放射性气溶胶监测与内照射剂量估算
累积式放射性气溶胶连续监测仪的实验运行数据处理
图２所示的累积式连续采样和同时进行累 积计数测量的放射性气溶胶监测仪，由于其采 样和放射性计数测量同时进行，要想实时地将 任一个时间段空气中的污染浓度区分出来，对 测得的放射性计数进行正确的数据处理是极 为重要的。以累积式运行的放射性气溶胶监测 仪为例只能给出两种数据信息，所设定的任一 时间段（Δt）内的总计数和所有时间段（∑Δt） 内的累积总计数。如设每次读取计数的时间段 为Δt，任何一个时间段Δ（t i）的相应的计数为 Ni，那么截止到第i个时间段终了的累积总计数 则为 ∑Ni。对这两种计数信息进行正确的数据 处理，进而实时地给出代表不同时间段的污染
将 ＣＡＭ－２ 型 放 射 性 气 溶 胶 监 测 仪 置 于 可 能存在长寿命α核素气溶胶 （主要由铀形成）的
傅翠明等：累积式放射性气溶胶连续监测仪的实验运行数据处理
·277·
图４ ＣＡＭ－２型气溶胶监测仪在某核设施现场的α气溶胶监测结果 Ｆｉｇ．４ Ａｌｐｈａ ａｅｒｏｓｏｌ ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ ｒｅｓｕｌｔｓ ｂｙ ＣＡＭ－Ⅱ ａｅｒｏｓｏｌ ｍｏｎｉｔｏｒ ｉｎ ａ ｗｏｒｋｐｌａｃｅ ｏｆ ａ ｎｕｃｌｅａｒ ｆａｃｉｌｉｔｙ
·274·
辐射防护
第 ３１ 卷 第 ５ 期
图２ 累积式采样与测量的α／β气溶胶监测仪基本原理结构 Ｆｉｇ．２ Ｓｃｈｅｍａｔｉｃ ｄｉａｇｒａｍ ｏｆ ａｌｐｈａ／ｂｅｔａ ａｅｒｏｓｏｌ ｍｏｎｉｔｏｒ ｂａｓｅｄ ｏｎ ａｃｃｕｍｕｌａｔｉｏｎ ｓａｍｐｌｉｎｇ ａｎｄ ｍｅａｓｕｒｉｎｇ
应的数据处理方法如何实施，一直是研究和应 用这类仪器的人们所关心的问题［６—８］。本文将对 这类数据处理方法进行简要介绍，并根据 ＣＡＭ－２型监测仪在实际应用中所得出的实验 和监测数据，按不同的数据处理方法处理，并 对处理结果和相关问题进行讨论。
放射性工作场所气溶胶浓度与粒径分布
放射性工作场所气溶胶浓度与粒径分布拓飞;徐翠华;张庆;李文红;周强【摘要】Objective：To explore the general characteristics of the concentration and size distribution of aerosols in several typical radiation work places. Methods：In different types of radiation work places, the number and mass concentration together with the number and mass particle size distribution of aerosols were measured by TSI 3321 APS. Results：The number median diameter distribution were averaged to be 0.7 μm for the whole surveyed places, while the mass median diame ter of particle size distribution were around 1.0 μm, except for temporary storage pools of spent fuel rods at nuclear power plants. Both number and mass concentration in the room of processing unsealed radioactive source of C level were the highest. Conclusions：Concentration of aerosols varied with different work places and human activities significantly. The benchmark data established in this work may be useful when considering the dose contribution from inhaled radioactive particles.%目的：研究部分放射性工作场所内气溶胶的浓度和粒径分布特性。
不同粒度放射性气溶胶年摄入量限值前言根据《中华人民共相国职业病
不同粒度放射性气溶胶年摄入量限值前言根据《中华人民共相国职业病防治法》制定本标准。
原标准GB/T 16144-1995与本标准不一致的，以本标准为准。
本标准起草时主要依据GB4792-1984《放射卫生防护基本标准》，该标准中的放射工作人员的年剂量限值为50mSv。
按照现有IAEA 国际标准，该年剂量限值已变更为20mSv，国内也拟作相应变化。
但由于国内对此尚未作出正式变更，且本标准附录A表A.1所列气溶胶年摄入量限值(ALI)的数据量太大，一时无法作相应变化，故在使用时应予以注意。
今后使用时，应根据年剂量限值的变化，可按相应比例增减。
本标准的附录A是规范性附录。
本标准由中华人民共和国卫生部提出并归口。
本标准起草单位:北京放射医学研究所。
本标准主要起草人:叶常青、沈智渊。
本标准由中华人民共和国卫生部负责解释。
不同粒度放射性气溶胶年摄入量限值Annual limits on intakes for radioactive aerosol with different particle sizeGBZ/T 154-20021 范围本标准规定了放射工作人员的不同粒度放射性气溶胶年摄入限值(ALI)。
本标准适用于放射工作人员所在空间可能存在放射性气溶胶的工作场所，作为评价空气放射性气溶胶污染程度和估计人员内照射吸入危害的依据。
2 规范性引用文件下列文件的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。
凡是注明日期的引用文件，其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本部分，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。
凡是不注明日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。
GB4792 放射卫生防护基本标准3 术语和定义下列术语和定义适用于本标准3.1 气溶胶 aeroso1分散在气体中的固体粒子或液滴所构成的悬浮体系。
3.2 粒度 particle size气溶胶粒子的大小，又称粒径。
831自动控制原理-火箭军工程大学
火箭军工程大学硕士生招生考试初试业务课考试大纲火箭军工程大学研究生招生办公室二〇一八年八月目录351军事共同基础..................................................................................................................................... - 1 -442专业综合（军事指挥）..................................................................................................................... - 3 -442专业综合（军事装备）..................................................................................................................... - 4 -811原子核物理学..................................................................................................................................... - 5 -812炸药理论............................................................................................................................................. - 6 -813核武器辐射防护技术......................................................................................................................... - 7 -821电子技术基础..................................................................................................................................... - 8 -823 机械设计基础.................................................................................................................................... - 9 -831自动控制原理................................................................................................................................... - 10 -841计算机操作系统................................................................................................................................- 11 -842数字电子技术................................................................................................................................... - 12 -843数据结构........................................................................................................................................... - 13 -844信号与线性系统............................................................................................................................... - 14 -845通信原理........................................................................................................................................... - 15 -852管理学原理....................................................................................................................................... - 17 -861工程流体力学................................................................................................................................... - 18 -862飞行力学........................................................................................................................................... - 19 -863大学化学........................................................................................................................................... - 20 -864环境工程学....................................................................................................................................... - 21 -865工程热力学....................................................................................................................................... - 22 -866材料力学........................................................................................................................................... - 23 -351军事共同基础科目代码：351科目名称：军事共同基础适用专业：军事指挥、军事装备(专业学位)一、考试性质军事硕士专业学位统考是国家统一组织的、旨在招收培养我军高层次应用型指挥军官的选拔性考试，招生对象为国民教育序列大学本科毕业（一般应具有学士学位）、经军以上单位推荐的正连职及以上职级指挥管理军官。
核与辐射事故中受照人员的剂量估算201110
▪ 这些测量方法需要特殊的TL读出器，各种 样品的剂量学特性的研究也不是很完善。
32
总
(5)中子感生放射性（临界事故的中子剂量） ▪ 中子激活各种环境介质。人体也是激活对象，产
生各种放射性核素如24Na,31P，39,41K,44Ca。 ▪ 24Na(T1/2 14.96h)通常用于评估中子剂量，因为
26
*
• 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）。
外照射 ✓生物剂量
-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）
8
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。
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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
11
▪ （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。
什么是个人剂量监测
什么是个人剂量监测用辐射工作人员个人佩带的剂量计进行的测量或对其体内及排泄物中放射性核素种类和活度所作的测量，以及对测量结果进行的分析和解释。
监测的主要目的是对主要受照射的器官或组织所接受的平均当量剂量或有效剂量做出估算，进而限制工作人员个人接受的剂量，并且证明工作人员接受的剂量是符合有关国家标准的。
附加目的是提供工作人员所受剂量趋势和工作场所条件以及有关事故照射的资料。
个人剂量监测可分为常规监测、操作监测和特殊监测三种不同类型。
常规监测用于连续性作业，目的在于证明工作环境和工作条件是安全的，并且也证明没有发生需要重新评价操作程序的任何变化。
操作监测是当某项特定操作开始时进行的监测。
这种监测特别适用于短期操作程序的管理。
特殊监测是在异常情况发生或怀疑发生时进行的监测。
依据工作人员受照射的情况，个人剂量监测可分为外照射个人剂量监测和内照射个人剂量监测。
外照射个人剂量监测：根据工作人员的工作性质、接受剂量的大小、剂量计的灵敏度和衰退特性等确定外照射个人剂量监测周期。
对剂量计的基本要求是，应能对正常和异常操作情况下所有可能遇到的各种辐射、能量、剂量当量和剂量当量率都能以适当的准确度估算出所接受的剂量当量。
关于剂量计佩带的位置，若使用一个剂量计，则剂量计应佩带在代表躯干表面受照射最强的部位处。
四肢特别是手部受照剂量较大时，需要佩带附加的剂量计。
在高照射量率辐射场的短期照射时，工作人员要佩带几种个人剂量计，特别需要佩带报警剂量计。
为了执行辐射防护最优化纲要和及时防止意外照射，需要佩带报警的个人剂量计，进行即时监测。
用于监测B、X、Y辐射最常用的个人剂量计有胶片剂量计，辐射光致荧光玻璃剂量计和热释光剂量计。
袖珍剂量计和报警剂量计作为外照射个人剂量监测的辅助手段。
对于中子个人剂量监测，除热中子个人剂量监测外，中能中子和快中子个人剂量监测在技术和应用方面还存在一定的困难。
中能中子和快中子个人剂量监测目前采用诸如反照率中子个人剂量计，核乳胶快中子剂量计和固体径迹中子剂量计。
北京市医院核医学科工作人员内照射个人监测及剂量估算
北京市医院核医学科工作人员内照射个人监测及剂量估算
宋易阳;何力华;白家骧;李桂云
【期刊名称】《同位素》
【年(卷),期】1997(000)001
【摘要】报道了１９９５年北京市部分医院核医学科工作人员的归照射个人监测结果，并简要介绍了监测方法和剂量估算方法。
共监测了２０个单位的１５７人，占北京市该类人员应监测人数的３／４以上。
总的集体待积有效剂量当量为１．４×１０＾－２人；Ｓｖ年人均待积有效剂量当量为８．９×１０＾－２ｍＳｖ。
被监测的全部工作人员年待积有效剂量当量均在年剂量限值的１／１０以上。
【总页数】1页(P26)
【作者】宋易阳;何力华;白家骧;李桂云
【作者单位】中国原子能科学研究院;北京市卫生防疫站
【正文语种】中文
【中图分类】R14
【相关文献】
1.铁路X射线行李包安全检查系统放射防护及工作人员个人剂量估算监测分析 [J], 吴丰德
2.同位素研制与生产人员内照射个人监测及剂量估算 [J], 何力华;杜桂琴
3.同位素研制与生产人员内照射个人监测及剂量估算 [J],
4.同位素研制与生产人员内照射个人监测及剂量估算 [J], 何力华;杜桂琴
5.北京市放射工作人员内照射个人监测及剂量估算 [J], 何力华;宋易阳;白家骧;李桂云
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核和放射事故医学应急常用计算机剂量估算方法
间，其默认值为168h(一周)。将测量值填入相应的文本框后，按“开始计算”命令
键，即可得出相应的累积剂量当量。 方法2：需要测量地面上方1m处的平均周围剂量当量率(μSv/h)，平均剂量当量 率是指事故后7天内的测量均值，将平均测量值填入相应的文本框后，按“开始计算
”命令键，即可得出7天的累积剂量当量。若需估算其中某天的值，则仅需将这天的
下图是烟羽β外照射剂量重建的用户界面。这个界面主要包括烟羽惰性气体 、非惰性气体二种计算
在界面中的事故姓名、性别、编码和事件时间均由计算机按先前录入的
信息生成，用户不必再输入这些个文本框。 对图中烟羽惰性气体造成的剂量当量的计算模块，烟羽惰性气体核素可 选择Kr-85、Kr-85m、Kr-87、Kr-88、Xe-133和 Xe-135等6种核素。再输入近 地空气核素的时间积分浓度(GBq.s.m-3)和屏蔽因子后，按开始计算，便可得出 剂量当量值，并显示在相应的文本框中。 对图中烟羽非惰性气体造成的剂量当量的计算模块中，烟羽其他核素可选 择Sr-89、Sr-90、Zr-95、Nb-95、Ru-103、Ru-106、 Te-132、I-131、I-132、I133、 I-135、Cs-134、Cs-137、Ba-140、La-140、Ce-144、Np-239、Pu-241等 18种核素。再输入近地空气核素的时间积分浓度(GBq.s.m-3)和屏蔽因子后，按
核和放射事故医学应急常用 计算机剂量估算方法
一、概述
二、核事故剂量估算方法
三、光子外照射剂量估算方法
四、重粒子外照射剂量估算方法
五、电子及皮肤污染剂量估算方法 六、核事故内照射剂量估算方法 七、应急个人监测及剂量估算 八、食品水和气溶胶应急监测及剂量估算
一、概述
个人剂量监测
辐射防护与环境保护个人剂量监测辐射监测与评价研究室1监测项目和方法2006年个人剂量监测按照中国原子能科学研究院个人剂量常规监测计划进行，监测项目包括外照射个人监测和内照射个人监测。
外照射个人监测主要监测γ射线、X射线和中子，对手部可能受到较高水平β射线照射的工作人员进行了手部监测。
内照射个人监测项目包括工作人员尿中3H、239Pu和238Pu放射性核素的测定，体内γ放射性核素活度的体外直接测量和甲状腺中125I、131I活度的监测。
所有仪器的探测下限和常规监测周期列于表1和2。
除常规监测外，对特殊任务的工作人员进行了特殊监测。
表1内照射个人监测仪器及最小可探测下限仪器监测核素最小可探测下限监测周期/月全身计数器137Cs 55 Bq 12甲状腺中125I测仪125I 1 Bq 1甲状腺中131I测仪131I 6 Bq 1液体闪烁计数器尿中3H 3.7×102 Bq/L 6低本底α计数器尿中241Am 4.0×10－4 Bq/500 mL 6低本底α计器低本底α计器尿中239Pu尿中210Po2.5×10－4 Bq/24 h尿6.7×10－3 Bq/24 h尿66 表2外照射个人剂量监测方法及监测范围剂量计种类监测范围/mSv 刻度源佩戴部位监测周期/月TLD-469 γ热释光剂量计10－1～106137Cs 前胸 3UD-802 β、γ热释光剂量计10－1～104137Cs 前胸 3UD-809中子热释光剂量计10－1～104Am～Be 前胸 3β热释光剂量计10－1～106 mGy 90Sr～90Y 手中指 22监测结果与评价2.1外照射个人剂量监测外照射个人剂量监测。
原子高科第一季度采用UD-802 β、γ热释光剂量计和UD-809中子热释光剂量计进行监测，第2～4季度采用TLD-469 γ热释光剂量计进行监测，其他单位采用TLD-469 γ热释光剂量计进行监测，2006年全院各单位外照射个人剂量监测结果列于表3。
大气中放射性气溶胶的监测和评价_周程
器的最小探测活度(Minimum Detectable Activity， MDA)，方能识别。我国采用探测下限(LLD)或定量 探测下限计算可探测活度。LLD 或 MDA 除与计算 方法有关， 还与仪器刻度的几何位置、 探测器本底、 分辨率、 谱收集时间等因素有关。 因此 LLD 或 MDA 是分析低水平特征放射性核素慎重考虑的指标。国 外对气溶胶样品的放射性监测，要求 γ 谱仪系统对 131 I、140Ba 的探测下限为 10–30 μBq/m3 [3]。
126 126 171 132 130
186m 131m
772.6
76.2
第一作者：周程，男，1981 年出生，2006 年成都理工大学核技术与应用专业硕士研究生毕业，工程师，从事辐射防护与监测
第 11 期
周 程等：大气中放射性气溶胶的监测和评价
867
2 2.1
测量方法[4]
测量装置
素，如 208Tl、214Pb、214Bi、2212Bi、212Pb 等，它们 的半衰期为几分钟至数小时。测量时间则应尽可能 长，以减小统计不确定度。
能量 Energy /keV 59.5409±0.0001 88.0336±0.0001 122.06±0.00012 80.997±0.001 834.838±0.003 1115.546±0.004 661.657±0.003 356.013±0.001
分支比 I/% 35.78±0.09 3.626±0.026 85.51±0.06 34.06±0.27 99.976±0.001 50.60±0.24 84.99±0.2 62.05±0.19
对如何分析和评价大气中放射性气溶胶对公众健康造成的吸入有效剂量作了讨论，可为进一步做好气溶胶监 测和评价工作提供参考。 关键词 放射性气溶胶，监测，采样，质量保证，吸入有效剂量 O571.3 中图分类号
放射性核素摄入量及内照射剂量估算规范GBT重点
放射性核素摄入量及内照射剂量估算规范GB/T 16148—19951主题内容与适用范围本标准规定了放射性核素摄入量及内照射剂量的速查表估算方法。
本标准适用于职业性照射的内照射估算工作。
2内照射的辐射防护评价量2. 1评价内照射对受照器官（组织）所产生的确定性效应大小的基本量，是它所产生的待积器官（组织）剂量当量H（下标始）50 , T（下标终），它必须满足下列关系式：H（下标始）50 , T（下标终）＜0 . 5 Sv ............................................... （1 ）2. 2评价内照射对全身所产生的随机性效应大小的基本量，是它所产生的待积有效剂量当量H（下标始）50 . E（下标终），它应满足下列关系式：H（下标始）50 ， E（下标终）＜0 . 05 Sv ......................................... （2 ）2. 3对同一个工作人员，应保证被摄入放射性核素所产生的H（下标始）50，T（下标终）和H（下标始）50，E（下标终）均低于它们相应的年限值，即保证公式（ 1 ）和（2 ）同时成立。
2. 4年摄入量限值是评价内照射的次级限值，是评价内照射大小更为实用的量（上标始）1 ）（上标终）。
摄入量评价可以代替内照射剂量评价。
利用年摄入量限值来评价时，应满足下列关系式：1（下标始）j（下标终）＜ ALI（下标始）j（下标终）（当摄入单种核素j时） (3)式中：1（下标始）j（下标终）一一任何一年内以某种方式摄入体内的核素j的总活度，Bq ;ALI（下标始）j（下标终）一一对核素j在该种摄入方式下的相应年摄入量限值，Bq。
或者，应满足下列关系式：£舟亍召M廿摄入含灯几种檢素的視合轲时》......................................... （4 ＞/■I*2 . 5当既吸入又食入不同核素的混合物时，总的内照射应满足下列关系式：，缶加+苕缶从W 1 ........... （ 5 '式中：n ------ 食入核素的种类数；m ---- 吸入核素的种类数；1（下标始）j（下标终）一一一年内被食入的核素j的总活度，Bq ;注：1 ）各种核素的年摄入量限值见 GB 479284 《放射卫生防护基本标准》。
内照射剂量的估算及防护
官内的放射性核素，在核转变过程中所发射的辐射授予该器官的有效能
量；后者主要考虑沉积于靶器官的放射性核素在核转变过程中所发射的 辐射授予每克靶器官的有效能量外，还考虑了其他源器官发射的辐射对 每克靶器官有效能量的贡献。 用比有效能量来计算器官内照射剂量比用有效能量更精确些，但计算更 为复杂。从数值的差别来看，主要在于穿透能量较强的γ辐射。对于穿 透力若的α、β射线，一般均可被源器官所吸收。因此对于源器官的剂 量当量计算结果，两者相差不大。
内照射剂量的估算 及防护
主讲：崔 莹
1
第八章
内照射剂量的估算及防护
内照射是放射性核素进入体内所产生的照射。当今测
的结果表明，工作人员已经摄入了过量的放射性物质，
或被牵涉到可能吸入了过量的放射性物质时，应根据
监测的结果，估算所设计的那些核素在体内的积存量
和内照射剂量。根据内照射剂量的大小，调整和控制
达到适用于该器官的最大容许剂量当量率时，这个积存量称为该器官内 的最大容许积存量。 “沉积量”与“积存量”： “沉积量”仅用于描述放射性核素到达某一器官，只能说某一器官的沉 积量，不能说全身的沉积量。
“积存量”可用于某个器官，也可用于全身。
15
第二节
估算内照射剂量的基本公式
估算内照射剂量的程序
（1）确定放射性核素进入体内的途径、种类及其物理化学性质；
估算内照射剂量的方法通常有三钟：
（1）通过全身计数器直接测量推算体内污染；
（2）通过对排泄物的检测推算体内污染；
（3）通过环境介质的检测推算体内污染。
4
第一节
估算内照射剂量所需要的 基本参数及基本概念
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。
7射线与人体作用及剂量计算
理、铀燃料生产、反应堆运行、燃料后处理、
放射性废物最终浓集处理等一系列生产环节。 在每一个环节可能会有少量放射性物质排放到 环境中。 随着核电生产能力的增长，相应造成的天然本 底也会增长。 到2100年，将会增长到相当于天然本底照射的
1％水平
2016/5/31 15/108
核电站的辐射
中子辐射：裂变中子（瞬发中子，缓发中子）活 化中子，光激中子 瞬发中子：燃料元素核裂变后10-17~10-14s射出来 的中子
缓发中子：在裂变后约零点几秒钟到几分钟之间 由某些裂变碎片陆续发射出来的中子
17 活化中子： O N O , n 光激中子：2 H 1H n
原生放射性核素
一些半衰期特别长的放射性核素，如40K、238U和
232Th，从地球形成时起就存在于地壳中。
天然放射性核素品种很多，性质与状态也各不相 同，它们在环境中的分布十分广泛。在岩石、土 壤、空气、水、动植物、建筑材料、食品甚至人 体内都有天然放射性核素的踪迹。
地壳是天然放射性核素的重要贮存库，尤其是原
之十是氢，还有少量的氮、钠、磷、硫、钙等。 人体结构的基本单元是细胞，每个细胞均含百分之七十 的水。 对成年人来说，水约占其体重的百分之七十
2016/5/31
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参考人(Reference Man)
辐射防护、放射医学、营养与食品卫生等所有应用于人 体的科研或产品设计都需要人体解剖、生理和代谢参数。 为依据共同生物学基础处理问题，使群体间有可比性， 通常用一系列典型化参数定义的参考人(Reference Man)。 CRP在1974年通过的第23号出版物列出了一套参考人的 解剖和生理参数，并用参考人取代早先的标准人 （Standard Man)名称。 参考人：在辐射防护中，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制而规定的一种假想的成年 人模型，能代表从事辐射工作的一般成年人。
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
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。
内照射计量学的估算与安全防护
参考人：
是指由一系列描述人体特征的平均 数所规定的一个假设的成年人。 （P116，防护书） 参考人考虑的内容如下： ①组织和器官的质量 P352 ②呼吸标准 P354 ③水平衡 P354
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三、放素在人体内的分布和滞留
1、进入体内的放素的减少有二种方式： ①自然衰变 N=N0e-λt ②从体内向体外排出（呼出、尿出、汗出粪 出）, 从体内向体外的排出也遵守指数减 少过程 N=N0e-λbt 关于有效半减期：指P10（防护教材）及公 式推导，也有人称有效半衰期，但不全面， 不准确。 它由生物半排期和放素半衰期按一定的数 学规律排列而成。
二、单次摄入放素对靶器官产生的H50
如果没源器官S内某种放素的初始活度为qso(Bq)，该 放素在 S内的有效滞留分数为γs (t),则t时刻，源器 官S内滞留的活度qs(t),为： qs(t) = qso • γs (t) (Bq) 该公式表示，t时刻分布在源器官中的放素在单位 单位内发生的核转变数。于是50年内源器官中发生的 核转变数∪(50)s为
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2、滞留： 进入体内的放素除自然衰变和生物排泄外， 部分核素可滞留在体内或滞留在某一器官内。 ① 滞留分数：假设全身一次性吸收放素为q。 七天后全身的滞留量为q（t） ，显然单位时间内 全身滞留量的减少为：
d q（t） ——— = E(t)+λr q（t） dt
(1)
d q（t） ——— =单位t时间,一般为1天，体内减少 dt
d q（t） / d t E(t) λr q（t） – ———— = ——— + ———— q0 q0 q0 d q（t） / q0 E(t) q（t） 即: – ———— = ——— + λr ——— dt q0 q0 q（t） 这里 ——— 为放素一次吸收后的“有效滞留分数”，它表示初始 全 q0 身含量在t时间剩下来的分数。 E(t) ——— 为放素一次吸收后的“有效排出分数”，它表示在t时 刻 q0 单位时间内的排出量占初始全身含量的分数。 12
10-人体内照射剂量估算简介
10-人体内照射剂量估算简介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。