伤口摄入241Am内照射回顾性调查及剂量评价

2019-10-30邬蒙蒙

原子能科学技术 2019年10期

陈凌，王薇，邬蒙蒙

(中国原子能科学研究院辐射安全研究所，北京 102413)

2016年12月，采用内照射活体测量设备(高纯锗探测器阵列为主探测器)，对某单位放射性工作人员进行内照射常规监测。发现1名人员胸肺区测量能谱241Am特征峰计数异常，初步怀疑存在241Am超量吸入，随后进行事件调查。经问询调查得知，该名工作人员于2002年操作241Am固体放射源时，手部被螺丝刀穿刺扎伤，有出血，只进行简单挤出污血和酒精擦拭处理，未上报单位剂量监测部门。伤口目前已愈合，留有明显疤痕。

由于未改造前的内照射监测设备(NaI(Tl)为主探测器)对低能γ射线测量能力有限，在该人员既往个人监测记录中并未报告241Am内照射异常。随后对工作场所监测记录进行调查，在其工作的时间内，场所外照射剂量率水平小于相应的生产线监督区和控制区的剂量控制水平；生产线地面、手套箱等表面污染水平均小于GB 1887—2002[1]规定的工作场所放射性表面污染控制水平；生产线多年未发现污染事故，241Am气溶胶浓度在导出空气浓度限值以内，正常工作不会造成超量吸入。

基于以上调查事实，确定人员体内241Am主要由手部伤口摄入。由于事件已过去10多年，许多事发当初的具体情况很难再调查清楚，本工作拟采用两种方法综合比较，对人员伤口摄入内照射剂量进行评价：1) 通过对241Am进入人体后的长期沉积器官头骨进行241Am的定量测量，由头骨占全身骨骼的质量比推算全身骨骼中的沉积量，结合伤口摄入后骨骼的滞留函数得到伤口241Am的摄入量，进而评价人员伤口摄入导致的待积有效剂量；2) 对目前人员伤口中241Am的滞留量进行定量测量，结合伤口污染滞留函数计算伤口241Am摄入量，评价人员待积有效剂量。

1 剂量评价

1.1 头骨测量剂量评价方法

文献[2]研究表明，241Am为亲骨型核素，进入人体后参与骨细胞新陈代谢，长期沉积器官为全身骨骼，头骨质量占比高、形状独立、易于进行外部测量。将头骨作为241Am在人员体内长期沉积的研究对象，对头骨内的241Am进行定量测量，由头骨中241Am的活度及头骨的全身质量占比，推算人员全身骨骼中241Am活度，用以评估伤口摄入241Am的待积有效剂量。

使用晶体直径为93 mm、厚度为30 mm的两台ORTEC GEM-S9430P4型高纯锗探测器，对人员头骨内241Am进行定量测量，测量在低本底铁室中进行。采用铅防护用具将身体其他部位覆盖，探测器窗面紧贴头部，对前额及后脑分别进行测量，对两个测量区域的数据取平均，人员头部241Am 59.5 keV γ射线测量计数率为(1.18±0.02) s-1。采用蒙特卡罗计算方法结合人体数字体模中国成年男性参考人体素模型(CRAM)，得到人员头骨中241Am 59.5 keV γ射线的探测效率。CRAM[3]身高170 cm、体重60 kg。头部体素为1.741 mm×1.741 mm×1 mm，头部体素阵列为120×120×230，头部外围长方体尺寸为208.92 mm×208.92 mm×230 mm。

依据GB/T 5703—1999[4]中对头长、头宽、头围进行了定义，对该名工作人员头部数据进行测量，并对CRAM体模进行调整。模拟CRAM头部测量的位置如图1所示，其中放射源均匀分布于模型头盖骨和下颌骨中(不含脊椎)，包括皮质骨和SPA松质骨。最终，头部测量的241Am 59.5 keV γ射线探测效率约为1.98%，头骨241Am滞留量约为166 Bq。

a——前额；b——后脑图1 CRAM头骨测量模拟示意图Fig.1 Simulated schematic of CRAM skull measurement

美国超铀核素登记处对首例典型手部伤口致241Am内污染案例进行研究，得到241Am在全身各骨骼中的放射性分布[5]，对遗体进行解剖，并对每块人体骨骼进行放化分析得到241Am在全身各骨骼中的分布情况。研究表明，241Am在全身骨骼中的活度分布与骨骼的重量比例(尤其是灰重)较一致。因此认为，通过体外测量头骨241Am活度来推算全身骨骼中241Am沉积量是可取的，利用头骨占全身骨骼干重的比例作为由头骨241Am的测量活度推算全身骨骼中241Am沉积量的系数。表1为中国成年人各类骨骼干重[6]。中国成年男性头骨(颅骨、下颌骨)干重约占全身骨干重的18.86%，结合前文测量的头骨241Am活度，可推算全身骨中241Am滞留量约为880 Bq。

在使用传感器前，需要在系统中执行注册阶段。首先，证书中心生成传感器的公钥K1，并发送给相应的传感器。其次，传感器使用公钥K1加密其身份信息idn和随机数R，并将加密结果E1返回给证书中心。最后，证书中心收到加密结果E1后，用其私钥K′1来解密，并对其中的信息进行审核。如果审核通过，则向传感器发送其使用的公钥和私钥(Ks,K′s)。

对伤口摄入内照射剂量评价需建立合理准确的生物动力学模型，美国全国辐射防护委员会(NCRP)156号报告[7]提出的完整的伤口摄入生物动力学模型如图2所示。

NCRP伤口生物动力学模型与ICRP78号报告[8]超铀核素全身生物动力学模型相结合，建立伤口摄入超铀核素的全身输运模型，其中血液作为连接两个模型的中间隔室。

表1 中国成年人各类骨骼干重[6]Table 1 Bone dry weight of Chinese adults[6]

图2 NCRP156号报告中伤口生物动力学模型Fig.2 NCRP156 wound biodynamics model

利用上述模型及参数，通过剂量软件IMBA计算出伤口摄入单位活度不同形态241Am后在人体骨中的滞留量(表2)。由表2可知，当工作人员经由伤口摄入单位活度241Am，骨中滞留分数随伤口污染核素物理、化学形态不同而不同。调查得知，该名工作人员手部受伤污染物为粉末状241Am放射源，评估计算按颗粒态241Am处理，伤口为穿刺伤，受伤时间取2002年6月30日，计算出241Am伤口摄入量约为2 630 Bq。

利用已建立的伤口摄入超铀核素的全身输运模型，计算工作人员伤口摄入单位活度241Am后所致人体各组织器官当量剂量(表3)

表2 伤口摄入单位活度不同形态241Am后在人体骨中的滞留量Table 2 Bone retention of 1 Bq 241Am with different patterns in wound intake

表3 伤口摄入颗粒态241Am的剂量转换系数Table 3 Dose coefficient of particle 241Am in wound intake

和待积有效剂量，其中待积有效剂量为3.25×10-4Sv/Bq。结合前文伤口摄入量，得到人员伤口摄入241Am造成的待积有效剂量约为0.85 Sv，骨表面当量剂量约为38 Sv。

1.2 伤口测量剂量评价方法

测量采用1台高纯锗探测器，在低本底铁室内进行，测量时用铅背心等防护用具将人员全身其他部位覆盖，人员佩戴一定厚度的铅手套，在伤口处剪开直径为0.6 cm的准直孔，测量时准直孔紧贴探测器窗面中心，测量过程中保持几何位置不变，人员伤口241Am 59.5 keV γ射线测量计数率为(6.65±0.05) s-1；26.3 keV γ射线测量计数率为(0.37±0.02) s-1。

假定伤口中污染物的埋藏深度为d，则有：

(1)

(2)

建立与实际测量条件相同的蒙特卡罗模型来计算伤口测量的探测效率。建模时，将手指等效为7.5 cm×2 cm×1.5 cm长方体，近似软组织材料(ρ=1.06 g/cm3)构成，伤口污染物等效为手指表面下深度为0.23 cm处的各向同性点源，计算得到伤口测量的探测效率约为3.52×10-2。结合伤口测量结果，最终得到伤口内241Am约为527 Bq。由调查结果判断伤口类型为肌肉贯穿伤，污染物为颗粒形态，NCRP156号报告伤口污染滞留方程为[7]：

R(t)=0.05e-0.05t+0.95e-0.000 4t

(3)

其中，R(t)为伤口摄入1 Bq颗粒态241Am经过时间t后伤口处的滞留量。

人员的受伤时间取2002年6月30日，利用式(3)计算得到该名人员241Am伤口摄入量约为5 560 Bq。结合表3数据，计算得到人员伤口摄入241Am造成的待积有效剂量约为1.81 Sv。

2 伤口滞留241Am干预

本文针对是否需对伤口现今残留的241Am采取干预措施进行评估。NCRP156号报告指出，在对放射性污染伤口进行干预后，节省剂量为年剂量限值的1～10倍，考虑采用螯合疗法促排；节省剂量为年剂量限值10倍以上，考虑采用更猛烈的干预手段，如手术切除，但具体事件应具体对待。针对本事件，因距离受伤时间已过去数10年，现在使用局部注射或口服促排药物，对减少人员剂量效果甚微；若采取伤口污染组织切除手术来减少人员剂量，需对手术节省剂量进行计算评估。

对人员手部伤口现今留存的241Am进行定量测量，伤口内241Am滞留量约为527 Bq。假设受伤事件发生在调查测量的当天，经定量测量人员伤口241Am活度为527 Bq，污染物241Am为颗粒态物质，评估进行手术切除伤口污染组织能避免的待积有效剂量。由表3待积剂量转换系数和伤口中241Am活度计算得到，对伤口目前残留污染物切除可节省剂量约为170 mSv，手术切除伤口残留241Am对减少人员所受剂量具有一定意义。

在权衡手指生理状态和污染物滞留的情况下，可能需进行多次污染组织切除手术，手术应考虑不影响人员正常生活，在人员生理及心理承受范围内进行。具体的切除方案由外科医生与剂量评估人员共同制定。应对术后伤口残留物及切除污染组织中的241Am进行定量测量，以评估手术效果。手术切除污染组织最优效果为，在不影响人员身心健康的情况下，伤口处的241Am活度低于调查所使用测量设备的最低探测限，实际情况或可达不到最优效果。

在随后的调查中，对人员头骨内241Am进行了复测，并对其胸肺区域、背部区域、肝、盆骨、手骨、膝盖骨和脚骨部位分别进行了测量，测量时使用屏蔽衣等覆盖其他非测量区域以减少干扰，测量在低本底铁室内进行。测量结果显示，在所有测量点均能测得高于本底水平的241Am特征能量峰，进一步验证了241Am进入人体后长期主要沉积在全身骨骼中。

3 剂量评价结果讨论

污染源项的不确定对回顾性剂量评价工作影响极大。由于人员受伤时间年代久远和资料缺失，受伤的具体时间，致伤污染物物理、化学形态，人员的操作量、伤情程度及伤后处理等情况已无法准确追溯。且受伤后数10年外界条件的改变可能改变伤口污染物的滞留性质。因此，在资料信息缺失的情况下，在受伤较长时间后进行回顾性剂量评价，不确定性大、准确度低。

对于头骨测量剂量评价方法，目前对241Am在骨内的沉积位置尚无明确结论，本工作采用241Am在骨内均匀分布的假设。后续工作中采用蒙特卡罗模拟方法，对241Am沉积在骨的内、外表面两种假设情况进行建模，分别计算得到探测效率，结合3种假设情况的计算结果给出因241Am在骨内沉积位置不确定带来的探测效率的相对误差约为±30%。此外，该名人员在放射性生产线工作20余年，存在长期少量慢性吸入241Am的可能。本工作中暂不考虑长期慢性吸入经由肺部代谢廓清入血最终转移至头骨中的241Am的份额，但此处需注意，这会引起测量头骨241Am推算伤口途径摄入量的偏高，进而引起伤口摄入241Am待积有效剂量的过高评估。

对于伤口测量剂量评价方法，伤口滞留量的测量仅针对初始穿刺伤口小范围区域(直径6 mm)。当采用屏蔽遮挡伤口中心位置，对伤口周围进行分区测量，可见241Am特征峰计数高于本底水平，但低于伤口中心位置，可知最初伤口中的污染物已向周围小范围的组织浸润。在计算伤口探测效率时，伤口以点源模拟，存在一定的误差。

两种剂量评价方法均采用NCRP156号报告伤口生物动力学模型，放射性伤口污染的人类数据较少，该模型及相关参数主要取自动物实验，与真实人体代谢情况存在一定的差异，这也将带来理论计算与实际情况之间的偏差。综合两种剂量评价方法的结果，该人员伤口摄入241Am待积有效剂量的理论计算结果约为0.85～1.81 Sv，结合以上不确定度分析，该人员伤口摄入241Am待积有效剂量应小于2 Sv。