核医学是医学的一个分支，它使用未封装或未密封的放射性药物来诊断和治疗各种疾病。在核医学诊断和治疗过程中使用的放射性化合物是由一种用放射性核素标记的特定有机分子组成，这些放射性核素具有易获取、短半衰期、易挥发等特点[1-2]，其中131I、99Tcm和18F最为常用。在制备和操作放射性药物过程中，工作人员会受到电离辐射的内、外照射。因此，相对于其他医学放射工作者，核医学部门的工作人员可能处于更高水平的电离辐射照射中[3-4]。电离辐射是原子以电磁波或粒子形式所释放的一种能量流，它可能导致医疗放射工作人员罹患辐射诱发的癌症(例如皮肤癌、甲状腺癌、乳腺癌等)或其他非传染性疾病[5-10]。目前，我国对于核医学放射工作人员的个人剂量监测主要是通过热释光剂量计(TLD)等提供的外照射信息，并未开展常规内照射的监测及剂量评估，这很可能会低估核医学科放射工作人员的年有效剂量。

据中华医学会核医学分会每两年开展一次的全国核医学现状调查[11-12]，2020年从事核医学专业单位的数量为1 148个，较2002年增加了33%，从事核医学相关工作的人员从2002年的5 600人增长到2020年的12 578人。因此，迫切需要完善对核医学从业人员个人剂量的监测，辐射防控措施和职业健康监护仅基于外照射的测量是不足够的。因此，系统、全面地了解和认识核医学工作人员的内照射相关内容十分必要。本文就核医学工作人员内照射特点、监测方法及技术、剂量评估和应用软件四方面进行综述。

放射性核素通过吸入、食入、伤口等进入身体，随后在身体内转移、吸收、排泄出来[13]。放射性核素通常不均匀地、选择性地沉积在人体内，继续作为辐射源，在一段时间内持续照射，直至它们衰变完全或从体内排除。在核医学科，工作场所通常为非密封型，在药物的分装、注射等处理过程中，放射性核素易挥发至空气中，或是通过患者皮肤、汗液、唾液等排泄挥发至空气中，进而形成放射性气溶胶。因此，吸入性污染是核医学科工作人员的最主要放射性核素摄入方式。

内照射剂量估算具有其独有的特征，需要考虑众多参数，如摄入时间、照射类型(急性和慢性)、摄入途径(吸入、食入等)、放射性核素的物理和化学等特性(分子化合物的类型、颗粒大小、溶解度等)和他们在体内的生物动力学特征[14-15]。与外照剂量测定不同，外照剂量测定可以基于与有效剂量直接相关的防护实用量，而由放射性核素摄取所引起内照射剂量的评估则依赖于活度测量和后续建模。

没有物理技术可以直接测量内照射剂量，它是需要根据监测的数据推算出来。GBZ129-2016[16]明确指出，为估算放射性核素摄入量应采用全身或器官中放射性核素含量的直接测量、生物样品中放射性核素分析和空气采样分析三种监测方法。

全身或器官中放射性物质含量的体外直接测量技术，可用于发射特征X射线、γ射线、正电子和高能β粒子的放射性核素，也可用于一些发射特征X射线的α发射体。在进行体外直接测量前应进行人体表面去污，直至体表无放射性污染再开展体外直接测量。直接监测方法常使用的设备包括全身计数器和局部计数器。

(1) 全身计数器：全身计数器设备允许在低本底水平下进行个人内污染测量。一个设计良好的计数系统可以检测到γ发射体(>200 keV)的水平远远低于会对人体造成不良健康影响的水平。这些仪器之所以如此灵敏，通常至少部分屏蔽探测器或受试者，这种屏蔽可以将本底辐射降低几个数量级。闪烁探测器或半导体探测器放置在身体附近，探测器可以是单个或多个，可以是静止的或移动的[17]。受检者也可以有多种体位：坐着、躺着、站着。全身计数的优点是它可以直接测量人体内沉积的放射性活度，但由于人体自身的屏蔽作用，除特殊情况外，大多用于γ射线发射体，而且会将外部污染误认为内部污染。因此在进行全身计数器测量前，需要清除外部污染的干扰。有研究者通过全身计数器在核医学医务人员的甲状腺中测得了不同剂量的131I[9, 18-20]和99Tcm [21]。

(2) 局部计数器：对一些主要沉积于人体特定组织或器官的放射性核素，使用局部体外直接测量更为合理。例如131I主要沉积在甲状腺内，此时应使用131I甲状腺体外监测仪，而不宜采用全身测量。常用局部计数器有甲状腺剂量监测仪、便携式γ谱仪等。甲状腺剂量监测仪通常用于医院测定甲状腺中的放射性碘活性[22]。便携式γ谱仪，顾名思义就是体积较小、携带方便的γ谱仪，多适用于核应急事件[23-24]与现场测量[25]。目前，便携式γ谱仪的探头主要为碘化钠[NaI(Tl)]和高纯锗(HPGe)两类[26]。NaI(Tl) γ谱仪的探测效率较高而能量分辨率低，HPGe γ谱仪的能量分辨率高而探测效率低[27-28]。研究者多通过便携式伽马谱仪检测核医学工作人员甲状腺131I的活度[29-30]。

生物样品监测即为体外排泄物的监测，包括尿液、粪便、血液、呼出气、汗液、唾液等。对于不发射γ射线或只发射低能光子的放射性核素，排泄物监测可能是唯一合适的监测技术，因为人体的自屏蔽作用使得它们不能从体外检测到。对于发射高能β、γ射线的辐射体，排泄物分析也是常用的监测技术。但排泄物监测计划一般只包括尿液分析，因为它是人体最主要的放射性核素排泄途径之一，而且样本采集简单且无侵袭性[31-32]。尿液测量一般是基于伽马能谱法，因为其不需要预处理。根据文献，核医学工作人员尿液样本中最常检测到的放射性核素有131I[33-35], 99Tcm [34, 36]和18F[37]。

在一些特殊调查中也可分析其他生物样品，例如可分析鼻腔分泌物或鼻拭样；怀疑有高水平污染时，可分析血样；在有14C、226Ra和228Th的内污染情况下，可采用呼出气活度监测技术；在极毒放射性核素(如超铀元素)污染伤口的情况下，应对已切除的组织样品进行制样和(或)原样测量。

在核医学中常使用的放射性核素具有易挥发的特殊物理性质。通过呼吸，放射性核素在核医学工作人员的呼吸道内沉积、转移和吸收。因此，可通过空气采样器采集核医学场所内的空气，检测其放射性活度，再依据工作人员呼吸速率、工作时间等推测出工作人员吸入放射性核素的活度。在最近的研究中，最常用的空气采集方法是基于主动式采样、被动式采样和在线监测。

(1) 主动式空气采样监测：主动式采样方法包括个人空气采样器(PAS)和固定空气采样器(SAS)。PAS用于收集职业吸入空气的代表性样本，采样头应处于呼吸带内，采样速率最好能代表职业人员的典型吸气速率(0.83 m3/h)，以便估算个人放射性核素的摄入量[14]，但其依从性较差。要用PAS监测数据进行内照射剂量估算时，应测定吸入粒子大小的分布，在没有关于粒子大小的专门资料的情况下，可假定活度中值空气动力学直径(AMAD)为5 μm。对于在空气中易于扩散的化合物，SAS监测工作场所空气的数据可对吸入量给出较合理的估计。研究人员需在地面以上约1.5 m处收集空气样本，以模拟呼吸区[20, 36, 38]，再设置代表工作人员呼吸速率的采样速率采集空气，进而才能估算工作人员吸入的放射性活度。但对于其他物质，如再悬浮颗粒，一般不要用SAS测量结果进行个人剂量估算。在缺乏个人监测资料时，可利用PAS和SAS测量结果的比值来解释SAS的测量结果。当利用SAS的测量结果估算个人剂量时，应仔细评价照射条件及工作实践。根据空气样品的测量结果估算摄入量会有很大不确定度。

(2) 被动式空气采样监测：被动式采样则是基于室内空气中131I沉积到医用活性炭上[39]。取材便宜、易于处理，无噪声，采样时不干扰、不需要电流。医用活性炭片具有空隙结构发达、比表面积大、吸附能力强、机械强度高、化学稳定性能好、经久耐用等优点，是131I捕获的优良材料，但使用此种采样方法的研究较少。Mróz等[39]测试了不同的医用活性炭制备方法(干燥、KI或NaOH浸渍)对其吸附效率的影响。与主动式空气采样方法相比，被动式采样方法的放射性核素吸附效率较低[1]。

(3) 在线空气采样监测：在线空气采样系统可用于监测特定的放射性核素，如131I[40]、18F[41-42]和223Ra[43]。在线空气采样比主动式和被动式采样有许多优点。样本收集和测量步骤是一起执行的，该系统可以通过笔记本电脑甚至智能手机进行管理。易于操作、可长时间运行，可以准确地进行短半衰期发射体的测定。因此，在线监测系统可以提供有关放射性核素活度波动和峰值活动的实时信息[1]。

放射性核素的摄入量通过直接或间接测量方法(生物样品监测和空气监测)来确定。在许多情况下，直接测量法比间接测量法拥有明显的优势，它提供了直接测量特定器官中放射性的能力，数据采集和分析迅速，结果几乎可以立即得到。相比之下，间接方法通常涉及较长的处理过程，通常需要几天的化学程序。此外，直接方法避免了处理可能非常令人不快的生物材料(如排泄物)的需要。然而，直接方法也有一些缺点，如不能检测弱贯穿辐射等。从数据解释准确性和可靠性角度比较，直接检测优于生物样品检测，生物样品检测又优于空气采样检测[28]。内照射检测方法比较详见表 1。

根据上述监测方案收集到的数据对内部剂量进行评估主要分为两个步骤(图 1)[46]：首先，应用参考生物动力学模型从监测数据中估算摄入量；然后，用估计的摄入量乘以相应的剂量系数来计算剂量。

估算内照射剂量首先应考虑摄入的放射性核素在体内的动态行为。放射性核素的摄入、吸收、转移和分配、消除和排泄一般被描述为放射性核素在人体的生物动力学。国际放射防护委员会(ICRP)用生物动力学模型描述放射性核素的分布，包括消化道模型、呼吸道模型、伤口模型和结合放射性核素的通用生物动力学模型[47-48]。目前，对于皮肤污染，ICRP还没有专门的模型。模型使用分区方法，将主体划分为几个活动池，放射性核素在这些活动池之间转移，每个池具有统一的动力学行为。放射性核素的行为取决于诸多因素，例如其化学形式，摄入途径，气溶胶大小等。这些模型的解提供了在不同参数下的预测：随时间的推移，器官或整个体内放射性核素滞留活度(滞留函数)；尿或粪便中放射性核素活度的排泄率(排泄函数)。滞留函数和排泄函数用于解释监测结果，根据测量值估算进入人体的原始放射性活度。

原子核的物理性质决定了不同原子核衰变后发射不同的辐射类型、能量和发射概率。放射性核素在不同的器官和组织中分布不均，并传递不同的能量，器官表现出不同程度的辐射敏感性。使用人体参考数字体模[49]和用于辐射传输模拟的蒙特卡罗方法，可以在考虑不同类型辐射的加权因子的情况下计算源区域中每次衰变在目标组织中的能量沉积，即为辐射加权S系数(Sv/Bq)。生物动力学模型给出了在源器官中将发生的衰变次数，并通过与适当的S系数相乘，即可估算在任何目标器官中的吸收剂量。通过将所有源器官的贡献相加，可以计算出沉积在目标器官中的总能量，从而计算出器官的待积当量剂量。最后，通过将所有目标器官的平均性别待积当量剂量与相应的组织权重因子相乘，即可得出待积有效剂量。

按GBZ 129-2016[16]推荐的方法内照射剂量用下式计算:

式中，E(τ)为待积有效剂量，Sv；Ijp为j类核素通过p类途径摄入的摄入量，Bq；ejp(τ)为j类核素通过p类途径的剂量系数(单位摄入量的待积有效剂量)，Sv/Bq。

按ICRP新的建议，采用单位含量函数的剂量(dose per content function)方法进行剂量估算[50]。对职业人员，如果采用常规个人监测方法的一次测量结果为M，可以不再估算摄入量，通过公式(2)估算待积有效剂量：

式中，Mj为体内污染核素j的个人监测值，Bq；Zj(t)为摄入后t时刻的单位内照射个人监测值的待积有效剂量，Sv/Bq。Zj(t) 可从2015年开始的ICRP放射性核素的职业摄入(OIR)5个系列出版物中获取，到目前已发布了4个出版物[13, 50-52]，还有一个出版物待发布。

内部剂量测定依赖于模型，而生物动力学模型是复杂的生物和生理过程粗略的数学近似[46-47]。个体间和个体内的生物可变性导致模型输出的不确定性。生物动力学模型中不确定性的主要来源与模型结构的充分性和用于评估模型参数的源数据的可靠性有关[46]。剂量学模型中的主要不确定来源与不均匀的活度分布和对辐射敏感细胞位置的简化假设有关(对于高LET辐射和中空性器官尤为重要)[46]。ICRP参考模型的参数值是从一系列人类和动物研究中建立和选择的[47]。从参考评估转为更个体化的评估时，应考虑不确定性。

在已知放射性核素摄入活度、摄入途径和放射性核素种类的情况下，可按上述介绍的方法和步骤计算体内组织或器官的辐射剂量。为加快计算速度，可以用计算机代码编程实现。下面介绍几种职业内照射剂量估算的计算机程序：

1989年编制了内照射剂量估算软件INDO[53]，此款软件是基于与ICRP第30号和54号出版物的模型和参数。它包括一个存有44种放射性元素、64种放射性核素的参考人的代谢参数与剂量学参数。中国辐射防护研究院在2003年利用VC++开发工具将INDO升级为INDO 2000[54]。INDO 2000保留了INDO原有功能的基础上，融合了ICRP第56、66、67、68、69、7l、78号等一系列出版物的新模型和参数。INDO 2000可以在数秒内将任一时间、任一种个人内照射监测方法的测定量换算为摄入量和有效剂量。它适用于不同核素、不同化合物类型、不同AMAD的气溶胶粒子和不同摄入途径(食入、吸入、直接入血)。还可以给出摄入后任意时刻全身、各器官或组织以及尿、粪排泄物的摄入滞留分数和摄入排泄分数，并可推测摄入后任意时刻的全身、各器官或组织以及尿、粪排泄物的核素含量。

涂彧团队2014年应用Visual Basic 6.0编制软件IDRASNRI[55]。依据“IAEA-TECDOC-1162”和“放射性核素摄入量及内照射剂量估算规范(GB/T16148-2009)”中的公式估算公众和职业人员的放射性核素摄入量，并参照ICRP 56、68、71、103号报告等，确定相关信息参数的缺省值。IDRASNRI涵盖数百种放射性核素，针对吸入与食入模式下对不同年龄组公众和职业人员的内照射有效剂量进行快速估算，只要输入关心的放射性核素和空气中的浓度或食物中的浓度，即可得出累积内照射有效剂量数值。

张良安团队于2008年采用MS Visual Basic 6.0语言编制了内照射剂量估算软件NZJR[56]。NZJR是基于国家标准GBZ 129-2016，ICRP、国际原子能机构购(IAEA)和联合国原子辐射效应科学委员会(UNSCEAR)等国际组织和美国核管局、美国核医学会内照射剂量委员会等新近建议的方法和参数，主要由5大部分组成：核突发事件内剂量估算、职业内剂量估算、特殊监测内剂量估算、食入和饮水内剂量估算、核医学内剂量估算。职业内剂量估算模块包括体外监测、排泄物监测和空气监测。

研制并免费分发MONDAL2软件[57]。该软件可在微软95、98、2000、XP等系统上运行。该程序所占内存很小，仅为23 MB，是一个用户友好的工具。

AIDE[58]用于计算职业性暴露造成的内照射剂量，可以通过测定的数据进行摄入量和剂量的估计。它经过了几十年的不断开发和试验，已多次被应用于事故中，如1987年哥亚尼亚事故期间因137Cs摄取而产生的剂量估计。自1996年开始，它还被用于ICRP特别工作组的质量保证程序。该软件包括3个基本部分：活度和内部剂量计算、生物测定数据解释和模型编辑。

此外，还有卡尔斯鲁厄研究中心开发的IDEA[59]，1997年英国核能集团、西湖研究所和英国健康保护署合作开发的IMBA[60]，美国能源部于2001、2004和2005年在IMBA模块基础上相继开发的IMBA ExpertTM版本，以及IMBA Professional和IMBA Professional Plus[61]等。这些程序软件用户界面友好、处理速度快，功能强大，为使用者内部剂量计算提供了很大的方便。

2009年底，我国建立国家放射工作人员个人监测中央数据库，外照射个人监测覆盖率稳步提高[62-63]，截至2019年底，该数据库覆盖放射工作用人单位数量43 413家，监测人数达395 040人[64]。相比之下，我国内照射监测工作在大部分省市尚未得到有效开展。在考虑到实际和经济因素的情况下，我国应全面开展核医学内照射监测与剂量估算的研究工作，适当发展和验证内照射剂量计算评估软件，建立内照射个人剂量监测系统。扩大和升级有关核医学工作人员内照射暴露的平均年剂量和时间趋势有限信息，从而提出具有针对性和操作性的防控措施。

利益冲突  所有作者声明不存在利益冲突

作者贡献声明  刘玉连负责论文的设计、撰写和修改；张文艺负责指导、审阅并提出修改建议