核技术利用-辐射安全课件

1核技术利用

辐射安全范深根2010-08-101核技术利用

辐射安全范深根2主要内容第一节核技术利用建设项目的行政审批程序和要求第二节放射源与放射性同位素第三节加速器辐射危害与辐射防护基本要求第四节监测方法及防护技术第五节放射源使用、贮存的安全管理和保安要求第六节大型辐照装置安全管理的基本要求第七节放射性流出物的排放要求和控制措施第八节放射性废物的安全管理措施第九节事故应急处理预案和应急监测手段第十节放射性废源返回生产厂家或送贮的政策第十一节核技术应用放射性废物贮存库场址选择的特点和基本要求2主要内容第一节核技术利用建设项目的行政审批程序和要求3第一节核技术利用建设项目的

行政审批程序和要求一、行政审批程序二、行政审批条件三、行政审批时限3第一节核技术利用建设项目的

行政审批程序和要求一、行政4行政审批程序1.首先要向具有行政审批职权的环保总局或所在地省级环保部门提出正式书面申请；2.按审批权限受理的环保部门，根据申请，对申请资料进行初步的形式审查；3.负责审批的部门根据对申请资料初审意见,在规定日期内决定予以受理或者不受理。如果不予以受理，需将书面意见告之申请人。4.负责审批的环保部门对予以受理的，通过具体形式和实质审查，作出准予批准（许可）或者不准予批准（许可）的决定，并以正式书面文件通知申请人★4行政审批程序1.首先要向具有行政审批职权的环保总局或所在地5行政审批条件1.对环境影响评价文件的要求;2.对建设项目的要求：3.核发许可证的条件;4.提交的材料;5.审查方式和批准形式5行政审批条件1.对环境影响评价文件的要求;6环境影响报告书的内容要求：①环境影响评价文件的等级要符合国家环境保护部《建设项目环境保护分类管理名录》的规定；环境影响报告书（表）要按照国家法律法规的有关规定及国家环境保护部《核技术应用项目环境影响报告书（表）的内容和格式》（HJ/T10.1-1995）编写，并要达到《环评导则》规定的深度要求★6环境影响报告书的内容要求：①环境影响评价文件的等级要符合国7②按照国家环境保护部《核技术应用项目环境影响报告书（表）的内容和格式》（HJ/T10.1-1995）中的格式化表格仍不能完全说明的，须按照报告书中规定的条目编制补充说明。

③除国家规定需要保密的情形外，对环境可能造成重大影响，需要编制环境影响报告书的建设项目，应该在报批报告书前，举行论证会、听证会或采取其他方式征求有关单位、专家和公众意见。建设项目环境影响报告书应当附具对有关单位、专家和公众的意见采纳和不采纳的说明★7②按照国家环境保护部《核技术应用项目环境影响报告书（表）的82.对建设项目的要求：（12项）（1）满足正当性的原则。

（2）符合《为保护环境禁止建设项目、禁止建设地区和严格控制建设地区的名录》的要求。

（3）符合国家产业政策。

（4）符合城市功能区划和环境保护规划。

（5）要合理利用自然资源，防止环境污染和生态破坏。

（6）满足《基本标准》或其他有关标准中规定的公众和职业人员照射剂量限值的强制性规定。

（7）采用的技术与装备政策须符合清洁生产的要求。

（8）放射性流出物不得超过国家或地方规定的排放限值。

（9）建设单位应当承诺在项目投入使用前向利害关系人如实说明该地区的环境质量现状及拟采取的防护措施。

（10）对环境有重大影响的，需提交论证会、听证会或采取其他方式征求有关单位、专家和公众意见的结果。

（11）与生产厂商、批发商签订的放射源返回协议。

（12）承诺在销售放射源和含源装置时，与用户签订放射源返回协议★82.对建设项目的要求：（12项）（1）满足正当性的原则。

93.核发许可证的条件（1）取得了省、自治区或直辖市环境保护行政主管部门审查批准环境影响评价文件。

（2）有符合国务院环境保护行政主管部门规定的、与所从事的辐射工作相适应的场所、设施和装备（包括放射源贮源库和放射性废物暂存间）。

（3）有合格的专职、兼职安全和防护管理机构或者人员，必要的防护用品和监测仪器。

（4）具备相应的专业和防护知识、无职业禁忌症的辐射工作人员。

（5）建立了放射性同位素和射线装置全过程的安全、保安和防护管理规章制度、操作规程及辐射事故应急预案。

（6）具备相应的放射性废气、废液、固体废物处理能力。

（7）在相关位置安装了放射性标志和中文说明。

（8）签定的放射源安全责任书★93.核发许可证的条件（1）取得了省、自治区或直辖市环境保护104.提交的材料（1）填写《建设项目环境管理申请登记表》。

（2）环境影响评价文件书面文档2份及电子文档各1份。

（3）项目建议书及主管部门对项目的批复文件各1份。

（4）项目地点地形图，图上应标出建项目周围情况；（环境影响报告书（表）项目为1/2000或1/500图纸；环境影响登记表项目可提交示意图）

（5）需由行业主管部门预审的，需持其预审意见；

（6）对环境有重大影响的，需按照要求征求周围居民意见的建设项目，需提交论证会、听证会或采取其他方式征求有关单位、专家和公众意见的结果。

（7）放射性同位素购买的返回协议。

（8）申请豁免的活动、材料、产品的技术文件，有资质单位的检测报告。

（9）改扩建项目、退役项目提交许可证复印件★104.提交的材料（1）填写《建设项目环境管理申请登记表》。115.审查方式和批准形式(1)审查方式

①书面审查。

②实地审查。

③召开专家评审会。

④举行有利害关系人参加的听证会。(2)批准形式

①批复文件。

②发许可证（正副本）。★115.审查方式和批准形式(1)审查方式

①书面审查。

12三、行政审批时限1.审批时限

环境影响报告书60日、环境影响报告表30日、环境影响登记表15日、许可证20日。2.行政审批（许可）变更

行政审批（许可）五年内有效，在有效期内，如项目的性质、规模、地点或采用生产工艺发生重大变化，则须重新报批环境影响报告书（表）或环境影响登记表。其许可条件、时间和程序从新申报。3.行政审批（许可）延续

行政审批（许可）自发出后满五年，项目方开工建设的，其环境影响报告书（表）或环境影响登记表应报原审批机关重新审核。其许可条件从新申报，时间为10日★12三、行政审批时限1.审批时限

环境影响报告书60日、环境13第二节放射源与放射性同位素一、放射源二、同位素与放射性同位素的概念三、常用放射源的辐射特性四、辐射危害五、典型的污染源项分析13第二节放射源与放射性同位素一、放射源14一、放射源1.放射源的分类2.表征放射源的基本参数1.放射源的分类按辐射类型，分为α放射源，β放射源，γ放射源，低能光子源，中子源等。按结构，分为密封源和非密封源。按应用，分为工业用源，医用源，实验室用源，同位素仪表用测厚源，离子感烟探测器用火警源，穆斯堡尔效应测量用穆斯堡尔源，X射线荧光分析用低能光子源，γ照相探伤源，静电消除源和同位素热源等。据统计，世界各国利用100余种放射性核素制备了1500余种不同类型、不同规格的放射源★14一、放射源1.放射源的分类★152.表征放射源的基本参数放射源的基本参数涉及辐射类型、强度及外形结构这些参数取决于源中放射性核素的种类和数量，以及制备工艺技术和结构设计★152.表征放射源的基本参数放射源的基本参数涉及辐射类型、强16(1)辐射类型辐射类型包括辐射种类和能量。它们首先取决于源中放射性核素的种类。放射性核素衰变发射一定能量的α粒子、β粒子、γ射线或中子。有的核素衰变只发射一种辐射，也可能发射两种或多种辐射这些辐射能否从源中有效发射出来还取决于源的制备工艺和外形结构。例如241Am是α衰变核素，伴随发射59.5keV（36%）γ辐射和11.9~20.8keV（40%）的Np-LX射线。制备α源时用小于3μm厚金属做保护层。制备低能光子源时，用1mm金属铍覆盖层时α粒子被阻，而Mp-LX辐射和59.5keVγ辐射可有效发出；用0.2~0.4mm厚不锈钢窗源壳时，只有59.5keVγ辐射透过。如果源中有易于发生（α，n）反应的铍等轻元素，则可发射中子乃至可制成同位素中子源16(1)辐射类型辐射类型包括辐射种类和能量。17(2)活度放射源的活度取决于放射性核素的数量。活度为在给定的时刻，处于特定能态的一定量放射性核素在dt时间内发生自发核跃迁数的期望值除以dt。活度的单位为Bq（1Bq=1s-1）曾用单位为Ci（1Ci=3.7×1010Bq）★17(2)活度放射源的活度取决于放射性核素的数量。★18(3)源的使用期限短半衰期核素放射源的使用期限主要与核素的半衰期有关。长半衰期核素放射源的使用期限主要考虑放射源的安全性能。例如210Po的半衰期为138.4d，210Po源活度一年后只有原来的16%。而长半衰期241Am（T1/2=432a）源，经一年衰变，活度减弱极少，从实际应用看，可以认为稳定不变；使用期限的确定主要考虑放射源的安全性18(3)源的使用期限短半衰期核素放射源的使用期限主要与核素19(4)源的外形结构和尺寸放射源分密封源和非密封源。密封源是指密封在包壳里或紧蜜地固定在覆盖层里，并呈固体形态的放射性物质。密封源的包壳或覆盖层应有足够的强度，使源在设计使用条件下和磨损的条件下，以及在预计的事故条件下，均能够保证密封性能良好，不会有放射性物质泄漏出来。不满足密封源定义中所列条件的称为非密封源。图4-1示出密封源的典型结构图★19(4)源的外形结构和尺寸放射源分密封源和非密封源。★20源芯源芯即带有放射性物质的活性部分。放射性核素的核性质决定了放射源的一些基本参数，如放射源的辐射种类、能量和衰减速率等。源芯的放射性物质量决定了源的辐射强度。为了保证源的安全性能和稳定性，通常把放射性物质固定在稳定性好的陶瓷、搪瓷、玻璃体中，或使之呈金属状态。放射性气体源是将放射性气体密封于金属壳或玻璃管内，如85Kr源。放射性标准溶液可认为是液体放射源20源芯源芯即带有放射性物质的活性部分。21源包壳、覆盖层和源窗放射性源芯密封在源包壳中或用覆盖层保护，防止放射源在正常使用时放射性物质泄漏。为了使放射源有一定的有效辐射的发射率，在源包壳上设计了适合辐射发射的源工作面，即源窗。源窗部分比源包壳的其它部分薄，或用另外的低原子序数材料制成21源包壳、覆盖层和源窗放射性源芯密封在源包壳中或用覆盖层保22二、同位素与放射性同位素同位素有二类，一类是稳定的，另一类是不稳定的，即放射性的。在已发现的2500多种同位素中，稳定的核素只有280种左右，其余2200多种都是所谓“放射性”的。凡原子核不会自发地发生变化的同位素，称为稳定的同位素，反之，就是不稳定的同位素。★22二、同位素与放射性同位素★23二、同位素与放射性同位素一般来说，不稳定的同位素能够自发地放出射线，使其原子核发生变化，从而变成另一种元素。原子核的这种具有放出放射线的性质，叫做放射性。能够自发地放出射线从而变成另一种元素的同位素，叫做放射性同位素23二、同位素与放射性同位素一般来说，不稳定的同位素能够自发241.放射性同位素的分类（1）天然放射性同位素分为天然的和人工的两种。自然界中天然存在的放射性同位素称为天然放射性同位素，人工制造的放射性同位素称为人工放射性同位素天然放射性同位的种类很多，有几十种，但有实际意义的核素有235U，238U，236Ra，232Th,222Rn，40K和14C等。地球上到处都存在着天然放射性同位素，它们衰变时放出α，β或γ射线我们把这种来自地壳表面的射线称为地面辐射。通常又把宇宙射线和地面辐射统称为天然本底辐射天然放射性同位素的放射性活度一般都很低，不能满足人们在科研、生产、医疗等方面应用的需要，因此，随着科学技术的发展，人们又根据不同的需要生产了各种各样的人工放射性同位素241.放射性同位素的分类（1）天然放射性同位素分为天然的25（2）人工放射性同位素人工放射性同位素是利用核反应方法制造的。现在应用核反应堆和加速器生产的放射性同位素已达1000多种。如60Co，137Cs，125I，198Au等，它们均属于人工放射性同位素。由于不同的放射性同位素，其射线的种类、能量等不同，所以，它们的用途也各不相同。根据需要，可将人工放射性同位素制成放射性活度不同量级的放射源，放射性活度可做到小至104Bq量级（微居里级），大到100TBq量级（万居里级），以至10PBq量级（数百万居里级）25（2）人工放射性同位素人工放射性同位素是利用核反应方法制26（3）射线的种类大多数放射性原子核是通过发射α和β粒子来蜕变的，发射中子的衰变是很少的，还没听说过发射质子的衰变。α粒子是快速飞行的氦核，氦核由2个由质子和2个中子构成。β粒子是从原子核内发出的快速飞行的电子。大多数发射β粒子的原子核在发出β粒子后立即发出γ射线。γ射线是与X射线相似的一种释放能量的形式。如果用粒子（如α粒子或γ光子）轰击原子核，那么原子核中的中子可被击出从而产生中子射线。发射中子有较高的速度（几km/s）★26（3）射线的种类大多数放射性原子核是通过发射α和β粒子来27①α射线某些确定的核素的蜕变才发出α粒子，它们是一些重原子核，如235U,238U,226Ra和230Th。为什么原子核会发射α粒子呢？原子核越重，就越不稳定，这是因为随着原子序数的增加，质子间的斥力和核力都增加，但斥力比核力增加得更快重原子核通过发射α粒子而变得更稳定，但是核的质子数减少2，质量数减少4。发出的α粒子很快损失其能量并减速，而且还会在其运动末端时俘获2个周围的自由电子为其轨道电子，于是氦核就变成通常的氦原子27①α射线某些确定的核素的蜕变才发出α粒子，它们是一些重原28②β射线③γ射线我们已知道β粒子是原子核发射的电子。现知道很多β发射体，大多数裂变产物都是β发射体，在大多数情况下，β发射体的子体也能发射β射线。最快的β粒子的速度接近光速（300,000km/s）。当β粒子速度很快降下来后（降速的快慢取决于其能量），它就会成为通常的自由电子。原子核发出β粒子后，通常它还有些不稳定，很快还会发射γ光子以释放多余的能量。这两次发射粒子间延迟时间如此短，以至于我们认为这两次发射是同时的，且认为仅发生一次蜕变★28②β射线③γ射线我们已知道β粒子是原子核发射的电29④中子射线有些原子核能够自发地裂变，或受高能γ射线、α射线、中子和质子等射线的轰击而发生核反应，从而使核内的一个或二个中子逃脱核力的束缚而带着一定的动能发射出来，这种从核内发射出来并具有一定动能的中子称为中子射线。中子射线的分类。中子射线按能量E大小的不同，可分为以下几种不同的类型：

慢中子，0<E<1keV；

中速中子，1keV<E<500keV；

快中子，0.5MeV<E<10MeV；

超快中子，10MeV<E<50MeV★29④中子射线有些原子核能够自发地裂变，或受高能γ射线、α射30三、常用放射源的辐射特性在核技术利用中常用的主要放射源有60Co，137Cs，75Se，192Ir，90Sr，85Kr，63Ni，241Am，210Po和Am-Be中子源等。1、α放射源α放射源是以发射α粒子束为基本特征的放射源α粒子能量一般为4-8Mev，在空气中的射程为2.5-6.0cm，在固体中的射程为10-20μm。常用的α放射源主要有：241Am，238Pu,239Pu，244Cm，和210Po，目前工业用量最大的是241Amα源，因为241Am容易生产，价格便宜，而且半衰期较长。表4-1列出了某些α放射性核素的主要特征(略)30三、常用放射源的辐射特性在核技术利用中常用的主要放射源有312、β放射源β放射源是指可发射电子的同位素放射源。它包括发射βˉ粒子、β+粒子，以及发射俄歇电子或内转换电子的放射源，其中以发射βˉ粒子的放射源为最主要，通常写成β放射源。某些β放射源伴有γ辐射，但在使用时主要用其β粒子并保证β粒子有较高的发射率，那么这种源仍属β放射源。表4-2列出了某些β放射性核素的主要特征(略)

。β放射源按发射粒子的最大能量分为三类：低能β（电子）源；中能β源和高能β源312、β放射源β放射源是指可发射电子的同位素放射源。它包括32（1）低能β源低能β源包括3H源、63Hi源和55Fe俄歇电子源。低能电子在固体中射程很短，其主要特性见表4-3(略)。这种源的活性层表面只能加很薄的保护膜，有的甚至是裸源。低能β（电子）源只能用做电离源，在电子捕获鉴定器中和电子管中用做放电电离源32（1）低能β源低能β源包括3H源、63Hi源和55Fe俄33（2）中能β源中能β源包括14C、147Pm、85Kr、204Tl源。它们的特性如表4-4所列。中能β源主要用于薄层材料测厚。表4-4某些中能β源放射源的特性(略)33（2）中能β源中能β源包括14C、147Pm、85Kr、34（3）高能β源高能β源包括90Sr和106Ru源。它们的特性如表4-5所列（略）。90Sr和106Ru所发射的β粒子能量并不高，但它们的衰变子体核素90Y和106Rh都能发射高能β粒子。它们主要用金属材料测厚和卷烟密度测量。34（3）高能β源高能β源包括90Sr和106Ru源。353.γ放射源以发射γ辐射为主要特征的放射源，是利用发射辐射（包括X辐射）的核素制备的。γ辐射通常是其它类型核衰变的伴随辐射。在β或衰变时生成的子体核可能通过几个能态跃迁到基态并发射几种辐射。例如60Co的衰变伴随两组强度（每一个核衰变时放出该辐射的几率）均大于99%的辐射，其能量分别为1.173MeV和1.332MeV137Csβ衰变有94.8%的子体（137Bam）处于0.662MeV能级，在进一步转换过程中有9.5%通过内转换跃迁到基态，其它的通过发射辐射跃迁到基态，所以137Cs的辐射强度为85%。353.γ放射源以发射γ辐射为主要特征的放射源，是利用发射辐36γ放射源按辐射能量和活度分为三类(1)低能γ（X）放射源（亦称低能光子源）。它由发射γ射线或X射线的核素55Fe、57Co、75Se、125I,153Gd,169Yb,170Tm,241Am,238Pu,244Cm等制成。轫致辐射源也属于低能光子源。(2)中等活度γ放射源。由中等活度的60Co,192Ir、124Sb、137Cs,134Cs、182Ta、226RA等核素制成，大多用于同位素仪表中。高比活度的137Cs、60Co、192Ir等放射源还可用于辐射照相探伤。(3)强γ放射源。它是活度大于1013Bq的60Co、137Cs放射源。用在工业辐照装置中。这类放射源亦称做辐射源。表4-6列出常用于制备γ放射源的的一些核素的特征(略)

36γ放射源按辐射能量和活度分为三类(1)低能γ（X）放射源37四、辐射危害放射性同位素由于使用不当会发生放射性污染或伤害事故，还有因保管不严造成丢失、被盗从而也会引起放射性污染或伤害事故。放射性事故对人体可能产生的危害主要是两种，一是外照射，二是内照射。1.外照射危害：外照射主要由射程长、速度快、电离密度小的和X射线由体外作用于机体引起。外照射也不容忽视。一般讲，剂量大，危害重；剂量小，危害轻。人体受危害的程度与电离辐射的剂量有很大关系，见表4-7不同剂量引起的危害（略）。但在同等剂量的条件下，因个体的机能状态和敏感程度差异很大，故危害程度也有所不同。37四、辐射危害放射性同位素由于使用不当会发生放射性污染或伤38表4-7不同剂量引起的危害剂量,Gy危害程度0—0.250.25—0.50.5—11—6>6出现不明显与不易察觉的病变出现可恢复的机能变化，有血液学的改变出现机能变化，血相改变可出现轻，中，重度放射病可出现死亡★38表4-7不同剂量引起的危害剂量,Gy危害程度0—0.39（1）相同剂量的外照射与射线种类和一次或多次照射有关；

当外照射剂量相同，射线种类不同时，对机体危害程度不一样如快中子（0.5—10MeV）照射机体引起的生物效应大约是射线的10倍左右。相同剂量的一次照射危害程度大于分次照射，见表4-8（100R一次和分次照射小白鼠死亡率）（略）39（1）相同剂量的外照射与射线种类和一次或多次照射有关；

40（2）与照射面积大小和部位有关危害程度的轻重，在很大程度上取决于照射面积的大小与部位。如以500R的全身照射可引起重度照射性病甚至死亡；然而仅照射5cm2的面积后，临床上可能不出现症状。以一次2000R的剂量照射腹部，动物在3—5天内全部死亡；照射盆腔可有部分动物死亡；照射四肢则未出现死亡（3）其他

距离远近、轫致辐射都可影响机体的危害程度40（2）与照射面积大小和部位有关危害程度的轻重，在很大程度41（4）外照射危害的特点①放射性核素在体外照射时，没有部位或器官的选择性，对全身或任何一个部位均可引起放射性损伤。但全身照射要比局部照射的辐射效应强。②外照射可引起某些特异性的损伤。如皮炎、烧伤（表现为皮肤发红、水肿、水泡形成、脱毛、溃疡坏死等）、皮肤癌。外照射还可以使眼晶体发生白内障41（4）外照射危害的特点①放射性核素在体外照射时，没有部位422.内照射危害大多数放射性核素如果以某种方式进入体内后，其所造成的吸收剂量会比在体外的吸收剂量大得多。对于外照射，防护比较简单，通常用仪表很容易地就能测出辐射水平，所以发现后及时离开辐射源就可防止进一步受到辐射伤害。然而，对于防止内照射危害，则要求有更多、更复杂的防护措施，原因如下：（1）当源在体外时，它所发出的辐射只有一小部分可以射向人体，剩余的是不会伤及人体的。然而，如果源在体内，所有的射线都可以伤及人体。422.内照射危害大多数放射性核素如果以某种方式进入体内后，43更复杂的防护措施：（2）一些核素的化学性质决定了它们会浓积在人体的特定器官或组织中，而不是均匀分布于全身，这就意味着源所发出射线的所有α能量，β能量和部分γ能量都会被特定的器官或组织吸收，这将导致这些组织和器官吸收的剂量比分布全身剂量要高得多。（3）体内的源使人直接受到照射，直到它们通过排泻或自身衰变而消失，即就是人不能象对待外照射那样可通过远离放射源的方式来避免照射危害。（4）有一些放射性核素会很快地被人体清除，但还有一些会滞留体内数年甚至数十年，在许多情况下，很难提高放射性核素从体内排出的速度。（5）我们要小心地对待内照射危害，因为一旦放射性核素进入人体，就很难估计出它到底会造成多少剂量★43更复杂的防护措施：（2）一些核素的化学性质决定了它们会浓443.放射性核素进入人体途径放射性物质象其它物质一样会以一定的物理或化学形式存在，它们可以是固态，烟尘，液态，气态，蒸汽或气溶胶的形式。内照射会因放射性物质操作不小心而引起，它进入人体（摄入）有三种不同的途径：

（1）吸入（呼吸）；

（2）食入；

（3）通过破损的皮肤或伤口吸收。★443.放射性核素进入人体途径放射性物质象其它物质一样会以一454.放射性核素在人体内的分布大部分放射性核素在进入人体后的前几天就被排掉了，然而也有一部分核素因核素的种类不同而以不同的方式被器官吸收，人体根据物质的化学性质来代谢元素和化合物，可分不出哪些是放射性的，哪些不是。例如：普通碘I－127浓集于甲状腺，如果同时还存在放射性碘－131，人体就不能区分这两种同位素，因为它们的化学性质相同，放射性的I―131也会浓集于甲状腺。有一些元素化学性质很接近，人体不能有效地区分它们，例如：在化学家看来，锶、钡、镭属于同一族元素的。在身体中的钙大部分都沉积在骨骼上，任何放射性同位素锶，钡，镭进入人体后，也会“自动地”沉积在骨骼上。454.放射性核素在人体内的分布大部分放射性核素在进入人体后464.放射性核素在人体内的分布这些放射性同位素（也叫做亲骨性核素）一旦沉积到骨骼上就很难被排出体外，如果它们的放射性半衰期很长，骨骼和骨髓可能在相当长一段时间受到照射。放射性碘的靶组织是甲状腺，吸入（通过呼吸）放射性锶的靶组织是肺和骨骼，食入放射性锶的靶组织为骨骼464.放射性核素在人体内的分布这些放射性同位素（也叫做亲骨47（1）体内放射性核素的排出特定元素会被特定器官或组织吸收，体内放射性核素产生的危害取决于它对靶组织造成的总剂量。决定这个剂量的最重要的因素是：

①放射性核素的沉积量

②在身体内滞留的有效时间

③射线类型及其能量47（1）体内放射性核素的排出特定元素会被特定器官或组织吸收48放射性核素在体内的滞留时间取决于两个因素：放射性半衰期Tr，及生物半排期Tb放射性半衰期前面已经讲过，那么什么是生物半排期？

生物半排期是体内一定量的特定元素减少到初始值的一半所用的时间，这里指仅仅通过新陈代谢来排出的过程。生物半排期取决于身体中包含该元素的特定化合物正常代谢速度，放射性半衰期和生物半排期结合起来就引出了有效半减期Te有效半减期是指，同时通过放射性衰变和生物代谢机制两种途径使身体内一定量的特定放射性核素减少到它初始值的一半所需的时间48放射性核素在体内的滞留时间取决于两个因素：放射性半衰期T49五、典型的污染源项分析大型辐照装置多数采用60Co作为辐射源。60Co在其衰变过程中产生射线，能量为1.17MeV和1.33MeV，平均能量为1.25MeV，半衰期为5.27年。距3.71010Bq(1Ci)60Co源1m处的吸收剂量率为1.1510-2Gy/h。射线穿透能力强，穿过屏蔽墙进入环境中，可能会对辐照室周围环境和人员产生辐射影响49五、典型的污染源项分析大型辐照装置多数采用60Co作为辐50

下面以北京一个拟建的设计装源量2.591017Bq（700万居里），首次装源量1.48×1016Bq（40万居里）大型辐照装置作典型案例，进行污染源项分析1.正常运行状态下污染源。该项目I期工程分为两个辐照室，设计装源量分别为7.41016Bq（1＃辐照室）和1.851017Bq（2＃辐照室），初期安装在1＃辐照室γ射线穿过屏蔽墙进入环境中，可能对辐照室周围环境和人员产生辐射影响。还有穿过屋顶被大气反散射（称为天空反散射），在辐照室周围构成一个附加辐射场。另外，一部分γ射线经迷道多次散射后仍射出迷道口外，对迷道口附近的环境和人员产生影响50下面以北京一个拟建的设计装源量2.591017Bq（51（1）γ辐射屏蔽——给直观概念1＃辐照室内空间为1685.1m3，辐照室内贮源井深7.5m，实际最大水深7.2m。辐照室主屏蔽墙厚度分别为2.5m（西）和2.1m（南），屋顶厚1.8m。迷道宽1.2m，共有两个通道。2＃辐照室内空间为11.875m3，辐照室内贮源井深7.8m，实际最大水深7.5m。辐照室主屏蔽墙厚度分别为2.4m（东）和2.3m（南），屋顶厚1.9m。迷道宽1m，高2.5m。两个辐照室共用墙厚2.0m，屏蔽材料均为砼。电缆、水管、风道等采用地下1.0-1.2m深拐弯迷道方式防护，无穿墙孔★51（1）γ辐射屏蔽——给直观概念1＃辐照室内空间为16852（2）γ辐射屏蔽计算

①屏蔽墙外剂量当量率——计算方法在透射γ辐射屏蔽计算时，近似采用点源的计算模式。用（4-1）式计算屏蔽墙外计算点的剂量当量率：52（2）γ辐射屏蔽计算

①屏蔽墙外剂量当量率——计算方法在53式中各符号含义式中：—计算点的剂量当量率，Sv/h；

A—源活度，Bq；

Γ—钴－60空气比释动能率常数，8.6710-17Gym2Bq-1s-1〔2〕；

R—计算点到源的距离，m；

B—积累因子；

X—屏蔽层厚度，cm；

Tr—γ射线1/10值层厚度，cm；

K1—小时与秒的转换系数，3.6103s/h；

K2—γ射线空气比释动能率转换成人体剂量当量率的转换系数，1Sv/Gy辐照室采用迷道入口，在迷道设计中，一般使射线经过三次散射后γ剂量率已降到很小了（降低10000倍），经实际测量也证明了这一点。本项目设计由辐射源产生的射线要经过六次以上散射后才能到达辐照室门口，能量大大降低，到迷道口的剂量率可忽略不计。53式中各符号含义式中：—计算点的剂量当量率，Sv/h；

54②天空反散射γ辐射剂量当量率用（4-2）式计算——计算方法式中：—计算点的天空反散射剂量当量率，rem/h；

f—照射量率对剂量当量率的转换系数，；

A—钴－60辐射源的放射性活度，Ci；

Γ—钴－60的γ照射量率常数，；

Ω—辐射源对天空所张的立体角，Sr；

B—屋顶材料对γ辐射的积累因子，无量纲；

μ—屋顶材料的线性减弱系数，对砼为0.133cm-1；

X—屋顶厚度,cm;H0—屋顶外表面至地面的高度,m;

R—辐射源至计算点的水平距离，m。

计算得到距1＃辐照室和2＃辐照室南侧屏蔽墙外最近居民处的天空反散射γ辐射剂量当量率分别为3.9110-3Sv/h和3.0710-3Sv/h54②天空反散射γ辐射剂量当量率用（4-2）式计算——计算方55（3）贮源井口的γ辐射剂量率——方法可用计算屏蔽墙外计算点处剂量率的公式计算钴-60辐射源位于贮源井内时，贮源井口处的γ辐射剂量率。(自己看)55（3）贮源井口的γ辐射剂量率——方法可用计算屏蔽墙外计算56（4）有害气体——是什么任何致电离辐射都会使空气发生辐射分解产生臭氧（O3）和氮氧化物（NOx），其中O3的危害大，产额高，毒性大。此外，O3是强氧化物，能使某些材料（如橡胶等）加速老化，其与有机物及可燃气体接触时易引起爆炸。因此在考虑有害气体的影响时仅考虑臭氧的影响56（4）有害气体——是什么任何致电离辐射都会使空气发生辐射57①臭氧的产生率——方法

臭氧的产生率按(4-3)式计算：(4-3)

式中：Q0—O3产生率，mg/h；

A—60Co源活度，TBq；

G—空气吸收100ev的γ射线能量产生的臭氧分子数，γ辐照室的臭氧G值取6；

V—辐照室体积，m3。

1＃辐照室：A＝7.4104TBq，V＝652.8m3。

2＃辐照室：A＝1.85105TBq，V＝413m357①臭氧的产生率——方法

臭氧的产生率按(4-3)式计算：58②臭氧的饱和浓度考虑连续排风和臭氧的分解时，辐照室空气中臭氧的平均浓度可表示为（4-4）式式中：Q(t)—辐照室内t时刻臭氧的平均浓度，mg/m3；

Q0—臭氧的产生率，mg/h；

V—辐照室体积，m358②臭氧的饱和浓度考虑连续排风和臭氧的分解时，辐照室空气中59③停止辐照后的臭氧浓度

降源停止辐照后，臭氧浓度随时间按指数下降(4-7)

式中：Qf—停止辐照时的臭氧浓度，mg/m3；

tf—停止辐照后的时间，h59③停止辐照后的臭氧浓度

降源停止辐照后，臭氧浓度随时间按602.非正常情况下对环境的影响（1）钴源泄漏和贮源井水渗漏——原因、防止措施

由于源包壳密封性能欠佳或者长期浸泡在水中被腐蚀，造成钴源泄漏。由于贮源井有不锈钢和防渗水混凝土两道防渗漏屏障，所以钴源泄漏对环境造成影响的可能性很小。对被污染的井水进行净化处理，净化系统的废离子交换树脂作为固体放射性废物送城市放射性废物库。贮源井水经环境保护部门监测达标排放。贮源井水也渗漏，因为井水渗漏属慢性渗漏，渗漏速率不会很大，可由液位信号计监测渗漏，一旦发生源泄漏和井水渗漏，要及时把源取出送生产厂家处理。为防止钴源泄漏和井水渗漏，一定要加强源的验收与源井的施工管理、验收，确保质量。营运单位要加强对贮源井水的监测，及早发现源的泄漏，避免事故的扩大★602.非正常情况下对环境的影响（1）钴源泄漏和贮源井水渗漏61（2）源架卡住事故——原因、防止措施发生源架卡住的概率十分小，一旦发生这种事故，要根据情况采用迫降根据措施将源架降入贮源水井。源架卡住事故对辐照室周围环境几乎没有什么影响。但排除事故后要注意贮源井水的监测，以了解是否有异常水平出现。若有，说明源棒在排除事故时有破损，将按源棒破损事故处理。另外，一旦发生源架卡住故障，必须及时向有关部门通报，并在有关部门监督指导下排除事故61（2）源架卡住事故——原因、防止措施发生源架卡住的概率十62（3）着火——原因、防止措施辐照装置本身不会着火，如果辐照物中含有易燃、易爆物质，由于机械、电器产生的火花会引起着火。着火时室内温度约为600-800℃。若此时钴源处于辐照位置，钴源不锈钢包壳的熔点为1400℃。金属钴熔点为1495℃，故辐照室着火一般情况下不可能造成钴源熔化而导致大面积污染环境的事故，但辐照室着火仍然是一种很危险的事故。为此，要防止易燃易爆物品进入辐照室，禁止在装卸料现场进行明火操作或吸烟，要有着火时立即降源、风机自动关闭的联锁装置，要有感温感烟火灾报警系统并处于良好的运行状态，要确实做好消防安全工作62（3）着火——原因、防止措施辐照装置本身不会着火，如果辐63（4）爆炸——原因、防止措施辐照室发生爆炸的可能性很小，但如果辐照物中含有易爆物质或者辐照室长时间不运行,不通风,钴源在井水中使水分解产生氢气。当氢气浓度积累到安全浓度以上，再次启动辐照装置时，由于静电效应、机械摩擦或其他原因产生的火花有可能引起爆炸。钴-60放射源贮存于井下时，井水每吸收100eV辐射能量可产生0.45个氢分子，氢气在空气中的含量达到12％（体积比）时即可爆炸，其控制值为4.1％，可以估算出装源200万居里和500万居里时，氢气产生量分别约为每小时111L和277L，保守地假定氢气不溶于水而100％的逸出水面进入辐照室空气中。1＃和2＃辐照室体积分别为652.8m3和413m3，当停止排风后，其达到爆炸控制值所需时间分别约为10天和2.6天左右。为安全起见，保守地规定：当1＃辐照室长期停止辐照运行时，辐照室每周必须通风换气一次，每次约0.5小时；2＃辐照室即使不进行辐照每天也要通风换气一次，每次约1小时63（4）爆炸——原因、防止措施辐照室发生爆炸的可能性很小，64（5）人员误入事故——原因、防止措施钴源处于辐照位置时，人员误入辐照室造成人员辐照事故。这种事故对人员构成的危害较大，严重地损害工作人员的身体健康。为防止此种事故的发生，辐照装置要设置有人员安全联锁系统，确保辐照源处于工作状态时，人员通道门不能被打开；当有人在辐照室时，辐照源不可能提升出贮源水井；同时在辐照室进出口门附近的迷道内设置有三道以上防人进入的装置，一旦有人误入，该装置动作，辐照源即降至贮源井内★64（5）人员误入事故——原因、防止措施钴源处于辐照位置时，65第三节加速器辐射危害与辐射防护基本要求一、加速器的基本原理二、加速器的分类三、辐射危害四、辐射防护65第三节加速器辐射危害与辐射防护基本要求一、加速器的基66一、加速器的基本原理和组成部分加速器的类型很多，其基本原理都是利用电磁场使带电粒子（如电子、质子、氚核和氦核及其他重离子）获得高能量。大体上由四个基本部分及若干辅助系统构成。

（1）离子源：（2）真空加速结构：

（3）导引聚焦系统：

（4）束流输运、分析系统：除了上述四个基本部分之外，通常还设有各种束流或辐射监测与诊断装置、电磁场的稳定控制装置、真空设备以及供电与操作设备等66一、加速器的基本原理和组成部分加速器的类型很多，其基本67组成部分具体介绍（1）离子源：用来提供待加速的各种带电粒子束，如各种类型的电子枪、离子源以及极化离子源等；（2）真空加速结构：这是一种装有加速结构的真空室，用以在真空中产生一定形态的加速场，使粒子在不受空气分子散射的条件下得到加速，如各种类型的加速管、射频加速枪和环形加速室等；（3）导引聚焦系统：用一定形态的电磁场来引导并约束被加速的粒子束，使之沿着预定的轨道受加速场的加速，如圆形加速器的主导磁场与四级透镜场等67组成部分具体介绍（1）离子源：用来提供待加速的各种带电粒68组成部分具体介绍（4）束流输运、分析系统：这是由电、磁场透镜、转弯磁铁和电、磁场分析器等器件构成的系统，用来在粒子源与加速器之间或加速器与靶室之间输运并分析带电粒子束。当多个加速器串接工作时，它用来在加速器之间分析、输运粒子。68组成部分具体介绍（4）束流输运、分析系统：这是由电、磁场69加速粒子所达到的能量是表征加速器性能的重要参数之一它的基本单位是电子伏(eV)-——能量的表述但在加速器中常用的单位还包括有千电子伏(keV)、兆电子伏(MeV)、吉电子伏(GeV)和太电子伏(TeV)。它们之间的换算关系为：

1千电子伏1keV＝103eV

1兆电子伏1MeV＝106eV＝1000keV

1吉电子伏1GeV＝109eV＝1000MeV

1太电子伏1TeV＝1012eV＝1000GeV★69加速粒子所达到的能量是表征加速器性能的重要参数之一它的基70二、加速器的分类-——四种分类方法加速器按被加速粒子的能量划分可分为：低能、中能、高能和超高能加速器。即能量100MeV以下的加速器称为低能加速器，能量100MeV－1GeV之间的称为中能加速器，能量1GeV－100GeV间的为高能加速器，在此之上的统称超高能加速器。按加速粒子的种类划分可分为：电子加速器、轻离子加速器、重离子加速器和微粒子团加速器。加速器电场和粒子轨道的形态是反映加速器原理、决定加速器结构的关键因素。据此可将加速器分为：直流高压型、电磁感应型、直线共振型和回旋共振型四种类型的加速器，它们分别适用于不同的能量范围，加速不同粒子★70二、加速器的分类-——四种分类方法加速器按被加速粒子的能71三、辐射危害——危害因素在加速器中被加速的高能带电粒子与物质相互作用产生瞬发辐射，包括初级辐射（χ射线、γ射线和中子等），产生的这些辐射与周围物质相互作用产生感生放射性（β、γ等），即缓发辐射。前者只有加速器开机时产生，停机后就消失；后者在加速器关机后仍然存在，而且随着加速器运行时间的增加而累积71三、辐射危害——危害因素在加速器中被加速的高能带电粒子与721.贯穿辐射——具体描述(1)中子

在加速器里，中子是由多种核反应产生的，中子的发射率、能量和角分布与入射粒子种类和能量有关。中子具有很强的穿透能力，它们会穿过屏蔽层对人引起直接的辐射剂量，而且中子还会穿过建筑物屋顶进入天空，由于中子散射（称为天空散射）也对设施周围的人引起辐射照射。(2)γ射线

在加速器里由多种核反应产生的中子辐射总是伴随着发射γ射线。这是因为产生中子的核反应一般要放出γ射线，而快中子和慢中子在各种材料上辐射俘获反应也放出γ射线。γ射线也会穿过屏蔽层对人引起直接的辐射照射721.贯穿辐射——具体描述(1)中子

在加速器里，中子是由732.感生放射性——产生的因素加速器感生放射性是由中子引起的，这是因为不管中子能量如何均会产生活化，感生放射性的辐射水平取决于加速粒子的能量、种类、流强和加速器的运行时间等因素。感生放射性主要产生在加速器的结构材料、冷却水、周围土壤以及加速器厅（治疗室）和束流传输隧道和治疗室的空气中。★732.感生放射性——产生的因素加速器感生放射性是由中子引起74感生放射性——具体描述(1)结构材料活化加速器部件的感生放射性水平与加速粒子的种类、能量和束流强度以及靶材料的性质和开机运行时间等诸多因素有密切关系，特别是受到高能量和强束流的离子或高能量和大剂量γ射线照射的部件，如靶部件、限束光栏、还有束流损失较大处的束流管、偏转磁铁、结构材料以及出束位置的照射头等更换或拆卸这些靶件和活化部件时会存在照射危害，因此要按放射性废物管理，不得随意处理74感生放射性——具体描述(1)结构材料活化75感生放射性——具体描述(2)空气活化加速器厅、束流传输隧道的空气活化后，产生的感生放射性核素主要是41Ar、11C、15O、16N；半衰期是7.3s-1.83h75感生放射性——具体描述(2)空气活化76感生放射性——具体描述(3)冷却水活化中子引起加速器冷却水活化，产生的感生放射性核素主要是15O，16N；半衰期分别是2.1min和7.3s。只要放置一段时间，其活度就可衰减到可忽略的水平。如果循环水是去离子，就要关注去离子树脂中长寿命放射性核素的积累。一般每产生3.7×1010Bq的放射性，在树脂中就约有185Bq的放射性积累76感生放射性——具体描述(3)冷却水活化77感生放射性——具体描述(4)土壤的活化穿过设备底层屏蔽而进入土壤的中子会引起土壤的活化，土壤中的核素成分十分复杂，

活化产生的放射性核素很多。使用高能量的加速器时应注意这个问题77感生放射性——具体描述(4)土壤的活化78四、辐射防护——应做好的工作加速器的建设应符合国家法律法规和相关标准的规定，满足城市区域规划和布局要求辐射防护应作好以下工作：

——1.屏蔽设计

——2.安全联锁装置

——3.警告装置

——4.辐射监测装置

——5.活化空气过滤装置78四、辐射防护——应做好的工作加速器的建设应符合国家法律法79辐射防护措施——具体描述1.屏蔽设计

——（1）加速器大厅、束流传输隧道是产生各种辐射的地方,要作好屏蔽设计，这是加速器辐射防护中最重要的环节。而且必须按照不同工作状态下可能的最大辐射工况，设计屏蔽墙的厚度。除了屏蔽墙的设计外，还应注重屋顶的屏蔽设计，保证穿过屋顶辐射经天空反射到地面后的辐射水平不超过国家有关剂量限值。

——（2）加速器系统的通风管道、电缆管道、辐照材料传输管道等可能穿越屏蔽墙。设计时，这些管道的取向应尽可能避开被加速射束的方向或辐射发射率峰值方向。为了防止辐射经管道泄漏，管道应取“S”形或“U”，在地沟的入口或出口处应有一定的屏蔽盖板79辐射防护措施——具体描述1.屏蔽设计

——（1）加速器大80辐射防护措施——具体描述1.屏蔽设计——（3）为了搬运大型设备，有时需要在屏蔽墙上预留足够大孔洞。这些孔洞位置要尽可能避开被加速射束的方向或辐射发射率峰值方向。填塞孔洞时，混凝土块之间的垂直缝隙要错开，缝隙要用灰浆填充。——（4）迷宫要合理布局和设计，迷宫入口位置应尽可能避开来自靶上的直接辐射，或应避开被加速射束的方向或辐射发射率峰值方向。迷宫不应设计成直线形，而应带有2-3拐弯。——（5）屏蔽门的厚度应和邻近的屏蔽墙有相同的屏蔽效果，门和墙之间应有足够的搭接，以减少辐射散射的泄漏。通常门的两侧和顶部，门与墙的搭接至少为缝隙的10倍80辐射防护措施——具体描述1.屏蔽设计81辐射防护措施——具体描述2.安全联锁装置

联锁装置是指加速器存在某种危险状态或人员误入加速器大厅、束流传输隧道和辐照（治疗）室时能立即自动切断电源或束流的电器线路，其目的就是使人员避免误照射。安全联锁装置要符合三条件：

——（1）加速器大厅和辐照（治疗）室门均为联锁门，只有关门才能出束、辐照（治疗）。

——（2）在任何时刻，可由厅和室内部开启已关闭的防护门。

——（3）电控防护门关门运行中，遇有人员穿过，门自动停止前进或返回81辐射防护措施——具体描述2.安全联锁装置

联锁装置是指加82辐射防护措施——具体描述3.警告装置

警告装置的作用就是最直观地告诉人们加速器工作状态,通常使用的警告装置有目视装置（状态指示灯、放射性标志）、声响装置、警告装置和闭路电视监视装置。4.辐射监测装置

在可能存在着辐射危害的区域,如加速器大厅、束流传输隧道、辐照（治疗）室和控制室都应安装辐射监测装置，并要求这些装置与门等安全联锁装置结合。当辐射水平超过预定值时辐射监测装置应给出警告信号或切断束流★82辐射防护措施——具体描述3.警告装置

警告装置的作用就是83辐射防护措施——具体描述5.活化空气过滤装置

为控制活化空气以气态流出物方式排入环境，应该设置通风系统。对于能量较高的加速器，其通风系统排放口前应安置过滤器，以保证气态流出物符合国家规定的排放限值。6.放射性固体废物管理

更换或拆卸下来的靶件和活化部件必须严格遵守有关操作规程和放射性废物管理的管理制度，将它们暂存在具有一定屏蔽条件的存贮间，必要时定期送专业部门集中收贮。另外,如果循环水是去离子，就要关注去离子树脂中长寿命放射性核素的积累，必要时更换下来的树脂要按放射性废物处理83辐射防护措施——具体描述5.活化空气过滤装置

为控制活84第四节监测方法及防护技术一、监测方法二、辐射监测仪三、辐射防护技术84第四节监测方法及防护技术一、监测方法85一、监测方法1。环境监测2。工作场所的监测3。外照射个人剂量监测4。内照射监测5。放射源的核素鉴别★85一、监测方法1。环境监测★86辐射监测的主要内容一是外照射剂量率；二是外照射剂量；三是空气污染和表面污染；四是内照射剂量；五是流出物监测。辐射监测按监测对象分为放射工作场所监测、个人剂量监测、环境监测和流出物监测。工作场所和环境监测是对公众和工作人员生活和活动环境进行的监测；个人剂量监测是直接对人接受的辐射照射进行监测流出物监测是对流出物中放射性浓度的监测★86辐射监测的主要内容一是外照射剂量率；★87环境监测——目的、用途与变更环境监测的目的是检验环境介质和放射性核素活度环境辐射水平是否符合国家的有关标准。监测结果可用来评价放射性工作单位环境保护工作的优劣，也可以据此对环境保护工作提出要求。终止或变更已制定的监测计划，也必须经过批准。

87环境监测——目的、用途与变更环境监测的目的是检验环境介质88环境监测（1）监测方案环境监测包括运行前的调查和运行期间的监测。运行前环境中的辐射水平数据有助于解释运行期间的监测结果。对使用密封型放射源和射线装置单位的环境监测，运行前的调查一般只需要进行环境γ辐射本底的调查。对开放型放射性核素应用单位还要对放射性操作场所、废物贮存、废水、废气处理设施的设计及排放方式运用最优化原则进行防护评价，使公众的照射合理降低到最低水平。运行期间的监测包括γ辐射和α、β污染水平的监测，空气中放射性污染物监测，水、土壤和代表性生物样品中关键核素的分析★88环境监测（1）监测方案环境监测包括运行前的调查和运行期间89环境监测（2）监测标准方法

表4-8辐射环境监测标准分析方法监测项目监测对象标准编号标准名称γ辐射空气吸收剂量率地表GB/T14583-93环境地表γ辐射剂量率测定规范表面污染污染表面GB/T14056-93表面污染测定第一部分β发射体（最大β能量大于0.15MeV）α发射体GB/T14222-94表面污染测定第一部分氚表面污染γ辐射累积剂量个人累积剂量GB10264-88GB8998-88《个人和环境监测热释光剂量计测量规范》《环境热释光剂量计及其使用方法》89环境监测（2）监测标准方法

90环境监测（3）环境γ辐射监测点位选择：测量点应选择在地势平坦、开阔,无积水的裸露土壤上或有植被覆盖的地表上;至少在10米直径的范围内巡测的数据不应有显著的差异；测量点离周围建筑物的距离应大于30米。周围的一些天然或人为因素对测量结果的影响应予以避免，如湖海边、砖瓦堆、矿石堆、煤渣堆等附近不能选作测量点。测量时间：雨、雪天，雨后六小时内不进行测量90环境监测（3）环境γ辐射监测点位选择：测量点应选择在地势91（3）环境γ辐射监测测量方法与步骤①仪器测量前应充分预热。

②电离室一般采用电离电荷累积法测量。在一般环境水平状况下，累积时间应在8分钟以上，或使读数平均值的统计误差小于1.5%。

③闪烁剂量率仪采用多次瞬时读数取平均值方法获得一个测量值。每个测点一般每次读10个数，每间隔10秒读一个数。

④仪器一般应放在固定的支架上测量，探测器的探测中心应在离地面1.0±0.1米高的位置。手提闪烁剂量率仪进行测量时，探测器应尽可能远离人体，并保持在所要求的高度上。

仪器的宇宙射线响应经国家计量部门标定每年一次。标定后应在选定的水面上测量一次仪器的宇宙射线响应及其自身本底。该项测量应在距岸大于1000米，水深超过2米的湖面上的木制小船上进行，读取50～100个读数，或使读数平均值的误差小于1%，测量时还应考虑到空气中氡对测量数据的影响91（3）环境γ辐射监测测量方法与步骤①仪器测量前应充分预热92⑤数据处理环境γ辐射剂量率由以下公式获得

Dr=Kr×K×R－(Dc+Do)（4-8）

式中：

Dr－环境γ辐射剂量率

R－测量时的读数平均值

K－测量时的仪器效率修正因子。K=Ao/A。Ao、A分别是刻度时和测量当天检验源读数

Dc+Do－仪器宇宙射线响应及其本底之和

Kr－仪器的γ射线刻度因子。为便于扣除宇宙射线的贡献，应使测点的地磁纬度、海拔高度尽量与宇宙射线测点保持一致92⑤数据处理环境γ辐射剂量率由以下公式获得

Dr932工作场所的监测——目的,意义与用途工作场所的剂量监测，是了解辐射场的剂量水平，达到改善防护措施，进行安全生产的目的。辐射场所的剂量水平来自几个方面的辐射因素：开放型和封闭型放射源的外照射，表面污染的辐射和工作场所中放射性粉尘，气溶胶的辐射等。经常对放射性工作场所进行剂量监测，将为个人受照剂量、工作场所的防护情况提供可靠的剂量依据根据工作特点、性质，可采用定期、定点的常规监测或不定期、不定点的重点监测方法来确定工作场所及临近地区的辐射水平，辐射分布情况是否符合或超过国家标准932工作场所的监测——目的,意义与用途工作场所的剂量监测，94监测时应侧重以下几点：a、工作场所的照射量率。重点监测工作人员操作位置（或经常停留的地方）的辐射水平。

b、工作场所的临近房间及室外的照射量率。因为强的γ射线束或中子辐射束能穿透房顶，在空气中也会散射到地面，造成临近地面上的辐射剂量超过相应的标准。

c、监测辐射源在静止和运行状态时的辐射水平。

d、辐射源活度改变后的辐射水平。

e、开放型工作场所的外照射因素中，要测定放射性粉尘和废物存放处的辐射水平。

f、γ射线照射空气后产生的分解产物臭氧（O3）,对人的毒性较大，要注意辐射室中的臭氧浓度94监测时应侧重以下几点：a、工作场所的照射量率。重点监测工95①工作场所外照射监测——内容与频度外照射剂量监测主要是对γ，X射线的辐射的监测，有时也指对中子和β射线的监测。如果工作场所的辐射场不会轻易变化，那么此时的外照射监测频率每年1-2次。用于场所监测的仪器，在开始测量前，应检查电池的电压是否正常，然后调好仪器零点，由最大量程开始，逐渐改变量程范围，直到出现读数为止。对表头仪表，指针的满刻度值的1/2左右读数误差最小。对于射线发射时间很短促的测量（如医院诊断X射线机的拍片测量），可能由于仪表的响应时间来不及而使测量值远小于实际值

。此时，用热释光剂量计测得的结果比用仪表测得的结果准确对辐射场变化较大的工作场所，设置一个监测报警系统是十分必要的，它可以及时报警，使工作人员免遭大剂量照射。★95①工作场所外照射监测——内容与频度外照射剂量监测主要是对96①工作场所外照射监测——中子的监测对于常规监测来说，最好的监测方法是采用雷姆计数器或中子当量仪。理想的雷姆计数器应具有各向同性的响应，并且对不同能量中子的注量与读数的关系恰好相当于一个圆柱体模（Φ30×60cm），在垂直均匀中子束照射下，中子注量和体模内最大剂量当量的关系。在所有仪表中，雷姆计数器测量的结果最接近剂量当量指数的概念，测量结果可以直接和有关的防护标准比较96①工作场所外照射监测——中子的监测对于常规监测来说，最好97①工作场所外照射监测——β个人剂量测定——估算法与γ辐射相比，β辐射场强度随空间变化更大。在β个人剂量测定方法尚不完善的情况下，通过对某一操作或工艺做现场调查的方法，也可得到一些工作人员个人剂量的资料。用β剂量巡测仪表测出各岗位工作人员操作时体表的某些部位的剂量率，并确定工作时间，即可得到一个工作班或一个操作周期这些部位的吸收剂量97①工作场所外照射监测——β个人剂量测定——估算法与γ辐射98结果的评价工作场所辐射场由于不均匀或随时间而变，因此工作场所的测量结果不可能给出每个人在不同位置、不同的姿势和取向时各个器官的剂量当量。为了安全和方便起见，可假定工作人员整个工作都处于剂量当量率最高的那一点，而不考虑他在工作场所活动情况。只要用这种方法估计的累积剂量当量小于按照防护标准选定的控制限值，则工作人员实际接受的剂量当量必然低于选定的控制限值。当然这种估算是偏安全的98结果的评价工作场所辐射场由于不均匀或随时间而变，因此工作99②工作场所的表面污染监测：监测目的是判断工作场所有无放射性污染，污染范围、污染的核素种类等，提供控制污染的方法和消除污染的手段。监测时应侧重以下几点：

——a、对易产生污染而具有代表性的区域、设备,工具等进行定期监测，及早提示污染程度。

——b、测量工作场所使用的仪器,通风柜,拖布,抹布,包装容器,墙壁和操作台等表面的污染程度。

——c、测定工作人员的个人防护用品衣、帽、手套和鞋等的放射性核素的活度。

——d、测定表面污染时可直接用仪器进行测量，也可以用棉球擦拭后，放在仪器上进行测定99②工作场所的表面污染监测：监测目的是判断工作场所有无放射100表面污染监测方法有直接测量和间接测量两种方法。在用仪器直接测量污染物时，要注意测量探头移动不能太快（不应大于15cm/s），并避免探头与污染表面接触。测量时，探头与被测表面的距离应与刻度时的距离相一致。测量β射线时，应注意被测射线的能量与刻度时选用的β刻度源的区别。表面污染监测结果的最后计算方式为：

N=（NA-NB）/R（Bq/cm2）（4-9）

式中：N—表面污染物体的α或β的表面污染水平；

NA—仪器指示的总平均计数率（s-1）；

NB—仪器指示的平均本底计数率（对β测量，可能受γ射线的影响）（s-1）;

R—表面活度响应（与探测效率有关）(s-1·Bq-1·cm2)100表面污染监测方法有直接测量和间接测量两种方法。101表面污染监测结果评价一般将表面污染测量结果与《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》GB18871-2002中导出限值相比较。如果工作场所的污染水平经常保持在导出限值以下，那么说明表面污染十分轻微。反之，则应采取适当措施清除污染。评价α、β表面污染监测结果应注意，α表面污染的危害通常是由食入造成，β表面污染除食入途径外，还应考虑其外照射的危害101表面污染监测结果评价一般将表面污染测量结果与《电离辐射102③工作场所的空气污染监测空气污染监测常用于开放型的工作场所（铀、钍开采，放射性同位素的涂描作业和生产加工以及开瓶分装等）。开放型工作场所的空气污染，不仅可导致外照射，更重要的是放射性核素进入体内后，可产生内照射,引起机体的放射性损伤。空气污染的范围较表面污染大，如果污染空气排放到工作场所以外，还将对周围环境中的土壤、水源、植物等有较大的影响。监测目的是测定工作场所及周围环境空气中粉尘、气体、气溶胶放射性浓度是否超过国家标准，达到改进操作方式、控制空气污染的目的102③工作场所的空气污染监测空气污染监测常用于开放型的工作103监测侧重点，采样方式a、易产生粉尘的加工作业区及操作易挥发性同位素（碘、氡、氚等）的试验室空气中放射性浓度b、选择性地布点进行定期监测，临时或少量使用放射性物质场所也要抽测c、对大型的放射性操作单位，视排出的放射性核素的种类、数量，对防护区内的空气进行定期监测（尤其是下风向），了解空气被污染的情况d、对排风系统中的过滤装置前后的空气进行定期监测，检查过滤效率及向大气中排放的放射性浓度e、采样方式一般使用空气抽吸过滤的方法和粘着法。粘着法对较大的粉尘颗粒较适宜，而测气溶胶一般采取空气抽吸法103监测侧重点，采样方式a、易产生粉尘的加工作业区及操作易1043。个人剂量监测个人剂量监测是辐射防护评价和辐射健康评价的基础。一般是测量个人在一段时间（一年或一个月）或一次性操作过程中所接受的β，γ，X射线或中子流外照射的剂量；监测内容，一是鉴定工作人员所处辐射场的外照射水平，估算工作人员接受的辐照剂量，同时了解个人的辐射防护情况；二是内照射监测，了解放射性物质进入体内的情况监测目的，一是限制工作人员的剂量当量或评定工作人员所接受的剂量水平；二是评价工作场所的安全程度；三是估算在放射性事故或某一特殊操作中所接受的剂量当量★1043。个人剂量监测个人剂量监测是辐射防护评价和辐射健康评105监测时应侧重以下几点：a、位置选择：选择具有代表性的工作位置（剂量较大，操作时间较长，距离较近）进行监测。

b、选用合适的个人剂量计：要针对射线的种类、能量大小、辐射场的强度选用灵敏度高、体积小、便于携带的一种或两种以上剂量计。如胶片剂量计、荧光玻璃剂量计、热释光剂量笔，数字式个人报警器等c、佩带部位合适：剂量计应佩带在身体具有代表性的部位（头、手、肠、性腺部位等）或需要观察监测的特定部位。根据外照射推算出这些器官所受的剂量当量★105监测时应侧重以下几点：a、位置选择：选择具有代表性的工106个人剂量计的类型有胶片个人剂量计，辐射致荧光玻璃个人剂量计，核乳胶快中子个人剂量计，固体径迹中子个人剂量计，热释光个人剂量计，袖珍照射量计等。目前使用最广泛的是热释光个人剂量计。热释光个人剂量计的选择

根据现场辐射种类（β、X、γ射线和中等），以及它们的能量范围来选择剂量计。例如，在测量X射线装置和γ源辐射场工作人员的剂量时，选用γ剂量计；在测量中子辐射场工作人员的剂量时，由于中子辐射场往往伴有γ辐射，因此要用能测量中子和γ的复合剂量计106个人剂量计的类型有胶片个人剂量计，辐射致荧光玻璃个人剂107监测周期和部位的确定根据辐射场的强弱、组成剂量计的磷光体的灵敏度和衰退情况，来确定监测周期。一般为3个月左右。剂量计佩带的位置剂量计一般分为躯干剂量计和局部（四肢）剂量计躯干剂量计一般佩带人体胸前，测量的剂量表示全身剂量局部剂量计一般佩头部、手部、足部等部位，测量的剂量表示局部剂量★107监测周期和部位的确定根据辐射场的强弱、组成剂量计的磷光108剂量元件准备

首先进行分散性筛选，对元件按不同灵敏度进行分组使用。根据选定的测量条件进行校准刻度。在使用前，须进行退火处理，退火后立即分发或放入铅室备用。热释光剂量计的测量，先后