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核辐射的危害及放射卫生防护基本标准 、辐射量及其单位、放射性基础知识

日期:2019-06-27 07:53
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摘要:

【分类号】 4071068403
【标题】 放射卫生防护基本标准(GB4792—84)
【时效性】 有效
【颁布单位】 卫生部
【颁布日期】 841224
【实施日期】 841224
【失效日期】
【内容分类】 卫生监督、检疫
【文号】
【名称】 放射卫生防护基本标准(GB4792—84)
【题注】

               1.引 言
  1.1本标准的宗旨是;保障放射工作人员和公众及其后代的健康与安全,并提高放射防护措施的效益;在此基础上促进我国放射工作的发展。
  1.2从上述宗旨出发,对电离辐射源的使用必须将其产生的照射给予适当限制,从而防止发生对健康有害的非随机效应,并将随机性损害效应的发生率降低到认为可以接受的水平。
  1.3本标准适用范围
  1.3.1使用电离辐射源或产生电离辐射的一切实践活动。
  1.3.2对放射工作人员和公众接受电离辐射照射需加控制的一切实践活动

  1.4在1.3所列范围内进行与防护有关的设计、监督、管理时,必须遵从以下基本原则。
  1.4.1实践的正当化:产生电离辐射照射的任何实践要经过论证,或确认该项实践是值得进行的,其所致的电离辐射危害同社会和个人从中获得的利益相比是可以接受的,如果拟议中的实践不能带来超过代价(包括健康损害代价和防护费用的代价)的净利益,就不应当引进该项实践。
  1.4.2放射防护*优化:应当避免一切不必要的照射;以放射防护*优化为原则,以期用*小的代价,获得*大的净利益,从而使一切必要的照射保持在可以合理达到的*低水平。
  1.4.3个人剂量的限制:个人所受照射的剂量当量不应超过规定的限值。
  1.5凡从事放射工作的单位均应设立专职防护机构或专职人员负责放射防护工作,按有关规定上报防护监测数据或资料,并接受该地区放射卫生防护部门的监督和指导。
  1.6对从事放射工作的人员应加强安全和放射防护知识的教育,并定期进行考核,使他们自觉遵守有关放射防护的各种标准和规定,有效地进行防护并防止事故的发生。新参加工作的人员要经过放射防护部门的考核,**合格证后才可以从事放射工作。
  1.7各省、市、自治区及有关部门,可根据本标准的原则和要求,结合各地区各部门的特点,制订相应的实施办法或实施细则。

2.放射工作人员的剂量限值
  2.1放射工作人员的年剂量当量是指一年工作期间所受外照射的剂量当量与这一年内摄入放射性核素所产生的待积剂量当量二者的总和,但不包括天然本底照射和医疗照射。
  2.2对放射工作人员进行剂量限制要考虑随机性效应和非随机性效应。同时满足以下两种限值:
  2.2.1为了防止有害的非随机效应,任一器官或组织所受的年剂量当量不
得超过下列限值。 眼晶体 150mSv(15rem其他单个器官或组织 500mSv(50rem)
  2.2.2为了限制随机性效应,放射工作人员受到全身均匀照射时的年剂量当量不应超过50mSv(5rem)。当受到不均匀照射时,有效剂量当量应满足下列不等式:
  ∑T WT HT ≤50MSv(5rem)
  式中:
    HT——组织或器官(T)的年剂量当量,mSy (rem)
    WT——组织或器官(T)的相对危险度权重 因子(见附录F)
    ∑T WTHT ——称有效剂量当量,用HE 表示
  2.3放射工作人员一年中摄入放射性核素的量,不应超过附录B列出的年摄入量限值(ALI)。
  2.4为了便于监测和管理,推导出工作场所空气中放射性核素的导出浓度。见附录B。在不超过年摄入量限值和符合2.6款的基础上,其浓度可依据实际的摄入量而增减。
  2.5在内外混合照射的情况下,满足下列不等式和2.2.1及2.6的要求可以认为不会超过所规定的放射工作人员剂量限值。
      HE         Ij
  (---------)+∑----≤1
          -1    ALIj
    50mSv•年
  式中:
    HE——外照射的年有效剂量当量
               -1
    ∑T WT HT ,mSv年
                      -1
    Ij ——放射性核素j的年摄入量Bg年
    ALIj——放射性核素j的年摄入量限值,Bg
          -1
         年
          -1
    50mSv年 ——放射工作人员有效剂量当 量限值
  2.6在一般情况下连续3个月内一次或多次接受的总剂量当量不要超过年剂量限值(2.2至2.5段)的一半。
  2.7放射工作条件的分类:为了便于管理,将放射工作条件分成三种
甲种工作条件:一年照射的有效剂量当量有可能超过15mSv(1.5rem)。对于这种工作条件下的工作人员,要有个人剂量监测,对场所要有经常性的监测,建立工作人员个人受照剂量和场所监测档案。
  乙种工作条件:一年照射的有效剂量当量很少可能超过15mSv(1.5rem)。但有可能超过5mSv(0.5rem)。对于这种工作条件的场所,要定期进行监测。要进行个人剂量监测并建立个人受照射剂量档案。
  丙种工作条件:一年照射的有效剂量当量很少可能超过5mSv(0.5rem)对于这种工作条件的场所,可根据需要进行监测,并作记录.。
  2.8在正常的运行过程中有时会发生一些特殊情况,需要少数工作人员接受超过年剂量当量限值的照射。对这种照射必须事先经过周密的计划,由本单位领导及防护负责人批准,其有效剂量当量在一次事件中不大于100mSv(10rem),一生中不大于250mSv(25rem)并满足2.2.1款的要求。接受这种事先计划的特殊照射的有效剂量当量应有医学观察并详细记入个人剂量和健
康档案。
  2.9从事放射工作的孕妇、授乳妇(仅指内照射而言)及16~18岁的实习人员,不应在甲种工作条件下工作,不得接受事先计划的特殊照射。
  2.10从事放射工作的育龄妇女所接受的照射,应严格按均匀的月剂量率加以控制。
  2.11未满16岁者,不得参与放射工作。

3.公众中个人的剂量限值
  3.1公众中个人受到的年剂量当量应低于下列限值:
    全身         5mSv(0.5rem)
    任何单个组织或器官  50mSv(5rem)
  3.2当长期持续受到电离辐射的照射时,公众中个人在其一生中每年的全身照射的年剂量当量限值应不高于1mSv(0.1rem)
  上述年剂量当量是指任何一年内的外照射剂量当量与这一年内摄入放射性核素所产生的待积剂量当量二者的总和,但不包括天然本底照射和医疗照射。
  3.3公众中个人的年入摄量限值和导出浓度仅用于成年人。在计算儿童由于摄入放射性核素而受到的有效剂量当量时,应考虑儿童在器官大小和代谢方面的差异,选择合适的模式,相应地减少有关的放射性核素的摄入量。
  3.4各省、市、自治区及有关单位在制订放射防护规程时,必须把现有的和预期的各种放射源对公众的照射计算在内,要使公众个人所受照射的总剂量当量低于上述限值。对新建放射工作单位进行放射防护预评价时,也必须考虑到这一点。
  3.5未来的剂量当量负担:有许多实践所释放的长寿命放射性核素会在环境中长期累积,将不断增加对公众的照射。同时其他放射源的种类和数量也会增加。所以在进行规划、设计时必须保证当前和未来实践所产生的剂量不致对公众造成过量的照射。
  3.6为了估计公众个人所受的剂量当量,应在可能受照的人群中选择合适的关键人群组,并选用适宜的参数和数学模式,估算出这个组的平均有效剂量当量,以此进行剂量评价。
  3.7人类的活动有时会使天然电离辐射对公众的照射水平有所变化,限制由此增高造成的附加照射是必要的,应该根据不同的放射源类型及其剂量分布,确定具体的调查水平,管理限值和干预水平。
  3.8为了便于监测和管理,由年摄入量限值推导出公众的导出食入浓度(DIC),见附录B。在不超过年摄入量限值和符合2.6款的基础上,其浓度可依据实际的摄入量而增减

4.铀矿及其它矿井下作业人员吸入氡、氢及其子体的限值
  4.1在矿井下作业、工作人员除受γ射线的照射外,同时由于暴露于空气中的氡、氢及其短寿命子体以及矿尘(含有铀、钍长寿命核素及其衰变产物),经过吸入而产生内照射。其中氡子体的照射是主要的危害因素。
          222
  4.2对空气中的   Rn及其短寿命子体,放射工作人员的年摄入量限值(ALI)和导出空气浓度(DAC)如下:
     222
  短寿命   Rn子体任何混合物α潜能的年摄入 量限值(ALIp)为:
ALIp=0.02J 3 -1 假定平均呼吸率V=1.2m h ,每年工作20
00h,由此得出导出空气浓度:
               -6   -3
  DACp=8.3×10 Jm -222
  用平衡当量氡浓度(ECRn )表示时:
         -222         -3
  DAC(ECRn   )=1500Bqm
          220
  4.3对空气中的   Rn及其短寿命子体,放射工作人员的年摄入量(ALI)和DAC值如下:
  ALIp=0.06J
             -5 -3
  DACp=2.5×10 Jm
                      -3
  DAC(ECRn-220)=330Bqm
  4.4混合照射限值,对接受内外混合照射的工作人员,按2.5条所列公式估算,将不会超过基本限值。
  4.5仅暴露于氡、氢气体本身而不伴有氡、氢子体混合物;或吸入其短寿命子体的量极微,可以忽略不计的情况下(例如使用高效沪材作的口罩),上述的年摄入量限值和导出空气浓度可增大100倍。
  4.6上述工作人员的年摄入量限值,是基于放射工作人员年剂量当量限值导出的,因此,在实践中,需用*优化原则以求合理地做到减低剂量。

5.事故和应急照射
  5.1核设施或核企业在申请批准开始运行前,必须制定好应急计划;制定出发生事故后不同阶段、不同剂量水平下应当采取的各种相应对策和善后措施,上报所在地的人民政府批准。并报卫生、公安等部门备案。
  5.2为了制止事故扩大或进行抢救、抢修等,有些工作人员接受超过正常限值的照射,称为应急照射,一般控制在一次应急事件中全身照射不超过0.25Sv(25rem)。并满足2.2.1的要求
  5.3事故照射是指在事故情况下,工作人员以及公众非自愿接受的超过正常限值的照射。遇此情况时,要采取善后措施限制事态的发展,限制人员受照射量,并迅速组织力量进行调查,确定事故的经过并估计人员已经受到的剂量和预期的待积剂量。
  5.4在事故的情况下,补救措施本身有可能给社会和个人带来一定的危害。所采取的补救措施必须是措施本身付出的代价和带来的危害小于进一步照射所造成的危险。
  5.5在事故情况下,某些人员受到特殊照射的剂量应有详细记录,并报知有关部门存档。其有效剂量当量超过0.1Sv(10rem)的人员,应及时给予医学检查和必要的处理,并根据所受剂量,参照健康情况、年龄以及专门技能,对其今后能否继续从事放射工作,及从事放射工作的水平,提出建议。

6.放射性物质污染表面的导出限值
  6.1操作放射性物质的工作人员的体表,衣物及工作场所的设备、墙壁、地面等表面污染水平,应控制在下表所列值以下:
-----------------------------
    污染表面   | α放射性物质 |β放射性物质
           |贝可/平方厘米 |贝可/平方厘米
-----------|--------|--------
           |      -2|      -1
手、皮肤、内衣、工作袜|3.7×10  |3.7×10
-----------|--------|--------
           |      -1|      0
工作服、手套、工作鞋 |3.7×10  |3.7×10
-----------|--------|--------
           |      0 |      1
 设备、地面、墙壁  |3.7×10  |3.7×10
-----------------------------
  (1)手、皮肤、内衣受到污染时,应及时进行清洗。其他表面污染,应采取适当措施**污染。对固定性污染,经防护人员检查同意,控制水平可以适当提高。但不得超过表列值的5倍。
  (2)按三区原则布置的工作场所,第二区的表面污染除手、皮肤、内衣、工作袜外可适当提高。但不得超过表列值的5倍。
  (3)*大能量小于0.3Mev的β放射性物质污染,其表面污染的控制数值可为上表列出值的5 倍。
  (4)对低、中毒组放射性核素,控制水平可放宽10倍。
  6.2放射工作场所相邻地区的有关车间或房间内,设备与地面的污染水平不应超过上表列出值的1/10。
  6.3放射工作场所的某些设备与用品,经仔细清洗后,其污染水平不大于上表列出值的1/50时,经防护部门测量许可后,可在一般工作中使用。
  6.4运输中,装有放射性物质的容器污染表面的导出限值为:
-------------------------
       | α放射性物质 |β放射性物质
  污染表面 |    2   |   2
       |  贝可/厘米 | 贝可/厘米
-------|--------|--------
装有放射性物质|      -1|      0
       |3.7×10  |3.7×10
的容器表面  |        |
-------------------------
             7.医疗照射的防护
  7.1医疗照射是指在医学检查和**过程中被检者或病人受到电离辐射的内外照射。施行诊断或**的医生应加强对被检者或病人的放射防护。医疗照射从其所获得的利益来衡量必须具有正当理由,既达到诊断或**的目的;又要把照射限制到可以合理达到的*低水平,避免一切不必要的照射。
  7.2必须对有关医务人员进行放射防护知识方面的宣传教育,从事放射诊断、放射**及核医学的医务人员必须掌握放射防护基本知识,经过放射卫生防护主管部门的考核发给合格证者,才可从事上述工作。

8.教学中接触电离辐射时的剂量限值
  8.1教学中使用放射源应区分为一般教学和放射专业教学;学生应区分为非放射专业学生和放射专业学生。
  8.2对放射专业学生,其剂量限值应遵守放射工作人员的防护条款。
  8.3对非放射专业学生,在教学过程中,受到的照射应限制在年有效剂量当量不大于0.5mSv(0.05rem)。其它单个器官或组织的年剂量当量不大于5mSv(0.5rem)。
           
9.放射工作场所的划分
  凡符合下列条件之一的工作单位或场所称为放射工作单位或场所(对这类工作单位应由国家或地方的放射卫生防护部门会同公安、科委进行审核、登记、颁发许可证,并依据本标准进行管理)。
  9.1操作放射性物质的比活度大于7×
    4    -1    -6   -1
  10 Bqkg (2×10 Cikg ),且日*大操作量按毒性分组大于下表所列值。
-----------------------------
 放射性核表| 日*大操作量
      |----------------------
 毒性组别 |  开放性放射源  | 封闭性放射源
      |  Bq(μci) |Bq(μci)
------|----------|-----------
      |    3     |    4
极毒组(Ⅰ)|4×10 (0.1)|4×10 (1.0)
------|----------|-----------
      |    4     |    5
高毒组(Ⅱ)|4×10 (1.0)|4×10 (10)
------|----------|-----------
      |    5     |    6
中毒组(Ⅲ)|4×10 (10) |4×10 (100)
------|----------|-----------
      |    6     |    7
低毒组(Ⅳ)|4×10 (100)|4×10 (1000)
-----------------------------
  注:各组别的开放性放射源的日*大操作量应按操作性质将表列值乘以下列修正系数:干式发尘操作,0.01;产生少量气体、气溶胶的操作,0.1;一般湿式操作,1,很简单的湿式操作,10;在工作场所贮存,100。
  9.2操作带有放射性物质的仪器、仪表或产生电离辐射的设备或装置,其放射性活度大于封闭性放射源的日*大操作量;或不加任何防护措施其源
                             -1
  表面处剂量当量率高于0.04mSv(4.0mrem)h ;或 工作位置的剂量当量率
高于2.5uSv(0.25mrem)
   -1;
  h ;或间断性工作的年有效剂量当量高于5mSv(0.5rem)。
  9.3使用电子加速器和操作产生电子束的装置,其电子束能量大于5Kev,且工作位置的剂量当量率符合9.2条所列的数值。
  9.4在一般卫生防护条件下,工作场所空气中放射性物质的浓度大于放射性工作场所中导出空气浓度的1/10。
      
10.开放型放射工作单位的分类和工作场所的分级
  10.1开放型放射工作单位,根据其放射性核素的等效年用量分为三类(见表1)
  表1 开放型放射工作单位的分类
------------------------
单位类别|等效年用量Bq
----|-------------------
    |         12
**类 | >1.85×10
----|-------------------
    |       11      12
第二类 |1.85×10 ~1.85×10
----|-------------------
    |         11
第三类 | <1.85×10
------------------------
  表2 各级放射工作场所的*大等效日操作量
--------------------------
工作场所级别| 等效日操作量Bq
------|-------------------
      |         10
  甲级  | >1.85×10
------|-------------------
      |       7       10
  乙级  |1.85×10 ~1.85×10
------|-------------------
      |      4        7
  丙级  |3.7×10 ~1.85×10
--------------------------
  开放型放射工作单位所用的各种放射性核素的年用量贝可,分别乘以放射性核
素毒性组别系数(极毒组为10,高毒组为1,中毒组为0.1,低毒组为0.0
1)其积之和为该工作单位的等效年用量。
  10.2开放型放射工作场所,按所用放射性核素的*大等效日操作量(日操
作量毒性组别系数)分为3级(见表2)。
  10.3按照工作场所空气中的导出浓度和相应的比活度,将放射性核素分为
极毒、高毒、中毒和低毒4个毒性组(见附录C)。
  上表列出的*大等效日操作量,尚需根据操作的性质,乘以表3中的系数,加
以修正。
  表3 操作性质的修正系数
------------------
    操作性质     |修正系数
-------------|----
   干式发尘操作    |0.01
-------------|----
产生少量气体、气溶胶的操作|0.1
-------------|----
   一般的湿式操作   | 1
-------------|----
   很简单的湿式操作  |10
-------------|----
   在工作场所贮存   |100
------------------
      11.开放型放射工作单位的卫生防护要求
  11.1**,第二类开放型放射性工作单位(简称一,二类单位)不得设于
市区。(经有关领导部门论证并经放射卫生防护部门专门审查**、二类单位可设
于市区)。第三类开放型放射性工作单位(简称第三类单位)及属于二类的医疗单
位可设于市区。
  一类单位的工作场所,干式发尘操作的工作场所,应设在单独的建筑物内。二
、三类单位的工作场所可设在一般建筑物内,但应集中在同一层或一端,与非放射
工作场所隔开。
  表1 各类放射工作单位的防护监测区
----------------
单位类别|防护监测区的范围(米)
----|-----------
**类 |>150
----|-----------
第二类 |30~150
----|-----------
第三类 |<30
----------------
  11.2放射工作单位按其所属类别,在其周围划出防护监测区(见第96页
,表1),定期监测。
  新建的**、二类放射工作单位,应按当地*小频率的风向,布置在居住区的
上风侧;应避开原有的长久性建筑物,使其不在防护监测区内。新建居住区亦应设
在该区之外。当气象条件不利于排放时,应扩大防护监测区的范围。
  大型放射厂、矿的防护监测区可根据需要适当扩大。
  11.3甲级工作场所可按三区原则布置。甲、乙级工作场所应设卫生通过间
。规模较大的放射工作单位,应根据操作性质和特点,将通风系统合理组合,排风
机应设在靠近排气口一端。排气口须超过周围(50米范围内)*高屋脊3米以上
。在实际执行有困难时,征得放射卫生防护部门同意,适当降低高度,但应加强防
护措施减少放射性物质的排出量。
  11.4放射性废物与废水应合理处理。处理时符合本标准,不得影响工作人
员和居民的健康安全。
  附录A 品质因数
  A.1品质因数Q表示吸收能量的微观分布对生物效应的影响的系数。其值由
辐射在水中的传能线密度(LET)值确定的。对于具有谱分布的辐射可
          _
  计算Q的有效值Q。品质因数Q与传能线密度的关 系如表1。
  A.2在实际防护工作中,为便于应用,可按初级
          _
  辐射的类型使用Q的近似值。为此,建议对外照射
               _
  和内照射都可使用表2所列Q值:
           _
  A.3建仪的Q和Q值只供放射防护用,不能用来评价严重事故(较大剂量)
照射所引起的人体急 性效应。 _
  A.4各种能量的中子,其平均品质因数Q相差
                       _
很大。表3是中子(在30厘米模型中*大)的Q值。
        _
对热能中子给出Q=2.3。
------------------------
传能线密度(在水中每微米损失的能量)Kev|Q
---------------------|--
       3.5及以下        |1
---------------------|--
         7           |2
---------------------|--
        23           |5
---------------------|--
        53           |10
---------------------|--
       175及以上        |20
------------------------
  表2
-----------------------
                    | _
        射线种类        |Q
--------------------|--
     X射线、r射线、电子     |1
--------------------|--
裂变中子和未知能量的中子、质子、静止质量|10
大于1原子量单位的单电荷电粒子     |
--------------------|--
在内照射中的α粒子、电荷数未知的粒子  |20
-----------------------
  表3 中子平均品质因数
-------------------------------------------------------------------
中子能量|   -8 |  -7 |  -6 |  -5 |  -4 |  -2 |  |
    |2.5X10  |1X10  |1X10  |1X10  |1X10  |1X10  |0.1|0.5
 (Mev) |     |    |    |    |    |    |  |
--------|---------|-------|-------|-------|-------|-------|---|----
  -  |  2  | 2  |  2 | 2  | 2  | 2.5 |7.5|11
 Q   |     |    |    |    |    |    |  |
--------|---------|-------|-------|-------|-------|-------|---|----
中子能量|  1  | 25  |  5 |  7 | 10  | 14  | 20|40
 (Mev) |     |    |    |    |    |    |  |
--------|---------|-------|-------|-------|-------|-------|---|----
  -  |     |    |    |    |    |    |  |
 Q   |  11  | 9  | 8  |  7 | 6.5 | 7.5 | 8|7
--------|---------|-------|-------|-------|-------|-------|---|----
    |     |  2 |  2 |  2 |  2 |    |  |
中子能量|  60  |1X10  |2X10  |3X10  |4X10  |    |  |
(Mev)  |     |    |    |    |    |    |  |
--------|---------|-------|-------|-------|-------|-------|---|----
  -  |     |    |    |    |    |    |  |
 Q   |  5.5 |  4 | 3.5 | 3.5 | 3.5 |    |  |
-------------------------------------------------------------------
  附录B 放射性核素年摄入量限值和导出浓度
  B.1表1(略)中列出了放射工作人员食入和吸入*放射性核素的ALI值
。公众**ALI值,可取放射工作人员ALI值的1/10。
  B.2导出空气浓度(DAC)亦列于表1,它是按下列条件算出的:
  B.2.1对放射工作人员,按每周40小时,每年
                  3
50周,每分钟吸入空气量为0.02m 计:
                                3
DAC=ALI/40×50×60×0.02=ALI/2.4×10
     3
(Bq/m )
  B.2.2对公众成员每年按8760小时计:
DAC(公众)=ALI(放射工作人员)/1.0512×
  5     3
10 (Bq/m )
  B.3导出食入浓度(DIC)包括饮水和食物,按每天食入量2.2kg计
,见表1(略)。
  B.3.1导出食入浓度仅用于公众。
  B.3.2导出食入浓度如乘以2.2即得出导出日食入浓度。
  B.4导出浓度只是为了设计、管理和监测的方便而给出,进行防护评价时仍
应以年摄入量限值为准。
  B.5表2(略)列出了惰性气体的DAC值(它是以浸没照射算出的,其中
放射工作人员对眼晶体是以0.15SV为年限值;对皮肤以0.5SV为年限值
)。
  B.6本标准未考虑化学毒性。
  B.7同一核素不同化合物的ALI和DAC有的相差较多,对食入ALI已
在表1(略)注明,吸入的分数见表3。
  B.8表1、2(略)所列数字皆含两位,这是为了再运算的需要,由于内照
射剂量的计算是取通用的参考人数据,不确定度很大,因此,进行防护评价和*终
给出数据时,只要一位有效数字。
  B.9由上节原因,如需对某个人较为准确的估计内照射剂量,应按该人具体
条件;包括年龄、器官大小和代谢参数进行估计,表1(略)中虽然列出了摄入单
位活度的待积有效剂量当量(Sv/Bq),只是为放射卫生防护中参照使用。
  附录C 放射性核素毒性分组 极毒组:
148Gd 227AC 228Th 229Th 230Th 231Pa
232U 233U 234U 236Np(T=115000y) 237Np
210Po 236Pu 238Pu 239Pu 240Pu
242Pu 241Am 242Am 243Am 243Cm
244Cm 245Cm 246Cm 248Cm 247Bk
248Cf 249Cf 250Cf 251Cf 252Cf
254Cf 254Es 257Fm 高毒组: 10Be 32Si
44Ti 60Fe 90Sr 94Nb 106Ru m 113 Cd
144Ce 146Sm 150Eu(T=34.2y)152Eu
m 154Eu 158Tb 172Hf 178Hf 194Os
192 Ir m 210Pb 210 Bi 223Ra 224Ra
225Ra 226Ra 228Ra 225Ac 226Ac
228Ac 227Th 232Pa 228Pa 230Pa
230U 236U 241Pu 244Pu 240Cm 241Cm
242Cm 247Cm 249Bk 246Cf m 253Cf
253Es 254 Es 252Fm 253Fm 255Fm
258Md 中毒组: 22Na 28Mg 32Si 32P 35S
45Cd 47Ca m 44 Sc 46Sc 48Sc 48V
52Mn 54Mn 55Fe 59Fe 56Co 57Co 58Co
60Co 56Ni(无机) 63Ni(无机) 66Ni(无机)
65Zn 72Zn 68Ge 72As 73As 74As 76As
75Se 79Se 83Rb 84Rb 86Rb 85Sr 89Sr
88Y 90Y 91Y 93Y m 86Zr 88Zr 89Zr
95Zr 97Zr 90Nb 93 Nb m m 95 Nb 95Nb
93Mo 99Mo 96Tc 97 Tc 98Tc m m 103Ru
99Rh 101 Rh 102 Rh 102Rh 100Pd m m m
105Ag 106 Ag 108 Ag 110 Ag 111Ag
109Cd m m m m 115 Cd 115Cd 114 In
113Sn 117 Sn 119 Sn m 121 Sn 123Sn
125Sn 126Sn 120Sb(T=5.76d) m
122Sb 124Sb 125Sb 126Sb 127Sb 121
Te m m m m 123 Te 123Te 125Te 127 Te
129 Te 131 Te 132Te 124I 125I 126I
130I 131I 133I 135I 134Cs 136Cs
137Cs 128Ba 133Ba 140Ba 134Ce
139Ce 141Ce 143Ce 142Pr 143Pr
147Nd 143Pm 144Pm 145Pm 146Pm m
147Pm 148 Pm 148Pm 149Pm 145Sm
151Sm 145Eu 146Eu 147Eu 148Eu
155Eu 156Eu 146Gd 149Gd 151Gd
153Gd 149Tb 156Tb m 157Tb 160Tb
161Tb 166Dy 166 Ho 166Ho 172Er
167Tm 170Tm 171Tm 172Tm 166Yb m
169Yb 170Lu 171Lu 172Lu 173Lu 174
Lu m m 174Lu 177 Lu 177Lu 175Hf 179
Hf 181Hf 179Ta 182Ta 183Ta 188W
182Re(T=64h) m m 184 Re 184Re 186
Re 186Re 185Os 191Os m 190Ir 192Ir
194 Ir 194Ir 188Pt 195Au m 198 Au
198Au 194Hg(有机) 194Hg(无机)
203Hg(有机) 203Hg(无机) 204Ti 211Pb
212Pb 214Pb 205Bi 206Bi 207Bi
210Bi 212Bi 213Bi 214Bi 207At
211At 222Fr 223Fr 224Ac 226Th
232Th 234Th(天然钍) 227Pa 233Pr
235U 238U(天然铀) 240U 235Np 238Np
236Np(T=22.5h) 239Np 234Pu 242Am
244Am 238Cm 245Bk 250Bk 244Cf
250Es 251Es 254Fm 257Md 气态核素: 14C
56Ni 194Hg 203Hg 低毒组: 7Be 18F 24Na
26Al 31Si 33P 35S 36Cl 38Cl 39Cl
40K 42K 43K 44K 45K 41Ca 43Sc 44Sc
47Sc 49Sc 45Ti 47V 49V 48Cr m 49Cr
51Cr 51Mn 52 Mn 53Nm 56Nm 52Fe m m m
55Co 58 Co 60 Co 61Co 62 Co
57Ni(无机) 59Ni(无机) 65Ni(无机) 60Cu
61Cu 64Cu m m 67Cu 62Zn 63Zn 69 Zn
69Zn 71 Zn 65Ga 66Ga 67Ga 68Ga
70Ga 72Ga 73Ga 66Ge 67Ge 69Ge 71Ge
75Ge 77Ge 78Ge 69As m 70As 71As
77As 78As 70Se 73 Se 73Se m m 81 Se
81Se 83Se 74 Br 74Br 75Br 76Br m
77Br 80 Rb 80Br 82Br 83Br 84Br
79Br m m 81 Rb 81Rb 82 Rb 87Rb 88Rb
89Rb 80Sr m m m 81Sr 83Sr 85 Sr 87
Sr 91Sr 92Sr 86 y m m 86y 87y 90 y 90
y 92y 93y 94y 95y 93Zr 88Nb 96Nb
89Nb(T=66m) 89Nb(T= m 122m) 97Nb
98Nb 90Mo 93 Mo 101Mo m m m m 93 Tc
93Tc 94 Tc 94Tc 96 Tc 97Tc 99 Tc
99Tc 101Tc 104Tc 94Ru 97Ru 105Ru m
m m m 99 Rh 100Rh 101 Rh 103 Rh
105Rh 106 Rh 107Rh 101Pd 103Pd
107Pd 109Pd 102Ag m 103Ag 104 Ag
104Ag 106Ag 112Ag 115Ag m 104Cd
107Cd 113Cd 117 Cd 117Cd 109In
110In(T=61.9m) 110In(T=4.9h)
111In m m m m 112In 113 In 115 In
115In 116 In 117 In m m 117In 119 In
110Sn 111Sn 121Sn 123 Sn m 127Sn
128Sn 115Sb 116 Sb 116Sb 117Sb m
118 Sb 119Sb 129Sb
120Sb(T=15.89m) m m 124 Sb 126 Sb
128Sb(T=9.01h) 128Sb(T= 10.4m)
130Sb 131Sb 116Te 121Te 127Te m m
129Te 131Te 133 Te 133Te 134Te 120
I m 120I 121I 123I 128I 129I 132 I
132I 134I 125Cs 127Cs 129Cs 130Cs
131Cs m m 132Cs 134 Cs 135 Cs 135Cs
138Cs 126Ba m m m 131 Ba 131Ba 133
Ba 139Ba 135 Ba 141Ba 142Ba 131La
132La 135La 138La 142La m 142La
143La 135Ce 137 Ce 137Ce 136Pr m m
137Pr 138 Pr 139Pr 142 Pr 144Pr
145Pr m 147Pr 136Nd 138Nd 139 Nd
139Nd 141Nd m 149Nd 151Nd 141Pm
150Pm 151Pm 141 Sm 141Sm 142Sm
147Sm 153Sm 155Sm 156Sm m 149Eu
150Eu(T=12.62h) 152 Eu 157Eu
158Eu 145Gd 147Gd 152Gd 159Gd
147Tb m 150Tb 151Tb 153Tb 154Tb
155Tb 156 Tb(T m =24.4h) 156
Tb(T=5h) 155Dy 157Dy 159Dy 165Dy
155Ho 164Ho 167Ho 161Ho m m 162 Ho
162Ho 164 Ho 164Ho 167Ho 161Er
165Er 169Er 171Er 162Tm 166Tm
173Tm 175Tm 162Yb 167Yb 175Yb
177Yb 178Yb m m 169Lu 176 Lu 176Lu
178 Lu 179Lu 170Hf m m m 173Hf 177
Hf 180 Hf 182 Hf 182Hf 183Hf 184Hf
172Ta 173Ta 174Ta 175Ta 176Ta m
177Ta 178Ta 180Ta 180Ta 182 Ta
184Ta 185Ta 186Ta 176W 177W 178W
179W 181W 185W 187W 177Re 178Re
181Re m 182Re(T=12.7h) 187Re 188
Re 188Re m m 189Re 180Os 181Os
182Os 189 Os 191 Os 193Os 182Ir
184Ir 185Ir 186Ir 187Ir 188Ir
189Ir 190 Ir 195 Tr 195Ir 187Pt
189Pt m m m 191Pt 193 Pt 193Pt 195
Pt 197 Pt 197Pt m 199Pt 200Pt
193Au 194Au 199Au 200 Au m m 200Au
201Au 193 Hg(有机) 3 Hg(无机) m
193Hg(有机) 193Hg(无机) 195 Hg(有机) m
195 Hg(无机) 195Hg(有机) 195Hg(无机) m
m 197 Hg(有机) 197 Hg(无机) 197Hg(有机)
m m 197Hg(无机) 199 Hg(有机) 199
Hg(无机) m m 194 Ti 195Ti 197Ti 198
Ti 198Ti 199Ti m 200Ti 201Ti 202Ti
195 Pb 198Pb 199Pb m 200Pb 201Pb
202Pb 202 Pb 203Pb 205Pb 209Pb
200Bi 201Bi 202Bi 203Bi 203Po
205Po 207Po 227Ra 231Th 234Pa
231U 239U 232Np 233Np 234Np 240Np
235Pu 237Pu 243Pu 245Pu 237Am
238Am 239Am m m 240Am 244 Am 245Am
246 Am 246Am 249Cm 246Bk 气态核素:
3H(元素) 3H(水) 11C 11Co 11Co2 14Co
14Co2 35S 37Ar 39Ar 41Ar 57Ni 59Ni
65Ni 66Ni 74Kr 76Kr 77Kr 79Kr 81Kr
m m 83 Kr 85 Kr 85Kr 87Kr 88Kr 120Xe
121Xe m m 122Xe 123Xe 125Xe 127Xe
129 Xe 131 Xe m m m 133 Xe 133Xe 135
Xe 135Xe 138Xe 193 Hg m m 193Hg 195
Hg 195Hg 197Hg 197Hg 199 Hg
  注:天然铀、天然钍为中毒组。
  附录D 放射工作人员的健康管理
  D.1对健康管理的几项要求。
  D.1.1放射工作单位须由指定的有关业务部门和医疗业务部门负责组织放
射工作人员就业前的体检,和就业后的定期体检。
  D.1.2定期体检:在甲种工作条件下工作的人员每一年体检一次,其他放
射工作人员每2~3年体检一次。
  D.1.3接受特殊照射的人员,其受照剂量接近100mSv(10rem
n),应及时进行医学检查,血细胞染色体畸变分析和必要的处理,并上报卫生部
防疫司。专业方面有困难的单位可请专门的医疗卫生单位协助处理。
  D.1.4对放射病的诊断,应由指定的专业机构进行,将确诊的放射病病历
摘要上报卫生部防疫司。
  D.1.5应建立放射工作人员的健康档案。
  D.2体格检查项目,应包括一般体检的详细项目(主要是临床内科、外周血
象、肝功及尿常规检查),并注意以下项目:
  D.2.1注意有无自觉症状、了解职业史及其它有害物质(包括工业粉尘或
其它化学毒物)的接触史。
  D.2.2接触外照射的放射工作人员,要进行眼晶体的检查。
  D.2.3对参加产生放射性气体、气溶胶及放射性粉尘作业的工作人员,应
注意呼吸系统的检查。必要时作痰涂片的细胞学检查。
  D.2.4对从事开放型操作的工作人员,依所使用的放射性核素在人体内代
谢的特点,增加对不同脏器的检查。对疑有放射性核素进入体内的人员,可做尿、
粪或呼出气体的放射性测定,必要时进行全身或脏器的放射性测定。
  D.2.5对受事故照射的男性人员,可增加精液常规检查;中子损伤事故可
增加相应的放射性分析。
  D.2.6根据需要可进行皮肤、毛发、指甲及微循环的检查。
  D.3除按一般工作人员健康标准要求外,具有以下情况不宜从事放射工作;
若已参加工作可根据情况建议给予减少接触、短期脱离、疗养或调离等处理。
  D.3.1血红蛋白低于11g%(男)或10g%
              6   3         6
(女)、红细胞数低于4×10 /mm(男)或3.5×10 /
  3
mm(女);血红蛋白高于18g%或红细胞数超过7×
  6   3
10 /mm ,高原地区可参照当地正常值范围处理。
  D.3.2已参加放射工作的人员,白细胞总数持
       3  3         4   3
续低于4×10 /mm 或高于1.1×10 /mm ;准备参
加放射工作的人员,白细胞总数持续低于4.5×
  3   3
10 /mm 者。
                  5   3
  D.3.3血小板持续低于1×10 /mm 。
  D.3.4严重的心血管、肝、肾、呼吸系统疾患、***疾患、血液病、皮
肤疾患和严重的晶体混浊或高度近视者。
  D.3.5神经、精神异常如癫痫等。
  D.3.6其它器质性或功能性疾患,卫生防护部门可根据病情或接触放射性
的具体情况(包括放射工作种类、水平),本人工作能力、专业技术和需要情况等
酌情处理。
  附录E 电离辐射监测
  E.1电离辐射监测的主要目的是验证放射卫生防护标准及有关规定、细则的
执行情况,以利于评价放射防护效益和及早发现异常情况,保证工作人员和公众的
安全。
  E.2所有放射工作单位或场所都应根据实际情况,制定相应的监测计划。
  E.3所有放射工作单位或场所根据实际需要,开展以下全部或部分监测项目

  个人监测:β、γ、x射线及中子外照射;体表、工作服的表面污染;生物样
品的放射性监测和全身计数。
  场所监测:β、γ、x射线及中子辐射场水平;空气中放射性物质的浓度、粒
度;各种表面污染。
  环境监测:各种环境介质内的主要放射性核素的活度;环境γ射线水平。
排出物监测:排出物内的主要放射性核素的活度,及总量。
  E.4辐射监测结果应按有关规定进行记录,整理、保存并报上级主管部门和
所在地的放射卫生防护部门,接受监督和指导。
  E.5监测方法和程序力求做到标准化。
  附录F 名词术语的定义及解释
  F.1电离辐射量SI单位及专用单位见表1。
  表1 电离辐射量、单位、名称及符号
--------------------------------
        |      SI导出单位    |专用单位
   量    |----------------|------
        |       |  |SI单位 |  |
        |   名称  |符号|     |名称|符号
        |       |  | 表示式 |  |
--------|-------|--|-----|--|---
        |       |  | -1  |  |
  照射量   |   -   |- | Ckg |伦琴|R
        |       |  | -1  |  |
  吸收剂量  |  戈〔瑞〕 |Gy| Jkg |拉德|rad
        |       |  | -1  |  |
  剂量当量  | 希〔沃特〕 |Sv| Jkg |雷姆|rem
〔放射性〕活度 | 贝可〔勒尔〕|Bq|  -  |居里|Ci
--------------------------------
              -4 -1
  注:1R=2.58×10 Ckg ;
    -1        3       2    -1
1Ckg =3.877×10 R1rad=10 Jkg 1;
       -1            -2  -1
Gy=1Jkg =100rad 1rem=10 Jkg ;1SV=
       -1                10   
ISV=1Jkg=100rem 1Ci=3.7×10 秒
   -1        -1 -11
1Bq=1秒 ≈2.7×10 Ci
  F.2放射源(radioactiv source):能发射电离辐射的
装置或物质。
  F.3放射工作人员(radiologicworker):所从事的本职
工作属于放射工作的人员。
  F.4医疗照射:为了医学诊断和**的目的,而使病人和受检者接受的照射

  F.5放射防护评价(assessment of radiation
pro-tection):根据放射防护基本原则和标准对放射防护的质量与
效能所作的评价。
  F.6放射损害(detriment):放射引起的所有有害影响,包括对
健康的影响和其它影响。
  F.7随机性效应(stochastic effect):在放射防护中
,发生机率(而非其严重程度)与剂量的大小有关的效应。这种效应被认为不存在
剂量的阈值。
  F.8非随机性效应(non—stochastic effect):严
重程度随剂量而变化的生物效应。这种效应可能存在着剂量的阈值。如眼晶体的白
内障,皮肤的良性损伤等。
  F.9躯体效应(somatic effect):放射所致的显现在受照
者本人身上的有害效应。
  F.10遗传效应(genetic effect):放射所致的影响到受
照者后裔的有害效应。
  F.11剂量(dose):吸收剂量的简称
  F.12剂量当量(H)(dose eguivalent):组织中某点
处的剂量当量H是D、Q和N的乘积,H=DQN式中,D是吸收剂量,Q是品质
因数,N是其它修正因数的乘积。目前指定N值为1。剂量当量H只限于放射防护
中应用。
  F.13有效剂量当量(HE)(effective dose equi
va-lent):当所考虑的效应是随机效应时,在全身受到非均匀照射的情况
下,受到危险的各组织或器官的剂量当量与相应的权重因子乘积的总和,即:
HE=∑WT HT T 式中,WT 是权重因子,目前的WT值是由ICRP所建议的,
见表2。
  表2 各种组织和器官的放射效应的危险度和权重因子
----------------------------------
      |          |    -1   |
组织和器官 |   效  应   | 危险度因数Sv |权重因子WT
------|----------|---------|------
      |          |      -2 |
 生殖腺  |遗传效应(*初二代)|0.4×10   |0.25
      |          |      -2 |
  乳腺  |   乳腺癌    |0.25×10  |0.15
      |          |      -2 |
 红骨髓  |   白血病    |0.2×10   |0.12
      |          |      -2 |
  肺   |    肺癌    |0.2×10   |0.12
      |          |      -2 |
 甲状腺  |   甲状腺癌   |0.05×10  |0.03
      |          |      -2 |
  骨   |   骨肉瘤    |0.05×10  |0.03
      |          |      -2 |
 其余组织 |   其它癌    |0.5×10   |0.30
----------------------------------
*其余组织(不包括眼晶体和皮肤)取其余5个接受*高剂量当量的器官或组织,
每一个的危险度
          -2 -1
因数取作0.1×10 Sv ,WT取作0.06。
  F.14集体剂量当量(Collective dose equivale
nt):受给定辐射源照射的群体的各人群组平均每人在全身或任一特定器官或组
织所受的剂量当量与各组成员数的乘积的总和。
  F.15待积剂量当量(H50)(Committed dose e-qu
ivalent):人体单次摄入的放射性物质对某一器官或组织在其后50年内
将要累积的剂量当量,即: t0+50 H50= H(t)dt t0
式中,H(t)是有关的剂量当量率,t0是摄入时刻。
  F.16剂量当量负担(He)(dose equivalent com-
mitment):由于某一决策或实践使特定的群体受到持续照射时,平均每人
的某一器官或组织所受的剂
    _
量当量率H(t)在无限长时间内的积分,剂量当量 负担Hc为
  ∫∞ HC= H(t)dt ∫∞
  F.17危险度(risk):单位剂量当量引起的某种随机性有害效应的发
生几率。
  为了防护的目的,对所有人群,不管其年龄、性别,使用同一危险度因数。
  F.18关键人群组(Critical group):在某一给定实践涉
及的各受照人群组中,预期其受照水平*高的人群组,他们受到的照射可用以量度
该实践所产生的个人剂量的上限。 F.19基本限值(basic Limit)
:放射防护剂量限制体系中的基本限值之一。在全身接受外照射的情况下,外制体
系中的基本限值,包括剂量当量限值和次级限值。
  F.20次级限值(secondary limit):放射防护标准的基
本限值之一。在全身接受外照射的情况下,外照射的次级限值是浅层剂量当量指数
限值和深部剂量当量指数限值。内照射的次级限值是年摄入量限值。
  F.21剂量当量限值(dose equivalent limit):
放射防护标准的基本限值之一,是为放射工作人员和公众中的成员规定的不应超过
的剂量当量值,其目的在于防止非随机效应的发生,或将随机效应的发生率限制在
可接受的水平。
  F.22导出限值(derived limit):为放射防护实际工作的
需要,根据适合于某情况的一定模式由基本限值推导出来的限值如导出空气浓度和
表面污染的限值等。
  F.23年摄入限值ALI(annual limit of intak
e):在一年时间内,摄入体内的某一种放射性核素的量,其所产生的对参考人的
待积剂量当量达到职业性照射的年剂量当量限值。
  F.24导出空气浓度(derived air concentratio
n):
  年摄入量限值除以参考人在一年工作时间中吸入的
            3 3
空气体积(即2.4×10 m )所得的商。
  F.25表面污染导出限值(derived limit of surf
acecontarnination):为控制人的体表、衣物、器械及场所表
面的放射性污染而规定的限值。
  F.26参考水平(reference level):在放射防护中为决
定采取某种行动而规定的水平。相应的参考水平分别称为记录水平、调查水平和干
预水平。
  F.27调查水平(investigation level):在放射防
护中,为需要进一步调查而规定的剂量当量或摄入量水平。
  F.28记录水平(recording level)在放射防护中,为需
要记录、存档而规定的剂量当量或摄入量水平,在监测过程中,超过此水平的应记
录存档,低于此水平者可不记录。在评价年剂量当量或年摄入量时,可以当作零看
待。
  F.29干预水平(intervention level):在放射防护
中,预先规定的某些放射量水平,超过或预料将超过这种水平时,就需要考虑进行
干预。
  F.30管理限值(authorized limit):由主管当局或企
业负责人所制定的限值。通常,它比导出限值更严,在个别情况下也可等于导出限

  F.31放射防护*优化(eptimization of radiat
ionprotection):对伴有辐射照射的实践选择防护水平时,必须在
实践带来的利益与付出的健康损害代价之间进行权衡,以期以*小的代价获得*大
的净利益。
  附加说明G
  G1我国政策一贯重视电离辐射的安全防护工作。在核工业发展和放射性核素
应用的早期国务院批准发布了《放射性工作卫生防护暂行规定》,根据《暂行规定
》,1960年由中华人民共和国科学技术委员会和中华人民共和国卫生部颁发了
电离辐射的*大容许标准等三个标准。随着我国核能事业的发展,积累了更多的实
践经验和研究成果。在原有标准的基础上经过补充、修改,编制成中华人民共和国
国家标准《放射防护规定》GBJ8—74(以下简称《规定》)。由中华人民共
和国国家计划委员会、中华人民共和国国家基本建设委员会、中国人民解放军国防
科学技术委员会和中华人民共和国卫生部批准从1974年5月起在内部试行。1
0多年来,《规定》对保障工作人员和居民及其后代的健康与安全,对发展我国核
能事业,保护环境,起到了应有的积极作用。
  G2本标准是以1974年《规定》为基础。修改、编制而成。本标准吸取了
近年来国内外放射防护方面的研究成果和实践经验,并采用了国际放射防护委员会
1977年26号出版物中的正当化、*优化和个人的剂量限值三个概念做为放射
防护的综合原则。这就避免了以剂量限值或*大容许剂量为唯壹标志可能带来的误
解,有助于重视小剂量对大群体的照射问题,本标准还强调了避免不必要的照射,
并使所有必要的电离辐射照射都保持在可以合理达到的尽可能低的水平。由于对伴
有电离辐射的实践要进行代价与利益的权衡分析,因而也更为重视经济和社会效益
。总之,按本标准执行,可以做到放射工作的危险程度不高于其它安全行业。
  G3本标准由卫生部卫生防疫司提出。
  本标准由中国预防医学中心工业卫生实验所、北京放射医学所负责起草。国内
卫生标准技术委员会放射卫生防护标准分委员会审查。
  本标准自实施之日起,原国家计委、国家建委、国防科委、卫生部发布的《放
射防护规定》(GBJ8—74)中的有关部分停止使用。
  本标准由卫生部委托中国预防医学中心工业卫生实验所负责解释和修订。

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