个人剂量监测

个人剂量监测,陈宝维、马如维中国辐射防护研究院,外照射监测,1,内照射监测,2,监测的一般原则,1,剂量测量方法,2,剂量测量仪器及设备,3,4,实际应用,1.1核电站外照射个人剂量监测概述1.1.1核电站外照射粒子种类中子1.1.2测量用的探测器热释光半导体计数管电离室胶片剂量计近年来还有OSL(光释光)、RPL(玻璃荧光)等。,1.2外照射剂量监测的一般原则1.2.1监测的目的外照射剂量监测的目的是：（1）估算外照射有效剂量，必要时估算主要受照的或所关心的器官或组织的当量剂量，提供个人外照射剂量的资料，以达到并维持可接受的安全而又满意的工作条件。（2）为安全评价和辐射防护评价提供外照射剂量资料，以评价和验证是否符合管理和审管部门的要求。（3）为设施的设计和运行控制的优化提供外照射剂量信息。（4）即时发现非预期的事件或事故。（5）在异常或事故照射情况下，为启动合适的应急、健康监督和医学处理提供可靠的资料、支持和协助，并为事件或事故评价提供外照射剂量资料。,1.2.2监测的对象（1）对于任何在控制区的工作人员，或有时进入控制区工作并可能受到显著职业照射的工作人员，或其职业照射剂量可能大于5mSv/a的工作人员，均应进行个人剂量监测。（2）对在监督区或只偶尔进入控制区工作的工作人员，如果预计其职业照射剂量在1mSv/a5mSv/a范围内，则应尽可能进行个人监测。（3）如可能，对所有受到职业照射的个人员均应进行个人外照射监测。但对于受照剂量始终不可能大于1mSv/a的工作人员，一般可不进行个人监测。（4）对临时工作人员和访问与实习人员也应进行个人剂量监测，按规定记录和保存监测结果，并将监测结果通知本人。,1.2.3监测的类型按监测的目的，外照射个人剂量监测的类型可分为常规监测、任务监测和特殊监测。按监测的对象可分为工作场所监测和个人监测。（1）常规监测常规外照射个人监测是按常规监测计划，以规定的时间表进行的监测。它的主要目的是为安全评价和辐射防护评价提供个人外照射剂量数据。常规监测的另一个目的是在于表明工作环境对连续操作而言是令人满意的，并未发生要求对操作程序作重新评价的那种变化。,（2）任务相关监测和特殊监测为了给特定的操作提供相关资料，或有时为了给某项操作的开展提供依据而进行的非常规监测称为任务相关监测。为了解决某一特定问题，或当出现异常或怀疑出现异常，或在事件或事故情况下进行的监测称为特殊监测。特殊监测也常因工作场所监测或个人监测发生异常或超过了导出调查水平而被引入。,（3）个人监测个人监测是指用佩带在工作人员身上的装置，即个人剂量计对工作人员所作的测量和对此测量结果的解释。这种监测的主要目的是为了评价工作人员的有效剂量和当量剂量。（4）场所监测工作场所监测是指用固定式剂量监测仪或报警仪，巡测仪或报警仪对工作场所所作的测量和对此测量结果的解释。这种监测的主要目的是为了评价工作环境和设施设备运行的状况，以及工作人员的安全。,1.2.4监测的量（1）测量的量外照射个人监测的量是某一测量周期或某工作期间累积的个人剂量当量：深部个人剂量当量Hp(10)，Sv；3mm深的个人剂量当量Hp(3)，Sv；浅表个人剂量当量Hp(0.07)，Sv。在环境及工作场所测量的量是某一测量周期累积的周围剂量当量H*(10)和定向剂量当量H(0.07)，Sv；或某一时刻的周围剂量当量率和定向剂量当量率，Sv/h。（2）评价的量（防护量）外照射剂量个人监测的评价量（防护量）是有效剂量E、器官或组织的当量剂量HT，如皮肤的当量剂量、眼晶体的当量剂量，单位均为Sv。,1.2.5监测的频度（1）常规外照射个人监测常规外照射个人监测采用佩戴个人剂量计进行监测。通常每个工作人员有两个个人剂量计。一个用于佩戴，另一个（前一个监测周期佩戴的）个人剂量计被送到相关实验室进行测读、记录和评价。监测频度的选择决定于从事工作的性质、工作场所辐射场的变化情况、预期受照剂量水平、剂量计的特性以及剂量学系统的探测限等因素。监测周期视具体情况而定，可以从几天到半年，一般为1个月，较稳定的工作场所可为3个月（1季度）。,（2）常规工作场所监测工作场所常规监测通常采用固定式剂量监测报警仪或巡测剂量监测报警仪进行监测。固定式监测仪表往往在高风险、高剂量、高不稳定性的工作场所设置，往往是长期连续监测。一般的工作场所采用巡测仪监测，其监测频率取决于工作场所辐射场的变化状况。在辐射环境稳定的情况下，一般只偶尔巡测，以便核实和检查工作场所。在辐射环境变化较大，例如，设备检修，操作或处理放射源等则应经常地进行巡测以便即时发现变化，即时采取措施处理。,2.3外照射剂量测量方法2.3.1外照射个人剂量测量方法（1）个人剂量计的类型在实际的个人剂量测量中，通常可选择如下类型的剂量计：光子剂量计，仅仅给出个人剂量当量Hp(10)；-剂量计，可给出个人剂量当量Hp(0.07)和Hp(10)；具有甄别功能的光子剂量计，除测量Hp(10)之外，还可给出辐射类型，有效能量，并能探测高能电子；,肢端剂量计，可给出-辐射的Hp(10)和Hp(0.07)（若操作中子源，也可给出中子剂量）；中子剂量计，给出有关Hp(10)的信息；眼晶体剂量计，可给出眼晶体剂量当量Hp(3)；实时剂量计，如电子剂量计，该剂量计可直读、可报警、可测量Hp(10)、也可测量Hp(0.07)，可测量X、和中子的剂量，可给出每天的剂量。该剂量计可作为上述剂量计的补充，以达到实时控制剂量的目的。,（2）个人剂量计的选择不同的剂量计可满足不同的个人剂量监测要求，只有根据辐射场的特性和监测任务的要求选择合适的剂量计，才能在既准确地获取数据的同时，又满足相关任务和评价的需要。（3）受X、贯穿辐射的个人剂量测量核电站的工作人员的外照射剂量大多主要来自X、贯穿辐射。光子贯穿辐射的个人剂量测量相对比较简单，目前热释光TLDHp(10)剂量计的探测限相当低（小于0.1mSv），在0.1mSv1Sv的量程范围内响应变化不大于10%（线性度），由能量响应和角响应引入的不确定度不大于30%（95%置信水平），较稳定可靠，完全可满足Hp(10)监测的要求。除TLD外，还可选用辐射光致荧光（RPL）玻璃剂量计，光激发光（OSL）剂量计等。,在大多数情况下，佩戴在躯干部位（胸前）的单个个人剂量计测量的结果就足够用来评价个人剂量。个人剂量计Hp(10)的有效量程一般应在0.1mSv1.0Sv范围内。为了实时控制和读出剂量也可再佩戴一个电子剂量计等直读报警式个人剂量计。这种剂量计能给出每天的受照剂量。但是一般这种剂量计不作为批准剂量计（用于记录目的）使用，除非经过特别批准。,（4）受弱贯穿辐射的个人剂量测量当辐射或能量低于15KeV的光子有可能对工作人员产生显著剂量时，如放射源的生产，反应堆检修等作业，应采用-剂量计。这些剂量计可以是TLD或胶片剂量计。通常采用在不同材料或厚度的过滤片下放置2个或多个TLD元件，或采用-电子剂量计，可以同时测量Hp(10)和Hp(0.07)。对于低能射线，目前设计的剂量计可能不能满足要求。,（5）受非均匀辐射的个人剂量测量对于在非均匀辐射场的作业，例如近距离的点源作业，具有一定准直的辐射束情况下的作业，除在胸前佩戴剂量计外，还应在工作人员身体的其他部位佩戴多个剂量计测定人体各部位的受照剂量，以便较准确地估算有效剂量E和当量剂量HT。对于背向受照的工作人员，例如放射性物质运输驾驶员，宜在背部再佩带一个剂量计。,（6）受强辐射的个人剂量测量对于在强辐射场下的短期作业，或预计受照剂量有可能接近或超过剂量限值的作业，例如反应堆检修，事件或事故处理等作业，应制定特殊监测计划，包括使用报警式剂量计。除佩戴批准个人剂量计外，在躯干的四周及上下和肢端（手、足、膝）以及头部等部位应按受照情况佩戴多个个人剂量计，以便较准确地估算有效剂量E和当量剂量HT。在这种情况下一般要求个人剂量计Hp(10)的有效量程的上限应大于10Sv。,（7）肢端或眼晶体的个人剂量测量当肢端或眼晶体有可能受到较高剂量时，例如放射源的生产，各核设施的检修等作业应测量肢端和眼晶体的剂量。对于肢端剂量测量，特别是手部剂量的监测，戴一个简单的一个TLD元件的剂量计就足够了，该剂量计应佩戴在受照剂量可能最高的手指，其测量面应向辐射源。为了准确的测量低能辐射剂量，应采用非常薄的探测器，并在其前面放置一定厚度的组织等效材料过滤片，以测定标称深度为7mg/cm2(0.07mm)处的剂量Hp(0.07)（例如采用厚度为5mg/cm2的组织等效探测器，相当于3mg/cm2的有效厚度，在它前面放置一个厚度约为4mg/cm2的组织等效材料滤片就足够了）。,一般来说，控制了Hp(10)和Hp(0.07)就可控制眼晶体的当量剂量Hp(3)。但是在某些特殊情况，例如分装或封装放射源，眼距源较近且难以屏蔽时，眼晶体可能受到较高剂量，这时应在工作人员额前佩戴Hp(3)剂量计。该剂量计可采用TLD剂量片，在上面放置近3mm厚的等效组织过滤片。,（8）受中子辐射的个人剂量测量当中子辐射剂量不可忽略时，例如操作大量的铀、钚等可裂变的核素、中子源、反应堆等作业往往需要测量中子剂量。一般情况，中子辐射场中往往伴有X、射线存在、因而一般中子剂量计总是与剂量计同时佩戴。目前已有的中子剂量计很多，如核径迹乳胶、固体核径迹探测器（裂变径迹探测器、反冲径迹探测器、（n、）反应径迹探测器、TLD反照剂量计、气泡探测器、个人中子报警剂量计等）。目前各种中子剂量计的能响和剂量范围可能各不相同，为此宜采用各种中子剂量计的组合来测量中子的剂量。,尽管如此，因为中子能量范围太宽（冷中子：210-3eV；热中子：0.025eV；慢中子：0103eV；中能中子：103eV105eV；快中子：105eV107eV；超快中子：107eV1010eV；相对论中子：1010eV），跨了10个量级以上，加上辐射权重因子WR随能量的变化较复杂（20MeVWR为5），而当前使用的中子剂量计难以给出像剂量计那样准确的剂量当量。因此，一种好的办法是采用实际受照的中子谱来刻度中子剂量计。,目前较常应用的中子剂量计有：a）由多种6Li和7Li成对TLD组合的反照中子剂量计，用以评价热中子、中能中子和高能中子的剂量；b）多种组合的CR-39固体径迹探测器，该探测器的能响较好；c）气泡聚合的探测器，该中子剂量计是一种直读式中子剂量计，对中子很灵敏，可探测到的mSv中子剂量，且对射线完全不敏感，它还可做成不同量程范围不同能响（阈能）的剂量计。上述三种类型的剂量计所能测定中子能量范围都是有限的，难以准确地测定剂量当量，除非明确知道受照中子的能谱。,（9）混合辐射场的个人剂量测量a)和射线混合辐射场:应分别给出Hp(0.07)与Hp(10)。因为在评价个人剂量计读数时实际上不可能区别光子和辐射，试图分别确定（和报告）Hp（0.07）的和组份亦不切实际。b)中子和射线混合辐射场:因为不同类型的高LET辐射具有不同的品质因子，在依据Hp（10）监测时分别记录中子剂量是可取的。为测定总的个人剂量当量要把光子剂量、中子剂量和剂量综合在一起。,（10）事故外照射的个人剂量测量在事件或小的事故外照射情况下，工作人员所受的剂量可能不会显著地高于剂量限值，而达到要求给予特殊关注的程度，一般来说采用上述的测量方法就可满足要求。但是在某些情况下，可能出现严重的照射，例如：大量放射性物质在屏蔽体内外或屏蔽体间转移时可能发生操作失误或设备故障；在核反应堆中可能发生设备故障或操作失误；高放射性废物，高放射性物质和强放射源由于各种原因而处于屏蔽的失控状态等。,在这些事故受照情况下，工作人员应在身体的各位置多佩戴几个剂量计，并佩戴直读式报警剂量计（或剂量率仪）。剂量计的有效量程至少应达10Sv。直读式报警剂量计最好采用遥测式，以便更好地控制和管理。事故后能应立即收集个人剂量计和现场固定或巡测监测仪的信息，尽可能地收集可供事故剂量测量用的生物和现场样品加以分析，以得出各种剂量信息。其生物样品有血液、牙、尿、头发等；现场样品有受照者佩戴手表中的宝石，佩戴的宝石，受照者附近的砖瓦、砂等。了解事故经过，源项信息和受照情况，特别是受照者所处的地点、方位和姿势等，如果情况允许，可请受照者进行描述。,在临界事故的情况下，工作人员除佩戴中子剂量计外，还应佩戴活化箔和裂变箔的特殊中子剂量计，由这些剂量计能够求得入射中子的能谱。此外人体内的24Na和38Cl以及毛发和毛衣中32P的含量也是受照剂量受照方位等信息的指示器。在严重中子受照时，人体携带的活化金属物体也是一个指示器。,（11）佩带要求对于比较均匀的辐射场，个人剂量计佩带在人体躯干前或后，应与射线的方向一致的适当位置。b)当受照不均匀，而且受照剂量可能相当大时，则还需在受照剂量较大的部位佩带局部个人剂量计，例如，手腕及手指个人剂量计。c)对于工作中穿戴铅围裙的场合，通常应藉佩带在围裙里面躯干上的剂量计来测量Hp(10）。当受照剂量可能较大时，还应在铅围裙外的适当位置佩带个人剂量计。d)对于短期工作和临时进入放射工作场所的人员（包括参观人员和检修人员等），应佩带直读式个人剂量计，并按规定记录和保存他们的剂量资料。,（12）个人剂量评价方法A)实用量至防护评价量的转换a)在或辐射的监测实践中，当人员的年受照剂量不高于年剂量限值时，个人剂量当量Hp(10)可以认为是既不低估也不过分高估的有效剂量值E。b)当人员的年受照剂量高于年剂量限值时，应进一步估算主要受照器官或组织的当量剂量HT和有效剂量值E，当剂量高于1Sv时，特别是事故的情况，这时确定性效应明显，应测量Dp(10)而不是Hp(10)。,（13）个人剂量监测的实施机构个人剂量监测的实施通常是由经过审管部门批准的个人剂量监测服务机构承担。这种机构可以是独立运行的服务机构，也可以是某个大型核企业的一个部门的实验室。对于所监测的各种辐射类型，个人剂量监测实施机构应提供具有合适的准确度的测量Hp(10)和Hp(0.07)的个人剂量计。从事个人剂量监测的人员应有相应的资质并且经过相关的培训。当然，开展个人剂量服务还必须有必要的设备和设施。另外，个人剂量数据的报告应满足相关的要求，实施机构还需建立个人剂量监测的质量保证体系。,1.3.2工作场所剂量测量方法工作场所剂量测量包括定期地重复或连续地测量，测量应该是连续的并且能够代表整个工作区的各个工作场所，以表明连续运行的工作环境是令人满意的。当新的装置投入运行或者现有的装置发生了重大变化时应进行全面的巡测，这是制定工作场所外照射常规监测计划的基础。工作场所剂量测量常包含常规性的测量，也包含固定点测量，以便及时地发现异常的或应急情况，如放射性物质泄露或临界事故等。当可能存在强辐射场，特别是如果辐射场有强烈的空间相关性或时间相关性时，应考虑采用能直接读数的电子声响报警剂量剂量率计。,任务相关的监测是指为某特殊定操作而进行的监测，其目的是为运行状况提供资料，为支持立刻做出运行管理决定提供资料,也为了防护最优化提供资料。当进行非常规运行时，必须进行这样的监测，同时应当将其与操作的地点和时间紧密地联系起来。特殊监测是指在没有充分资料表明可以进行适当控制的工作环境下的监测。特殊监测是调查性的，其目的是为鉴明某些问题和为将来制定程序提供详细信息。因此，任何特殊监测计划应有明确的时限和目的，一旦其目的达到，就应立即转变为常规或任务相关监测。特殊监测常在新设施投产阶段和设施或运行程序进行主要修改之后进行。特殊监测也可用于验证解释监测数据所用的模式或在模式中所用的假设的适用性和可靠性。,（1）工作场所常规测量的频率工作场所常规测量的频率取决于工作场所辐射环境的变化。在工作区的防护条件和工艺过程没有重大改变的情况下，常规测量一般只偶尔用于核实、检查的目的。当预期工作区的辐射场会发生变化，但不会很快，幅度也不会很大时，在一些确定的位置进行定期的或偶尔的检查性测量，通常就足以及时了解辐射场的变化，作为一种选择，可利用个人剂量监测的结果。当辐射场的辐射水平有可能急剧升高，并且有可能达到很严重的程度时，除了个人剂量计之外，还应使用固定式的或者个人佩戴的报警式仪器，只有这种报警式仪器可防止工作人员在短时间内受到较高的剂量。,（2）工作场所测量中应注意的问题,混合场的测量在,混合场中，操作稍有变化，则,射线对剂量当量率的贡献就会产生很大变化，在这种情况下，有必要采用两种类型的仪器，也可以采用一台能够同时测量周围剂量当量H*(10)和定向剂量当量H(0.07)的仪器。,弱贯穿辐射场的测量在有或低能X存在的工作场所，对于肢端、身体未加保护的皮肤或者眼睛有可能局部受到弱贯彻辐射照射的情形，定向剂量当量可为工作人员提供所受当量剂量的合适估计。对于多方向的辐射场，应将测量仪器在辐射场中转动，采用仪器的最大读数，以此来防止低估眼睛或皮肤所受的剂量。仪器的操作人员应清楚是否存在点源或者窄束辐射，否则这会引起仪器的误读数。,H*(10)和Hp(10)的差异对于前向照射，个人剂量佩戴在胸前，无论是光子还是中子，H*(10)与Hp(10)的数值较近似，但在其他情况下周围剂量当量H*(10)有可能明显高于Hp(10)，特别是在低能辐射场背向照射情况下。这是因为测量H*(10)的仪器的响应是各向同性的，而Hp(10)依赖于辐射入射的角度。中子辐射场的测量除按常规测量中子辐射场有关各点的周围剂量当量H*(10)外，更多的注意应放在尽可能地去测量或了解中子辐射的能谱，以便较准确地解释H*(10)与Hp(10)的测量结果。,1.3.3测量方法的灵敏度和准确度（1）灵敏度按ICRP和IAEA的要求，个人剂量当量Hp(10)测量方法的灵敏度应为1mSv或剂量限值的10%，类推个人剂量当量Hp(0.07)测量方法的灵敏度应为25mSv或剂量限值的10%。因为Hp(10)和Hp(0.07)的监测周期为1个月、2个月或3个月，则实际要求测量方法的灵敏度DL为DL=LT/12(2.1)式中DL为实际要求测量方法的灵敏度，Sv；L为1mSv（对Hp(10)），25mSv（对Hp(0.07)）或相应剂量限值的10%。假若测量周期为1月，测量Hp(10)的灵敏度应为0.08mSv，测量Hp(0.07)应为2.1mSv；若测量周期的2月则测量Hp(10)应为0.17mSv，测量Hp(0.07)应为4.2mSv。,（2）准确度一般来说，在好的实验室条件下辐射场的测定通常不难达到在95%置信水平时约为10%的准确度。对实际的工作场所，辐射场的能量和取向很少是已知的，在估计每个工作人员的外照射年剂量时，1.5倍不确定度也不难遇到。考虑到其它不确定因素，这个倍数也是可以接受的。因而要求当测量的剂量值在剂量限值附近，Hp(10)和Hp(0.07)的测量总不确定度因子不应超过1.5，即剂量的测量值与约定真值的相对偏差在-33%+50%的误差带内（95%置信水平）；当测量的剂量约为剂量限值的1/10时，该因子可放宽到2。,该个人剂量监测不确定度要求可由测量值H测与约定真值H1的比值R的可接受的上限RUL和下限RLL予以控制：RUL=1.51+H0/(2H0+H1)(2.2)RLL=0当H1H0RLL=1/1.51-2H0/(H0+H1)当H1H0式中H0为测量的灵敏度，即探测限。其控制图如下图所示。,2.4剂量计和剂量仪的校准2.4.1一般描述个人剂量计或巡测仪测量到的结果是对辐射在其中的某种能量沉积的响应，并不能直接给出剂量监测所要求的个人剂量当量Hp(d)或者周围剂量当量H*(10)和定向剂量当量H(0.07)，为此需要通过校准的方法将测量结果与待测的剂量学量值建立联系。,对于个人剂量监测需要校准的量是Hp(10)和Hp(0.07)。对于场所监测需要校准的量是周围剂量当量H*(10)和定性剂量当量H(d，)，前者用于强贯穿辐射，后者是用于弱贯穿辐射，周围剂量当量和定向剂量当量巡测仪应分别按照这两个量进行校准。校准应在标准剂量学实验室或次标准剂量学实验室进行，也可在其他经认可的实验室进行。通常，标准剂量学实验室通过标准仪器(通常是标准电离室)给出参考辐射场的水平。采用的体模为ICRU、IAEA和ISO所建议的直径30cm的组织等效的ICRU球，30cm30cm15cm的ISO平板，7.3cm30cm的柱，和1.9cm30cm的棒等模型。,标准剂量学实验室常用的校准用辐射剂量系统有光子辐射剂量校准系统、辐射剂量校准系统、中子辐射剂量校准系统。这些系统基本均遵从ISO-4037标准中所提出的要求。光子辐射剂量校准系统通常包括重过滤X射线参考辐射、中等过滤X射线参考辐射、K荧光X射线参考辐射，l37Cs参考辐射等。其中l37Cs参考辐射通常用于常规的校准。而过滤X射线参考辐射通常用于剂量计的性能测试，如剂量计和巡测仪的能量响应特性等。实验室一般由标准电离室、照射室、X光机室、校准轨道、照射平台、准直器、体模等构成。,辐射剂量校准系统一般包括90Sr+90Y，204Tl，147Pm等参考辐射。实验室由照射室、外推电离室系统、照射平台、体模等构成。中子辐射剂量校准系统包括252Cf，AmBe中子参考辐射，有的地方还有加速器中子源。实验室一般由多球中子能谱仪、中子照射室、照射平台、体模等构成。,1.4.2校准方法个人剂量计的校准按照个人剂量当量的定义进行，即人体某一指定点下面深度d处的软组织内的剂量当量Hp(d)。这一剂量学量既适用于强贯穿辐射，也适用于弱贯穿辐射。对强贯穿辐射，推荐深度d=10mm；对弱贯穿辐射，推荐深度d=0.07mm。,对于个人剂量计的校准，通常是将剂量计置于体模表面。全身剂量计采用ISO平板模型，四肢剂量计采用ISO柱模型，手指剂量计采用ISO棒模型。将体模放置到参考辐射的辐射场射野之中进行照射，将剂量计的响应与参考辐射场给出的该剂量计所处位置的Hp(d)数值比较，即可完成校准工作。通常给出的参考辐射场的量是空气比释动能，因此还必须根据ICRU第51、47号报告和ICRP第74号出版物中给出的注量、自由空气中的空气比释动能与这些实用量的换算系数，注量、自由空气中的空气比释动能与器官的当量剂量、有效剂量的换算系数，换算到所需的量，如Hp(d)。,个人剂量当量（吸收剂量）的确定对每一个剂量计测读后，常规监测情况下应赋与浅表和深部个人剂量当量（p(0.07)和Hp(10)）的值，在事故剂量情况下应赋与深部吸收剂量值(Dp(10)）。a)光子在无模体时，测得的模体正面中心位置的空气比释动能（ka），对于给定的光子谱，浅表和深部个人剂量当量（p(0.07)和Hp(10)）和深部吸收剂量值(Dp(10)的数值应按如下方法赋与：,周围剂量当量仪和定向剂量当量仪的校准方法与个人剂量计的校准类似，只是不使用体模。其较准的量是周围剂量当量H*(10)和定向剂量H(0.07,)。校准时一般以仪器灵敏体积的中心为参考点。注意按测量自由空气的辐射量（如比释动能）而设计的场所监测仪，一般不具有适合测量周围剂量当量H*(10)的能量响应。周围剂量当量仪和定向剂量当量仪应按其定义进行专门设计，否则其能响很难满足要求。,1.4.3校准的时机何时对剂量计或巡测仪进行校准也是应该注意的。首先是依据法规标准定期校准，作为法定计量器具这是有具体规定的。再就是新购仪器和剂量计需要进行校准。仪器在出了故障进行检修后也需要校准，因为仪器条件可能发生变化。使用环境有重大变化时也应进行校准，譬如测量对象的能量或者剂量率与先前校准的条件有重大变化，则应重新校准。当然，也可以在使用者认为必要时进行校准。,2.5监测的质量保证外照射监测的质量保证是为了保证监测结果的可靠性和准确性，这是进行正确的辐射受照评价的基础。GBl8871-2002对质量保证有明确的要求，IAEA和ICRP也出版了旨在强化个人剂量监测质量保证的出版物，而且还开展了各种外照射监测的比对活动。IS0和IEC也分别从方法学和仪器的性能指标两个方面对监测的质量进行了规范。监测的质量保证涉及一系列的活动，但目的只有一个，那就是提高监测结果的质量。,监测质量保证的通常做法包括：(1)制定监测质量保证大纲；(2)正确及时的校准；(3)针对监测对象，选用合适的仪器；(4)仪器、测读仪工作状态的维持；(5)相关的环境条件；(6)监测的比对(国际、国内)；(7)定期的内审与外审；(8)人员的教育培训；(9)个人剂量监测实验室的认证制度。,我国在外照射监测的质量保证方面已经建立起基本的体系。与国外相比，在比对方面开展的活动较少，少数单位加入了双轨监测,但尚未建立起个人剂量监测实验室的认证制度，而这是将外照射监测质量保证制度化的重要措施。在这方面国外已经建立了一些个人剂量监测认证程序：美国：DOELAP：DOELaboratoryAccreditationProgram和NVLAP：NationalVoluntaryLaboratoryProgram。英国：NAMAS：NationalMeasurementAccreditationService。德国：无认证制度，但有严格的性能测试和年度比对考核制度。,1.5测量元件和设备1.5.1热释光剂量计及监测设备1.5.1.1热释光进行剂量测量的基本原理许多非导体物质受到电离辐射的作用，间接产生电子-空穴对，其中部分电子（空穴）被物质中的陷阱所俘获，只有受到热激发时，才以可见光及紫外线光释放出来。释放出的光强正比于最初吸收的电离辐射。,1.5测量元件和设备1.5.1热释光剂量计及监测设备1.5.1.2热释光材料一种好的热释光材料要求具有灵敏度高、能量响应好、组织等效性好、衰退小、重复性能好、光敏性小、线性范围宽的优点。目前国际上最广泛使用的热释光材料有：LiF（Mg、Ti）、li2B4O7（Mn）、CaSO4（Tm）、LiF（Mg、Cu、P）等十几种。,发光曲线,灵敏度：单位质量的TL材料受单位辐照剂量时的相对光输出。,剂量响应：热释光材料的发光峰值高度或发光曲线下的面积或输出光子数随着辐射剂量的变化关系称为剂量响应。超线性：当射线的剂量值超过某一值时，其热释光输出呈现偏离剂量响应线性曲线的现象称为超线性。,能量响应：在相同射线辐照剂量下，热释光强度或发光曲线下的面积等热释光探测器的响应与射线能量之间的关系称为能量响应。,长期稳定性：热释光材料在经过射线照射后，在一定条件下保存一段时间，其发光曲线全谱面积随时间而衰退。主剂量峰温度低，衰退快；主剂量峰温度高，衰退慢；GB-10264-88中规定：长期稳定性应好于7%。可通过利用已知剂量照射并在恒温、恒湿箱中贮存响应时间的试验来确定一批剂量计的长期稳定性。,零剂量读数：热释光材料在没有受到射线照射时，经加热后的读出读数称为零剂量读数。在小剂量的测量中，热释光剂量计的零剂量读数决定了其剂量计的下限和剂量读数的重复性。零剂量读数主要与热释光材料及探测器的受照历史有关，可以采用本底补偿的方法清除。,读出系统：,1.5.2光释光剂量计及监测设备1.5.2.1光释光（OSL）技术的发展历史OSL在个人剂量监测领域的研究工作可追溯到上世纪50年代。1956年，Antonove-Romanovskii等人提出了利用OSL进行个人剂量测量的建议。1967年，开始试应用。然而，当时这些工作没有被广泛报道，其原因可能是由于当时没有合适的OSL物质。这种物质既要求对辐射高敏感，又要求有高的光激发效率、低有效原子序数和在室温下能有稳定的发光信号。当时，主要对MgS、CaS、SrS、SrSe等物质中掺杂Ce、Sm、Eu等稀土元素的物质进行试验。这些物质对辐射敏感，又有高的光激发光效率，但其在室温下信号有明显的衰退，且有效原子序数太高，不适合于个人剂量监测。,70年代，尝试利用BeO、CaF2:Mn、CaSO4:Dy等物质和OSL原理进行快中子剂量的测量，但由于其灵敏度相对较低，效果不太理想。当时采用的模式为DOSL（延时OSL）。90年代，POSL（脉冲OSL）方式出现，同时，新的晶体（Al2O3）开始应用。这种方式显示出了高灵敏度和弱的温度依赖特性。高灵敏度和快读出特性使得对大面积探测器的剂量分布成像成为可能。又经过持续研究，OSL技术逐渐走向成熟并获得应用。,1.5.2.2光释光（OSL）技术原理几种热激发与光激发现象的原理示意图,1.5.2.3光释光（OSL）技术特性在实验室内，很多物质，如Al2O3:C、KCl、KBr、NaCl等均作为OSL物质进行过研究。目前仅有Al2O3:C走向市场。（1）Al2O3:C的OSL激发与发射特性Markey等人利用氩电离激光源对Al2O3:C的激发光谱进行了测量(1995)。在每一个波长上，功率都调节到单位时间单位面积内入射到样品上的光子数相同。以后Btter-Sensen、Walker等人也利用不同方法进行了测量，测量结果有所差别，但趋势大同小异。Btter-Sensen等人测得的激发波长与OSL强度之间的关系如下图所示。在低波长范围，随着波长的上升，OSL强度逐渐增强，达到峰值后，逐渐下降。,下图为受照后的样品受到光激发时OSL强度随时间的变化关系。该图中，利用90Sr/90Y源对Al2O3:C进行照射，照射剂量为60mGy，激发源波长为420550nm，强度为16mW/cm2。,几种OSL个人剂量计或测量系统介绍。,OSL测量技术光激发模式OSL测读的基本过程是利用光对受照样品进行激发，然后利用光电倍增管对样品发射的光子进行探测。激发过程中，可以使用三种不同的模式：连续波OSL(CW-OSL)、线性调制OSL(LM-OSL)、脉冲OSL(POSL)模式。三种激发模式示意图如下图所示：,2、内照射剂量监测2.1内照射剂量监测的一般原则2.2.1监测的目的（1）估算待积有效剂量，必要时估算受照器官或组织的待积当量剂量，以达到并维持可接受的安全而又满意的工作条件。（2）为安全评价和辐射防护评价提供内照射剂量资料，以验证是否符合管理和审管部门的要求。（3）为设施的设计和运行控制的优化提供资料。（4）在异常或事故照射情况下，为启动合适的健康监督和医学处理提供可靠的资料、支持和协助。,2.2.2监测对象对所有可能受到职业内照射的人员一般都应进行内照射个人监测，对于可能有放射性核素显著摄入的工作人员，应进行常规内照射个人监测。在处理事故或设备检修情况下，发生或怀疑发生放射性核素显著摄入时，应进行内照射个人监测。在事故情况下，应进行内照射个人监测。,2.2.3监测的类型按监测的目的，内照射剂量个人监测的类型分为常规监测，任务相关监测和特殊监测。验证性监测、伤口监测和医学干预后监测等均属特殊监测。,（1）常规监测常规内照射个人监测是按常规监测计划，以规定的时间表进行的监测。它的主要目的是为安全评价和辐射防护评价提供个人内照射剂量数据。对于核电站，在下述情况下，一般应进行常规个人监测：操作气态和挥发性的放射性物质，如在大规模生产过程中和操作发光材料中遇到的氚及其化合物以及重水反应堆中氚和氚化物等；可能受到裂变和活化产物照射的反应堆维修。,常规监测的频率主要与下列因素有关：放射性核素在体内的生物动力学行为测量技术的灵敏度辐射特性在摄入量和剂量估算中所能接受的不确定度。确定监测频率时，应保证由于摄入时刻未知而采用摄入发生在每个监测周期中间一天的假定所造成的摄入量低估不大于3倍。一般来说，监测周期的选择，不应使得与大于5%年剂量限值相应的摄入量被遗漏。,原则上应尽量采用灵敏的测量技术，但是在选定前应对利用最灵敏的探测技术和尽可能短的取样周期所需费用与因利用灵敏度较差的探测技术或较长检测周期而将剂量低估或遗漏产生的辐射危害进行权衡。,（2）特殊监测和任务相关监测为了解决某一特殊问题，或当出现异常或怀疑出现异常进行的监测称为特殊监测。为了给特定的操作提供相关资料，或有时为了给某项操作的开展提供依据而进行的非常规监测称为任务相关监测。由于特殊监测和任务相关监测均与实际发生或怀疑发生的特殊事件有关，因此摄入时刻是知道的，并且还有可能获得关于污染物的物理化学形态的资料。在已知或怀疑发生较显著摄入时，或发生事故或异常事件后，需要进行特殊监测。特殊监测也常因常规全身测量或排泄物分析结果超出导出调查水平，以及鼻涕，鼻拭等临时采集的样品和其他监测结果发现异常而进行。,在发生事故或异常事件后，摄入放射性核素引致的待积有效剂量接近或超过剂量限值的情况下，一般需要了解与受照个体和污染物有关的具体数据，包括有关放射性物质的物理化学特性、粒子大小、空气浓度、表面污染水平、核素在受照个体内的生物动力学行为、鼻涕样、面部擦拭样、皮肤污染水平和外照射剂量测定结果等资料。综合分析这些数据，以得出合理的剂量估算结果。事故或异常事件发生后，一般应进行随访监测。,当伤口污染或怀疑污染时，应立即进行伤口监测，确定伤口污染的范围，污染量及其污染的核素。如果需要手术切除，应协助医生随时测量伤口的污染量，确保残留量尽可能地低。手术后应再次测量伤口部位的残留量并对切除的组织进行核素分析和测量。然后根据需要确定是否进行全身测量、尿或粪等生物样品分析。,医学干预后的监测属特殊监测。如果采用了阻吸收或促排药物，则不能直接采用参考人的资料估算剂量。事故摄入后若进行了这种医学处理，则应制定特殊监测计划，对污染物在事故摄入者体内的分布、滞留和排泄进行追踪监测，以得出该个体的代谢参数，并根据这些资料对待积有效剂量作出专门估计。在摄入多种放射性核素混合物的情况下，应仔细分析摄入物质的核素组分，分析各核素对待积有效剂量贡献大小和个人内照射监测的难易程度，以此制定监测计划。,2.2.4监测的量（1）测量的量内照射个人剂量监测中所测量的量是放射核素在全身或器官（组织）中的含量（活体测量），或在排泄物等生物样品中的含量（生物样品分析），或放射性核素的积分空气浓度（个人空气采样分析）。活体测量得出的结果是摄入后第t天的全身或器官（组织）中的放射性核素含量。排泄物分析得出的结果是摄入后第t天的尿浓度（Bq/L）（仅对氚，单次尿样），或第t天的日排泄量（除氚以外的核素，日尿或粪样，一般情况），或某几天的累积排量（除氚以外的核素，累积尿或粪样，特殊情况）。,（2）评价的量（防护量）内照射个人剂量监测中的评价量是待积有效剂量、器官或组织的待积当量剂量和摄入量。,2.3内照射个人剂量的测量方法2.3.1测量方法的选取内照射个人剂量监测包括活体测量、生物样品分析和个人空气采样分析等三种方法。假若这些方法都有足够的灵敏度且都可被利用，按测量的快捷方便性和测量结果解释的准确度分析，其选择的顺序是：活体测量、生物样品分析、个人空气采样分析。,选择测量方法时应考虑以下几个因素：放射性核素的辐射特性；污染物的生物动力学行为；污染物在体内的滞留特性（包括生物廓清和物理衰变）；要求的测量频率；测量设备的灵敏度，方便性和可利用性。,对于常规监测，如果灵敏度满足要求，一般只采用一种测量方法，如果测量和测量结果的解释都有困难时，应结合使用不同的测量方法。一般来说：氚：采单次尿样，用液体闪烁计数器来分析；124Sb、131I、137Cs、60Co等放射性裂变和活化产物采用活体测量；90Sr、210Po等放射性核素：采用日尿样的放化分析；钍、铀、钚等同位素：采用日尿样的放化分析，以及肺部测量和个人空气采样分析相结合的方法。,当前国外已有报道采用尿样的中子活化分析或质谱仪分析，可将钍、铀和钚的尿样放化分析灵敏度从10-3Bq/l提高到10-6Bq/l以上，能满足测量的灵敏度要求。ICRP第78号出版物已推荐了常见核素所采用的测量方法，测量周期以及测量方法的探测限，可供参考。对于特殊监测和任务相关监测，按要求的任务和目的可选用一种或多种测量方法。采用多种测量方法可获更多的资料，从而可得出更准确的剂量结果。,常规监测的测量方法应有足够的灵敏度或探测限。美国能源部（USDOE）要求测量方法的灵敏度或探测限优于相当于待积有效剂量1mSv的摄入量。ICRP和IAEA提出小于1mSv可不进行常规监测，这意味着如果监测其灵敏度或探测限应优于1mSv。我国核行业标准EJ375-2005“职业性内照射个人监测规定”3.4.2.3条规定不应使得与大于5%年剂量限值相应得摄入量被遗漏，也意味着测量方法的灵敏度或探测限应优于1mSv，否则即便测量，1mSv的剂量对应的摄入量也会被遗漏。总之，一般说来，测量方法的灵敏度或探测限应优于1mSv。,2.3.2活体测量(1)全身计数器全身计数器主要由屏蔽体、探测器、多道谱仪和人体支撑物四部分组成。不同类型的全身计数器主要差别在于屏蔽体和探测器，多道谱仪和人体支撑物差别不大。全身计数器的典型形式如下：,实验室的全身计数器要求测量的准确度和灵敏度都较高，因而大都采用大型钢全屏蔽室或铅全屏蔽室，其内壁还衬以铅、镉、铜等内衬，其厚度钢室多为200mm，铅室多为100mm，其内部尺寸多为2200mm1500mm2200mm；探测器大都采用多个高分辨的大体积的高纯锗探头。其探测限对137Cs可达10Bq，60Co为15Bq，相应的剂量探测限小于10Sv（吸入，5m，监测周期1年）。,(2)肺部或器官计数器肺部或器官计数器要求测量的准确度和灵敏度都较高，因而大部分采用大型钢全屏蔽室或铅全屏蔽室，其内衬、屏蔽厚度和内部尺寸与实验室的全身计数器类同；探测器多采用4个或2个大面积薄型炭窗或铍窗高纯锗探头。其目的主要是测量发射低能光子的铀、钚、镅的肺中含量或210Pb等的颅骨或膝盖骨中含量。测肺时将这些探头置于胸前，测骨时将这些探头置于头部或膝盖部。,肺中235U和241Am的探测限为4Bq，相应的剂量探测限分别为36mSv（天然铀，吸入S类，5m，监测周期1年）和9mSv（吸入M类，监测周期1年）。尽管该探测限不能满足常规测量的要求（1mSv），但事故受照情况下是可用的监测方法。肺部计数器的典型形式如下图所示。,(3)活体测量装置的刻度刻度模型一般来说活体测量装置可采用物理模型、数学模型和体素模型刻度。数学模型和体素模型刻度方法不需要放射源，且可按每个被测者的体素模型，按核素的非均匀分布来刻度，从而提高了测量的准确度，但是该方法本身仍需物理模型来验证。仿真人体躯干模型如图A所示，多用于肺部计数器的刻度。BOMAB模型如图B所示，多用于全身计数器的刻度。计算（体素）模型如图C所示，多用于准确度要求较高的全身或器官计数器的刻度。,图A仿真人体躯干模型,图BBOMAB模型,图C计算体素模型,物理模型刻度物理模型（physicalphantom）刻度就是用等效组织材料制作一套仿真人体模型。将已知活度的放射性物质均匀地掺入全身仿真人体模型就可对全身计数器进行刻度。将已知活度的放射性物质均匀掺入胸腔模型的肺中可对肺计数器进行刻度。将已知活度的放射性物质均匀掺入头模型的颅骨中可对颅骨计数器进行刻度，等等。,物理模型刻度物理模型（physicalphantom）刻度就是用等效组织材料制作一套仿真人体模型。将已知活度的放射性物质均匀地掺入全身仿真人体模型就可对全身计数器进行刻度。将已知活度的放射性物质均匀掺入胸腔模型的肺中可对肺计数器进行刻度。将已知活度的放射性物质均匀掺入头模型的颅骨中可对颅骨计数器进行刻度，等等。,数学模型刻度数学模型（mathematicalphantom）刻度就是利用描述人体及其各器官或组织的位置、形状和大小的数学模型，例如ADAM、EVA和MIRD等及其修正和补充的模型，采用MCNP、EGS和GEANT等软件对各类型的活体计数器，各核素的各种非均匀分布计算出刻度因子。该刻度在计算机上进行，方便快捷，但由于人体和各器官或组织是采用圆柱、椭圆柱、椭球等一些简单的几何体素近似描述，因而准确度不够高。,体素模型刻度体素模型（voxelphantom）刻度就是利用X断层扫描（CT）、核磁共振（MRI）和人体解剖学图像等成像技术，建立体素模型，采用蒙特卡罗（MC）方法，利用MCNP、EGS或GEANT等软件对各类型的活体计数器，各种核素的各种非均匀分布计算出刻度因子。该刻度在计算机上实现，可建立起特定个体的体素模型，可模拟特定个体的放射性物质分布，因而方便快捷，灵活准确。,活体测量注意事项进行活体测量前应淋浴，摘下眼镜、手表及其它饰物，穿上清洁衣服。如果皮肤、伤口等处有放射性物质污染，应予以扣除或采用适当的准直或局部屏蔽等措施。被测者应处于规定的测量位置。应询问调查被测者近期是否接受过放射性药物的症断和治疗等。,2.3.3生物样品分析（1）生物样品分析的类别生物样品分析包括尿粪等排泄物分析，呼出气测量，血、鼻涕、鼻拭和头发等其它生物样品分析。尿样分析与呼出气测量多用于常规监测。粪样分析，血、鼻涕、鼻拭和头发等其它生物样品分析多用于特殊监测或事故监测。,（2）尿样分析尿样的收集、储存和处理尿样的收集、储存和处理应避免外来污染和交叉污染以及待测核素的损失。取样容器对待测核素应无器壁吸附和无同位素置换作用。为了尽可能避免器壁吸附和分解变质，可在尿样中加适量的酸、载体或络合剂。取样应在无污染的清洁区进行，必要时应检查受检者的体表污染，尿样储存地方和分析设备也应进行污染检查，严防样品污染。,一般情况下应严格收集24h的全部尿样。收集尿样的时间最好安排在节假日后进行，如果尿样分析结果过高，可多收集几天的24h尿样，以减少近期摄入对剂量估算的影响。氚是一个例外，一般只取单次尿样分析尿氚浓度即可。在某些情况下，为了减少核素经尿排出的日排量涨落对分析结果的影响，可连续收集几天的尿样，将其分析结果作为中间一天的日排量。,尿样分析方法尿氚浓度一般采用氧化蒸馏法制得样品，然后用液体闪烁计数器进行测量。其探测限可达70Bq/l，相应的剂量探测限为0.1Sv（氚化水，监测周期为30天）。90Sr尿样分析采用发烟硝酸沉淀、硫酸盐沉淀等方法化学分离制成样品后用低本底计数器进行测量，其探测限为0.4Bq/l，相应的剂量探测限为0.3mSv（吸入F类，5m，监测周期1年），或14mSv（吸入S类，5m，监测周期1年）。,铀的尿样分析一般采用紫外光等荧光法测量、或采用离子交换、萃取等化学浓集分离制成样品后用低本底谱仪测量。紫外光荧光法的探测限为0.05g/l，相应的剂量探测限分别为33Sv（天然铀，吸入F类，5m，监测周期1年）、43Sv（天然铀，吸入M类，5m，监测周期1年）、和3mSv（天然铀，吸入S类，5m，监测周期1年）。若采用低本底谱仪测量，其探测限为1mBq/l，相应的剂量探测限对天然铀与荧光法类似。但对于浓缩铀来说，由于浓缩铀的比活度浓度随浓缩度的提高而增大，因而采用荧光法测量会降低灵敏度，对4%的浓缩铀将降低4.4倍，对93.5%的浓缩铀将降低112倍，因而对浓缩铀宜采用谱仪测量，不宜采用荧光法测量。,239Pu尿样分析采用共沉淀、离子交换和萃取色层等方法化学分离制成样品后用低本底谱仪测量，其探测限为1mBq/l，相