电离辐射的应用及防护

电离辐射的应用及防护第一章天然放射源和人工放射源

第二章放射性同位素及射线装置的应用第三章电离辐射的卫生防护第四章从事封闭源的卫生防护

第五章从事非密封源工作的卫生防护第六章放射事故的概况及管理目录

第一章天然放射源和人工放射源

人类生活在地球上受到各种放射线的照射，它们有的来自宇宙，有的来自地壳的岩层、土壤、水、大气，有的来自人工生产的放射性核素及射线装置产生的射线，按其来源大体可分为两类，即天然放射源和人工放射源。1.天然放射源：天然存在的放射性核素所具有的放射性叫天然放射性，具有天然放射性的物质叫天然放射源（也可以说天然存在的辐射源），包括宇宙辐射和地球辐射。

宇宙辐射是从宇宙空间发射到地球上的射线，分为初级宇宙射线和次级宇宙射线。初级宇宙射线是从宇宙空间直接发射到大气上层的原始射线，由质子、a粒子和原子序数≥3的核及高能电子组成，次级宇宙射线是初级宇宙射线与大气层中的原子核相互作用而产生的，由介子、电子、光子、质子和中子组成。接受宇宙射线多的是宇航员、飞行员和飞机乘客。

地球辐射，主要来源于地球上存在的天然放射性元素，有铀、钍和锕三个放射系元素及钾-40、铷-87、镥-176等，还有宇宙射线作用于大气中稳定元素的原子核而产生的放射性元素碳-14和氚-3及空气中的氡、钍及其子体等。这些核素对人体的照射相对比较稳定，平均：2mSv/人·年（200mrem/人·年）；个别地区最高达100mSv/人·年（10rem/人·年）。相当于目前我国放射工作人员现行标准年剂量限制的5倍。世界上的高本底地区有印度的可拉拉邦，巴西的盖拉伯利，伊朗，法国，苏联（中亚的大城市），中国的高本底地区是广东阳江地区，平均3mSv/人·年（300mrem/人·年）。

2.人工辐射源：人工放射性同位素主要是由原子核反应堆和加速器制备的，例如：用原子核反应堆产生的中子轰击稳定的同位素59钴，59钴的原子核俘获一个中子，就得到了放射性同位素60钴。目前，已知道的有2000多种人工放射性同位素。人类接受的人工辐射源的照射包括医疗照射、职业照射和环境污染造成的照射以及各种放射性物质在工业、农业、科研、地质勘探工作中的应用所致的照射，大致平均1~1.5mSv/人·年（100~150mrem/人·年）据统计各种照射比例为：

来自天然照射：67.6%来自医疗照射：30.7%核实验：0.6%核工业：0.15%仪表彩电等：0.5%职业照射：0.45%什么叫放射性同位素：凡是原子序数Z相同而原子质量数A不同在元素周期表占有同一位置的元素叫同位素，能够放射出射线的叫放射性同位素。用X表示同位素，例如：11H、21H、31H、23592U、23892U、5927Co、6027Co。

第二章放射性同位素及射线装置的应用世界上第一座原子能反应堆在美国芝加哥大学建成后，随后苏联、英国、法国和我国原子能反应堆也相继问世。因为放射性同位素衰变时能放出α、β、γ等不同种类的射线，这些射线都具有特定的能量，能使物质产生物理、化学和生物学变化，因此广泛应用于工业、农业、医疗、地质勘探和科研等各个领域。射线装置产生的射线也直接应用于各个领域的实践中，如直线加速器（工业和医用加速器）、CT机、X线诊断机、治疗机、X线衍射仪、中子发生器等。1.在工业方面的应用（1）可以发电，据92年资料统计共有25个国家和地区建造了412座核电站，我国正式建成的2座核电站91年开始运行，那就是秦山核电站和大亚湾核电站，正在建设中的还有连云港、辽宁等地，还可以制成原子能电池，体积小、能量高，可以用于人造卫星、宇宙飞船、核潜艇等。（2）可以用于工业探伤、测厚、测密度、测重、测料位、荧光涂料（各种永久性发光仪表）。（3）可以利用射线的电离能力，消除纺织、造纸、印刷生产环节中产生的静电等。2.在农业方面：辐照育种，一定辐射剂量可使种子变异，刺激农作物的生长、发育、提早开花和结果，增加产量。3.在科研方面：可利用放射性核素作为示踪原子，研究物质运动变化规律，利用示踪原子测量炼铁高炉料的运行时间，研究冶炼过程中夹杂物的形成和去向，机械磨损的原因，管道泄露的检查，水库坝基渗流等.4.在地质勘探方面：可以探矿、测井、测地质年龄、地质理论研究等。5.在医学方面：应用最早、普及最广、影响最大。1895年伦琴发现了X射线，数月后就首先在医学上开始应用X线诊断，核医学和放射学等医学辐射技术在疾病的诊断和治疗中起到了独特的作用。已成为现代医学中不可缺少的重要组成部分。电离辐射的医学应用主要分为三大分支。如图：X-CT即X射线计算机断层摄影装置；DSA即数字减影血管造影；DR即数字摄影；CR即计算机摄影；SPECT即单光子发射计算机断层显像装置；PET即正电子发射计算机断层显像装置。从医用辐射二大分支学科的蓬勃发展到影像医学的形成，以及介入放射学的崛起，为人类防病治病带来了巨大的利益，也取得了引人注目的成就。6.辐照保鲜和消毒杀虫方面：辐照保鲜和消毒杀虫在国外开展比较早，我国从1958年开始辐照保鲜研究。全国有28个省、市、自治区200多个单位、分别对粮食、肉类、水产品、干鲜果品蔬菜、调味品、饮料等100多种农副产品和食品进行了辐照储藏保鲜、杀虫防腐、灭菌消毒、改善品质、病虫检疫等研究。我国在辐照食品的辐照工艺、卫生安全、辐照装置和剂量检测等方面做了大量的工作，到目前为止国家已批准马铃薯、大蒜、洋葱、蘑菇、大米、花生仁、香肠、苹果、扒鸡、花粉、果脯、生杏仁、番茄、猪肉、荔枝、蜜桔、薯酒、熟肉制品等18种辐照食品投入市场。研究证明这些食品是安全的。在消毒、杀虫方面：对注射器、输液器等的消毒以及对中药、粮食中的害虫都有杀灭作用。总之，射线技术已广泛应用于各个领域，它给人类带来了巨大的利益，但是射线的广泛应用同时对人体会造成一定的伤害，所以要引起高度重视，加强管理，做好放射性同位素的防护与安全应用是我们的主要任务。

第三章电离辐射的卫生防护电磁辐射分为电离辐射和非电离辐射，电离辐射即X射线和γ射线，射线中子射线等。由于能量大能使物质产生电离称为电离辐射。非电离辐射即微波、红外线、紫外线、可见光，由于光子能量小不能引起电离称为非电离辐射，我们讲的是电离辐射的防护。辐射防护是人们在发展和利用电离辐射、放射性物质及核能过程中产生和发展起来的一门学科，1895年11月德国物理学家伦琴发现X射线，1896年法国物理、化学家贝可勒尔（Becquerel）发现了铀的放射性，1898年波兰籍法国物理、化学家玛丽·居里。（M·Curie）和她的丈夫法国物理学家皮埃尔·居里（P·Curie）发现了镭和钚。

由于他们长期从事科研工作，又无防护而受到了不同程度的辐射危害，后来接触射的人们也有类似的损伤，逐步地引起了人们对辐射危害的重视。

从现代辐射卫生防护的概念来讲，辐射卫生防护的目的是防止有害的非随机性效应的发生，限制随机性效应的发生率。使之达到被认为可以接受的水平。随机性效应是指受照者发生癌症、也可能对后代产生某些不良的遗传效应的几率。发生几率与所受剂量的大小成比例，而严重程度与剂量的大小无关，意思是受照剂量大时致癌症遗传的可能性大，受照剂量小时也不排除发病的可能性，只是发病的可能性小些。在防护领域内，认为这种效应不存在剂量阈值。非随机性效应：大剂量的辐射，可造成组织细胞的集体损伤，致以组织器官系统功能紊乱，如出现白内障、皮肤烧伤、脱发、骨髓内细胞的减少而引发造血障碍、白细胞低下，生理功能低下，这些症状的严重程度与受照剂量的大小有关，存在一个确定的阈值，另有达到某一阈值才能发生，严重程度随剂量大小而变化，不同组织非随机性效应的阈剂量也不同，照射方式不同剂量阈值也不同。

在能合理达到的最低水平。也就是要在实践得来的利益与付出的健康代价之间进行权衡，以最小的代价获取最大的利益。

为了达到辐射防护目的，国际放射防护委员会（ICRP）在1977年发布的26号出版物中，提出了限制剂量的制度，即：辐射实践的正当化、辐射防护最优化和剂量当量限值三条基本原则。在辐射防护的剂量体系中，最基本的内容是辐射防护最优化原则，也就是要把所有的照射（内、外）都保持可以接受的水平。

一、常用辐射量极其单位

辐射量是用以表征辐射的特性，描述辐射场的性质，度量电离辐射场与物质相互作用时能量传递以及受照物体所产生的效应。在电离辐射领域里陆续建立了一些专用单位。国际上为了统一计量单位，从1975年起执行国际单位制（SI），我国于1984年4月27日开始执行。为了使读者了解，这里还将介绍相应辐射量的专用单位以及它们与相应国际单位的关系。

1、照射量

（1）照射量X

所谓照射量，是指X射线或γ射线的光子在单位质量空气中释放出来的全部电子完全被空气阻止时，在空气中产生同一种符号离子的总电荷的绝对值。

照射量用符号X表示。照射量X的SI单位是库仑每千克，用符号库仑·千克-1（C·kg-1）表示，它没有专门名称，以前采用的照射量专用单位是伦琴（R）。

1伦琴（R）=2.58×10-4C·kg-1（精确值）

1C·kg-1=3.877×103R

在实际计算中也经常使用这些单位的分数和倍数，如毫库仑·千克-1（mC·kg-1），微库仑·千克（μC·kg-1），千伦琴（kR），毫伦琴（mR），微伦琴（μR）等。它们的关系是：

1C·kg-1=103mC·kg-1=106μC·kg-1

1R=103mR=106μR

(2)照射量率X

单位时间内的照射量称照射量率，用符号X表示。照射量率的SI单位为库仑每千克秒，用符号库仑·千克-1·秒-1（C·kg-1·s-1）表示。其专有单位是伦琴或其分数除以适当的时间而得到的商，如伦琴·秒-1（R·s-1），伦琴·分-1（R·min-1）或毫伦琴·小时-1（mR·h-1）等。

已知照射量X和照射时间t，则照射量率X可有下式计算：X=X/t（1-1）2、吸收剂量（1）吸收剂量D是电离辐射授予单位质量受照物质的能量，也可以说受照物体吸收电离辐射的全部或部分能量，吸收剂量的SI单位是焦耳每千克（J·kg-1），其专门名称是戈瑞（Gy）。1戈瑞（Gy）的吸收剂量等于1千克受照物质吸收1焦耳的辐射能量。即：1戈瑞（Gy）=1焦耳·千克-1（1J·kg-1）。以前吸收剂量采用的专用单位是拉德（rad）。1拉德（rad）=10-2焦耳·千克-1（J·kg-1）=10-2戈瑞（Gy）,反之，1戈瑞（Gy）=100拉德（rad）.为了实际应用上的方便，也常用戈瑞或拉德的分数和倍数来计算，如毫戈瑞（mGy）、微戈瑞（μGy）、千拉德（Krad）、毫拉德（mrad）等。其关系为：1Gy=103mGy=106μGy。应该强调，吸收剂量适应于各种电离辐射及受照射的任何物质。（2）吸收剂量率D吸收剂量率D表示单位时间内的吸收剂量，其单位为戈瑞·秒-1（Gy·S-1）。也可用戈瑞或拉德的倍数或分数除以适当的时间而得的商表示，如毫戈瑞·小时-1（mCy·h-1）、千拉德·小时-1（krad·h-1）等。（3）照射量与吸收剂量的关系照射量与吸收剂量是两个意义完全不同的辐射量。照射量只能作为X或γ辐射场的度量，它描述电磁辐射在空气中的电离本领。而吸收剂量可以适应于任何电离辐射，表示任何被照射物质吸收辐射能量的大小。大多数的辐射测量仪表不是直接测量吸收剂量，而是测量照射量。在吸收剂量与照射量之间，在相同条件下又存在着一定的关系，因此，迄今往往是通过测量或计算照射量再进一步估算吸收剂量。对X或γ射线不同能量的光子和不同物质的吸收剂量可按下列公式计算：D=fX(1-2)式中，X为已测知介质中某点的照射量，单位为伦琴，D为所求介质内该点的吸收剂量，单位为戈瑞；f为转换系数，或称转换因子，它是以“伦琴”表示的照射量换算为以“戈瑞”为单位的吸收剂量的一个系数。转换系数f值取决于光子能量和受照物质的性质，通过实验测出。表1例出了水、肌肉和骨骼等对不同能量光子的f值，以供计算人体组织吸收剂量时查用。表1伦琴——戈瑞转换系数f值光子能量（MeV）F=8.73×10-3×(μen/p)介质/（μen/p）空气(Gy·h-1)

水/空气肌肉/空气骨/空气0.0100.009170.009300.03560.0150.008940.009210.03990.0200.008660.009210.04250.0300.008740.009150.04420.0400.008830.009240.04160.0500.008970.009310.03600.0600.009100.009340.02930.0800.009370.009440.01920.100.009530.009530.01460.150.009680.009620.01060.200.009790.009690.009850.300.009720.009630.009430.400.009720.000590.009330.500.009720.009630.009301.00.009710.009620.009271.50.009700.009640.009252.00.009720.009590.009263.00.009680.009590.009335.00.009590.009490.0093910.00.009400.009340.00966若求某种物质的吸收剂量，只要在物质中待测点位置留个小腔，然后把辐射测量仪表的探测器放入小腔内，测出小腔内的照射量X（伦琴），从有关实验资料中查到相应的f值，即可利用公式（D=fX）计算出该物质中某点处的吸收剂量D（戈瑞）。但在精确度要求更高的条件下，还应做若干修正。[例1]已知空气中某点处的照射量为120伦琴，求空气中该点处的吸收剂量D空气。解：根据题意，已知：照射量X=120伦琴，计算得知空气的f值=0.00873Gy·R-1，代入公式（2-2）D=fX则：D空气=0.00873×120=1.047Gy=104.7rad［例1］

测得空气中某一点的照射量为100毫伦，已知光子的能量为0.1MeV，求处于同一位置小块肌肉或骨骼中的吸收剂量。解：已知照射量X=100mR=0.1R，光子能量为0.1MeV，查表1得知：肌肉的f值0.00953Gy·R-1，骨骼的f值为0.0146Gy·R-1，代入公式D=fX则：D肌肉=0.00953×0.1=0.000953Gy=0.0953rad

D骨骼=0.0146×0.1=0.00146Gy=0.146rad3、剂量当量（当量剂量）（1）剂量当量H

在实践中发现，即使在吸收剂量相同的情况下，由于不同类型的辐射以及不同的辐射条件，所产生的生物效应也各不相同。在放射防护中，为了能够把人体所受各种电离辐射剂量诱发的有害效应的发生几率或严重程度统一衡量，引入“剂量当量”，用符号“H”表示。它的定义如下：H=DQN

式中，D是在该点的吸收剂量，Q是品质因数，用以衡量不同类型的电离辐射在产生有害效应的效果方面的差异。见表2，N是所有其它修正因数的乘积，这些因数可以照顾到诸如吸收剂量率和剂量的分次给予等，目前ICRP指定N=1。对γ、X射线来说，其品质因数Q也等于1。因为品质因数Q和修正因数N都是无量纲量，所以剂量当量的SI单位与吸收剂量的单位相同，即焦耳每千克（J·kg-1），但是为了避免与吸收剂量混淆，特给予它一个专门名称希沃特（Sv）。以前采用的专用单位是雷姆（rem）。1Sv=1J·kg-11Sv=100rem

对γ、X射线来说，由于Q=1，N=1，所以在数量上H=D。即在X、γ射线照射下，组织中某一点的剂量当量（Sv）与该点的吸收剂量（Gy）数值相等，但其概念和意义不同。射线种类QX射线、γ射线、电子（β射线）1裂变中子和未知能量的中子、质子、静止质量大于1个原子质量单位的单电荷离子10在内照射中的α粒子，电荷较大的粒子20热中子2.3表2：各种电离辐射的Q值由于品质因数Q值的选定是为了表示在低剂量下不同类型的电离辐射产生有害效应的后果，因此，剂量当量辐射防护用，不能用来评价高水平照射（如放射治疗）和严重事故（较大剂量）照射所引起的人体急性效应。（2）剂量当量率H单位时间内的剂量当量称为剂量当量率，它的SI单位为焦耳·千克-1·秒-1（J·kg-1·s-1），单位的专名为希沃特·秒-1（Sv·s-1）。以前用的专用单位为雷姆·秒-1（rem·s-1）等。

4有效剂量当量

在放射防护标准中所规定的剂量当量限值，是以全身均匀照射为依据的。而实际情况是，无论职业性照射还是医疗照射，几乎总是不止涉及一个组织的非均匀性照射。为了计算在非均匀照射情况下，所有受到照射的组织带来的总危险度，与辐射防护标准相比较，对辐射随机性效应（辐射遗传效应与致癌效应）引进了有效剂量当量HE。

有效剂量当量He定义为加权平均器官剂量当量的和，其公式为：HE=∑THTWT（2-3）式中，HT为器官或组织T的剂量当量；WT为器官或组织T的权重因子（祥见表3）。表示受照器官或组织T产生的随机效应的危险度与全身受到均匀照射时的总随机效应危险度之比值，即：WT=权重因子ICRP建议的有效剂量当量用的权重因子列于表3中。因为WT没有量纲，所以有效剂量当量HE的单位和剂量当量H的单位一样。有效剂量当量适用于辐射防护领域评价随机性效应和内照射剂量的计算。表3：导出有效剂量当量用的权重因子建议值

器官或组织（T）WT性腺0.25乳腺0.15红骨髓0.12肺0.12甲状腺0.03骨表面0.03其余组织①0.30合计1.00注：①选取其余组织中接受最大剂量当量的5个器官或组织，其中每一个的WT=0.06；所有其他剩下的器官或组织的照射，可忽略不计。“其余组织”不包括手、臂、足、踝、皮肤和眼晶体。有效剂量当量的计算方法见[例2]［例2］已分别测知一次胸部拍片和一次胸部透视病人各组织受到的剂量当量[表4例出]，试比较两个病人接受的有效剂量当量HE。解：利用公式HE=∑THTWT计算胸片和胸透的有效剂量当量。HE胸片=0.01×0.25+0.06×0.15+0.06×0.12+0.05×0.12+0.08×0.03+0.08×0.03+0.11×0.03=0.065mSvHE胸透=0.15×0.25+1.30×0.15+0.99×0.12+2.3×0.12+0.16×0.03+2.6×0.03+0.85×0.30=0.965mSv答：胸透病人接受的有效剂量当量，相当于15次胸部拍片的有效剂量当量。[注：ICRP1990年版建议书草稿拟以有效量（effectance取代有效剂量当量），但其概念不变]表4器官剂量（mSv）

性腺乳腺红骨髓肺甲状腺骨表面其余组织H胸片0.010.060.060.050.080.080.11H胸透0.151.300.992.300.162.600.85WT0.250.150.120.120.030.030.305、放射性活度放射性核素无时不在按照自己的规律进行衰变，不受环境温度、湿度的影响，并放射出各种类型的致电离子粒子。为度量放射性核素在单位时间内的核跃迁数，使用了放射性活度这个物理量。定义是：处于一定能态放射性核素在时间间隔dt内，自发地发生核跃迁数dN，即，A=DN/dt。这里应注意的是，放射性活度只说明了单位时间内所发生的核跃迁数，它不代表放射性物质发出的射线数量，也不表示射线的能量，一次核跃迁并不一定只放出一个射线粒子，在国际单位制中放射性活度的单位专用名称是“贝可勒尔”，简称“贝可”，用“Bq”表示；1贝可表示放射性核素在1秒钟内发生1次核跃迁，即，1Bq=1/s=1·s-1。历史上表述放射性活度的专用单位是居里（Ci），它表示每秒钟有3.7×1010次核跃迁，1居里=3.7×1010贝可（Bq），1Bq=2.703×10-11Ci。为了表示单位质量中的放射性活度，用比活度Bq/g和Bq/L取代了Ci/g和Ci/L。放射性活度与放射性核素的质量之间有如下关系A=Q·k(M·T1/2）-1BqM—放射性核素的原子量，T1/2—半衰期（s），Q—放射性核素的质量（g）。

表5常用辐射量的SI单位和专用单位及其换算关系

符号SI单位专用单位（旧）I单位与专用单位的换算关系单位专用名（新）照射量X库仑/千克（C/Kg）未定伦琴（R）1R=2.58×10_-_4C/Kg1C/Kg=3.877×10_3R吸收剂量D焦耳/千克（J/kg）戈瑞（Gy）拉德（rad）1Gy=100rad1rad=0.01Gy剂量当量（有效剂量当量）H（HE）焦耳/千克（J/kg）希沃特Sv）雷姆（rem）1Sv=100rem1rem=0.01Sv集体剂量当量（集体有效剂量当量）S（SE）

人·希（man·Sv）人·雷姆（man·rem）1man·Sv=100man·rem1man·rem=0.01man·Sv放射性活度A秒-1（S-1）贝可（Bq）居里（Ci）1Bq=2.7×10-11CI1Ci=3.7×1010Bq二放射防护基本标准（一）防护标准及其发展防护标准是人类进行放射防护工作的依据，是限制电离辐射危害而制订的技术规范。随着人类对辐射危害认识的深化，放射防护标准也不断变化和发展，对辐射危害的“可接受水平”的认识也随之变化，国际上变化基本分五个阶段。第一阶段提到耐授剂量（1950年以前）X线的发现，第二年就发现实验人员发生了皮炎；以后随着核技术的应用出现了许多急性损伤和病例，引起了人们对辐射损伤和防护的关注。只有当人体受到X射线和天然放射性核素的射线足够强的照射时，才能直接观察到急性效应。当时用皮肤红斑应来作为职业性放射工作人员所受照射大小的度量，称为“红斑剂量”。1925年希沃特等提出X射线和镭的耐受剂量为每年0.1个红斑剂量。根据现在的估计，对于100千伏的X射线，此值相当于30伦琴/年；对于200千伏的X射线，相当于70伦琴/年。1928年成立了国际X射线防护委员会，1930年改名为国际放射防护委员（ICRP），该组织专门致力于研究并收集世界各国放射防护的新成就，制定放射防护标准的建议，其建议成了大多数国家有关辐射防护法规制定的基本依据。1934年ICRP把辐射工作者的耐受剂量定为0.2伦/天，或每个工作周1伦琴，这里用耐受剂量来描述可以接受的辐射水平，这个概念隐含着或许存在着一个剂量阀值，在阀值以下就不会引起辐射损伤。第二阶段最大允许剂量（MPD）取代了耐受剂量（1950-1956年），1950年ICRP建议用最大允许剂量的概念代替耐受剂量，并建议职业性照射个人的最大允许剂量，每周0.3伦琴（相当于15雷姆/年）。当时认为，不引起机体可以感知的损伤的辐射剂量称为容许剂量。1953年ICRP又提出关键器官的概念，把人体器官按辐射敏感程度分类。个人剂量的限值按器官分类制定，并用雷姆为单位来表示最大允许剂量当量。对造血器官、性腺和眼晶体规定的最大容许剂量当量为0.3雷姆/周。第三阶段（1956-1977年），1956年ICRP建议进一步提出最大容许剂量当量，并以年累积剂量当量代替过去的周剂量限值。对全身射照射和性腺、红骨髓和眼晶体一类关键器官的年最大容许剂量当量定为5雷姆。1958年，ICRP在最大容许剂量当量的定义中，认为“根据现在（指1958年）的知识看来，这种剂量产生严重躯体损伤的几率是微不足道的；而且这种剂量所带来的任何一种比较常见的效应，只限于性质轻微的那些效应，因而不致使受照者本人或者有关的医务当局认为不能接受”。第四阶段（1977-1990年），1977年ICRP发表了第26号出版物，提出了一系列新概念和新建议，形成了剂量限制体系废除了最大容许剂量当量提出了限制体系（限值）。第五阶段（1990-现在），1990年ICRP建议又有新的进展，发表新的出版物，剂量限值将进一步降低。剂量限值越来越低，非随机效应不明显，但随机效应显示明显。ICRP90年11月9日通过新建议书，推荐剂量限值为：

剂量限值mSv/a或（rem/a）类别职业人员公众有效剂量(全身)：20（2rem）（5年平均）1（0.1rem）当量剂量眼晶体：150（15rem）15（1.5rem）皮肤、手脚：500（50rem）50（5rem）（二）我国国家标准我国的放射标准、分四个阶段颁发的，首先是1960年国务院颁布了《放射工作卫生防护暂行规定》相当于国际50年代第二阶段水平；其次是1974年国务院颁布了《放射防护规定》（GBJ8-74），相当于国际上56年的标准，第三阶段的水平；第三是1984年颁布的（GB-4792-84）《放射卫生防护基本标准》，是按照ICRP即（1977）26号出版物提出的新建议而制定的，相当于国际77年第四阶段的标准，该标准的宗旨是：保障放射工作人员、公众及其后代的健康与安全，并提高放射防护措施的效益，促进我国放射工作的发展。它适应于从事电离辐射或产生电离辐射的一切实践活动。当时还有一个JB-8703-88《辐射防护管理规定》内容与基本标准一致。

我国现在执行的国家标准《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）于2002年10月8日发布，2003年4月1日正式实施（后称防护安全基本标准）。本标准是根据六个国际组织（即：联合国粮农组织、国际原子能机构、国际劳工组织、经济合作与发展组织核能机构、泛美卫生组织和世界卫生组织）批准并联合发布的的《国际电离辐射防护和辐射源基本安全标准》（国际原子能机构安全丛书115号1996年版）。进行修定的，其技术内容与国际组织标准等效，但也考虑结合了我国当前的实际情况，保留了（GB4792-1984）标准中实践证明适合我国国情又与国际组织标准相一致的那些技术内容。

主要基本内容：1.剂量基本限值：

（1）职业照射基本限值1）对任何工作人员的职业照射水平进行控制，不超过下述限值：a）由审管部门决定的连续5年的年平均有效剂量20mSv；

b）任何一年中的有效剂量50mSv；

c）眼晶体的年当量剂量150mSv；

d）四肢（手和足）或皮肤的年当量剂量500mSv；2）对于年龄为16-18岁，接受涉及辐射照射就业培训的徒工和在学习过程中，需要使用放射源的学生，应控制其职业照射，不超过下述限值：a）年有效剂量6mSv；

b）眼晶体的年当量剂量50mSv；

c）四肢（手和足）或皮肤的年当量剂量150mSv；3）特殊情况：a）可将5年的平均剂量破例延专到10个连续年，任何工作人员所接受的年平均有效剂量不应超过20mSv；任何第一年份不应超过50mSv；此外，当任何一个工作人员自此延长平均期开始以来所接受的剂量当量累计达到100mSv时，应对这种情况进行审查；

b）剂量限制的临时变更应遵循审管部门的规定，但任何一年不得超过50mSv，临时变更的期限不得超过5年。（2）公从照射：1）实践使公众受到的平均剂量估计值不超过下述限值：a）年有效剂量1mSv；b）特殊情况下，如果5个连续年的年平均剂量不超过1mSv，则某一单一年份的有效剂量可提高到5mSv；c）眼晶体的年当量剂量15mSv；d）皮肤的年当量剂量50mSv；2）慰问者及探视人员的剂量限制：对成人限制在年有效当量剂量5mSv以下，儿童所受的剂量限制于1mSv以下。2.豁免：（1）豁免的一般准则：是被豁免实践或源对个人造成的辐射危险足够低，对它们的管理是不必要的，管理控制是不值得的，被豁免实践和源具有固有安全性。（2）经审管部门确认在任何实际可能的情况下，下列准则均能满足，则可不作更进一步的考虑，而将实践或实践中的源予以豁免，被豁免实践或源使任何公众成员一年内所受的有效剂量预计为10ψωμSv量级或更小；和实施该实践一年内所引起的集体有效剂量不大于约1人·Sv，或防护的最优化评价表明豁免是最优选择。（3）可豁免的源与豁免水平1）对辐射发生器和电子管件（如显像用阴极射线管）在正常运行操作条件下，在距设备的任何可达表面0.1M所引起的周围剂量当量率或定向剂量当量不超过1mSv/h；或所产生辐射的最大能量不大于5kev。2）对放射性物质，在进行实践的场所任何时间段内给定核素总活度或给定核素的活度浓度不超过表A给出的豁免水平。见《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》30页。现在执行的关于放射法规构成图（三）国际辐射防护基本安全标准IBSS新要求在ICRP60号出版物发表后IAEA（原子能机构）联合WHO、FAO、ILO、PAHO和OECD/NEA共6个国际组织，在IACRS范围内成立联合秘书处，组织制定新的国际辐射防护基本安全标准(IBSS），1996年在6个倡议组均完成批准程序和核定附录有关数据后，正式出版了英文本115号书，这是国际辐射防护法规标准建设的重大进展。IBSS的一些主要定量：①豁免的剂量判断当某实践或源在一年内对任何公众成员预计造成的有效剂量小于10μSv或距源表面0.1M处有效剂量率小于1μSv·h-1和发射能量小于5kev的辐射源，则该实践或实践中的辐射可免检管理。②职业照射个人剂量限值要求5年平均有效剂量应低于20mSv，并任何单一年内不超过50mSv。一年中眼晶体所受的当量剂量应小于150mSv四肢皮肤小于500mSv，对16-18岁的少年，年有效剂量为6mSv，眼晶体的年当量剂量限值为50mSv；四肢皮肤为150mSv。③公众不得超过下列限值，年有效剂量1mSv，特殊情况下，在一年内最大有效剂量5mSv，允许连续5年内年平均不超过1mSv，眼晶体和皮肤的当量剂量分别限于15mSv和50mSv。④首次用定量的医疗照射指导水平约束放射学和核医学诊断的剂量，给出38类、14种诊断X射线摄影，3种X射线CT摄影和乳腺X射线摄影的典型成年患者的剂量指导水平和成年患者在10类65种常见核医学检查的活度指导水平，具体参数见原件、还要求接受131I治疗的患者，必须体内活度降到1100MBq以下才能出院（便好的范围，是降至400MBq以下才能出院）。⑤氡的慢性照射的行动水平IBSS提出一般住宅中氡的慢性照射经优化的行动水平是年平均浓度200Bq/m3至600Bq/m3，而工作场所为1000Bq/m3。我国GB/T1646-1995住房内氡浓度控制标准为：已建的住房内平衡当量氡浓度年平均不得超过200Bq/m3新建的住房内平衡当量氡浓度年平均不得超过100Bq/m3。

第四章从事封闭源的卫生防护

封闭源是指包在外壳中不会污染外环境的任何电离辐射源，在工作中只是利用它放出的射线，而放射性核素不与外界接触，对封闭源的防护，是防止和减少射线从外部作用于人体。

（一）对封闭源的防护原则和手段外照射的防护、外照射是指体外电离辐射源对人体产生的照射，主要是对封闭源的防护，外照射主要是α、β、x、r中子等射线所致，可采用以下三种方式中的一种或它们的综合，尽量缩短受照时间，尽量增大与辐射源的距离，在人和辐射源之间加屏蔽，具体介绍如下：1、时间防护：从事放射性工作时，受到外照射的累积剂量是与照射时间成正比，受照时间越长，所受累积剂量愈大。因此在不影响工作的前提下，应尽可能减少在放射源旁停留的时间。操作放射源时动作要迅速，熟练准确，在正式操作前应进行空白操作练习，来减少受照时间如果需要较长时间的操作，可组织数人轮流操作，以免个人受到较大剂量照射。2、距离防护：点状放射源所产生的辐射强度，是与距离的平方成反比，距离增加一倍，剂量率减少到原来的四分之一。为此，在实践工作中常使用远距离操作工具，如长柄钳子，机械手，远距离自动控制装置等，都是为了增大人体与辐射源之间的距离。3、屏蔽防护：在实践工作中，由于条件所限，往往单靠缩短接触时间和增大距离并不能达到安全操作的目的。例如室内安装一大型钴-60辐射源，离工作人员的最大距离也只有几米。在工作位置处剂量率可能达到1Sv/S以上，这时即使在那里停留一秒钟也是很危险的。因此上述两种方法都不适应，而必须采用屏蔽防护。根据射线通过任何物质其强度都会减弱，其减弱的强度视物质的密度不同而不同。（二）对

射线，也叫

粒子的防护

粒子质量大，有很强的电离本领，通过物质层时迅速损失它的能量，用一层很薄的吸收材料就能将它阻止，用厚一点的纸或0.4mm厚的铝膜可以吸收从

辐射源放出的全部

粒子。

粒子在空气中也只能穿透几厘米。射向人体的

射线只能侵入皮肤的最表层。能量较大的ZIZPo的

粒子（10.55MeV）在空气中的穿行距离小于11.6cm，在组织中仅为空气中的1/500，能量为10MwV的a粒子附于皮肤表面的话，能被0.2mm厚的表皮所吸收，但由于它的电离本领很大，可引起表皮的损伤。在操作

辐射源时只要相隔几厘米的距离，操作时带乳胶手套或塑料手套或一张厚纸就可以将其屏蔽住。防护主要防止内照射，防止其进入体内防止

源接触到人体表面。（三）β射线，也叫β粒子的防护β粒子质量小，所带电荷只有

粒子的一半，穿透能力比

粒子大得多，比γ、X射线穿透力要弱，用屏蔽物比较容易防护，1个能量为1MeV的β粒子在空气中穿行距离为3米左右，70千电子伏能量的β粒子才能穿透人体表皮。当人体接受一定量的β射线时，也会造成β烧伤。需要进行屏蔽防护。

β射线在物质中穿过的最大厚度（称为最大射程），也就是所需屏蔽材料的厚度。这个屏蔽厚度与β粒子的B射线的最大射程也可用经验公式近似算出d=Eβ/2ρ(cm)能量和材料的性质有关。如有机玻璃普通玻璃，铝等，很少用铅。Eβ一最大能量，用MeV来表示，ρ为屏蔽物质密度，g/cm3为单位，铅ρ=11.34g/cm3，铁ρ=7.89/cm3，混凝土ρ=2.35/cm3，铅玻璃ρ=3.86g/cm3，白布工作服ρ=11.5g/cm3，乳胶手套ρ=42.5/cm3，从公式中可知，材料密度越大，对β射线的屏蔽越好，但是β射线有一个特点：要注意，它与物质相互作用时，可产生轫致辐射，材料的原子序数越大产生的X线越强，对能量为1MeV的β射线用铅（Z=82）作屏蔽时，约有3%的β粒子能量转化为轫致辐射。而用铝（Z=13）作屏蔽时仅有0.4%的能量转化成轫致辐射，所以应用β放射源时，要了解β射线的能量，选用密度较小的轻物质进行防护，不易用密度过大的物质。一般用铝、塑料、普通玻璃或有机玻璃，在一般情况下，屏蔽厚度取β粒子的最大射程值。在操作β放射源时，一般不要戴铅眼镜而用一般的有机玻璃和普通玻璃镜。如包头二机厂60——70年代荧光涂料室，……20多人得了白内障，这与防护不当有一定的关系。表6几种材料的B粒子的最大射程，厘米Eβ兆电子伏0.10.51.01.52.02.53.04.05678810铝0.0050.05930.1520.2470.3510.4520.5500.7460.9421.141.331.531.731.92组织或水0.01580.1870.480.781.111.431.742.362.983.64.224.485.466.08（四）对γ射线的防护γ射线不带电荷，波长短，穿透力比α、β射线都强的多，γ射线通过物质时发生光电效应，康普顿效应和电子对效应，并且有射线被减弱的特性，高密度物质，如铅、铀、钨等具有良好的屏蔽效果，但是这些金属材料比较贵，为了降低成本，通常用铅、铁、混凝土、砖做为屏蔽材料使用。屏蔽的厚度要经过一定的计算才能确定。①利用时间和距离的防护，点状源的照射量率与源的放射性活度、照射时间、距离三者的关系如下式：X=A·Г/R2

X—照射剂量率（伦/小时）Г—γ辐射源的照射量率常数（伦·厘米2小时·毫居里）它表示1毫居里（3.7×107贝可）的点状γ辐射源1cm处产生的以伦/小时为单位的照射量率。常用核素常数见表7A—γ辐射源的活度。单位是mCiR—距放射源的距离。单位是厘米表7几种常用核素的Г常数

放射性核素γ能量（兆电子伏）Г常数伦琴·厘米2、小时·毫居里60Co1.25（平均）13.299Tc0.1410.32125I0.0360.55131I0.3652.2137Cs0.663.3198Au0.4122.3226Ra0.888.25192Ir0.3174.8这个式子表明：γ辐射源所产生的照射量率与辐射的活度成正比，与距离的平方成反比。利用这个式子可以求：（1）求出其中任何一个数值（2）可以求出计算屏蔽的减弱倍数K值，最后算出所需的屏蔽厚度。①例如：有一个5000居里的60钴，问在1米处6分钟的照射量是多少：用公式X=A·Г/R2

X=5000×103×13.2/1002=5000×103×13.2/104

=6600R/h每分110伦/分6600×0.1=660伦，6分钟的照射量为660伦。②例如某医院86年进的60钴放射源标称值95·M·M，求该源的活度？用公式：X=A·Г/R2A=X·R2/Г=95×1002×60/13.2=4318.18居里③一个6Ci的137铯（137Cs）10cm处，1分钟的剂量是多少？X=6×103×3.3/102=19.8×103/100=19.8×10=198伦/小时=3.3伦/分（2）利用这个公式可以求出屏蔽的厚度例如操作100毫居里（3.7×109Bq）的137Cs放射源需要在15cm处设置铅屏蔽，要求通过铅屏蔽后的照射量率为1毫伦/小时，求需要铅的厚度？可用X=Г·A/R2

已知的条件：A=100毫居R=15cm查表137Cs的Г=3.3X=1mR/时X=3.3×100/152=330/225=1.47R/h=1470mR

求出在没有任何屏蔽情况下在15cm处的剂量率是1740mR/时，求出减弱倍数要降到1mR/时的倍数K=X/Xo=1470/1=1470倍≈1500倍①查表就可直接查出，减弱1500倍的厚度为7.5cm②通过半价层数n算出；半价层是X线或γ射线通过某种物质的时活度减少到原来活度的一半时的厚度。用d1/2表示，以长度为单位厘米或米表示，半价层随着各种材料和X、γ射线的能量各不相同。见表8表8常用放射性核素的γ射线在介质中的半价层cm

放射性核素铅钢混凝土60Co1.22.06.1137Cs0.71.54.9192Ir0.61.34.1226Ra1.32.17.0半价层n与减倍数K有以下的关系式：K=2n用其求出需要铅的半价层数n，1500=2n两边取对数Ln1500=nLn2再求出屏蔽层的厚度，查得137铯在铅中半价层=0.7cm，所需铅屏蔽的厚度d=0.7×11=7.7cm混凝土：4.9×11=53.9cm在设计屏蔽时，不仅要考虑直射线，而且还要考虑漏射线和散射线，有一次、二次甚至三次散射线，一般情况下要×2倍安全系数。（五）对X线的防护X线与γ线的防护基本是相同的，防护原则和手段及应用的屏蔽材料也是一致的，但X线的能量不是单一能谱，而是连续能谱，（也就是一束射线中同时具有不同的能量），能量主要取决于管电压，其次与过滤板也有关系。防护主要从几点考虑：1、机房设计要安全，治疗和疹断机一般放在建筑物的底层一角，有足够的面积。100mA以下的机器不小于24m2，200mA以上的机器不小于36m2，墙、层顶、门窗要有足够的防护厚度，良好的通风，门口要有明显的指示灯。工作人员要配备防护用品，铅橡胶手套，铅围裙，铅椅，铅眼镜等，在透视、治疗、照像时严禁其他病人和赔人在机房内停留。2、必须要有严格的规章制度和操作规程，尽量采用高电压，低电流，厚滤过和小照射野进行工作，使病人的皮肤表面的剂量率控制在5伦/分以下。对病人重要器官要有保护措施。对治疗病人要保护非治疗区的重要器官，控制台各种指示信号与治疗计划相一致，通过观察窗或电视机经常观察病人体位。3、另外，还要注意透视、照像的准确率，不可轻率乱用，避免准确性不高，特别现在搞经济合算，动不动就透视、照像，不但增加了人群医疗照射剂量，而又增加了病人的经济损失，这些都是要注意的问题。（六）对中子射线的防护中子射线的穿透能力也很强，对人体的生物效应较高，中子在物质中的减弱主要通过弹性碰撞和非弹性碰撞损失能量，最后在介质中被吸收。一般同位素中子源中释放的几乎都是快中子，所以在防护过程中，采取2个步骤：①利用减速剂使快中子慢化。②利用吸收剂浮获慢中子。低原子序数的材料是理想的中子减速剂，如含氢高的水、塑料、石蜡等到。中子射线通过这些物质时与这些物质相互作用，损失能量，使中子慢化。然后选用浮获中子效果好的浮获剂，考滤反吸收慢中子后不放出或只放射出少量而且能量小的γ射线，才为理想的材料，常用的有锂、硼等。锂浮获中子后不放出γ射线，硼浮获中子后放出能量低于0.5MeV的γ射线，容易防护，在很多情况下将减速剂与吸收剂混在一起使用，如用硼酸，在石蜡中加入20%的硼酸，能有效的进行中子护。中子源在放射出中子的同时也常放射出γ射线，如226Ra-Be、124Sb-Be中子源的γ剂量当量率，甚至会超过中子产生的剂量当量率，对中子能进行有效防护的轻材料，不能有效的防护γ射线，相反对防护γ射线有效的重材料却不能有效的防护中子，因此对中子的防护用多层屏蔽，交替排列来进行防护。要做好中子的防护设计，只靠计算是不够的，还要进行一些实际的试验和测试。一、辐射防护的目的防止有害的非随机效应（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。二、辐射防护的基本原则1、辐射实践正当化；2、辐射防护最优化；3、剂量限制和剂量约束。三、应用单位在使用前后应办的程序1、首先向主管行政部门提出申请；2、做职业病危害预评价和环境影响预评价；3、基本建设完工后要做效果评价。合格者发“许可证”，方可投入使用；4、在运行中，定期接受监督部门和检测机构的监督检查。四、辐射防护的基本方法和手段1、外照射的防护方法：（1）时间防护；（2）距离防护；（3）屏蔽防护。2、内照射防护：（4）贮源井要达到要求，水要达到安全深度；（5）要设置良好的通风，排除室内的O3、N0、NO2等有害气体；（6）安全联锁，要设置多道联锁；（7）在辐照室门口设置明显的指示灯、放射性标志牌和报警系统；（8）要有严格的规章制度和操作规程、应急措施；（9）设置自动降源措施，出现故障时，源要自动回到井下。2、医用直线加速器钴—60治疗机、γ刀、χ线治疗机的防护：（1）特点：剂量大，危险性大，可使人员致伤或致死，要求：剂量要准确，保证治疗质量；（2）机房选址：建设要安全，符合国家标准要求，基建项目必须进行预评价及效果评价。取得“许可证”后方可正式投入使用。（3）除了主机外，必须配置模拟定位机、剂量仪和水箱，定期进行剂量标定，保证剂量准确和治疗质量；（4）治疗室内最少应安装2——、3个应急停机开关；（5）10兆伏以上的加速器要考虑中子射线的防护。8兆伏以上的加速器要考虑感生放射性的危害；（6）要设置多道的联锁，门口要有鲜明的指示灯和放射性标准牌；（7）要有良好的通风设施：3—4次/时；（8）要有严格的规章制度和操作规程及应急预案。3、医用CT机、χ线诊断机的防护：（1）一般机房设在建筑物的底层的一端或一角，建设面积100平米以下的机房面积不少于24平米，200平米以上的机房不小于36平米。高度一般在3—3.5米高；（2）一般、Χ线机房墙厚37厘米砖墙即可，但砖缝沙浆要灌满，不留窗户，门的防护需2—3毫米铅当量。如旧机房改造一般内墙不加重金属防护，防止散射线增加，为了减少占用空间可加重金水泥抹墙；（3）在机器运行时尽量采用高电压、低电流、厚滤过等条件，对病人和工作人员都有好处；（4）要有良好的通风、设置指示灯、标志牌和报警设备。第五章从事非密封源工作的卫生防护所说的开放源是指在工作中使用那些能向周围环境散布的放射性核素，通过不同的物理状态（液态、气态、粉末或气容胶状态）。污染空气、水源、食物、设备、工作服和人员体表进入人体而引起内照射。其卫生防护要求既要防护射线的外照射，又要避免放射性核素侵入人体内造成的内照射，同时也要防止发生周围环境的放射污染。

（一）开放型放射性实验室设计及卫生防护要求

为了便于采取相应的卫生防护措施，国家《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》中，依据所使用的放射性同位素毒性大小和数量的多少做了分组，对开放型放射性工作场所进行了必要的分级。

（1）放射性核素的毒性分组，按照《防护安全基本标准》规定将放射性核素分为极毒组、高毒组、中毒组和低毒组四组。极毒组：148Gd226Ra228Th232U239pu241Am等46种高毒组：10Be90Sr60Co144Ce210Pd226Th等50种中毒组：22Na32P147Pm131I192Ir14C等326种低毒组：7B18F238U3H115In等434种总共856种详见国家《安全防护基本标准》GB18871—2002附录D179页。（2）非密封源工作场所的分级，按照所用放射性核素的最大等效日操作量的大小分级（毒性组别系数见表11）分为甲、乙、丙三级，见表9表9各级放射工作场所的最大等效日操作量

工作场所级别等效日操作量Bq（mCi）甲级＞4×109（100mCi）乙级2×107－4×109（0.5－100mCi）丙级豁免活度值以上－2×107（豁免－.5mCi）（3）放射性核素的日等效操作量的计算。放射性核素的日等效操作量等于放射性核素的实际日操作量（Bq）与该核素毒性组别系数修正的积除以与操作方式有关的修正因子所得的商。放射性核素的毒性组别修正因子及操作方式有关的修正因子分别见表10和表11。表10放射性核素毒性组别修正因子毒性组别毒性组别修正因子极毒10高毒1中毒0.1低毒0.01表11操作方式与放射源状态修正因子操作方