核与辐射事故中受照人员的剂量估算201110
核及辐射事故内照射剂量快速估算的计算机系统的研制
摘要随着放射性物质和辐射源应用的日益广泛，核和辐射的突发事件也可能发生。
当发生这类突发事件时，为了能对突发事件中的辐射受照人员进行合理的医学应急救治以及对这类突发事件后果进行综合评价，受照人员受照剂量的准确、快速估算工作是十分必要的。
内照射剂量估算是这类突发事件中剂量估算工作的一个重要组成部分；另一方面，由于内照射是核素进入人体后造成的照射，因而具有其自己的特殊性和复杂性。
尤其在核和辐射突发事件情况下，由于对受照的具体细节很可能不是十分清楚，因此要进行十分精确的受照剂量估算是非常困难的。
本研究工作基于内照射个人剂量监测数据以及核和辐射突发事件的现场监测数据，采用了目前国际上公认的、国际放射防护委员会（ＩｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌＣｏｍｍｉｓｓｉｏｎｏｆＲａｄｉｏｌｏｇｉｃａｌＰｒｏｔｅｃｔｉｏｎ，ＩＣＲＰ）推荐使用的剂量系数方法和一些相关的经验公式，研制成功了一套用于核和辐射突发事件内照射剂量估算的计算机软件系统，从而实现了核和辐射突发事件内照射剂量的快速估算和评价，填补了国内在这一方面的空缺。
程序设计是在ＭｉｃｒｏｓｏｆｔＷｉｎｄｏｗｓ操作系统下，采用了面向对象的编程以及结构化程序设计等技术，应用可视化的高级程序设计语言ＶｉｓｕａｌＢＡＳＩＣ编制完成的。
本计算系统主要包括三大计算模块：①核和辐射突发事件内照射剂量估算模块；②个人剂量监钡４模块；③摄入量已知情况下的内照射剂量估算模块。
所使用的基本数据资料取自于ＩＣＲＰ的第７２号和第７８号出版物。
本计算系统用户界面友好，易于使用和维护，尤其适用于非专业人士。
关键词：核和辐射突发事件；内照射；摄入量：剂量ＡＢＳＴＲＡＣＴＷｉｔｈｍｏｒｅａｎｄｍｏｒｅｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅｍａｔｅｒｉａｌｓａｎｄｒａｄｉａｔｉｏｎｓｏｕｒｃｅｓｂｅｉｎｇｕｓｅｄｉｎＯｃｃｕｒ．Ｗｈｅｎａｃｃｉｄｅｎｔｓｏｃｃｕｒ，ｉｔｉｓｏｕｒｈｕｍａｎａｃｔｉｖｉｔｉｅｓ，ｒａｄｉａｔｉｏｎａｃｃｉｄｅｎｔｓｍａｙａｎｄｎｅｃｅｓｓａｒｙｔｏｄｏｉｍｍｅｄｉａｔｅｄｏｓｅｒｅｃｏｎｓｔｒｕｃｔｉｏｎ．ｗｈｉｃｈｉｓｔｈｅｂａｓｅｏｆｍｅｄｉｃａｌｃｕｒｅａｃｃｉｄｅｎｔｃｏｎｓｅｑｕｅｎｃｅｓａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ．Ｉｎｔｅｒｎａｌｄｏｓｅａｓｓｅｓｓｍｅｎｔｉｓａｎｉｍｐｏｒｔａｎｔｐａｒｔｉｎｄｏｓｅｒｅｃｏｎｓｔｒｕｃｔｉｏｎ．Ｔｈｅｐｏｐｕｌａｔｉｏｎｍａｙｂｅｅｘｐｏｓｅｔｏｉｎｔｅｒｎａｌｒａｄｉａｔｉｏｎｉｎｔｈｅａｃｃｉｄｅｎｔｓ．Ｔｈｅｒａｄｉｏｎｕｃｌｉｄｅｓａｒｅｕｓｕａｌｌｙｔｒａｎｓｆｅｒｒｅｄｉｎｔｏｔｈｅｈｕｍａｎｂｏｄｙｂｙｉｎｈａｌａｔｉｏｎ，ｉｎｇｅｓｔｉｏｎ，ａｎｄ／ｏｒｉｎｊｅｃｔｉｏｎ．Ｂｅｉｎｇｉｔｓｎａｔｉｖｅｐａｒｔｉｃｕｌａｒｉｔｙａｎｄｃｏｍｐｌｅｘｉｔｙ，ｔｈｅｉｎｔｅｒｎａｌｄｏｓｅｅｓｔｉｍａｔｉｏｎｉｓｖｅｒｙｄｉｆｆｉｃｕｌｔ，ｅｓｐｅｃｉａｌｌｙｉｎｒａｄｉａｔｉｏｎａｃｃｉｄｅｎｔ．Ｂａｓｅｄｏｎｔｈｅｄａｔａｏｆｐｅｒｓｏｎａｌｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇｏｎｉｎｔｅｒｎａｌｒａｄｉａｔｉｏｎａｎｄｆｉｅｌｄａｎｄｒａｄｉａｔｉｏｎａｃｃｉｄｅｎｔｓ，ａｃｏｍｐｕｔｅｒｓｙｓｔｅｍｏｆｉｎｔｅｒｎａｌｄｏｓｅｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇｏｆｎｕｃｌｅａｒｅｓｔｉｍａｔｉｏｎＷａｓｄｅｖｅｌｏｐｅｄｂｙｍｅａｎｓｏｆｄｏｓｅｃｏｅｆｆｉｃｉｅｎｔｍｅｔｈｏｄｒｅｃｏｍｍｅｎｄｅｄｂｙＩＣＲＰａｎｄｓｏｍｅｅｍｐｉｒｉｃａｌｅｑｕａｔｉｏｎｓｏｆｉｎｔｅｒｎａｌｄｏｓｅｅｓｔｉｍａｔｉｏｎ．ＴｈｅｓｙｓｔｅｍｃａｒｌｂｅｕｓｅｄｆｏｒｉｍｍｅｄｉａｔｅａｎｄｒｅｌｉａｂｌｅｉｎｔｅｍａｌｄｏｓｅａｓｓｅｓｓｍｅｎｔｗｈｅｎｎｕｃｌｅａｒａｎｄｒａｄｉａｔｉｏｎａｃｃｉｄｅｎｔｓＯＣＣｕｒ．Ｂｙｍｅａｎｓｏｆｏｂｊｅｃｔ－ｏｒｉｅｎｔｅｄｐｒｏｇｒａｍｍｉｎｇａｎｄｓｔｒｕｃｔｕｒｅｄｐｒｏｇｒａｍｍｉｎｇｔｅｃｈｎｉｑｕｅｓ，ｔｈｅｐｒｏｇｒａｍｓｏｆｔｈｉｓｓｙｓｔｅｍｗｅｒｅｄｅｓｉｇｎｅｄｕｓｉｎｇＭｉｃｒｏｓｏＲＶｉＳＵａｌＢＡＳＩＣ．Ｔｈｉｓｓｙｓｔｅｍｉｓｃｏｍｐｒｉｓｅｄｏｆｔｈｒｅｅｍａｉｎｐａｒｔｓ：（１）ｔｈｅｍｏｄｕｌｅｏｆｉｎｔｅｍａｌｄｏｓｅａｓｓｅｓｓｍｅｎｔｉｎｎｕｃｌｅａｒａｎｄｒａｄｉａｔｉｏｎａｃｃｉｄｅｎｔｓ，（２）ｔｈｅｍｏｄｕｌｅｏｆｐｅｒｓｏｎａｌｄｏｓｅｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ，ａｎｄ（３）ｔｈｅｍｏｄｕｌｅｏｆｉｎｔｅｒｎａｌｄｏｓｅａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ谢ｔｌｌｔｈｅｉｎｔａｋｅｓ．ＴｈｅｄｏｓｉｍｅｔｒｉｅｄａｔａａｄｏｐｔｅｄｉｎｔｈｉｓｓｙｓｔｅｍａｒｅｆｒｏｍＩＣＲＰＰｕｂｌｉｃａｔｉｏｎｓ７２ａｎｄ７８．Ｔｈｉｓｓｙｓｔｅｍｈａｓｆｒｉｅｎｄｌｙｕｓｅｒ－ｉｎｔｅｒｆａｃｅｓａｎｄｓｕｉｔａｂｌｅｔｏｎｏｎ－ｓｐｅｃｉａｌｉｓｔｓ．Ｉｔｓｏｐｅｒａｔｉｏｎａｎｄｍａｉｎｔｅｎａｎｃｅａｒｅｖｅｒｙｅａｓｙ．Ｋｅｙｗｏｒｄ：ｎｕｃｌｅａｒａｎｄｒａｄｉａｔｉｏｎａｃｃｉｄｅｎｔｓ；ｉｎｔｅｒｎａｌｅｘｐｏｓｕｒｅ；ｉｎｔａｋｅ；ｄｏｓｅ２中国协和医科大学・中国医学科学院硕士研究生学位论文１前言原子能技术的开发和利用，在科学技术的发展史上具有划时代的意义。
核设施正常运行和事故期间公众受照剂量监测与评价规范
核设施正常运行和事故期间公众受照剂量监测与评价规范【发文字号】卫监发（1991）第53号【发布部门】卫生部(已撤销)【公布日期】1992.03.15【实施日期】1992.03.15【时效性】失效【效力级别】部门规章核设施正常运行和事故期间公众受照剂量监测与评价规范（卫监发（1991）第53号１９９２年３月１５日卫生部）１．总则２．监测内容与方法为估算和评价核设施运行对周围公众可能造成的现有的和潜在的辐射照射及其对健康的影响，必须对公众的生活环境和人群健康进行监测和调查，其内容包括公众受照剂量监测与人群健康调查两个部分。
公众受照剂量监测一般分选址期、运行前、运行期、核事故期间和退役后五个阶段。
为便于选择理想的核设施场址，尽量避免或减少正常排放与核事故释放对周围公众的辐射影响，选址期必须搜集或调查下列内容：３２２６９０１３７总β、Ｕ、Ｔｈ、Ｒａ及Ｓｒ、Ｃｓ等核素的比活度。
为估算与评价公众受照剂量、判断公众生活环境中放射性污染程度与趋势提供比较背景值，以及为获得有关关键核素、关键途径和关键人群组的资料，必须在核设施运行前一年完成本项调查，其内容如下：为评价公众受照剂量，一般监测关键人群组的受照剂量即可，其监测内容应根据核设施性质及当地居民饮食习惯等因素综合而定，并应能满足受照剂量估算的需要，一般应监测表１所列内容。
表１核设施运行期间为评价公众受照剂量所需的监测内容运行初期，监测对象数，分析测量项目，取样频度及分析测量频度应适当增加，在取得足够的运行经验和监测数据，经评价证明核设施运行对公众造成的辐射是在规定限值以下，且很小时，可酌情减少。
核事故时的应急监测必须灵活，快速和高效，以便对公众的受照剂量能迅速作出估计，其监测一般分早期、中期和晚期三个阶段，监测重点为关键居民组。
早期指开始发现有可能使厂区外的公众受照射时起直到放射性物质事故释放开始后的最初几小时，其主要危险来自烟羽及其沉积到地面、皮肤、衣服上的放射性核素所致的外照射和吸入所致的内照射。
核和辐射计量估算
核和辐射计量估算
核和辐射计量估算是通过测量和计算来估算核辐射的剂量。
核辐射计量估算可以使用以下方法进行：
1. 测量辐射剂量率：使用辐射计仪测量辐射场中的辐射剂量率。
这可以提供一种实时的、直接的估算方法。
2. 测量辐射源与人体之间的距离：通过测量辐射源与被辐射人体之间的距离来估算辐射剂量。
距离越远，辐射剂量越小。
3. 使用剂量率测量来估算剂量：测量特定时间内的剂量率，并根据测量结果和暴露时间来估算总剂量。
4. 使用生物指示器来估算剂量：某些生物可以作为辐射剂量的指示器。
通过监测这些生物体内的辐射剂量，可以估算人体暴露于辐射中的剂量。
5. 利用数学模型进行计算：根据特定条件下的辐射源特性和人体暴露情况，可以使用数学模型进行计算来估算辐射剂量。
需要注意的是，核和辐射计量估算是一种估算方法，其结果可能存在一定的误差。
因此，在核事故或辐射事故等紧急情况下，应当及时采取保护措施，并及时请专业人士进行真实的辐射剂量测量。
核与放射突发事件受照人员辐射剂量估算
丢失放射源事故
1978年5月5日，阿尔及利亚，192Ir工业探伤 源丢失，38天后找到。1人死亡，4人骨髓剂量10 ～14Gy。
1987年巴西137Cs放疗机源毁损。大面积污染 。查出249人受照，121人体内污染，54人住院治 疗。12人2.7～7.0Gy,4人死亡。
信息的收集
事故发生详情(时间，地点 ） 辐射源（类型，剂量，距离，时间，屏蔽 ） 照射途径 放射性物质 已发生的损伤 放射性污染以外的其他医学问题 已作过的测量（空气，表面，剂量） 其他有害物质（生物，化学） 是否作过处理？
外照射
剂量估计
外照射的个人监测
常规剂量计 0.0110Gy 剂量率依赖性好，不确定度<25%
1958年12月美国Los Alamos钚回收工厂。3人 受照，中子加γ射线剂量，1人达45Gy，另2人1.3 和0.35Gy。
重大辐射事故
IAEA统计
1951～2000：127起（92起由辐射源引起，其他由 辐射装置引起），涉及36个国家，明显过量照射 610人，死亡107人
中国大陆地区
1988～1998：329起，250起（76%）为 源丢失事 故，235枚源未找回。人员受照事故307起，834人 受照
核与放射突发事件 受照人员辐射剂量估算
常见的辐射源和(或)设施及照射方式
组别
源和(或)设施
外照射 内外污染
I 核临界装置
+
+
反应堆
+
+
核燃料转换、富集、元件生产
+
+
放射性同位素生产、加工
+
+
核燃料后处理厂
辐射剂量单位与剂量计算
低剂量率照射剂量
计算
在低剂量率照射下，需考虑生物 组织的修复能力等因素，对剂量 进行修正。
混合照射剂量计算
对于同时受到多种射线照射的情 况，需分别计算各种射线的剂量， 然后进行叠加。
04
辐射剂量测量技术
测量仪器与原理
辐射剂ห้องสมุดไป่ตู้测量仪器
包括电离室、闪烁计数器、半导 体探测器等，用于测量不同类型 和能量的辐射。
是照射量的新单位，现已取代伦琴。1 R = 2.58 × 10^-4 C/kg。
当量剂量单位
西弗（Sievert，Sv）
是国际单位制中当量剂量的单位，表示每千克人体组织吸收1焦耳的辐射能量所产生的生物效应。
雷姆（Rem）
是当量剂量的旧单位，现已被西弗取代。1 Sv = 100 rem。
03
辐射剂量计算方法
02
辐射剂量是评估辐射对人体和环 境影响的重要参数，也是制定辐 射防护标准的基础。
辐射剂量与生物效应关系
辐射剂量与生物效应之间存在复杂的 关系，不同类型和能量的辐射对生物 体产生的效应不同。
低剂量辐射可能引发随机性效应，如 基因突变和癌症，而高剂量辐射则可 能导致确定性效应，如组织损伤和死 亡。
辐射剂量单位体系
01
国际单位制（SI）中，辐射剂量的基本单位是焦耳每千克 （J/kg），常用于描述吸收剂量。
02
常用的辐射剂量单位还有拉德（rad）和格雷（Gy），其中 1 Gy等于1 J/kg。
03
在医学领域，常用毫戈瑞（mGy）和微戈瑞（μGy）来描述 较低的辐射剂量。
02
辐射剂量单位详解
吸收剂量单位
戈瑞（Gray，Gy）
测量原理
基于辐射与物质相互作用产生的 各种效应，如电离、激发、散射 等，通过测量这些效应来推算辐 射剂量。
核和放射事故医学应急常用计算机剂量估算方法
(二）应急中主要涉及的剂量学量
1、限制应急工作人员受照的指导值
Hp(10)
E
ADT
IAEA Safety Standards, No. GSR Part 7, Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency,2015
2、为避免或尽可能减少严重确定性效应，在任何情况下应开展防护行动和其他响
应行动的短期内接受剂量的通用标准
ADred marrow ADfetus ADtissue Adskin
AD(Δ)red marrow AD(Δ)thyroid
AD(Δ)lung
AD(Δ)colon AD(Δ′)fetus
3、为减少随机效应风险，应开展防护行动和其他响应行动的短期内接受剂量的
3、急事故剂量估算中依据的国际标准
(1) ICRP 107 Nuclear Decay Data for Dosimetric Calculations, Ann. ICRP 38(3),2008 (2) ICRP，Conversion Coefficients for Radiological Protection Quantities for External Radiation Exposures. ICRP Publication 116. 2010 (3) ICRP，Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection against External Radiation，ICRP Publication 74. 1996 (4) ISO 15382 Radiological protection — Procedures for monitoring the dose to the lens of the eye, the skin and the extremities，2015 (5) ISO 27048， Radiation protection — Dose assessment for the monitoring of workers for internal radiation exposure，2011 (6) ICRP 78 publication，Individual Monitoring for Internal Exposure of Workers, Ann. ICRP 27(3-4), 1997 (7) IAEA Safety Reports Series. 37(2004)，Methods for Assessing Occupational Radiation Doses Due to Intakes of Radionuclides (8) IAEA Ssfety Standards Series No. RS-G-1.2(1999), Assessment of Occupational Exposure Due to Intakes of Radionuclides (9) IAEA Safety Standards, No. GSR Part 7, Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency,2015 (10) IAEA Safety Standards, No. GSR Part 3, Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards,2014
核与辐射事故中局部受照剂量估算方法分析
专 栏收稿日期：2020-11-26lines[J].Cell Death Dis,2013,4(3):e544.李九龙,刘林,张湘,等.hsa-miR-150-5p的生物信息学分析[J].检验医学与临床,2020,17(13):1805-1810. H u a n g S ,C h e n Y ,W u W ,e t a l.M i r -150promotes human breast cancer growth and malignant behavior by targeting the proapoptotic purinergic p2x7receptor[J].PLOS One,2013,8(12):e80707Weng T,Mishra A,Guo Y,et al.Regulation of lung surfactant secretion by microRNA 150[J].Biochen Biophys Res Commun,2012,422(4):586-589.Lu X,Lane DP.Differential induction of transcriptionally active p53 following UV or ionizing radiation:defects in chromosome instability syndromes[J].Cell,1993,75(4):765-778.刘佳,高刚,吴世凯,等.放射治疗对乳腺癌患者血浆中microRNAs表达的影响[J].中华放射医学与防护杂志,2016,36(4):260-263.Taylor WR,Stark GR.Regulation of the G2/M transition by p53[J].Oncogene,2001,20(15):1803-1815.[21][22][23][24][25][26]relation to lymphocyte subsets in patients with gastrointestinal tract cancer[J].Int J Biol Markers,2000,15(1):22-25.Gumilire B,Gulina K.The immune research progression of regulatory T cells and gynecology malignant tumor[J].Oncol Prog,2011,9(2):172-176.Decensi A,Costa A.Recent advances in cancer chemoprevention,with emphasis on breast and colorectal cancer[J].Eur J Cancer,2000,36(6):694-709.任涛,谭榜宪,柳弥,等.放疗联合尼莫司汀同期化疗脑转移瘤疗效与T淋巴细胞亚群变化的关系[J].肿瘤学杂志,2010,16(9):725-728.魏静,杨巍,孙婷,等.miR-210敲低联合放疗对裸鼠移植人肝癌的抑瘤效应[J].辐射研究与辐射工艺学报,2013,31(4):19-25.Jung KO,Youn H,Lee CH,et al.Visualization of Exosome-Mediated miR-210 Transfer From Hypoxic Tumor Cells[J].Oncotarget,2017,8(6):9899-9910.Grosso S,Doyen J,Parks SK,et al.MiR-210 promotes a hypoxic phenotype and increases radioresistance in human lung cancer cell[15][16][17][18][19][20]*基金项目：国家自然科学基金(31570852)“STAT3调控caveolin-1介导的抗早衰在肿瘤辐射抗性中的作用及机制研究”；国家自然科学基金(31570854)“电离辐射诱导的CSCs生成在肺腺癌辐射抗性中的作用及其调控机制研究”；北京市自然科学基金(7202139)“褪黑素调控UVB介导的黑素细胞早衰及黑色素合成的调节机制研究”；中国疾控中心辐射安全所青年科学研究所长基金(2020-04)“辐射应答分子γ-H2AX蛋白表达变化评估局部受照剂量探索研究”①中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所 辐射防护与核应急中国疾病预防控制中心重点实验室 北京 100088 作者简介：高玲，女，(1978- )，博士，研究员，从事辐射损伤效应研究工作。
GBZT151-2002放射事故个人外照射剂量估算原则
GBZ/T 151-2002 放射事故个人外照射剂量估算原则前言根据《中华人民共和国职业病防治法》制定本标准。
原标准GB/T16135-1995与本标准不一致的，以本标准为准。
本标准的附录A、附录B、附录C和附录D是资料性附录。
本标准由中华人民共和国卫生部提出并归口。
本标准起草人:李开宝、赵招罗本标准起草单位:中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所。
本标准由中华人民共和国卫生部负责解释。
放射事故个人外照射剂量估算原则Principles of estimate on personal dose from external exposure in radiation accidentGBZ/T 151-20021 范围本标准规定了放射事故中个人外照射剂量估计的一般原则和基木要求。
本标准适用于光子、中子辐射外照射事故。
本标准不适用于β辐射事故。
2 规范性引用文件下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。
凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修改版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用文件的最新版本。
凡不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。
GBZ104 外照射急性放射病诊断标准GBZ113 电离辐射事故干预水平及医学处理原则GBZ/T144 用于光子外照射放射防护的剂量转换系数3 术语和定义下列术语和定义适用于本标准。
3.1 事故照射accident exposure在事故情况下受到的非自愿的、意外照射。
3.2 外照射external exposure体外辐射源对人体的照射。
3.3 一次急性照射sjngle acute exposure在短时间内受到的一次性大剂量照射。
3.4 分次照射fractionated exposure在较长时间内受到多次、间歇性照射。
3.5 延时照射protracted exposure在长时期内受到的低剂量率连续或间断性照射。
核泄漏事故的辐射剂量测量与计算
核泄漏事故的辐射剂量测量与计算核泄漏事故是指核能设施中发生的意外情况，导致核物质泄漏或释放到环境中。
在这样的情况下，核辐射剂量的测量和计算是非常重要的，旨在评估对人体和环境的潜在风险。
本文将探讨核泄漏事故的辐射剂量测量与计算方法，以及其在事故响应和应急计划中的重要性。
1. 辐射剂量测量方法核泄漏事故的辐射剂量测量是通过使用辐射剂量测量仪器来完成的。
这些仪器能够测量辐射源周围的辐射水平，并将其转换为可读数值。
最常用的辐射剂量测量仪器包括GM计数器、电离室、闪烁体探测器等。
2. 辐射剂量计算方法辐射剂量计算是根据核泄漏事故的辐射源特性和环境条件进行的。
常用的计算方法包括等效剂量率计算、有效剂量计算和剂量比率计算。
这些计算方法基于辐射对人体内部器官的吸收、能量沉积和辐射散射等因素。
3. 环境监测核泄漏事故发生后，环境监测是非常重要的。
通过在事故现场周围的环境中设置监测点，可以及时测量空气、水、土壤和食物等介质中的辐射水平。
监测结果可以用来评估辐射范围和潜在的辐射风险。
4. 人体剂量测量在核泄漏事故中，人体剂量测量是评估个人暴露于辐射的重要手段。
通过对参与事故核能工作者、救援人员和受污染地区居民等进行人体剂量测量，可以有效评估他们潜在的健康风险，并采取必要的保护措施。
5. 风险评估核泄漏事故的辐射剂量测量和计算是风险评估的关键步骤。
通过获得准确的剂量数据，可以对事故的潜在影响进行评估，并制定相应的行动计划。
风险评估还可以帮助决策者做出正确的决策，以最大程度地减少辐射对人体和环境的伤害。
6. 应急响应计划核泄漏事故的辐射剂量测量和计算也是应急响应计划的重要组成部分。
在核事故发生后，及时、准确地测量和计算辐射剂量可以帮助决策者制定响应策略，并及时采取适当的保护和应急措施。
应急响应计划还应包括迅速通报、疏散、雇佣和培训人员等方面的内容。
通过对核泄漏事故的辐射剂量测量与计算方法进行了解，我们可以更好地应对核能设施意外情况。
辐射受照人员的外照射剂量估算
17%；距离源再远时，两者之比基本不变。
物理剂量的表达
在放疗和放射事故剂量诊断中的应用
在60Co深部治疗的双侧上、下半身照射及全 身淋巴照射29例肿瘤病人中，干细胞剂量与临 床表现符合良好，与染色体畸变分析的生物剂 量和临床综合判断剂量具有可比性。
和方法计算体模中任一点处的剂量，确定人 体内详细剂量分布。
大射野大深度照射情况下TAR值的实验 测定和计算。
物理剂量的计算
• 红骨髓分布对干细胞剂量计算的影响 红骨髓剂量：放射源靠近人体时，由不
同资料算得结果相差很大；在放射源离开人 体50cm以远时，由四种红骨髓分布资料算得 结果差别小于10%。
干细胞剂量方法用于估算国内发生的11起重 大或较大的60Co、137Cs和192Ir源事故中50多例 受照人员剂量，结果比较满意，其剂量值与临 床综合判断和染色体畸变分析的结果一致。
物理剂量的计算
• 人体模型的确定
采用德国GSF参考人模型(EVA)数据,只考 虑含有红骨髓躯干、肢体上端及头颈部。躯干 （包括手臂）及头颈部为椭圆柱体，左右肺均 为半个椭圆球。将体模按人体解剖位置沿轴线 等分为17层，再将各层划分为5cm×5cm×5cm 的小立方体，整个体模共有396个立方体（其 中188个含有红骨髓）。
D—累积剂量，Gy；
.
D
—剂量率，Gy•min-1；
K—常数，对正常健康人 K=0.475,
对血细胞减少症病人K=0.237。
此式适用于100d内的照射。
• 即时发现即刻处理和报告 • 寻找客观判据 • 在辐射防护剂量范围内，应不出现低
估和过大的高估 • 有临床意义的剂量，应尽可能准确、
放射性物质事故个人外照射剂量估算原则
根据《中华⼈民共和国职业病防治法》制定本标准。
原标准GB/T16135-1995与本标准不⼀致的，以本标准为准。
本标准的附录A、附录B、附录C和附录D是资料性附录。
本标准由中华⼈民共和国卫⽣部提出并归⼝。
本标准起草⼈:李开宝、赵招罗 本标准起草单位:中国疾病预防控制中⼼辐射防护与核安全医学所。
本标准由中华⼈民共和国卫⽣部负责解释。
放射事故个⼈外照射剂量估算原则 Principles of estimate align=center>GBZ151-2002 1 范围 本标准规定了放射事故中个⼈外照射剂量估计的⼀般原则和基⽊要求。
本标准适⽤于光⼦、中⼦辐射外照射事故。
本标准不适⽤于β辐射事故。
2 规范性引⽤⽂件 下列⽂件中的条款通过本标准的引⽤⽽成为本标准的条款。
凡是注⽇期的引⽤⽂件，其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修改版均不适⽤于本标准，然⽽，⿎励根据本标准达成协议的各⽅研究是否可使⽤⽂件的最新版本。
凡不注⽇期的引⽤⽂件，其最新版本适⽤于本标准。
GBZ104 外照射急性放射病诊断标准 GBZ113 电离辐射事故⼲预⽔平及医学处理原则 GBZ/T144 ⽤于光⼦外照射放射防护的剂量转换系数 3 术语和定义 下列术语和定义适⽤于本标准。
3.1 事故照射 accident exposure 在事故情况下受到的⾮⾃愿的、意外照射。
3.2 外照射 external exposure 体外辐射源对⼈体的照射。
3.3 ⼀次急性照射 sjngle acute exposure 在短时间内受到的⼀次性⼤剂量照射。
3.4 分次照射 fractionated exposure 在较长时间内受到多次、间歇性照射。
3.5 延时照射 protracted exposure 在长时期内受到的低剂量率连续或间断性照射。
3.6 相对均匀和⾮均匀照射 relatively uniform irradiation and non-uniform irradiation 事故照射情况下，受照者体内的剂量分布往往是很不均匀的，当不同部位吸收剂量值的变化因⼦不⼤于3时可称作相对均匀照射，⼤于3时可称作⾮均匀照射。
世界卫生组织公布有关福岛核事故的剂量评估报告
世界卫生组织公布有关福岛核事故的剂量评估报告伍浩松（编译）;丁其华（校）【摘要】【世界卫生组织网站2012年5月23日报道】世界卫生组织（WHO）于2012年5月23日公布了一份题为“对2011年东日本大地震与海啸后核事故剂量的初步估算结果”的报告。
在这份报告中，世界卫生组织介绍了在福岛第一核电站事故后的第一年内公众辐射剂量的初步估算结果。
【期刊名称】《国外核新闻》【年(卷),期】2012(000)006【总页数】2页(P30-31)【关键词】世界卫生组织;辐射剂量;核事故;评估报告;核电站事故;大地震;估算【作者】伍浩松（编译）;丁其华（校）【作者单位】不详【正文语种】中文【中图分类】X591【世界卫生组织网站2012年5月23日报道】世界卫生组织（WHO）于2012年5月23日公布了一份题为“对2011年东日本大地震与海啸后核事故剂量的初步估算结果”的报告。
在这份报告中，世界卫生组织介绍了在福岛第一核电站事故后的第一年内公众辐射剂量的初步估算结果。
基于截至2011年9月的放射性调查结果以及相关数据，世界卫生组织计算了不同人群（按照年龄和地理位置划分）受到的有效剂量和甲状腺剂量。
该报告表示，基于切尔诺贝利核事故的经验，在公众受到的辐射剂量中，有30%是在事故后第一年受到的，约70%是在事故后前15年受到的。
有效剂量估计值公众在事故后第一年受到的有效剂量估算结果为：• 对于福岛县的公众，除了2个地点公众的有效剂量估计值在10～50mSv之间外，其他地点公众的有效剂量估计值均在1～10mSv之间。
在福岛县的邻近各县中，公众的有效剂量均在0.1～10mSv之间。
因此，除了2个地点外，福岛县及其邻近各县公众的有效剂量均低于国际社会针对公众在住宅中受到的氡照射设定的年度有效剂量（约10mSv）。
而国际辐射防护委员会（ICRP）针对紧急照射情况下的残留剂量（即采取防护行动之后仍然存在的剂量）设定的年度或急性有效剂量基准水平为20～100mSv。
10-人体内照射剂量估算简介讲解
第四章内照射剂量估算所谓内照射剂量，是指放射性核素通过某种途径被摄入人体后,放射性核素对人体所产生的照射剂量。
由于放射性物质进入人体后,除放射性核素的自发衰变以及人体的代谢过程而排泄出体外，将有相当一部分滞留于体内，从而直接且不间断地对人体组织产生照射，这种照射无法通过一般的时间、距离和屏蔽等控制方法来控制。
因此内照射是更危险的照射，其剂量的确定也比外照射更复杂一些，它涉及到更多的因素。
内剂量学的主要内容就是研究放射性物质在人体内传输、辐射能量在体内转移、能量沉积的规律，确定源组织对靶组织照射的剂量、剂量当量，实现剂量分布的测量和计算分析靶组织中剂量分布等。
第一节内照射剂量学的相关概念一、摄入(量)（INTAKE）：放射性核素进入人体的过程。
其主要摄入途径为吸入、食入、伤口或皮肤；由于某一事件，或者在某一时间段内摄入体内的活度。
二、吸收量（UPTAKE）：放射性核素进入系统循环的量。
（或者可以说放射性核素从入体部位转移进入细胞外体液的量）三、沉积量（DEPOSITION）：被沉积的放射性核素的量。
例如，在一次急性吸入之后在呼吸道内的沉积，或者在食入之后在胃中的沉积四、含量（CONTENT）：存在于模式的某生物学隔室内的放射性核素的量。
这种隔室可以是一个器官、一群组织、全身或者某个排泄隔室。
五、有效半减期（effective half-live）：进入体内或某一特定器官的放射性核素，由于生物学代谢过程和自发核转变，而减少到初始摄入量的一半所需要的时间。
六、参考人：在辐射防护上，为了在共同的生物学基础上计算放射性核素的年摄入量限值而规定的一种假想的成年人模型，其解剖的生理的特性具有典型性。
七、活度中值空气动力学直径 (AMAD)：空气动力学直径是一个单位密度球在空气中沉降时，为达到与所论颗粒相等的终点速度需要的直径值。
所谓AMAD是这样的一个值：一种特定空气溶胶中的气载活度的一半小于AMAD的颗粒相联系，一半与大于AMAD的颗粒相联系。
辐射监测与剂量估算
辐射监测与剂量估算当核和辐射事故发生时，根据事故特征，预估放射性释放和污染的严重程度，对场外开展针对放射性污染水平和分布的监测，尽可能及时提供关于事故可能带来的辐射影响方面的测量数据，以便为剂量评价和防护行动决策提供技术依据。
一、辐射监测根据核和辐射事故的特点、分类及其可能产生的后果，应急监测的任务和内容也有所不同。
对于一次伴有大气释放的事故，例如发生在核电站等核设施的事件，首先需要确定烟羽对周围公众的危害。
在该类事件的不同阶段，应急监测的主要任务和内容侧重点不同，但这种阶段划分只是相对的，不同阶段的任务之间会有交错或重叠。
对于涉及像丢源、小型运输事故、小型放射性物质泄洒这类小规模放射事故，应急监测的主要任务包括：①及早判断放射性物质是否已经泄漏，放射源是否丢失；②确定地表和空气的污染水平和范围，为污染区的划分提供依据；③测量相关人员的污染和可能受照程度，为必要的医疗救治提供资料；④配合补救措施所需要的辐射监测。
（一）个人监测1.个人外照射监测对受照人员的外照射剂量的测量，除用物理剂量测定方法外，还有生物学剂量测定方法。
（1）物理剂量测定方法：外照射个人监测可采用常规剂量计、专用剂量计或报警式剂量计。
常规个人剂量计一般都可用于事故个人剂量测量，要求个人剂量计的量程在0.01～10Gy范围，剂量值不确定度小于25%。
通常直读式剂量计（如个人剂量笔）用于射线外照射剂量测量是适宜的。
应急救援人员还应佩戴报警式的剂量计，这种剂量计的可靠性要比其准确性更重要，这有助于避免或减少超过应急控制量的照射，防止出现有害的确定性效应。
（2）生物学剂量测定方法：用生物学方法对受照个体的吸收剂量进行测定，称为生物剂量测定。
可通过对受照者的生物样品分析估计其受照剂量，如淋巴细胞染色体畸变剂量测量方法。
2.体表污染监测对于体表污染，可用物理测量仪表（β、γ测量仪）进行表面污染的测量，必要时还需要一台能指示高剂量率和大量程的仪器。
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-临床症状、染色体、微核等、ESR
✓物理剂量
-剂量计、现场模拟、MCNP模拟、TL、ESR、 中子（活化24Na等）
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1、生物剂量
➢ 生物剂量：
➢ (1)早期临床症状判断 ➢ 根据早期临床症状，可以粗略估算受照人员的
剂量，为进行受照射人员初期分类和实施个人 救治提供重要依据。最重要的早期临床症状有： 恶心、呕吐、腹泻、皮肤和粘膜红斑、颜面充 血及腮腺肿大等。
1年 ｜ ｜ ｜
> 5年
｜
T 1－2 终生 2年 1年 年
染色体畸变
非稳定 稳定
｜
｜生
ESR
｜ ｜ ｜ ｜ ｜ 终生
▪ HPRT一次黄嘌呤磷酸核糖转移酶基因突变，GPA－血型糖蛋白，
TCR－T细胞受体突变，ESR－电子自旋共振技术
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2、物理剂量
物理剂量 剂量计、现场模拟、MCNP模拟、TL、ESR、
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✓记录这些症状及它们发生的时间、频率和 严重程度。
✓根据早期症状可把病人分成吸收剂量大于 和小于2Gy的两类。
✓应当注意到这种方法估计剂量的不确定度 受个体差异、心理因素和感染等因素的影 响。
10
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▪ （2）血细胞计数估算 ▪ 外周血淋巴细胞是对辐射最敏感的细胞系
之一，淋巴细胞绝对数降低是早期观察确 定受照水平有用的实验室检查方法。 ▪ 根据照后1-2天的淋巴计数，可以初步估计 受照人员剂量范围，区分出不同级别的急 性放射病。
线性范围：0-50Gy 问题：仪器昂贵 技术复杂 下限不理想
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吉林192Ir源局部大剂量照射事故
不同部位骨组织剂量 不同部位骨样ESR波谱
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小结：不同生物剂量计之间的比较
▪ 生物剂量学指标的照后适用期（I）和半减期（T）
照后 HPRT GPA TCR 微
时间
核
数天
｜
数周 ｜
｜｜
数月 ｜ ｜ ｜ ｜
外照射
吸入
内照射
烟羽
食入
地面沉积
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➢核事故
▪ 核设施、核试验、恐怖袭击 ▪ 放射性物质大量扩散 影响范围广 人员范围广
一般同时有外照射、内照射
➢一般辐射事故
• 一般受照人员少 外照射居多 如放射性物质扩散时，也有内照射
两者剂量估算的方法、原则等 大致相同 具体方法有些不同
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一、事故受照人员
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(一)、外照射剂量常用估算方法
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电离辐射诱发染色体畸变示意图
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染色体畸变的类型
双着丝粒畸变
环状畸变
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（4）电子自旋共振(ESR)
▪ 通过测定样品中由辐射引起的足够长寿命的自由 基浓度变化来确定受照剂量。 长寿命自由基浓度信号强度
▪ 材料：骨组织、牙齿、塑料制品、表面玻璃、含 糖食品/药物（样品不易获取）
剂量学性能 下限：牙釉<0.5Gy 蔗糖<1Gy 骨/玻璃<2Gy
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临床应急生物剂量指标
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▪ （3）染色体畸变、微核分析 ▪ 建立标准剂量曲线 ▪ 放射工作人员体检
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*
微核分析
▪ 用胞质分裂阻断(CB)法等进行淋巴细胞微核分 析是快速对受损伤人员进行鉴别诊断的方法之 一。
▪ 用淋巴细胞微核估算，可以比较准确的给出一 次比较均匀的过量外照射，对不均匀和局部照 射，可给出等效全身均匀照射剂量。一般用此 方法在0.25-5.0Gy范围内比较准确。
▪ 对于分次照射和长期小剂量照射等，由于影响 因素复杂，目前尚不能用淋巴细胞微核来估算 剂量。
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这种方法同样也需要淋巴细胞培养，但计 数快，也较容易。应指出的是，借助电子 计算机扫描自动检测，要比细胞核分裂中 期染色体人工分析费力小。
▪ 照后1天估算值与染色体相接近，但准确度 不如
▪ 衰变较快，以后估算值会低于染色体畸变，
*3
辐射源
照射方式
a
吸入
b
食入
x、
中子
皮肤
▪ 外照射：辐射源在体外对人体的照射。
▪ 内照射：放射性物质进入体内，对人体产 生的照射。
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在一个辐射事故中，个人可以受到不同途径的照射。 如外照射源直接照射、空气中的放射性核素照射、沉积
到地面和衣服、皮肤上的核素的照射。
内照射可以是吸入或食入放射性核素或经污染的皮肤或 伤口的吸收。
核与辐射事故中人员受照 剂量的估算
2011年8月
➢核、辐射事故中关注的人员：
事故受照人员
应急响应人员
剂量估算
公众成员
➢医疗救治提供参考 (伤员分类 救治方案和 计划的制订 远后效应的预估计)
➢防护决策提供参考 (应急决策、避迁、隐 蔽、碘片发放)
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目录
✓一、事故受照人员 ✓ (1)外照射估算方法 ✓ (2)内照射估算方法 ✓ (3)估算举例 ✓二、应急响应人员 ✓三、公众成员 ✓四、一个软件介绍 ✓五、应急现场用于剂量估算样品的采集
中子（活化24Na等）
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(1)个人剂量计估算 ▪ 在发生放射事故时，如果受照人员有佩戴
个人剂量计或个人剂量报警仪，可以测读 元件或仪表读数估算所受外照射剂量。 ▪ 通过个人剂量监测可以测量人员局部、全 身X、γ、中子等受照剂量。
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(2)现场模拟 对于中子、γ或X射线照射，可以通过详细
了解人员受照时的各项条件，如源活度、 受照位置、时间等进行事故重建。 用人模体佩戴个人剂量计，或者直接测量 受照位置辐射场的方法，模拟估算人员受 照剂量。
方法易掌握
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染色体畸变（外周血淋巴细胞）
▪ 采用最广泛
▪ 实验室已经建好的剂量-效应关系曲线、计算 模式
▪ 对淋巴细胞培养和分析，可得出受照剂量范 围。
▪ 外照射时，剂量估计范围0.1-5.0Gy
▪ 探测下限：X、γ射线0.1Gy，裂变中子：1020mGy。
取血时间：48h以内，不应超过6-8星期
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物理剂量的计算
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物理剂量的计算
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(3)局部受照剂量 ▪ 局部辐射损伤的早期没有可利用的
生物剂量方法，因此物理剂量很重 要。 ▪ 在局部操损伤情况下，可使用事故 时受照的牙齿、衣服、纽扣、耳环 或其他有机物，利用电子自旋共振 (ESR)估算受照剂量。
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例
▪ ESR是测量样品中由辐射引起的足够长寿命的 自由基浓度变化来确定受照剂量。
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• 人体模型
采用德国GSF参考人模型(EVA)数据,只考 虑含有红骨髓躯干、肢体上端及头颈部。躯 干（包括手臂）及头颈部为椭圆柱体，左右 肺均为半个椭圆球。将体模按人体解剖位置 沿 轴 线 等 分 为 17 层 ， 再 将 各 层 划 分 为 5cm×5cm×5cm的小立方体，整个体模共有 396个立方体（其中188个含有红骨髓）。