8]提供的计算方法，该方法比传统方法更加简单，省略了估算摄入量的步骤，并且估算得到的内照射剂量也更低。ICRP给出的z(7 d)=1.0×10^-7Sv/Bq，而GBZ 129-2016^[4]给出的特殊监测7 d后和常规监测周期14 d的m(7 d)=7.4×10^-2。结合GB 18871-2002^[17]给出的待积有效剂量系数可以得到，如果以同样的方法估算，相对应的z(7 d)=1.48×10^-7 Sv/Bq，说明用GBZ 129-2016^[4]估算比用ICRP估算偏高了48%。这种差别是由两部分引起的，其一是ICRP 130号出版物^[8]给出的待积有效剂量系数(吸入，空气动力学直径AMAD=5 μm)为8.6 × 10^-9 Sv/Bq，而GB 18871-2002^[17]同样条件下给出的值为1.1×10^-8 Sv/Bq，相比偏高了24%；其二是ICRP 137号出版物^[10]对摄入模型的改善，新摄入模型精度更高，相应参数也发生了变化。

虽然本项研究致力于普遍掌握江苏省核医学科工作人员¹³¹I内照射的情况，但由于条件所限，并没有完成对省内所有接触¹³¹I工作人员的普查。同时，每年1次的监测也并不能代表每个工作人员全年的接触情况。另外，从本研究结果上看，接受¹³¹I治疗的患者数可能是影响职业人员受照的主要因素之一。甲状腺功能亢进治疗一般不住院、而甲状腺癌治疗一般要住院，这影响到整个医院整体¹³¹I使用量。本研究没有将这一点纳入调查表之中。在以后的研究中计划加以补充。总体而言，这项研究结果表明，体内的¹³¹I污染已经成为了核医学科工作人员个人剂量的重要来源^[18]，有必要对其进行更加广泛和深入的监测和研究。

利益冲突  所有作者未因进行该研究而接受任何不正当的职务或财务利益，在此对研究的独立性和科学性予以保证

作者贡献声明  史晓东负责现场的检测以及数据的处理和论文修改；张子豪负责数据分析；杨小勇、王进、陈维负责现场调查；马加一负责实验方案的设计、现场实验和论文的撰写