一种穿刺伤导致伤口放射性污染处置判定方法

技术领域

本发明属于放射性污染处置领域，具体涉及一种穿刺伤导致伤口放射性污染处置判定方法。

背景技术

随着对放射性核素研究深入，多种放射性核素已经被应用于临床诊断和生物研究。

由于操作失误、防护不当等原因，在生产和操作放射性核素的过程中工作人员存在造成开放性伤口的风险，尤其在进行切割、加工和钻孔或放射性同位素医疗注射等手工作业的情况下，发生造成开放性伤口的事故风险高。国内外屡次有文献报道人员操作时发生穿刺伤导致放射性污染的情况。

在放射性核素进入人体的所有可能摄入方式中，虽然伤口摄入相较于吸入、食入等方式发生几率较小，但往往将引起更严重的后果。因为伤口处皮肤天然屏障被破坏，溶解性差的放射性核素可能滞留在伤口部位，对附近组织造成照射并缓慢地转移到局部淋巴组织；同时可溶性成分可以快速直接进入血液及细胞外体液，通过血液的输送，沉积在人体内部组织和器官之中，对人体造成长期的内照射损害。由于部分放射性核素如Am-241具有较高的毒性，长半衰期和亲骨特性，被人体摄入后不易排出，少量即可形成局部严重损伤和较大内照射剂量。在发生人员伤口摄入Am-241时，人体将受到较强的放射性危害。

目前国内对工作人员穿刺伤口摄入放射性污染这种特殊情景造成的内照射损害缺少系统、有效的测量与评价方法，以致不能及时有效地进行放射性污染处置。

发明内容

针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的在于提供一种穿刺伤导致伤口放射性污染处置判定方法，当工作人员发生穿刺伤口放射性污染时，对进入人体内的放射性核素造成的内照射剂量进行评估，判定采取何种干预处置措施；在干预后，对工作人员进行伤口放射性核素滞留量测量，以评估干预的效果，保障人员尽可能免受内照射剂量损害，能够完善人员内照射测量与剂量评价体系，保护工作人员健康。

为达到以上目的，本发明采用的技术方案是：一种穿刺伤导致伤口放射性污染处置判定方法，所述方法包括步骤：

S1、进行伤口放射性污染物调查，确定穿刺伤放射性污染物的物理或化学形态；

S2、建立伤口摄入放射性核素的全身输运模型,结合受伤后初期受伤人员排泄物中放射性核素的含量，计算伤口放射性污染物摄入量；

S3、结合所述放射性污染物形态及所述伤口放射性污染物摄入量，根据所述放射性核素的全身输运模型进行人体各组织器官当量剂量和全身有效剂量的评估；

S4、根据步骤S3中得到的所述人体各组织器官当量剂量和全身有效剂量的评估结果，对伤口摄入放射性污染物进行干预处置。

进一步,所述放射性污染物的形态包括可溶性物质、胶体状物质、颗粒和碎片。

进一步,步骤S2包括子步骤：

S2.1、通过早期对受伤人员的排泄物进行收集，对排泄物样品中放射性核素活度进行测量，得到所述受伤人员排泄出的放射性核素的活度；

S2.2、建立伤口摄入所述放射性核素的全身输运模型,并据此计算摄入单位活度特定形态所述放射性核素后排泄物中的排泄份额；

S2.3、依据步骤S1中确定的放射性污染物形态，通过摄入单位活度特定形态所述放射性核素的排泄份额计算所述工作人员伤口放射性污染物摄入量。

进一步,所述伤口摄入放射性污染物干预处置方法包括药物促排和手术切除。

进一步,当干预可减少的剂量在年剂量限值1-10倍，建议采取药物促排方法进行干预处置；

当干预可减少的剂量在年剂量限值10倍以上，建议采用手术切除方法进行干预处置，所述干预可减少的剂量为步骤S3中计算得到的伤口摄入所述放射性核素致全身有效剂量。

进一步,所述放射性核素为Am-241。

进一步,所述方法还包括步骤：

S5、对干预后伤口处所述放射性核素滞留量进行定量测量，以评估干预效果。

进一步,采用高纯锗探测器对伤口处所述放射性核素滞留量进行定量测量。

进一步,在所述高纯锗探测器上附加屏蔽准直装置，所述高纯锗探测器的入射窗对准伤口位置。

进一步,步骤S5包括子步骤：

S5.1、用不同厚度人体组织等效材料进行模拟计算以得到不同深度人体组织质量衰减系数；

S5.2、确定伤口中放射性污染物的埋藏深度；

S5.3、根据伤口面积与使用探测器计数窗面积的比例选择相应的蒙特卡洛模拟计算模型，结合所述放射性污染物的埋藏深度计算伤口探测效率；

S5.4、根据所述伤口探测效率计算伤口污染物放射性活度。

本发明的效果在于：采用本发明所公开的一种穿刺伤导致伤口放射性污染处置判定方法，当工作人员发生穿刺伤口放射性污染时，对进入人体内的放射性核素造成的内照射剂量及时有效地进行评估，判定采取何种干预处置措施；对干预后工作人员伤口放射性核素滞留量进行测量，以评估干预的效果，保障人员尽可能免受内照射剂量损害，能够完善人员内照射测量与剂量评价体系，保护工作人员健康。

附图说明

图1为本发明实施例一示出的一种穿刺伤导致伤口放射性污染处置判定方法的方法流程图；

图2为本发明实施例一示出的一种穿刺伤导致伤口放射性污染处置判定方法的详细方法流程图。

具体实施方式

下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步描述。

实施例一

镅-241，核素符号Am-241，半衰期为432.2年，为α辐射体，在衰变过程中，除释放出三组α粒子外，还能释放一定能量的γ射线和X射线。作为国内生产和应用广泛的放射源,Am-241主要用于离子烟感探测器、静电消除器、电离式气体密度或压强计、电离式气体流速计、湿度计及标准源、α透射测厚仪等，还可作为低能光子源与I-125结合为一个组合源，用于临床诊断和生物研究，如甲状腺图像扫描、活体骨密度测定。

当发生穿刺伤口摄入Am-241事件时，在进行初步的应急处理后，需要立即对预计进入人体内的Am-241造成的内照射剂量进行评估，以判定采取何种后续干预措施；在剂量干预后需要对人员进行伤口Am-241滞留量测量，以评估干预的效果，保障人员尽可能免受内照射剂量损害。

在本实施例中，以放射性核素Am-241为例对本发明所公开的一种穿刺伤导致伤口放射性污染处置判定方法的具体流程进行举例说明，但对此不作限定，此方法还可以用于其他放射性核素污染处置判定。

如图1及图2所示，本发明实施例公开一种穿刺伤导致伤口放射性污染处置判定方法,包括以下步骤：

S1、进行伤口Am-241污染物调查，确定穿刺伤污染物Am-241的形态。

发生工作人员穿刺伤口摄入放射性核素Am-241事件时，对伤口Am-241污染物及伤口类型进行调查判断。对其中的穿刺伤，存在于伤口中的Am-241污染物按其物理或化学形态划分为可溶性物质(Soluble-strong)、胶体状物质(Colloids)、颗粒(Particles)和碎片(Fragment)。

污染物类型划分依据如下：可能含

S2、进行伤口Am-241摄入量的估算

步骤S2包括以下子步骤

S2.1、伤口摄入Am-241后短期内会通过人员的尿液及粪排出体外。通过早期对人员的尿液、粪进行样品收集、处理，采用α谱法或ICP-MS质谱法对样品中Am-241活度进行测量，得到人员排泄出的Am-241的活度。

S2.2、如2图所示，建立伤口摄入Am-241核素的全身输运模型,并据此计算摄入单位活度特定形态Am-241后尿及粪中的排泄份额。

S2.3、依据步骤S1中确定的污染物Am-241类别，通过摄入单位活度特定形态Am-241的排泄份额计算推算人员伤口Am-241的摄入量。

在本实施例中，根据S2.2中建立的伤口摄入Am-241核素的全身输运模型计算得到如表1及表2中的数据。

表1伤口摄入1Bq活度Am-241人体尿液Am-241排泄量活度(Bq)

表2伤口摄入1Bq活度Am-241人体粪Am-241排泄量活度(Bq)

S3、进行伤口摄入Am-241内照射剂量评估

利用步骤S2建立的伤口摄入Am-241核素的全身输运模型计算工作人员伤口摄入单位活度Am-241后所致人体各组织器官当量剂量和待积有效剂量，结合Am-241污染物类型及污染伤口摄入量，进行伤口摄入特定形态的Am-241后人体各组织器官当量剂量和全身有效剂量的评估。

在本实施例中根据步骤S3中所述方法计算得到如表3所述的人体各组织器官当量剂量和全身有效剂量。

表3伤口摄入1Bq活度Am-241致人体各组织器官当量剂量(Sv/Bq)和全身有效剂量转换系数(Sv/Bq)

注：数据计算采用IMBA Professional Plus ver 4.1.11

S4、根据步骤S3中得到的人体各组织器官当量剂量和全身有效剂量的评估结果，对污染伤口摄入Am-241进行干预判断

需对伤口处滞留的Am-241进行干预，以减少人体所受的内照射剂量损害。伤口干预主要有两种方法：药物促排和手术切除。

当干预可减少的剂量在年剂量限值1-10倍，考虑采取药物促排治疗。

当干预可减少的剂量在年剂量限值10倍以上，考虑采用手术切除。干预可减少的剂量为步骤S3中计算得到的伤口摄入Am-241致全身有效剂量。

S5、在进行伤口摄入Am-241的干预后，须对伤口处Am-241滞留量进行定量测量，以评估干预效果。

伤口污染物Am-241发射低能γ/X射线，为了提高伤口处Am-241滞留量定量测量结果精度，在进行测量时，可以选对低能γ/X射线具有较高探测灵敏度和较好分辨率的高纯锗探测器，在本实施例中采用高纯锗探测器对Am-241的活度进行测量，在对其他核素进行测量时，需采用对应的探测器。

考虑到环境本底和被测人员自身存在的放射性核素会对伤口测量计数产生贡献，为了提高伤口处Am-241滞留量定量测量结果精度，对人员伤口进行测量时，应在探测器上附加屏蔽准直装置，在测量时，探测器的入射窗对准伤口位置。条件允许时，可对被测人员身体其他部位进行屏蔽，比如穿戴铅屏蔽衣等。

污染伤口Am-241滞留量定量测量方法包括以下步骤：

S5.1、用聚乙烯材料近似代替人体组织以计算组织质量衰减系数

为了得到伤口部位组织对不同能量射线的质量衰减系数，用聚乙烯材料(ρ＝1.06g/cm

N：高纯锗测量Am-241放射源特定能量γ射线穿过不同厚度聚乙烯膜后的计数率，cps；

N

μ/ρ：聚乙烯膜对Am-241放射源特定能量γ射线的质量衰减系数，cm

d

根据上述公式(1)进行计算得到表4中高纯锗探测器测量Am-241标准点源穿过的不同厚度聚乙烯膜的计数结果。

表4高纯锗探测器测量Am-241标准点源穿过不同厚度聚乙烯膜的计数结果(cps)

使用表4中的实验结果计算可得在上述测量条件下如表5所示该组织等效聚乙烯膜对不同能量射线的衰减随其质量厚度的变化情况。

表5组织等效聚乙烯膜对不同Am-241能量射线的衰减比例(N/N

对以上数据根据公式(1)分别进行指数拟合，由拟合结果近似可得该组织等效聚乙烯膜对Am-241发射的不同能量γ射线的质量衰减系数μ/ρ。

S5.2、确定伤口深度d

选择Am-241发射的26.3keV和59.5keVγ射线计数率来确定伤口中污染物的埋藏深度。利用下式计算伤口中污染物的埋藏深度d：

N

N

ε

A，B：Am-241发射的26.3keV和59.5keVγ射线的分支比，分别取2.4％和35.8％。

S5.3、根据伤口面积计算伤口探测效率

采用蒙特卡罗虚拟刻度与实验方法刻度相结合的方法对探测器测量伤口中Am-241的探测效率进行计算。

采用蒙特卡洛的方法对伤口探测器和伤口的形态进行建模。当伤口面积相对于探测器粒子入射面积足够小时，可将伤口模拟为一个点源，伤口的深度由步骤S5.2中方法确定。当伤口面积较大时，采用面源模拟更适合。模拟面源尺寸数据可由实际测量伤口取值。实验刻度中对人体受伤部位的软组织可以采用有机玻璃或水材料体模模拟。

S5.4、污染伤口放射性活度计算

利用下式计算伤口中Am-241的活度

A：伤口中Am-241的活度值，单位为Bq；

N：探测器测量伤口中Am-241发射的59.5keV能量的γ射线的计数率，单位为s

a：Am-241发射的59.5keV能量的γ射线的分支比，在本实施例中a取值35.9％；

ε：探测器对伤口中Am-241发射的59.5keV能量的γ射线的探测效率，数据由步骤S5.3中方法确定。

通过上述实施例可以看出，本发明公开的一种穿刺伤导致伤口放射性污染处置判定方法，可以在工作人员伤口摄入放射性核素后，及时有效地对伤口摄入内照射剂量进行计算评估，并据此进行干预处置，进一步，能够对放射性核素滞留量进行测量与评估，有益于完善工作人员内照射测量与剂量评价体系，切实有效地保护工作人员健康。

本发明所述的方法并不限于具体实施方式中所述的实施例，本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新范围。