放射卫生培训课件

放射卫生培训

radiationprotection

讲课担当：重庆医科大学李少林教授重庆市政协常委博士生导师（肿瘤学，放射医学）学博士生导师）放射性标志无色毒性气体——氡1998年WHO（世界卫生组织）公布放射性氡为人类癌症的主要致病元凶之一。氡气来源于地球土壤、岩石中的中的放射性衰变，它被吸人人体后放出射线，造成内照射。氡气可用专门设备进行测量，但氡气的浓度受通风条件、门窗的开闭影响放射性物质与射线在我们生存的环境中，土壤、植物、食物、水中均含有及其微量的放射性物质，宇宙射线就存于在我们周围的空间，剂量很小，不足以对人体造成伤害工矿企业使用的射线装置工矿企业有时还要使用工业探伤仪，料位计等利用γ射线等的穿透性，对工业仪器内部进行无损性检查。如发现各种金属制品中的缺陷，如零件中的裂纹或铸件中的砂眼，特别能及时查出焊缝的质量。检查密封体内的物品高度等包头白云鄂博稀土铁矿是我国最大的稀土矿2005年，对包头某稀土冶炼厂进行了现场放射卫生调查，监测某些作业场所空气粉尘浓度、氡和钍射气子体浓度，测量工人呼出气中钍射气活度以估算肺内钍沉积量，调查呼吸道症状，检查肝功能、肺通气功能和外周血象。建厂以来，这是首次全面放射性防护调查，确定4个接尘车间为放射性工作场所下面首先介绍放射性的一些基本知识1.放射线作用的两面性，趋利避害在造福人类的同时，过量照射能对人体造成有害的影响。辐射防护的目的就是要把放射线对人的影响减少到最低限度。只有掌握有关射线对人体影响的知识和防护措施，才能趋利避害，化害为利。二.我国放射防护的新基本标准

《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》GB18871-20022003年4月1日起实施G2核医学诊断的医疗照射指导水平

表G2给出了典型成年受检者各种常用核医学诊断的活度指导水平。

例:规定131I治疗病人,体内活度<400MBq才能出院三.作用于人体的放射源放射性同位素射线装置天然本地辐射放射性同位素可根据需要制成放射源，在任何时间、任何环境下一直放射出射线射线装置

只有在通电状态下产生射线放射治疗用直线加速器四.射线技术的应用

1.射线技术的医学应用

放射影像（含介入）传统的X线机与数字化的Ｘ射线透射型成像；介入放射学的兴起为放射防护提出了新的课题．核医学（SPECT、PET）放射肿瘤学每年肿瘤发病人数１５０～１８０万人，放射治疗发展很快，医用加速器增长最快，(现已安装我国第一台质子加速器)十几年间净增了５倍多．伽玛刀、中子刀等发展快。2.工业应用工业探伤利用γ射线等的穿透性，对工业仪器内部进行无损性检查。如发现各种金属制品中的缺陷，如零件中的裂纹或铸件中的砂眼，特别能及时查出焊缝的质量。射线测厚仪：可对钢板等各种板材的厚度进行自动测量。射线液位计：对锅炉内的水位或其它容器内的液位高度进行测量。射线测速仪：对高速旋转的机器的转速也可进行测量。4、消毒利用射线杀灭细菌，可以对食品、种子、一次性医疗用具等不适合传统高温消毒法的物品进行消毒。钴-60放射源周围装传送带装置5、射线透视车站、机场、码头5、其他用途烟草增加弹性：高尔夫球、琴弦改变色泽：玻璃、珍珠6、其他1、军事应用——核武器全球核武器储备规模在80年代末期达到顶峰：核弹头共6万多个，美国占38％，前苏联占60％，其它核国家占2％。

六.

天然本底辐射naturalradiation天然本底辐射

人类在日常生活中自古以来受到照射的天然存在的各种电离辐射源。组成成分：1.宇宙射线,宇生天然放射性核素;2.地球辐射

(地球上存在的原生天然放射性核素)(一)

宇宙射线从宇宙空间进入地球大气层的高能粒子质子，α粒子、电子和重离子等，能谱宽，1-1014MeV；1.初级宇宙射线2.次级宇宙射线初级宇宙射线从宇宙空间进入大气层后，与空气分子发生核反应形成光子、电子、质子、中子、л介子等射线3.宇生放射性核素宇生放射性核素：宇宙射线与大气层中的原子核相互作用产生的放射性核素。

3H、7Be、14C、22Na、24Na等4.宇宙射线对人体的作用能量范围宽，强度随海拔高度、纬度的不同而变化。对人体产生外照射。所致个人年有效剂量平均约为0.3mSv

。系列衰变有铀系、锕系和钍系三种，其共同特征：(二)

地球辐射(地球上存在的原生天然放射性核素)1.天然存在的放射性系列衰变（1）起始衰变的母体核素有可以与地球年龄相比的半衰期。（2）数十次系列衰变直到成为稳定性铅为止衰变产物均是放射性核素，衰变过程中有放射性氡气（222Rn2）产生。（3）最终变成稳定性铅。2.40K、14C等单独存在的天然放射性核素地球存在的天然放射衰变系钍系（4n系）：

232Th：T1/2＝1.41×1010年；

10次连续衰变后至稳定核素208Pb铀系（4n+2系，铀镭系）：

238U：T1/2＝4.468×109年；

14次联系衰变后至稳定核素206Pb锕系（4n+3系，锕铀系）：

235U：T1/2＝7.038×108年；

11次连续衰变后至稳定核素207Pb3.地球辐射对人体的影响地球辐射对人体的影响有外照射和内照射。衰变系列由于第一代放射性核素有可以与地球年龄相比的半衰期，十多代衰变字体都是放射性核素，故能在地球上长期存在为什么要讲天然本底辐射？人类在日常生活中自古以来受到天然存在的各种电离辐射源的照射。人类并非完全不能受照避免不必要的照射避免过量照射(三)

本底当量时间

表示在放射防护中，病人所受的辐射剂量的大小可以用相当于在一定时间（几月或几年）内受的天然本底辐射的剂量。例如，病人接受一次普通的核医学显像一般全身接受的平均辐射剂量约为3.6mSv，大约相当于世界上多数地区一年的平均天然本底辐射剂量(1-6mSv)。公众所受辐射照射比例（1993年）七.

放射线对人体的影响(一)确定性效应和随机效应1.确定性效应(determinateeffect)确定性效应是指辐射损伤的严重程度与所受剂量呈正相关，有明显的阈值，剂量未超过阈值不会发生有害效应。一般是在短期内受较大剂量照射时发生的急性损害。确定性效应2.随机效应(stochasticeffects)随机效应研究的对象是群体，是辐射效应发生的几率（或发病率而非严重程度）与剂量相关的效应，不存在具体的阈值。八.

辐射防护的原则和措施

(一)辐射防护的目的防止有害的确定性效应，限制随机效应的发生率，使之达到可以接受的水平。总之是使一切具有正当理由的照射保持在可以合理做到的最低水平。(二)辐射防护的原则实践的正当化放射防护最优化个人剂量限值实践的正当化：即确定应不应该做放射防护最优化：确定应该做的前提下，尽量减少不必要照射个人剂量限值：ICRP60号报告及GB18871-2002

：职业性人员：连续五年内有效剂量不超过100mSv，在任一年内有效剂量不超过50mSv,眼晶体的年剂量限值为150mSv,皮肤为500mSv。对于孕妇，在妊娠被确定以后，余下的妊娠期内，下腹部表面的剂量限值不应超过2mSv。非职业性人员：年有效剂量为1mSv,或连续五年的年平均剂量不超过1mSv。(三)外照射防护措施经典的外照射防护的三原则时间(time)防护距离(distance)防护屏蔽(shielding)防护电离辐射防护的基本手段熟练操作；取用结束后及时将放射源放入屏蔽处；工作结束及时离开工作场所γ、X线用铅、混凝土等高原子序数材料；β射线用有机玻璃、塑料等低原子序数材料能量较大的γ射线，带电荷的β射线，要注意防护散射线照射(四)内照射防护

开放性放射源可能通过口、呼吸道、皮肤伤口进入人体。内照射防护的原则是尽一切可能防止放射性核素进入体内，尽量减少实验场所及环境污染，定期进行污染检查和监测，把放射性核素的年摄入量控制在国家规定的限值以内。九.放射卫生管理根据电离辐射对人体的影响，确定卫生防护措施以防止电离辐射对职业人员及公众危害的研究和实践中的管理行为管理的分类射线装置工作场所监督

开放性放射性核素1.放射性废物处理

2.污染清除

(一)

射线装置

1.工作场所防护要求射线装置(rayequipment)的生产、使用场所必须设置防护设施。其入口处必须设置放射性标志和必要的防护安全联锁、报警装置或者工作信号，在室外、野外从事放射工作时，必须划出安全防护区域，并设置危险标志，必要时设专人警戒。避免一切不必要的照射对受检者和患者使用放射性同位素或者射线进行诊断、治疗、检查时，必须严格控制受照剂量，放射实践正当化、放射防护最优化是使放射性照射降到合理尽可能低的水平。依据，职业人员年剂量当量低于50mSva-1，连续5年总剂量低于100mSv公众个人的年剂量当量低于5mSva-1。公众中个人在其一生中每年的全身照射剂量当量限值应在1mSva-1以下。

国家颁布的《基本标准》规定一般要求（1）凡生产、使用、销售射线装置的单位，必须具有卫生行政部门颁发的《射线装置工作许可证》，操作人员必须待有《放射工作人员证》。(2)射线装置的生产、使用单位必须建立放射防护管理组织

.

射线装置的经常性监督内容：（1）射线装置及其使用的档案、资料。（2）放射工作人员的健康档案、个人剂量档案、防护培训档案。（3）放射防护组织、职责及其工作记录。（4）放射防护规章制度（安全操作、放射工作人员管理、剂量监测、放射事故处理、应急处置）及其执行记录。监督内容:（5）工作场所和人员受照剂量的监测记录和总结。（6）工作场所的屏蔽防护设施、人员的防护器材、防护监测仪器及其使用。（7）防护安全装置的功能。（8）放射诊断和治疗的受检者和患者的放射防护措施。（9）射线装置的放射防护性能。射线装置的安全设施

紧急停机开关固定式自动报警监测仪入室联锁警告灯通风入室联锁

射线装置工作场所监督(areasurveys)1．工作场所的划分：经常性工作场所的剂量当量率高于2.5Svh-1（0.25mremh-1）或间断性工作场所中人员的年有效剂量当量高于5mSv（0.5rem）时称为放射工作场所。放射工作场所再按人员可能受照的年剂量当量，分为甲/乙/丙三种工作条件2.工作条件区域划分

射线装置专用照射室（如加速器厅、放射治疗机房、X线探伤室等）属于甲种工作条件。医用诊断X线机房、射线装置的控制室、辅助机房等一般为乙、丙种工作条件。在射线装置工作时，避免人员误入甲种条件区域。射线装置工作场所监督3．操作人员必须佩带个人剂量计4．临时放射性作业必须划定监督区域，设立屏蔽设施5.当加速器可能产生感生放射性物质和放射性气体时（一般在能量大于15MeV）时，应注意对中子等感生放射性剂量的监测和通风

门、窗、管线孔的漏射线和空气散射线(二)

放射性废物处理(radiationwastemanagement)核工业及其它有关的使用放射性核素的工业、农业、医学、科学研究部门都会产生放射性废物。凡生产及使用过程中废弃的放射性物质、被放射性物质污染而不能用简单方法加以分离的其它废弃物，都称为放射性废物。放射性废物的分类放射性废物按其形态可分为液态、气态及固态，也分别称为放射性废水（废液）、气载放射性废物及固体放射性废物。IAEA提出了关于放射性废物分类的建议，以阿拉伯数字表示分类序号1970年国际原子能机构（internationalatomicenergyagency,IAEA）提出的分类建议:放射性废液按放射性水平（μCiml-1，即Cim-3）分为五类.气体放射性废物按放射性水平（Cim-3）分为三类。主要由β及γ放射体组成的固体废物，按其表面的照射量率（Rh-1）分类；对主要由α放射体组成的固体废物，分类依据是其放射性含量（Cim-3）；分类的目的便于按最优化的原则进行废物处理废液放射性水平（A），

CimL-1或Cim-3

A≤10-6一般不作处理10-6＜

A≤10-3设备不需屏蔽用通常的方法进行10-3＜

A≤10-1设备可能需要屏蔽10-1＜

A≤104设备必须屏蔽104＜

A必须冷却贮存气态废物

（A）:CimL-1或Cim-3

A≤10-10一般不作处理10-10＜

A≤10-6一般用过滤法处理10-6＜

A一般用其它方法处理目前对放射性废液仍广为沿用“高、中、低水平”的分类法，“高水平”相当于放射性水平为CiL-1量级的废液，“中水平”相当于放射性水平为mCiL-1量级的废液，“低水平”相当于放射性水平为CiL-1量级的废液。固态表面上的照射率,X:Rh-1

①X≤0.2;②0.2＜X≤2;③2≤X主要是β—γ放射体，所含α放射体可忽略不计④α放射,以Cim-3表示,主要是α放射体，所含β—γ放射体可忽略不计，无临界之疑虑措施:设置屏蔽2.放射性废物处理的基本原则①贮存衰变，为放射性核素衰变提供足够的时间，使其放射性物质减少到允许排放的水平，主要是用于短半衰期放射性核素，例如99mTc（6.02h）、131I(8d)等；②稀释排放，使废物的放射性水平降低到容许水平以下，排入环境而得以消散。近年来，也有人提出，要求不向环境排放任何放射性物质（零排放—零危险）③浓缩隔离：在不造成环境公害的前提下，使废物与环境隔绝起来，交由专门部门处理。十.放射性事故放射性事故(radiationaccident)是指由放射性核素、射线直接或间接危害工作人员或公众的健康、安全的异常事件。其中的责任事故是指违反有关规定的人为因素造成的放射事故。放射源失控事故时有发生据不完全统计，目前全国已有上万家放射源用户，各类放射源达7—8万枚。据有关部门统计，1954年至1994年，共发生各类辐射事故1281起，总的受照人数为3393人，平均每年发生事故31.2起，近83人受照，其中四起致死性辐射事故造成8人死亡。

1986年4月26号，位于乌克兰北部的切尔诺贝利核电站站4号反应堆因操作人员违反操作规程发生严重爆炸，造成31人当场死亡，200多人受到严重的放射性辐射，成为人类利用核能史上的一大悲剧。它给核电蒙上的阴影，至今还没有消除。图为当年发生事故后的切尔诺贝利核电站切尔诺贝利的教训(一)应急处理国家《放射防护条例》专门设一章放射事故管理。其中第二十二条规定：“国家对放射性同位素与放射事故，实行分级管理和报告、立案制度。”(二)异常外照射人员的医学处理1.外照射受照剂量的确定(1)物理方法确定剂量①首先，应索取和测量个人剂量计，它是最直接的受照剂量的指示。体位对剂量仪读数的影响佩带在胸前的个人剂量计指示相同读数的情况下，0.1MeVγ射线从背后照射的骨髓剂量比迎面照射时大6~7倍；而1.0MeVγ射线则大2倍多。

②无剂量仪受照人员没有佩带个人剂量仪时:A.可采取模拟现场B.或根据辐射现场情况，由受照者和旁观者回忆，确定受照时间，以估算受照剂量。C.热释光测量。在γ和X射线照射的情况下，也可以选择受照者佩带的物品，或场所建筑材料，做热释光测量。D.在可能受到中子辐射时用以测定γ射线和热中子。使用由裸体金、包镉的金和硫三种控测器组成的笔型超临界事故个人中子剂量计测定个人剂量计含有锌片亦可，它可对中子束的照射方向提供有用的资料。工作人员佩带的金属物品、毛料织物以及场所内金属物体的感生放射性测量，也能给出工作人员所受中子剂量和中子剂量有空间分布。E.放射性核素种类的确定Γ能谱仪半衰期(2)生物学方法的剂量测定①受照者症状和体征的临床观察对判断受照剂量有相当大的帮助，特别是初期反应（食欲减退、恶心）的发生率和呕吐率。受照射和恶心、呕吐发生间隔时间越短，症状越严重，持续时间越长，预后越坏。輻射對各器官系統的急性傷害生殖系統造血系統胃腸系統神經血管系統②神经系统症状,皮肤病变如果早期出现神经系统症状，如神情淡漠、共济失调或惊厥，则表明全身或中枢神经系统受照剂量高，预后不好。早期红斑和结膜炎是受照剂量大小和空间分布的重要指征。应对皮肤病变拍成彩色照片，追踪其演变。③外周血淋巴细胞和白细胞计数也是估计受照剂量的有用指征，其中以淋巴细胞绝对数的价值最大。应注意在有复合烧伤时，因机体的应激反应也能使淋巴细胞减少。絕对淋巴细胞計數012天數3,0002,0001,000500100中度傷害重度傷害極重度傷害致死傷害絕对淋巴细胞計數WBCcountWBCclassificationAbsolutelymphocytecount④淋巴细胞染色体畸变率作为异常照射下剂量估算的生物学手段，在一定剂量范围内作为生物剂量计得到了广泛的应用，成为物理方法测定受照剂量的必要补充。⑤感生放射性受到中子照射时，测量血液中38Cl、24Na和毛发中32P的感生放射性可以给出校好的剂量估算值。2.事故性外照射人员的初期处理初期处理的原则取决于受照剂量。明显的早期临床表现可作为判断受照严重程度的参考，指导处理原则的制定。(1)尽快脱离现场(2)对高剂量的局部受照，最重要的是保护受照局部，防止感染。对受照局部进行细致观察，记录病情的变化。(3)头部剂量较高，做神经系统检查。(4)胸部受照剂量较高，应作心血管系统检查。要注意心脏情况。(5)骨髓和精液检查。輻射事故(三)放射性核素内照射的医学处理1.内照射量的确定

和受照剂量的估算：放射性核素内照射的初期指示往往是工作场所放射性同位素或溶液外溢开放性接触；工作场所放射性气溶胶浓度异常增高；口罩内层严重污染；体表创伤沾染多量放射性核素等等。发现前述征象，应立即调查污染核素种类，采集有关样品，对放射性核素的摄入量有个粗略的估计。（1）鼻拭子的测量应在淋浴前进行双侧鼻孔单独擦拭。若同时显示高污染，则提示可能有该核素吸入；若单侧鼻孔高污染，排除外鼻道解剖生理异常后，应注意取样污染的可能。（2）留存口罩做放射化学分析。（3）收集尿样。事故的前几次尿样可分别留存，以后连续24小时收集。（4）至少收集最初3-4天的粪便样品。（5）做放射性气溶胶粒谱的测定。（6）必要留取血、痰和其他体液样品。(7)有时需要收集呼出气，做氡等物质的测量。尿中放射性核素水平尿样中的放射性核素往往是估算摄入量的重要依据，应尽快做放射化学分析。若高水平污染，则可用γ谱仪直接测量。依据尿中放射性核素水平，尽快地估算出大致的摄入量对指导医学处理是非常必要的。(8)全身测量β-γ辐射用计数器测量全身β-γ辐射体的内污染是最直接的诊断手段。有条件时，可用胸部计数器确定239Pu和241Am的污染量。但必须注意排除外污染。2.体内污染人员的初期医学处理：(1)放射性核素在人体内停留的三个阶段：①放射性核素在侵入部位的停留，如皮肤、创伤、呼吸道和消化道。②放射性核素被吸收入体液、血液中，这是一累积的渐进性过程，时间长短用该核素血液的半衰期表示；③沉积源器官，掺入到该器官的结构中去。(3)内污染治疗内污染治疗的目的是减少机体的吸收剂量，从而降低机体可能的生物效应的发生率，以此为准做利益—代价分析。原则应是结合具体情况，尽力减少吸收和促排治疗。。(4)放射性核素内照射损伤特点：①α粒子射程短，能量全部为机体吸收；②而γ光子射程长，仅将部分能量留于体内；③β粒子居中。因此，对内照射来说，各种辐射体的危害程度为：α＞β＞γ。也就是说，高LET辐射的内照射对机体的损伤作用大。(5)放射性核素内照射损伤机制①选择性的损伤作用：如131I过量摄入以导致甲状腺损害为主；226Ra以骨质改变和造血障碍为主。②化学毒性：某些放射性核素比活度不高，对机体的作用（尤其在急性摄入的早期）往往以化学毒性为主，如天然U和Th。③局部损伤：如伤口进入时易于并发感染和出血，并对局部创伤的愈合和恢复过程也产生不良作用。3、放射性核素的加速排出治疗：对放射性核素体内污染的治疗主要有两个方面:（1）采取减少吸收的措施：排除最初污染途径的放射性核素。吸入污染时最初沉积部位指呼吸道和肺；经口污染时指胃肠道；体表沾染时指被污染的体表部位。（2）对已被吸收的放射性核素采取加速排出措施。加速排除体内的放射性核素：2）加速排除已沉积于体内的放射性核素：，应根据核素种类而采用不同的药物。一般说来，以络合剂的效果最好。氨羧型络合剂在加速排出治疗中应用得最广。早年的EDTA和最近的DTPA/国内研制的喹胺酸均属这类。氨酸型络合剂对镧系元素（140La、144Ce、147Pm）、锕系元素（239Pn、241Am、252Cf、242Cm、232Th）、90Y、46Sc、60Co、65En、95Er、95Nb、59Fe等都有较好的促排效果。DTPA的结构式HOOC-H2COH2-COOHCH2-COOHN-CH2-CH2-N-CH2-CH2-NHOOC-H2CCH2-COOH三.健康监护1．目的健康监护与放射性疾病的监测管理，主要是为了最大限度地保障从事放射工作人员的健康与安全，使之在正常或异常以及紧急情况下能正确、安全地履行其工作职责。2.这项工作的意义在于(1)准确地评价放射工作人员就业前后的健康状况，及时地处理放射禁忌症或不适应症，确保选用合格的人员进入放射工作岗位。(2)系统地积累放射工作人员健康资料档案。(3)正确诊断放射性疾病和实施妥善治疗与管理。(4)在发生职业放射损伤或事故受照射时，客观地提供原始健康状况资料。(5)正确评价放射工作场所的防护状况，提出肯定或改进

健康监护实行上岗体检

和

离岗体检健康监护范围包括以下三个方面：（一）就业前的健康检查1、接受检查的对象(1)准备进入放射工作岗位长期从事放射工作的人员。(2)预计临时或短期参加放射工作的人员。2、检查目的（1）挑选合格人员进人放射工作岗位。（2）避免不满18周岁的人员和有放射工作禁忌症或不适应症人员进人放射工作岗位。（3）获得记录完整准确的个人健康状况的基础资料。（4）为职业健康管理、职业病管理及远期效应评价提供客观依据。3、检查内容：（1）普遍检查项目包括：一般情况：年龄、性别、婚姻、生育、个人生活史；以往患病情况，包括药物过敏史。以往从事有毒有害作业的职业史；临床内科、外科、神经精神科、皮肤科、眼科、耳鼻喉科、妇科等；血尿便常规，肝功能等。（2）特殊检查项目接触外照射的人员做眼晶体检查；接触开放性放射物质作业人员应做重要器官功能检查或尿、便、呼出气等的检测；外周血淋巴细胞染色体畸变率、微核率检查，有近亲婚配或生育异常者，可进行精液检查或染色体核型检定。（二）就业后的定期健康检查

1、接受检查对象和要求（1）是对已从事放射工作人员的定期例行医学检查。（2）必须提供必要的职业活动材料、个人健康档案和个人剂量档案。2、检查目的（1）检查与评估放射工作人员健康状况。（2）及时发现职业放射损伤，采取必要的措施。（3）发现职业不适应症或其他疾病，进行必要的处理。（4）评价防护条件和措施的安全可靠程度，据此，提出肯定或改进意见。3、检查内容按放射工作人员就业后体格检查表所列内容进行全面检查。（2）视具体情况，按岗位特点进行重点项目的检查。（3）根据被检者实际健康状况，医生认为有必要进行的检查会诊。4、检查频度（1）在甲种和乙种作业条件下的放射工作人员，应每年体检一次。（2）丙种作业条件下的放射工作人员，每2—3年体检一次，（3）确有必要时，可视具体情况，增加检查次数。（三）特殊职业人群的健康检查

1、事故受照射人员的医学处理和远期观察。这类工作一般是依据事故性质和人员受照射情况制订相应的具体观察计划，按照计划实施检查和观察。每次检查结束，做出小结上报，并记入个人健康档案和剂量档案。2、下列一些特殊受照射人员

的健康检查（1）放射工龄累计超过15年以上，内照射年摄入量≥2ALI者。（2）铀矿工氡子体累积照射量≥100WLM（3）一次或几天内的照射剂量当量≥0.1Sv，全身累积照射剂量当量≥1Sv者。对以上人员的医学观察，原则上每2—3年一次。妇女在哺乳期、妊娠早期（3个月内）应尽量避免接受照射；哺乳期、妊娠期不得参与内照射工作或事先计划的特殊照射；年龄不满18周岁者不得从事放射工作，也应作为一种特殊情况给予注意，做好管理。（四）放射工作人员的健康要求放射工作人员必须具有正常、异常和紧急情况下能正确、安全地履行其职责的健康条件，这是最基本的要求。对从事反应堆（包括各种核动力堆）工作的人员，除一般的健康要求外，必须具有正常的视觉、听觉及良好的精神状态，并对穿戴防护用具无过敏现象。在就业前检查和就业后检查中，发现具有下列情况之一者，即应认真予以处理。对准备从事放射工作的，就不宜安排放射工作；对已从事放射工作的，可根据情况给予减少接触、短期脱离、疗养或调离等处理。1、血红蛋白：男性低于120g/L或高于160g/L；女性低于110g／L或高于150g／L。2、红细胞数：男性低于4×1012/L或高于5.5×1012/L；女性低于3.5×1012/L或高于5×1012／L。（高原地区可参照当地正常值范围处理）3、白细胞总数：准备从事放射工作者，低于4.5×109/L或高于10×109/L；已从事放射工作者，持续（指6个月）低于4×109/L或高于1.1×1010/L。4、血小板：准备从事放射工作者，低于110×109／L。已从事放射工作者，持续低于100×109／L。5、患有心血管、肝、肾、呼吸系统疾患、内分泌疾患、血液病、皮肤疾患和严重的晶体混浊或高度近视者。6、严重神经、精神异常，如癫痫、瘟病等。7、其它器质性或功能性疾患，卫生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、水平等）、本人工作能力、专业技术需要等综合衡量确定。辐射防护监测辐射防护监测的重要性及时发现放射性污染正确评价工作人员所受辐射剂量辐射防护监测的内容主要包括个人剂量监测、现场监测和环境监测。本章着重介绍现场监测和环境监测的有关内容。环境监测、现场监测

环境监测是对从事放射工作的单位公众的生活环境中空气、水、土壤和生物样品中放射性污染所做的监测，本章重点论述空气、水和土壤的监测。现场监测是对放射性工作场所有关辐射所做的监测。不同的放射性核素往往采用不同的分析方法不同的放射性核素往往采用不同的分析方法，包括化学法和物理法，难以一概而论。本章只能针对一些常见的核素进行说明。空气中放射性物质的

收集与测量1.放射性气溶胶常监测的是放射性气溶胶人工放射性物质所形成的气溶胶的测量非常困难：1、它们在空气中的浓度往往非常低，如239Pu,容许浓度仅210-15居里/升，在每立方米空气中每秒钟平均仅0.074个原子核发生转变。要求测量如此低的浓度自然是很困难的。2、空气中到处存在着氡、钍子体等天然放射性核素的影响它们的浓度比人工放射性核素的浓度要高许多倍，同时又随天气、季节等因素经常变化，一般保持在10-12-10-14居里/升的范围内，这就极易掩盖待测量的人工核素的放射性气溶胶。抽气装置过滤浓集解决放射性活度太弱的问题，要采用适当的取样方法，即浓集气溶胶。常用的方法是抽气过滤法。它是用抽气装置使一定体积的空气通过某种过滤材料从而把空中放射性气溶胶浓集起来消除天然氡、钍对测量的影响，1.利用天然氡、钍及子体和气溶胶放射性核素半衰期之间的差异。常用衰变法：人工核素的放射性气溶胶，如U、Th、239Pu、210Po等，由于它们的半衰期要比氡钍射气短寿命子体大很多倍。因此，当取样结束后，可以将滤放置3-4天，让短寿命子体衰变掉，然后再进行计数测量。这样就可得到所需要的长寿命放射性核素的放射性活度。二、放射性气体反应堆、加速器周围空气中的40Ar、15N、18O等会被中子活化产生41Ar、16N、19O等放射性气体。核设施发生事故时，也会有气态裂变产物131I、85Kr、133Xe等释放出来。对于重水堆，还会有较多的3H进入大气。对这些企业的工作环境和周围环境进行必要的放射性气体监测，放射性气体浓度的测量一般有两种方式：一种是将待测空气直接抽入电离室或者使空气从装有若干薄壁计数管的容器中通过；另一种是让待测空气流过硅胶或活性炭等吸附剂，对放射性气体进行吸附采样，然后对样品进行计数测量。对方法的选择，取决于待测放射性核素的物理和化学性质。

1.空气中3H的测量空气中的3H以水蒸气（HTO）形态或以氢气（HT）的形态存在。HTO具有跟大的危害性，这是因为HTO进入肺中的滞留量较HT大。从防护的角度来看，用HTO来估算内照射的大小比较好。(1)连续测量:含有氚的空气先经过离子捕集器，以消除空气中的自由离子，然后进入电离室，氚衰变后产生粒子使空气电离，产生电流I，按下式估算：式中符号说明：式中，——氚的粒子平均能量，取值为5.67103电子伏

——平均电离能，取值为34电子伏/离子对

C——空气中氚的浓度（居里/升）

V——电离室体积（升）1.610-19和3.71010为单位换算系数，即1e=1.610-19库仑，1居里=3.71010贝克。(2)间断测量:空气中氚也可以用硅胶吸附法进行间断取样测量。它分为两步：首先使用硅胶对空气中的氚进行抽气取样或自然吸附取样（即在待测空气中放置1-2日），然后取其一定量的蒸馏液或直接将吸附氚的硅胶投入闪烁液中用液体闪烁技术计数测量。

2、空气中131I的测量:131I是处理核燃料元件、核反应堆发生事故时排出的一种主要气体成分，它也在核医学上得到广泛应用。131I属高毒核素，在空气中最大容许浓度是9-10～-12居里/升，是放射性、核素中容许浓度最低的核素之一。空气中131I的监测方法空气中131I的监测，需要首先浓集131I，然后进行计数测量。监测方法有间断取样监测和连续取样监测。间断取样监测灵敏度高，但周期较长；连续取样监测可以及时得到结果，但灵敏度较低。

（1）间断取样监测:用抽气过滤法使一定量的空气通过活性炭滤纸，然后再用适当的仪器测量滤纸上的放射性活度。空气中131I的浓度C（居里/升）按下式计算：C=n/(2.221012V)

式中，n——滤纸上131I引起的计数率（计数/分），不包括本底,——探测效率,——滤纸过滤效率,V——抽滤的空气量（升）.滤纸的过滤效率滤纸的过滤效率与131I在空气中的化学状态有关。对于元素态碘，过滤效率接近100%；而对于有机态碘化合物，过滤效率只有百分之几十或更低。为提高对碘化合物的过滤效率，可再活性炭中加入一些稳定碘的化合物，如碘化钾，就可使过滤效率大幅度提高。(2)连续取样监测:

在操作131I的工作场所、131I生产车间以及反应堆周围，为了及时发现事故，常需要对131I进行连续监测。空气中131I连续自动监测仪由探头、测量-记录线路、滤纸连续运行系统和抽气磅组成。3.氡及其子体的测量:氡是天然放射性核素，是WHO认定的14种致癌物质之一。氡暴露可直接引起肺癌，煤矿工人由于粉尘与氡的作用而导致肺癌及矽肺发病率显著升高。普通居民由于居室内空气氡导致的肺癌发病率也明显高于其它因素导致的肺癌。对氡及其子体的监测和防护一直受到国际上关注，并研究出多种氡监测方法。氡：高浓度暴露可导致肺癌氡是无色无味的惰性气体，从土壤、岩石和建材表面等逸出，可随呼吸进入呼吸器官，氡和其短寿命子体衰变产生的α粒子可对气管基地细胞造成辐射照射，导致损伤。放射性气体氡介绍氡是天然存在的一种惰性放射性气体，主要包括有222Rn，其次还有220Rn和219Rn。222Rn来源于地壳中的铀衰变系列。

放射性气体氡的产生该系列第一个衰变核素是238U,它的半衰期是45亿年。就是说自地球诞生到现在，238U只经过了一个半衰期。经一系列衰变后，生成226Ra,其半衰期为1602年，它是222Rn的直接母体。222Rn的半衰期为3.82天，是气体。接下去的衰变，顺序生成218Po,214Pb,214Bi,214Po,再衰变生成210Pb,其半衰期为22.3年。最后衰变成稳定的216Pb。原生放射性核素：

陆地存在的天然放射衰变系钍系（4n系）：

232Th：T1/2＝1.41×1010年；

10次连续衰变后至稳定核素208Pb铀系（4n+2系，铀镭系）：

238U：T1/2＝4.468×109年；

14次联系衰变后至稳定核素206Pb锕系（4n+3系，锕铀系）：

235U：T1/2＝7.038×108年；

11次连续衰变后至稳定核素207Pb氡的短寿命衰变子体现在一般把218Po,214Pb,214Bi,214Po统称为氡的短寿命衰变子体，简称为氡子体。氡及其子体因半衰期短，大部分衰变生成α

粒子来源于钍衰变系列的放射性气体氡220Rn来源于钍衰变系列，这是地壳中存在的另一个天然衰变系列。第一个衰变核素是232Th，其半衰期为140亿年，也就是说地球自诞生到现在（46亿年），232Th仅仅经过了三分之一个半衰期。在这个衰变系列中生成的220Rn，其半衰期为55.6秒。在一般情况下，220Rn在空气中的含量仅为222Rn的百分之几，且半衰期短，其重要性远不如222Rn。只有在钍含量高的地区，才考虑220Rn的实际危害ERM原理(T.Iida,1996)测量系统实物大气氡的连续测量分析氡的连续测量和结果分析季节变化：最大值多出现在秋季最小值出现在春季日变化：最大值出现在6-8时最小值在16-17时

氡子体放出的粒子的影响必须考虑氡子体放出的粒子的影响。当氡进入电离室后，由于氡子体随时间累积，因而电离电流也随时间增大，三小时后，各短寿命子体与氡达到放射性平衡，这时的电流也达到最大值，趋于稳定。在这种情况下进行电流测量，结果准确。若氡气进入电离室的时间不足三小时就进行测量，需要乘以不饱和系数K进行修正。仪器刻度为了由电离电流求出氡气浓度，事先应对仪器进行刻度。通常使用一个密封在玻璃瓶中的镭盐溶液所产生的氡气来进行刻度校正

2）闪烁室计数法:闪烁室计数法是目前应用较为广泛的方法，主要优点在于成本低廉，易于掌握。基本原理与电离室-静电计法相同。所不同的是，它是通过记录氡及其子体放出的粒子在ZnS(Ag)闪烁室中引起的闪光数来换算氡气浓度。活性炭吸附法:在常温下，活性炭对氡有很强的吸附能力，而当活性炭受热温度升高到300-400C时，它所吸附的氡又几乎全部释放出来。活性炭吸附法测氡就是利用这一特性。步骤如下：活性炭吸附法测氡步骤如下：A、准备。先将活性炭管加热到400C除去残留的氡和水分，然后按干燥管、取样碳管、流量计、抽气泵等部件的顺序连接好，B.取样；以选定的流速和时间取样。C.解析。碳管放置在电炉上徐徐加热。当温度达到400C时，打开阀门使解析出来的氡进入氡收集室。解析时间大约15分钟。C、测量。放置三小时后进行测量。D、计算：（2）氡子体潜能的测量:氡及其子体对人体的内照射危害主要来自氡子体。由于环境和通风条件的影响，空气中氡和氡子体往往并不处于平衡状态，而有其它各种可能的平衡比。在防护监测中，并不一定需要单独测量各子体的含量，只需测出氡子体潜能就可以了。氡子体潜能，是指单位体积空气中所含的全部短寿命的氡子体原子，衰变到RaD时所放出的粒子的能量总和。例如，若单位体积中有一个RaA原子，它衰变到RaD时会放出一个6MeV的粒子（RaA放出的）和一个7.68MeV的粒子（RaC`放出的），所以它的潜能是6+7.68=13.68（兆电子伏/升）。计算公式若空气中RaA、RaB、RaC的浓度分别为Q1、Q2、Q3（原子/升），那么潜能E(兆电子伏/升)就是：E=Q1E1+Q2E2+Q3E3E1、E2、E3分别为单位体积中有一个RaA、RaB、RaC原子时所相应的潜能。测量潜能的方法测量潜能的方法很多，运用比较广泛的有马尔科夫三段法。大致步骤是：先抽气过滤，以选定的流速取样5分钟，取样结束后的第7至第10分钟进行滤纸样品的计数测量，然后按下式计算：E=40N（7～10）/（VF）=KN（7-10）式中符号表示式中，N（7～10）——样品在取样7至10分钟内的积分计数V——抽气速度（升/分）——滤纸的过滤效率——仪器探测效率F——自吸收校正系数K——总系数，即40/（VF）三.水、土壤中放射性物质的

收集和测量对水和土壤中放射性物质的测量，是核企业安全防范的重要内容。根据需要，可以进行总放射性监测或进行指定核素的分析（一）水样品收集和处理1.水样的收集处理:采集江、河、湖和水库等地面水时，一般于水面下一定深度采样，如水较深还应同时采集不同深层的样品。当水面较宽，水的流速不一致时，应在河流的断面上采集若干个样品。采集面积较大的湖水或水库样时，可沿湖周和中心处各采若干个点，各条水系的入口处也可分别采集样品。总之，要保证所采集的样品具有代表性。生活用水或工、农业生产用水的地下水源选择有代表性的生活用水或工、农业生产用水的地下水源进行定期采样。对于各种矿泉水、温泉水，要根据季节变化，按枯水期、平水期和丰水期分别进行采样分析。取样量由于水中放射性物质均以微量成分存在，故较之其它理化分析，一般取样量较大，单纯的总放射性分析，一般需3升左右；对于具体的核素分析，一般约需5升根据所监测项目的不同，选取不同的取样量。

对水样的浓缩处理一般有蒸发法和共沉淀法两种。在进行总放射性测量时，由于需要将水中所有放射性物质全部浓集下来进行测量，故一般采用沉淀法。用硝酸或盐酸将水样酸化，在烧杯或蒸发皿中用小火进行蒸发浓缩，将最后浓缩液及残渣一并转入已称重的瓷坩埚中，继续蒸干，再转入马福炉中500C灰化两小时。冷却后称总灰重。共沉淀在进行某一核素分析时，根据该核素的理化特性，进行共沉淀。如测量水中镭-226时，可在水中加入一定量的可溶性铅盐和钡盐，再加入1：1的硫酸，形成铅-钡共沉淀体，离心，获取沉淀物，进行测量。（二）土壤样品的采集和处理:宜选择在地势平坦、表面有小草、未曾开垦和未被水淹没过的地方。在一定范围内，沿直线上每隔一定距离采集一份土壤样品，根据需要共采集4-5份。采样时用铁刀再地面划出1010厘米的方块，取出垂直5厘米或更深的土壤，土表小草和土壤一并采集。样品处理将现场采好的土壤样品用干净纸包好或装在其它干净容器内，标明采样时间、地点、采样面积和深度以及采样点周围情况

将土壤样品在实验室内凉干或在110C下烘干后，除去石块等杂物，称重。将土壤放在干净的平板上压碎，铺成1-2厘米厚的方块，沿方块对角线划一交叉线使样品分为四块，分出对角的两份土样（a、d），去掉其余两份土样（b、c）。将分出的样品混匀，再按同样方法分出两份，如此反复淘汰，使剩余的样品达到200-300克为止。样品处理将土壤样品放在马福炉中500C灼烧1-2小时，冷却后，再研钵内研碎，用80目分样筛过筛。也可采用均匀分样法，把干燥的土壤样品分成若干个小方块，用小铲从每个小方块中分出若干土壤，将分出的土壤合并混合均匀后，再按上法进行分样。分出的样品进一步干燥后置干燥器内保存。样品测量和分析称取一定量的样品铺样进行总放射性测量或进行具体某一放射性核素分析。

(三）总放射性测量总放射性是指所监测土壤中所有放射性物质总活度。一般情况下，总放射性的测量，是对样品中总和总放射性进行测量。测量总放射性，可以比较直观地表明样品中的放射性水平。

1.水中的总放射性测量

常用蒸发法。取1000毫升的待测样品置烧杯进行蒸发，将所得残渣烘干、灰化、称重后制成样品，在适当的或探测器上分别测量样品的总或放射性。2.土壤总放射性测量土壤中总放射性测量与水中总放射性测量方法大致相同，所不同的是，对于土壤样品不必象水样那样先进行浓缩。将土壤样品烘干、细磨、过筛、称重、铺样，就可以进行计数测量土壤样品的放射性比活度（居里/千克）用下式计算：

总放射性计算公式

式中符号：nt——样品总计数率（计数/分）nb——本底计数率（计数/分）——探测效率S——样品面积（厘米2）a——样品厚度（毫克/厘米2）F——自吸收校正因子。当样品厚度大于饱和厚度时，克取a=，这时F=0.5。106和2.221012——单位转换系数，即1千克=106毫克，1居里=2.221012核转变/分。总放射性的测量如果不考虑天然钾-40的影响，可以依照总的测量方式，在探测器下直接测量。如果只测量人工放射性核素，则要去除天然钾-40，常用的方法是采用氨化碱式磷酸盐共沉淀法或其它方法，将天然钾-40分离出去，然后进行计数测量放射性核素的放射化学测量方法（1）锶-90的测定:锶属于碱土元素，化学性质与钙类似。环境中锶-90的含量一般较低，需取大量样品进行分析。由于大部分锶盐能溶于酸，因此对于大多数环境样品都可以用硝酸、盐酸或混合酸浸取。为了浸取更加完全，也可用碱溶法处理。锶-90的沉淀在锶-90的测定中，锶与钙以及锶与钡的分离，是分析过程中较为重要的步骤。锶钙分离可采用硝酸盐沉淀法（控制一定浓度的硝酸，反复几次硝酸盐沉淀或用丙酮、乙醇多次洗提硝酸中的钙离子）、硫酸盐沉淀法（沉淀时加入适量络合钙的EDTA溶液，可提高锶钙分离效果）、玫瑰红酸盐沉淀法等，这些方法都能够有效地沉淀锶，而使钙留在溶液内。锶-90放射性活度的测定有直接法和间接法两种，直接法是对经过分析纯化后制得的锶样品源直接进行计数，由于常有锶-89的干扰，一般很少采用。间接法是通过测量与锶-90达到放射性平衡的子体钇-90的放射性性来推导锶-90的活度。

（2）铯-137的测定:铯属于碱金属元素，化学性质与钾类似。环境样品中铯-137的放射性与锶-90类似，一般含量较低，分析时，需采大量样品。由于铯盐在高温下易于挥发，因此在采用干式灰化法时，要特别注意温度不超过450C。临床应用在铯-137测量中，可利用铯的氢氧化物、卤化物、硝酸盐、硫酸盐、碳酸盐或草酸盐等易溶于水，以及铯的杂多酸盐、钴亚酸盐、二苦酰胺盐、四苯基硼化物和碘铋酸盐等难溶于水的特性以达到将铯与其它裂变产物分离的目的

(3）镭-226的测定:自然界中存在4种镭的同位素，其中，半衰期为1600年的镭-226和半衰期为5.75年的镭-228具有较大的放射卫生学意义。这二者本身具有亲骨性，为极毒放射性核素，同时，镭-226的衰变子体氡-222又导致人体肺癌。因此，对环境中镭-226的分析测定，是放射卫生的一个重要工作内容。通常有两种方法，一种是测定样品中所有衰变的镭同位素，这种方法是利用钡-镭硫酸盐的沉淀将镭从样品中分离出来，加以纯化，然后作计数。另一种是通过测定样品中生成的氡-222及其放射性子体计算出镭-226的含量，这种方法是专门针对镭-226测定。镭的测定测定水中的镭-226首先在水样中加入柠檬酸，使其偏酸性，再加入一定量的硝酸铅和硝酸钡载体溶液，后加入1：1硫酸溶液，使其形成铅-钡共沉淀体，将镭载带下来。静置过夜后，弃去上清夜，将沉淀以EDTA溶解，转入扩散瓶中放置15天，测量其产生的氡-222。计算得镭-226的含量。

测定土壤中的镭-226可采用碱熔融法。称取一定量的土壤样品置镍坩埚中，加入过氧化钠、氢氧化钠、碳酸钠，以及硝酸铅、硝酸钡沉淀剂。置马福炉700C灼烧5-10分钟，熔融后，取出置烧杯中，加水煮沸。冷却后转入离心瓶，离心弃上清液，沉淀以浓盐酸溶解，转入扩散瓶，放置15天，测量所产生的氡-222。

表面污染监测表面放射性污染的存在，可通过若干途径造成对人体的危害直接测量法和间接测量法。直接测量法测量在某些情况下，难以达到测量效果。比如：（1）物件表面存在复杂的几何形状，如容器内壁、凹凸不平的表面或拐角处；（2）有其它辐射的干扰，如在有强辐射的环境下测污染；间接测量法包括对表面污染擦拭取样和对擦拭样计数测量两个部分。1、污染测量：探测污染表面污染的仪器通常使用ZnS(Ag)闪烁计数器、正比计数管或半导体探测器。粒子的射程短，意味着任何用于测量的探头必须有一个很薄的窗。2、污染监测：探测污染的仪器通常使用计数管、塑料闪烁体、电离室或半导体探测器。污染的监测比污染要容易一些。对低能射线，如14C，应使用薄窗（约2毫克/厘米2）的G-M计数管、正比计数管或闪烁计数器来测量。对能量更低的3H和241Pu放出的射线，通常要使用间接测量，用液体闪烁测量。Γ射线表面污染的测量Γ射线穿透力强，可以用表面污染监测仪直接测量表面污染的间接测量法

干擦法通常是用一个圆形的干滤纸，在大约100（cm)2的污染表面上来回擦拭，然后测量滤纸上的放射性活度。它只适用于表面上“松散的”放射性污染。湿擦法类似于干擦法，只是它使用了蘸了某种有机溶剂（如三氯甲烷）的滤纸或脱脂棉球来擦拭，滤纸被烘干后测量放射性。它比干擦法有较高的转