第10 章 辐射照射监测及辐射照射

1、第第10 章章 辐射照射监测与辐射辐射照射监测与辐射照射评价照射评价夏 益 华中国原子能科学研究院10.1 辐射照射监测的目的辐射照射监测的目的 出于辐射防护目的的监测，不同于一般单纯的测量，这种测量本身不是最终目的，而是辐射防护的重要组成部分，应当包括: 1)监测的设计（计划的制定）; 2)测量（分析）技术的应用（测量过程），3)测量结果的解释三个环节。 尤其是其中的监测计划制定，必须以辐射防护原则为指导，充分考虑到防护评价的要求。 按监测目的的不同，监测可以分为以下三类： (1)常规监测，它与连续操作有关，是按事先制定的时间表定期进行的监测。其目的是要论证当时的工作条件（包括个人所受的剂量

2、水平）是令人满意的，并符合监管要求。因此，常规监测在本质上大都是证实性的。 (2)与任务相关监测，它可以为某种非常规性的特殊操作提供有关操作管理方面的决策依据，为辐射防护最优化提供支持。 (3)特殊监测，实质上是调研性的，通常是在缺乏足够的信息证明防护控制是充分的时候（已经或有迹象表明出现异常时）实施的。其目的是为了弄清楚某些问题，以及为确定今后的操作程序提供详细的信息。通常应在新设施运行阶段、在设施或程序做了重大变更后，或在异常（如事故）情况下进行特殊监测。按监测对象,监测可以分为以下几类 (1)个人监测，即利用个人所佩带的器件或者其他的测量设备，对人员受到的外照射剂量、内照射和皮肤污染所进

3、行的监测； (2)工作场所监测，即利用固定的或可移动测量设备，对工作场所中的外照射水平、空气污染和地面、设备污染所进行的监测； (3)环境监测，即利用直接测量、取样后实验室测量等各种方法，对设施周围环境中的辐射和放射性污染水平所进行的测量。 (4)流出物监测，即利用直接测量、取样后实验室测量等各种方法，对设施向环境的（气、液态）释放情况所进行的测量。l辐射防护中使用的量辐射防护中使用的量 1 基本的剂量学量 放射防护中的基本剂量学量是吸收吸收剂量剂量（absorbed dose）D。 它是单位质量内吸收的能量。其单位为焦耳每千克（Jkg-1），具有专用名称戈瑞(Gy)。 吸收剂量 吸收剂量D是

4、基本的物理学剂量量，适用于任何一种电离辐射和照射几何条件。 定义为:是电离辐射传递给质量为dm的物质的平均能量. 吸收剂量的SI单位是焦耳每千克(JKg-1)，它的专用名称是戈瑞(Gy)。ddm (1)辐射权重因子辐射权重因子 已知随机性效应的概率不仅依赖于吸收剂量，而且还依赖于产生这个剂量的辐射的种类与能量。为了顾及这一事实，吸收剂量用一个与辐射的“质(quality)”有关的因子加权。 (2)当量剂量当量剂量 在放射防护中感兴趣的是某一组织或器官的吸收剂量的平均值（而不是某一点上的剂量），并按辐射的质加权。为此目的的权重因子现称为辐射权重因子辐射权重因子R，它是根据射到身体上（或当源在体内

5、时由源发射）的辐射的种类与能量来选定的。 这个加权后的吸收剂量是在严格意义上的一个剂量,称为在一组织或器官中的当量剂量当量剂量，所用符号为HT。 在组织T中的当量剂量可表示为: 式中，DT，R为按组织或器官T平均计算的来自辐射R的吸收剂量，其单位为焦耳每千克（Jkg-1），专用名称为希沃特（Sv）。 对于特定种类与能量的辐射，其辐射权重因子的数值是由委员会选定的，使其能代表这种辐射在小剂量时诱发随机性效应的相对生物效能相对生物效能(relative biological effectiveness, RBE)的数值。 ,TRT RHD当量剂量与辐射权重因子 某个器官或组织内的防护量“当量剂量”

6、HT定义为： ,TRT RRHW D有效剂量和组织权重因数 有效剂量的定义与60号出版物相同：,TTTRT RTTREW HWW D表1 推荐的辐射权重因子 辐射种类 光子 电子a和介子 质子和带电介子 粒子，裂变碎片，重离子 中子 辐射权重因数，WR 1 1 2 20 中子能量的连续函数（见图1和公式(4.3) 表2 推荐的组织权重因数 组织 WT WT 骨髓（红），结肠，肺，胃，乳腺，其余组织*性腺膀胱，食道，肝，甲状腺骨表面，脑，唾腺，皮肤 0.12 0.08 0.04 0.01 总 0.720.080.160.041.00 图2 性别平均得到有效剂量10.3 辐射照射监测的运行实用量辐

7、射照射监测的运行实用量 与人体受照相关的防护量（当量剂量和有效剂量）实际上是不可测量的。因此要利用运行实用量（也叫实用量、适用量，或操作量）来评价有效剂量和组织或器官中的平均当量剂量，它们的用途在于为人员在大多数受照条件下的一次照射或潜在照射相关的防护量的值提供一种保守的估计 运行实用量运行实用量 场所监测用：周围剂量当量H*(10)，适用于强贯穿辐射，定向剂量当量H(0.07，)，适用于弱贯穿辐射。 个人监测用：个人剂量当量Hp(d)，它是在人体上某指定点以下适当深度d处，ICRU（软）组织中的剂量当量 严格来讲，指示空气比释动能（率）或照射量（率）的仪表是不直接适用于辐射防护监测的，应该根

8、据被监测辐射能量的不同对测量的量进行适当的修正以估计出环境监测量H*(10)和H(0.07)（可参见附录附表18，19和附图11）。 用于内照射情况，还没定义出可对内照射剂量学中的当量剂量或有效剂量进行直接评价的运行实用量。但一般情况下，可以把通过不同测定和估算方法确定的摄入量作为内照射情况下的运行实用量。10.4 个人监测个人监测 10.4.1 需要进行个人监测的人员范围 对于任何在控制区工作的工作人员，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，均应进行个人监测。 对在监督区或偶尔进入控制区的工作人员，如果预计其职业照射剂量在15m

9、Sv/a范围内，则应尽可能进行个人监测。10.4.2 个人外照射监测计划的设计 在外照射个人监测计划的设计中，应注意以下几点： (1)在采用工作人员个人监测的场所，应为每个人提供一个积分剂量计。在工作场所遇到的剂量当量率的变化可能超过9倍时，为了进行剂量控制，还应提供一个直读式剂量计和或一个报警装置。 (2)如果辐射场含有大量的弱贯穿辐射(例如粒子或能量低于15 kev的光子)，则Hp(0.07)可以与Hp(10)相比较，或明显大于后者；对于这种辐射场而言，剂量计应能够测定深度为0.07mm处的剂量当量。 (3)在打算测定眼晶体所受剂量当量的场合，通常可以依据Hp(10)和Hp(0.07)的测

10、定结果，十分准确地评价个人剂量当量Hp(3)。如果Hp(10)和Hp(0.07)低于各自的剂量限值，则人们可以看到，在绝大多数情况下，对于眼晶体而言，Hp(3)的值亦将低于剂量限值(150mSv)。 (4)在大多数情况下，佩戴在人体躯干上的单个剂量计已经够用。对于强贯穿辐射而言，应该把这种剂量计置于预计躯干表面会受到最强照射的位置上。对于主要来自躯干正面入射的辐射而言，或在预期这种入射是轴对称的或各向同性时，该剂量计应佩戴在躯干前面的两肩和腰部之间。用以评估眼晶体所受剂量的剂量计，应佩戴在眼睛附近(例如，前额或帽子上)。 (5)为了较好地评估在不均匀的辐射场中所接受的有效剂量，工作人员在身体其

11、他部位上佩戴额外的剂量计是有益的。在某些特殊情况下(例如，在使用诸如铅围裙之类的防护衣的医疗照射场合)，把一个剂量计置于防护裙的里面，并把另一个剂量计置于身体非屏蔽的部位上是可行的。使用这两个剂量计的目的在于测定身体的屏蔽部位和非屏蔽部位所接受的有效剂量。上述两种办法还可以结合起来使用，以便通过使用适宜的算法给出总的有效剂量。 (6)当肢体最大剂量预计至少大于全身表面剂量的10倍(肢体当量剂量限值500mSv和全身一年有效剂量限值50mSv之间相差10倍)时，应在适当部位佩戴一个或多个肢体剂量计，以测定预计会遭受最高剂量的部位所受的剂量。 10.4.3 外照射个人剂量计的选择 可以使用下述类型

12、的剂量计： (a)光子剂量计，仅能给出关于个人剂量当量Hp(10)的信息； (b)-光子剂量计，可给出关于个人剂量当量Hp(0.07)和Hp(10)的信息； (c)甄别型光子剂量计，除给出关于Hp(10)的资料外，还给出某些关于辐射类型、有效能量以及高能电子探测方面的指示性信息； (d)肢体剂量计，对于-光子辐射（以及中子，假若还操作中子源的话）而言，给出关于Hp(0.07)的信息； (e)中子剂量计，给出关于Hp(10)的信息。 10.4.4 内照射个人监测计划的设计 对于内照射来讲，需要进行个人监测的照射水平，同样要满足上面所介绍的GB18871-2002中所规定的应当进行个人监测的总体要

13、求。以下是一些有必要进行内照射个人常规监测的实践例举： (1)大量气态或挥发性物质的处理，如大规模生产过程、重水反应堆和发光涂层中的氚及其化合物的处理； (2)钚及其他超铀元素的加工处理； (3)钍矿石的开采、加工和处理，以及钍及其化合物的使用； (4)高品位铀矿石的开采、加工和精炼； (5)天然铀和低浓铀的加工处理，以及反应堆燃料的制造； (6)放射性同位素的大批量生产； (7)在氡水平超过规定的行动水平的矿山或其他工作场所； (8)大量医用放射性药物的处理； (9)可能导致裂变产物和活化产物照射的反应堆维修等。10.4.4.2 内照射个人监测的方法 (1)活体测量（或称直接测量），即利用仪

14、器直接测定人体全身或特定器官内的放射性核素的种类及其量。 (2)离体测量（或称间接测量），即对生物样品中的放射性核素进行的测量。 (3)实物样品（如从个人空气取样器或固定空气取样器取下的滤样，或者表面擦拭样）中放射性核素的测量 10.5 工作场所监测工作场所监测 工作场所监测一般包括中子、X、外照射监测、表面（特别是地面）污染监测、空气污染监测。 工作场所监测的性质和频度应满足以下要求： (1)足以评价所有工作场所内的放射防护条件，足以进行控制区和监督区内的照射水平评价，足以检查控制区和监督区的划分是否适当。 (2)要和周围剂量当量和空气中放射性浓度的水平、它们的预期波动范围、潜在照射的可能性

15、及其预期大小相适应。 工作场所外照射常规监测的频度取决于辐射环境的可能变化： (1)若工作场所的防护屏蔽或所进行的操作过程预计不会发生重大改变，则应出于验核的目的只进行偶尔的常规监测； (2)在预期工作场所里的辐射场变化不可能发生很迅速或很激烈时，那么只要进行定期的、或偶尔的核对性测量（主要在预先设定的点上）就可以充分而及时地发出警报；或者也可以使用个人监测的结果； (3)在辐射场可能迅速地和不可预见地增大到严重的水平时，除使用个人剂量计以外，还需要使用报警系统（工作场所或佩带在身上），以防止短时间内出现大剂量当量累积的危险。10.6 环境监测环境监测 10.6.1 环境监测的对象和目的 所谓

16、环境监测，也是电离辐射环境监测，是指对操作放射性物质的设施周界之外的辐射水平和环境介质中的放射性核素浓度水平所进行的与该设施运行有关的测量。环境监测的对象是环境介质和生物。环境监测的目的在于检验核设施运行在周围环境中造成的辐射水平上和放射性污染水平是否符合国家的和地方的有关规定，并对人为的核活动所引起的环境辐射的长期变化趋势(其中包括由人为活动所造成的天然放射性核素的重新分布所引起的环境辐射水平的变化)进行监视。 10.6.2 环境监测的分类 (1)从管理角度来分，可以分为监督性环境监测和排污(营运)单位监测两大类。 (2)从设施(或活动)的运行状态来分，可以分为正常状态环境监测与事故应急监测

17、两大类。 (3)从运行阶段来分，可分为运行前辐射环境调查(或称辐射本底调查)、运行环境监测、退役环境监测(或称运行后环境监测)。10.6.5 制定环境监测方案要考虑的因素和步骤 环境监测方案的制定，要随核设施的具体类型、规模，以及设施的运行阶段和监测目的异，在制定环境监测方案时，需考虑以下主要因素： (1)设施的类型、规模、潜在危害，以及运行阶段； (2)释放核素的种类和量，以及它们的物理和化学形态、释放的方式和途径； (3)被释放元素在环境中的迁移消散运动规律，以及影响这些元素迁移运动的天然和人工因素，如气象、地质和水文状况，植物和水库、港湾及浓集生物等情况； (4)农业、渔业、水和食物供给

18、、工业和文化娱乐对环境资源的利用； (5)人口分布及其按年龄、性别、饮食、职业、生活及文化娱乐习惯等方面的组成。大型核设施辐射环境监测方案设计的主要步骤10.6.6 环境监测方案的基本内容 (1)监测介质：一般包括空气、水体及水生物、土壤及沉积物、动植物及其产品等； (2)监测内容：,总活度；,核素分析、剂量或剂量率；环境介质中核素活度、沉降率等； (3)监测地点（取样或监测点的分布）； (4)监测频度或时节； (5)取样、测量样品的量； (6)取样和测量方法及技术； (7)质量保证计划； 10.7 流出物监测流出物监测 核设施在运行过程中，通过烟囱排出的气载放射性污物流，或通过管道、水渠排入

19、污水接纳体的液态放射性污物流称为放射性流出物 . 在排入环境之前，流出物中的放射性浓度都会比进入环境后的浓度高得多，因此流出物监测可以以较高的准确度来鉴别和确定释入环境的放射性核素的组成和量。其次，由于流出物与设施运行的归属关系十分清楚，因此进行流出物监测十分有利于对污染源的控制和评价。 10.7. 流出物的排放类型与控制要求 注册者和许可证持有者应保证，由其获准的实践和源向环境排放放射性物质时符合下列所有条件，并已获得审管部门批准： 1)排放不超过审管部门认可的排放限值，包括排放量总量限值和浓度限值； 2)有适当的流量和浓度监控设备，排放是受控的； 3)含放射性物质的废液是采用槽式排放的；

20、4)排放所致公众照射符合标准所规定的剂量限制的要求； 5)已按标准的有关要求使排放的控制最优化。 不得将放射性废液排入普通下水道，除非经审管部门确认是满足下列条件的低放废液方可直接排入流量大于10倍排放流量的普通下水道，并应对每次排放做好记录 ALI=20mSv/食入或吸入剂量转换因子e 例如对碘-131: e=7.6E-9(吸入(1m) ),1.1E-8(5m) e=2.2E-8 （按食入） ALImin9.1E5 Bq （按食入） 吸入：1.8E6 Bq（5m); 2.6E6Bq (1m) 10.7.3 流出物监测的法规要求(1)制定并实施详细的监测大纲，以保证有关照射源所致公众照射的各项

21、要求得以满，并可以对这类照射进行评价；(2)制定并实施详细的监测大纲，以保证有关放射性物质向环境排放的各项要求和审管部门所制定的各项要求得以满足，使审管部门能够确认在推导排放管理限值时的假设条件继续有效，并能依据监测结果估算关键人群组的受照剂量； (3)按规定保存好监测记录；(4)按规定期限向审管部门提交监测结果的摘要报告；(5)及时向审管部门报告环境辐射水乎或污染显著增加的情况；若这种增加可能是由其所负责源的辐射或放射性流出物所造成的，则应迅速报告；(6)建立和保持实施应急监测的能力。10.7.5 流出物排放的管理限值、运行限值、行动水平 排放(管理)限值 排放(管理)限值，是由国家环境保护

22、行政主管部门根据相关法规的要求，并结合核设施的具体情况所批准的核设施流出物中放射性成分的相应数量限值。一般是由设施的运管单位根据排放所致公众剂量不能超过规定的剂量约束值、辐射防护最优化分析，以及为今后的发展和剂量估算中的不确定度留有余地等因素提出申请值，后经国家审管部门批准。 运行限值 运行限值是为了确保达到排放(管理)限值的要求和运行管理的需要，而由运行单位制订的流出物中放射性核素的数量限值。运行限值在数值上要低于国家审定的排放限值。 除了以年排放限值作为基础以外，也可以设置较短期间内的运行限值，以便于：1)调查行动；2)保证所采用的程序和估计剂量用的相应条件和假定保持有效，即防止在不良的环

23、境扩散条件下，由明显高于正常的排放会引起明显高得多的公众剂量。10.7.6 流出物监测的目的 (1)判明设施流出物中放射性物质的数量，以便与排放限值、运行限值及行动水平进行比较，以确保满足相关法规的要求； (2)为采用适当的模式评价环境质量、估算公众所受剂量提供源项资料； (3)为判明设施的运行以及废物处理和控制系统工作是否正常有效提供数据资料；(4)使公众确信核设施的放射性释放是得到严格控制的；(5)迅速发现和确定计划外释放的性质（种类）和规模；(6)给出是否需要启动警报系统或应急警报系统的信息。10.7.9 气载流出物监测计划的分级 一般来讲，可以分为以下四个级别： (1)其释放量导致的公

24、众剂量可能明显超过法定剂量限值，以及事故释放时需要对高水平污染进行快速探测。对这种最高级别的设施，流出物监测须采用连续、取样和在线三种方式的监测； (2)其释放量导致的公众剂量可能超过法定剂量限值的一小部分。对这一级别，可考虑采用连续取样和回顾性离线测量，也可能采用配有实时探测器的取样器来连续监测； (3)其释放量导致的公众剂量不会大于法定剂量限制的一小部分，一般来讲可以进行定期的验证性测量； (4)不存在可能污染流出物的放射性源项。对这一级别，可以不进行放射性气载流出物的取样，但应进行定期检验，以确认不存在放射性污染的情况未发生改变。对于过去操作过放射性的设施，其部分管道和设备有可能受到污染

25、，因此最好再维持其监测规划一段时间。10.8 环境样品的采集、预处理及其环境样品的采集、预处理及其管理管理 样品与样品的代表性 对于环境监测来说，实际上所能监测的只是环境的一小部分，因而无论是就地测量，或者是取样后实验分析测量，都不可能直接获得监测对象的总体信息，都存在一个取样代表性问题。所谓取样，就是为了得到总体信息而从待研究总体中抽取出一组样品（或一组测量值）以供测量分析。 要保证环境监测的质量，关键是要保证取样的代表性。所谓取样的代表性，就是指通过取样分析获得的数据是否能尽可能准确和精密地反映出监测对象的总体特性、取样点相关的变化，以及取样条件和取样过程或当时的环境状态。影响取样代表性的

26、因素 (1)待分析的放射性在环境中分布的均匀性，及其分布的时、空稳定性； (2)采集样品的量； (3)所分析的样本内容； (4)取样条件和过程（采集、样品预处理、实验室样品制备）中的影响因素； (5)环境状况因素，例如：气候、温度、湿度、风雨、水文、地质等自然条件。采样量的要求 任何一种取样一测量方法可探测的样品中放射性活度浓度与相关参量之间 存在以下关系： ()Dmt LAKVf rt 为了保证某取样和分析程序能满足监测计划对介质中最小放射性度浓度Am的要求而决定的最小取样量可由下式给出： ()Dmt LVKAf rt 10.9 辐射照射的评价辐射照射的评价 10.9.1 职业照射 在职业性

27、外照射监测中，个人剂量计测量的是个人剂量当量Hp(10)。在全身均匀照射的假定下，该测量值被视为对有效剂量的评价。 在弱贯穿辐射对外照射会有显著贡献的少有情况下，除了评价有效剂量用的公式中所给出的项以外，还需要考虑皮肤剂量对有效剂量的贡献。 辐射剂量 在某些情况下，并不通过个人剂量计来进行个人监测。诸如对航空机组人员的照射，可根据以周围剂量当量H*(10)表示的场所监测结果来评估他们的有效剂量，可以采用根据辐射场数据推导出来的适当因数来计算有效剂量，或者根据这些周围剂量当量数据直接计算出有效剂量。 对于内照射，待积有效剂量一般是根据对生物样品分析或其他量（例如，滞留在体内的活度，或每天排泄物中

28、的活度）的分析所获得的放射性核素摄入量的评估来确定的。利用推荐的剂量系数就可以根据摄入量来确定验证剂量限值和约束值是否得到满足 利用以下公式把根据对来自外照射和放射性核素摄入所产生的职业照射的评价所获得的剂量组合在一起，求出总的有效剂量值E：(10)(50)pEHEHp(10)是来自外照射的个人剂量当量，而E(50)是来自内照射的待积有效剂量，它可以由以下公式求得：,(50)(50)(50)j inhj inhj inhj inhjjEeIeI 10.9.2 公众照射 评估公众成员有效剂量的基本原理与对工作人员的相同。公众成员的年有效剂量，等于一年内来自外照射的有效剂量与该年内来自放射性核素摄

29、入所产生的待积有效剂量之和。与职业性照射情况相同，该剂量不是通过对个人照射的直接测量得到的，而主要是由流出物和环境测量、生活习性资料以及模式应用来确定的。 来自放射性流出物排放的那部分，可以通过对现有装置的流出物监测，或者通过设计阶段对装置或源的流出物预期值来估计。利用流出物和环境中放射性核素浓度的有关资料，结合放射生态模式（环境迁移的途径分析，即通过空气、水体、土壤、沉积物、植物和动物到人）的应用，就可以对来自外照射和放射性核素摄入产生的剂量进行评价。10.9.3 患者的医疗照射的评价 用于患者照射计划和危险利益评估的相关量，是当量剂量或受照组织的吸收剂量。有效剂量用于患者照射的评价是受到严

30、格限制的，在对医疗照射进行定量评价时必须考虑这一点。但有效剂量对不同诊断程序剂量大小的比较，以及同类技术和方法在不同医院和国家中的应用比较，以及对相同医疗检查中不同技术应用的比较都是有用的。然而对于患者的照射计划，以及危险利益分析来讲，当量剂量或受照组织中的吸收剂量才是恰当的量。10.9.4 有效剂量的应用 有效剂量在职业工作人员和广大公众的放射防护中的主要的和基本的应用有： 用于计划目的和防护最优化分析的前瞻性剂量评价；以及 用于验证符合剂量限值，或者与剂量约束值或参考水平进行比较的回顾性剂量评价。 从这种意义上讲，有效剂量在全世界都是用于监管目的。在实际放射防护应用中，有效剂量用于对工作人员和公众中随机效应危险的管理。有效剂量或外照射相应转换系数的计算，以及内照射剂量系数的计算，都是在吸收剂量、权重因数(R和T)，以及有关人体及其器官和组织的参考值的基础上完成的。有效剂量不是以个体人员的资料为基础的。在其一般应用中，有效剂量并不提供因人而异的剂量，而是给出的给定照射条件下参考人的剂量。 在对可能显著超过剂量限值的特定个人的剂量进行回顾性评价时，有效剂量可以对其总体危害提供初步近似的度量。假若需要对辐射剂量和危险进行更精确的评价，那么必须对器官和组织的剂量作出进一步的特定估计，