辐射监测讲义

电离辐射监测

电离辐射监测就是指为了评估和控制电离辐射或放射性物质的照射，对辐射剂量或污染所作的测量及对测量结果的分析和解释。

电离辐射监测在习惯上称放射性监测，简称辐射监测。

第一节辐射探测器原理第二节辐射监测仪器现场和实验室常用的辐射监测仪器，以及选择监测仪器的原则第三节辐射监测方法现场测量、样品采集与管理、实验室测量分析、数据处理与监测结果的报告、辐射监测的质量保证第四节辐射防护监测个人剂量监测、工作场所监测第五节辐射环境监测辐射环境质量监测、辐射环境污染源监测第一节辐射探测器原理

辐射探测器简称探测器，是指在射线作用下能产生次级效应的器件，而且这种次级效应能被电子仪器所检测。常用的辐射探测器有三类：1.气体电离探测器（利用射线在气体中产生的电离效应）：电离室、正比计数管、G-M计数管等2.闪烁探测器（利用射线在闪烁体中产生的发光效应）：塑料和碘化钠闪烁探测器3.半导体探测器（利用射线在半导体中产生的电子和空穴）：金硅面、高纯锗（HPGe）此外，还有其他类型的探测器，如热释光探测器等热释光探测器工作原理：

经典的固体能带理论认为：当磷光体（晶体）受到辐射照射时，晶体产生电离和激发，晶体价带中的电子获得足够的能量游离出来上升到导带，在价带中剩下空穴；被电离激发的电子和空穴在亚稳态能级分别被晶格中的缺陷所俘获，这些缺陷称为“陷阱”（俘获电子的缺陷）或“中心”（俘获空穴的缺陷），统称为“发光中心”；处于亚稳态能级上的电子和空穴在无外源激发的环境下可以长时间滞留在缺陷中。

加热磷光体时，电子和空穴从发光中心中逸出迅速复合，在复合过程中以可见光或紫外光的形式释放能量。

在暗处加热该探测元件，由光电倍增管接收并放大探测元件发出的可见光或紫外光，测得的光输出就正比于探测器接受的辐射能量。热释光探测器主要用于累积剂量测量。

第二节辐射监测仪器

核辐射测量仪器主要由探测器和电子仪器所组成。

现场常用的辐射监测仪器类型有：X-γ辐射监测仪，α-β表面污染监测仪，中子监测仪，热释光剂量计等。

实验室常用的辐射监测仪器类型有：α、β放射性活度测量仪器、γ谱仪、热释光剂量测量装置等。一、现场常用的辐射监测仪器

1.X-γ辐射监测仪(1)电离室类监测仪(2)闪烁剂量率仪(3)G-M计数管监测仪(4)携带式环境γ谱仪(1)电离室类监测仪

高气压电离室是测量环境剂量率的王牌仪表，这类仪器由一个高压电离室探测器和电子线路组成。前者为一个充高气压(一般为20个大气压以上的氩气)的不锈钢球壳，中间密封一个电极。电子线路主要为静电计、二次放大电路、高低压变换器以及读出线路。YB—Ⅱ型高气压电离室环境辐射剂量率仪为例，其主要技术指标：A.灵敏度因子（用电离室对单位空气吸收剂量率的电流响应值表示）：对镭源KRa为12.5×10-16A·（nGy）-1·h对典型环境Ke为13.0×10-16A·（nGy）-1·h；对宇宙射线电离成分Kc为14.6×10-16A·（nGy）-1·h。B.电离室自身本底电流＜3×10-16A。C.量程（10〜3×103）nGy·h-1

。D.相对固有误差＜±10%。E.能量响应特性＜±30%（55keV〜1250keV）。

根据射线电离所产生的电荷量Q=C·V=I·t，测量电容电压V或电路电流I，即测得照射剂量。电阻法直读测量值。电容法计算公式：

D=I/Ke或Kc=CΔV/（t·Ke或Kc）

=k（V2-V1），式中：K=C/（t·Ke或Kc）。(2)闪烁剂量率仪

闪烁剂量率仪表由闪烁探测器和电子线路两部分组成。闪烁探测器由闪烁体、光电倍增管、前置放大器以及磁屏蔽外壳组成。电子线路主要包括静电计、高低压变换器以及读数表头等，较为先进的还带有微处理器与打印装置。BH3013型—能量补偿型塑料闪烁体探测器FD-71型—NaI闪烁体探测器

BH3103A便携式x-γ剂量率仪FD-71A便携式X-γ辐射仪

FD-71A小型闪烁辐射仪，因携带轻便，使用方便，故障率低，目前应用比较广泛。其主要技术指标为：A．量程（0～1000）μR·h-1或（0～250）nC·kg-1·h-11μR·h-1=8.73nGy·h-11nC·kg-1·h-1=33.85nGy·h-1B．相对误差≤±15%。

据《中国环境电离辐射水平及居民受照剂量（外照射部分）》（中华人民共和国卫生部出版，1986年）资料，由于FD-71仪器存在能量响应问题，在进行环境天然γ辐射测量时，其读数必须经过适当的修正，修正公式为：

X=0.5X读+0.925X宇-0.2Xγ=0.5X读-0.075X宇-0.2式中：X—仪器读数修正值，μR·h-1

；

X读—仪器读数，μR·h-1

；

X宇—宇宙射线电离成分的等效照射量率，μR·h-1

；

Xγ—仪器测量的天然γ辐射修正值，μR·h-1

；

0.5、0.925、0.075和0.2分别是与FD-71仪器对天然γ辐射、宇宙射线响应系数及其自身本底有关的常数。(3)G-M计数管监测仪G-M计数管工作在G-M区，气体放大系数远大于1，内充的工作气体一般为惰性气体，此外还有猝灭气体。这类仪器结构简单，不易损坏，而且价格低廉，易做小型的便携式仪表。但G-M计数管灵敏度低，灵敏度一般比闪烁探测器与高压电离室低一个数量级。G-M计数管的β、γ能量响应特性差。在环境监测中G-M计数管较难以普遍使用。西欧各国普遍将它用作核电厂周围监测的探测器。(4)携带式环境γ谱仪

环境γ谱仪采用Nal(T1)或半导体探测器作为探头，应用ADC和计算机等技术来获得环境中各种放射性核素的γ谱，给出各种放射性核素的剂量贡献，能很快确定污染的来源。该方法的缺点为设备复杂、价格昂贵，运行技术要求较高，较难作为一种大环境测量或普查的设备。2.α、β表面污染监测仪α、β表面污染监测仪主要用于测量现场的设备、地面、台面、衣服和人体皮肤表面有无放射性污染。该仪器多使用闪烁探测器，也有使用G-M计数管的。3.中子监测仪

中子与物质相互作用主要是通过弹性碰撞和核反应，形成直接电离的次级粒子。常借助n-p弹性散射探测快中子，利用10B(n、α)7Li反应和6Li(n、3H)4He反应探测慢中子。这两种反应都具有不产生γ射线特点。内部充以3He和BF3气体正比计数管和内部涂层为6Li、7Li、10B的正比计数管，可用来测量能量低于0.5eV的慢中子，而内部充以含氢物质(如甲烷、聚乙烯)的计数管，可用于探测能量大于l00keV的快中子。中子辐射监测比起γ辐射的监测要复杂的多。一方面是中子辐射场大都伴有γ辐射，另一方面，中子能量范围宽。4.γ剂量率连续监测系统

γ剂量率连续监测系统由辐射探测器、数据采集器、数据传输线路、数据接收终端及数据分析处理和显示、转发设备等部分组成。γ剂量率连续监测的探测器，可以使用高压电离室、正比计数管、G-M管、闪烁探测器等。数据经分析处理后，用于记录、屏幕显示、报警、转发以及编制报告等用途。

江苏省田湾核电站外围现设有6个γ剂量率连续监测哨，监测哨设有一台高压电离室、雨量计、五参数气象仪、数据采集器和通讯设备。各监测哨以每分钟一次的频率发送数据。

二、实验室常用的辐射监测仪器（一）α、β放射性活度测量仪器（二）γ谱仪（三）热释光剂量测量装置

（一）α、β放射性活度测量仪器

北京核仪器厂生产的BH1216型低本底α-β测量仪，由ST-1221型低本底α-β闪烁体和GDB-52LD型低噪声光电倍增管组成的主探测器、反符合探测器、铅室、电子线路、计算机以及系统软件等组成。BH1227型低本底α-β测量仪可同时测量四个样品总α、总β的活度。德国BERTHOLD公司的10路α-β计数器可同时测量10个样品总α、总β的活度。该仪器的探测器是正比计数管。芬兰产QUANTULUS1220液体闪烁计数器用于低能量α、β活度的测量。（二）γ谱仪γ谱仪的探测器有NaI（Tl）闪烁体和高纯锗（HPGe）半导体探测器。NaI（Tl）γ谱仪具有探测效率高、不需要液氮冷却、价格便宜和维护容易等优点，但能量分辨率差。其结构由NaI（Tl）探头、屏蔽体、放大器和多道分析器等组成。较复杂的NaI（Tl）γ谱仪增加了符合、反符合NaI（Tl）晶体和相应的电子学线路。HPGeγ谱仪的优点是能量分辨率高，适合于复杂能谱的分析测量；缺点是探测效率低，必须在液氮冷却（或电制冷）下使用，价格较贵，且维护较困难。（三）热释光剂量测量装置

热释光剂量测量包括：由热释光剂量计吸收并贮存射线的部分能量，由热释光剂量计读出器在加热时以光的形式释放这部分能量，并为读出器测得，所测得的发光值与剂量成正比。

读出器主要由加热装置、测光装置和有关电子学部分组成。二、选择监测仪器的原则1.射线性质2.量程范围3.能量响应4.环境特征：对于温度，要求在–10oC～40oC的范围内仪器读数变化在±5%以内；对于相对湿度，要求在10%～95%的范围内读数变化在±5%以内。5.对其他辐射的响应6.其它因素：仪器零点漂移要小；测量的方向性误差不应大于±30%；仪器响应速度要快；重量要轻；体积要小第三节辐射监测方法

监测方法的选用和验证

1.优先使用以国际、区域或国家标准发布的方法，并确保使用标准的最新有效版本。2在没有上述标准的情况下，可选用以行业标准发布的方法，或由知名的技术组织或有关科学书籍和期刊公布的，或由设备制造商指定的方法。3.对自行制定或采用标准方法中未包含的方法时，在使用前应经适当的确认。方法的确认按照CNAL/AC01：2005《检测和校准实验室认可准则》的规定进行方法确认。

现行的HJ/T61—2001《辐射环境监测技术规范》是由国家环境保护总局提出的行业标准。该标准确定了辐射环境质量监测、辐射污染源监测、放射性物质安全运输监测以及辐射设施退役、废物处理和辐射事故应急监测等监测项目、监测布点、采样方法、数据处理、质量保证，规定了监测报告的编写格式与内容等。辐射监测的过程1.监测方案的制定：监测对象、监测点位、监测周期、监测仪器与方法、质量保证措施等2.监测方案的实施：现场采样和测量；实验室测量分析；数据处理；全过程质控3.监测结果报告与评价在开展辐射监测之前一般都要制定切实可行的监测方案，以确保：

1.监测工作的顺利进行，

2.监测过程中人员的辐射安全

3.监测数据的准确可靠。不同的监测目的需制定不同的监测方案，有些可以简化，有些比较简单的监测也可不制定监测方案，但都必须保证监测过程人员安全和监测数据准确可靠。编制辐射监测方案的基本原则：1.首先明确监测要达到的目的，即明确为什么要进行监测。2.第二要明确为达到目的应怎样监测，确定监测的对象、监测项目、监测时间和监测点位布设、监测手段，必要时应进行现场调查确定。监测方案内容应包括：监测目的任务由来监测对象监测项目监测频次监测点位布设（附示意图）采样、测量分析方法仪器设备监测全过程的质量保证措施现场监测过程中辐射防护与安全措施一、现场测量现场测量是指在现场完成的监测工作。现场测量一般由准备阶段和实施测量两部分组成。（一）现场测量前的准备

1.制定现场测量方案

现场测量前的准备工作，要求根据现场测量对象的性质，包括要测量核素的种类、预期辐射水平等，以及现场环境条件，制定现场测量方案，确定测量点位数、点位位置及其工作程序。

2.准备测量仪器

考虑测量仪器的适应性，包括量程范围、能量响应特性和最小探测限等，准备测量仪器和设备，仪器应经过检定有效，并检查仪器工作状态是否正常，剂量率仪器还需经稳定辐射场检查。

3.确定测量人员

考虑测量人员的素质，确定测量人员，测量人员需经培训考核合格，持证上岗，能熟练使用测量仪器，在现场可以进行简单的维修，并具备判断监测数据是否合理的能力。

（二）现场测量1.测量点选择2.现场要检查仪器3.保证现场测量时间4.防止仪器受到污染。5.对较强的辐射源的监测：靠近辐射源应边监测边靠近，由远及近，避免过大的照射剂量对监测人员造成辐射伤害；并注意设置仪器量程应由大到小，以避免超量程造成仪器损坏。6.现场判断数据是否异常，以便及时采取补救措施。7.测量原始数据、环境参数如实认真记录。（三）环境γ辐射空气吸收剂量率监测*执行标准：1）GB/T1458—93环境地表γ辐射剂量率测定规范。2）HJ/T61—2001辐射环境监测技术规范。3）GB-18871-2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准。4）参考水平——江苏省环境地表γ辐射剂量率本底水平（单位：nGy/h）（已扣除宇宙射线响应值）为：原野：33.1—72.6，平均值50.4；道路：18.1—102.3，平均值47.1；建筑物内：50.7—129.4，平均值89.2；宇宙射线理论计算值（不是仪器响应值）：

28.8—29.9，平均值29.2。1.仪器准备去现场前应在已设定的稳定辐射场检查仪器的性能。稳定辐射场的环境状况应相对固定，以确保其辐射水平稳定。2.测量点选择1）建筑物内测量，要在室内中央距地面1m高度处进行。2）道路、草坪和广场测量时，测点距附近的高大建筑物的距离需大于30m，并选择在道路和广场的中间地面上1m处。3）原野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。

在监测点位10米直径的范围内巡测的数据不应有显著的差异，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位。4）仪器宇宙射线响应值的测量，选择水深大于3米、距岸边大于1000米的淡水水面上进行。3.测量方法与步骤（1）仪器测量前应充分预热。（2）对仪器进行自检或检验源检验，确保仪器工作状态正常。（3）仪器探测器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米高的位置。（4)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15％。闪烁剂量率仪采用多次瞬时读数，每间隔10秒读一个数，每个测点一般读10个数，取其平均值获得一个测量值。4.仪器的宇宙射线响应测定仪器检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。该项测量应读取50～100个读数。仪器对宇宙射线响应值的计算公式为：D宇

=K1K2

（A0/A）R式中：K1——由照射量换算成吸收剂量的换算系数，取

8.73nGy/μR或33.85nGy/（nC·kg-1）；

K2——仪器量程刻度因子，由国家计量部门检定时给出；

A0——仪器刻度时对检验源的响应值，由国家计量部门检定时给出；

A——仪器在测量宇宙射线响应值时对检验源的响应值；

R——水面上仪器多次读数的平均值，nGy/h或μR/h

或nC/（kg·h）。在环境监测时，测点的海拔高度和经纬度与湖（库）水面不同，必须对湖（库）水面测得的进行修正，得到测点处仪器对宇宙射线的响应值。5.数据处理扣除仪器的宇宙射线响应及其自身本底后的环境地表γ辐射空气吸收剂量率按下式进行计算：

Dγ=K1K2（A0/A）R-K3D宇

式中：Dγ

——测点处地表γ辐射空气吸收剂量率，nGy/h；

K1——由照射量换算成吸收剂量的换算系数，取

8.73nGy/μR或33.85nGy/（nC/kg）；

K2——仪器量程刻度因子，由国家计量部门检定时给出；

A0——仪器刻度时对检验源的响应值，由国家计量部门检定时给出；

A——仪器在测量宇宙射线响应值时对检验源的响应值；

R——仪器在测量点位测量时的读数均值，nGy/h或

μR/h或nC/（kg·h）；

K3——建筑物对宇宙射线的屏蔽修正因子，室外取1.0，楼房取0.8；

D宇——仪器在测点处对宇宙射线的响应值。精密度和准确度

环境地表γ辐射空气吸收剂量率监测总不确定度应不超过20%。

例题：在楼房一室内测得读数（nGy/h）如下：88、86、89、95、120、84、80、88、87、85；仪器检定数据：读取数据档校正系数1.06，检验源扣除本底读数1005nGy/h；现场检验源扣除本底读数1100nGy/h；本年度在淡水面测得仪器宇宙射线响应值为20nGy/h；Grubbs检查T（10，0.05）=2.176。计算该房间γ辐射空气吸收剂量率。解：1）求读数均值和标准差：90.2，11.2

2）剔除数据：2.176×11.2=24.490.2+24.4=114.6，剔除数据120nGy/h3）重求出均值和标准差：86.9，4.14）计算并扣除仪器宇宙射线响应值：

86.9×1.06×1005/1100-0.8×20=68.2（nGy/h）

5）置信区间确定：f=9-1=8，置信水平为0.95，查表t0.05（8）=2.306，则2.306×4.1/91/2=3.2，得置信水平为0.95的置信区间为[65.0，71.4]（nGy/h）答：该房间γ辐射空气吸收剂量率为[65.0，71.4]nGy/h

。6.有效剂量估算根据UNSCEAR1993年报告和GB/T14583《环境地表γ辐射剂量率测定规范》，环境γ辐射照射对人产生的有效剂量用下式进行估算：He=Dγ

·K·t式中：He——有效剂量，Sv；

Dγ

——环境γ辐射空气吸收剂量率，Gy/h；

K——有效剂量率与空气吸收剂量率比值，

0.7Sv/Gy；

t——环境中停留时间，h。

7.质量控制（1）每季度在稳定辐射场测量一次，做稳定辐射场质控图。现场出发前和回来后，仪器都要在稳定辐射场进行检验。（2）每次测量前后用检验源检验，当源读数变化≤±5%时，测量结果不需要修正；当±5%＜源读数变化≤±15%，测量结果要进行修正；源读数变化＞±15％仪器不能使用。（3）检验源读数变化＞±15%，停止使用，及时送修。修理后的仪器必须进行重新刻度。同时对仪器异常时的数据追溯，如发现数据可能受到影响，应进行重测。（4）降雨（雪）灌溉将导致环境地表γ辐射剂量率的变化，应在雨后、雪化后及灌溉后6h才能测量。（5）测量时注意避开人员和检验源对探头的影响。（6）仪器送计量部门检定周期为一年。（四）α、β表面污染测量1.仪器准备用检验源检验仪器是否正常。校验频度：经常用的仪器每日校验一次，其他的仪器每次使用前校验。仪器对检验源的读数变化超过士20％时必须重新校准。2.监测步骤（1）在避免探测器灵敏窗与待检查表面接触的情况下，将探测器置于表面上方慢慢地移动巡测；α探测器的灵敏体积与被测表面之间的距离应小于5毫米，对β探测器，此距离应小于20毫米。测量期间的几何条件应该与仪器校准时所采用的几何条件尽可能保待一致，为此可采用可移去的定位架。（2）测到污染区定点，保持位置不变对被测表面进行测量。每个测点连续测读并记录多次数据，以观察稳定性并提高数据精度。3.数据处理：（1）求出每个测量点位多次读数的平均值及标准差。（2）测量结果以下式计算：As=(n－n0)/R式中：As——被测表面单位面积的α、β放射性活度，Bq/cm2；

n——为仪器测得的平均计数率，s-1；

n0——为平均本底计数率，s-1；

R——为表面活度响应，s-1·Bq-1·cm2二、样品采集与管理水样采集的一般要求对槽式排放，逐槽测量其搅拌后的平均活度浓度及容积。对经过审管部门批准排放的低放射性液体流出物排出流，若排放量和浓度变化较大，则应在排放口采用连续正比取样装置采集样品。在采集地表水时，要避免取水面上的悬浮物和水底的沉渣。对于大型流动水体应在不同断面和不同深度上采集水样。采样前洗净采样设备、容器。采样管路和容器先要用待取水样洗涤三次后采集。采集到的水样必须进行预处理，以防止因化学或生物作用使水中核素浓度发生变化，如酸会使碘化合物变成元素碘引起挥发；酸可增加样品中3H的含量等。土壤样品的采集1.针对不同的监测目的，选定合适的采样方法：

A.对于天然放射性水平调查，要取能代表基壤的样品，表层的浮士应铲除；B.调查人工放射性核素的沉降污染，必须采集未经人为翻动过的表层土壤。2.采样步骤：

A.在相对开阔的地面采取垂直深10厘米的直径10厘米圆柱体或边长10厘米正方体的土壤。一般在10m×10m范围内，采用梅花形布点或根据地形采用蛇形布点（采点不少于5个）进行采样。

B.将多点采集的土壤除去石块、草根等杂物，现场混合后取2kg～3kg样品装在双层塑料袋内密封，再置于同样大小的布袋中保存。

C.制作样品标签，附着于样品一起。3.填写采样单，对采样点附近的自然条件一并记录。样品的保存（1）水样采集后，一般要求用浓硝酸酸化到pH=l～2。但监测氚、14C或131I的水样不酸化。监测137CS的水样用盐酸酸化。当水中含泥沙量较高时，待24小时后取上清液再酸化。水样应尽快分析测定。水样保存期一般不得超过2个月。（2）密封的土壤样品必须在7天内测其含水率，晾干保存。（3）生物样品采集后，及时处理，注意保鲜。牛（羊）奶样品采集后，立即加适量甲醛，防止变质。（4）采集的样品要分类保存，防止交叉污染。三、实验室测量分析

实验室测量分析程序包括：

样品前处理放射化学分离测量样品的制备放射性测量

四、数据处理与监测报告数据处理的基本要求1.为使环境监测数据可以有效地用于评价和相互比较，对任何监测结果均应给出准确度估计。2.准确度估计是给出监测数据最大可能的不确定度，它由取样、放化分离和放射性测量等各个环节所致。3.测量数据应符合有效数字、均值和标准差的表示规范。4.测量结果通常是对测量数据进行了必要的处理、修正之后所得出的量值，其中包括数值、计量单位和不确定度。如C=（56.21±0.35）Bq/kg或56.21（35）Bq/kg，其中0.35或35是合成不确定度的数值。不确定度，一般是指合成不确定度。在用范围（扩展）不确定度时，应注明所取范围（包含、覆盖）因子k的值。如C=（56.21±0.79）Bq/kg，k=2.262（α=0.05）。对监测报告的要求（1）用表格等方式列出监测方案，其中包括监测对象、项目、频次、采样点数、监测方法、仪器设备和探测限等。给出监测点位和采样点位分布示意图。（2）用文字详细叙述监测质量保证的主要措施，并用具体统计数字、表格等形式给出实施质量保证措施取得的成绩。（3）对监测结果需列出样本数，测值范围、平均值、标准差和置信区间；单个样品的测量值需给出单次测量的不确定度。在给出拟合曲线图、不同时间或不同地点的样品活度浓度的比较图上，均要画出各点或各样品测量值的置信区间。（4）发现监测结果有异常时应分析其原因并说明处理结果。

五、辐射监测的质量保证（人员、仪器、全过程）（一）监测人员的素质要求

所有从事辐射监测的人员应具备与其承担的任务相应的技术知识和经验，得到及时、充分的有关专业知识和实验操作技能的培训，并通过考核，取得合格证书，持证上岗。（二）计量器具和监测仪器的检定与校验检定：每年应至少在国家计量部门或其授权的计量站检定一次；仪器检修后要重新检定；检验：每次测量前后均须用检验源进行检验，按要求对测量结果进行修正。超过规定误差限时，应停止使用，维修后重新进行检定。（稳定辐射场检验：对同一台仪器是保证数据有效性；对不同仪器是检查数据的可比性。）标准溯源：测量仪器校准时所用的标准源应能追踪到国家标准。当有重要元件更换或维修后必须重新进行校准，并做记录。质量控制图宇响测定：用于环境低辐射水平的监测仪器，还应进行仪器宇宙射线响应的测定。（三）监测方法的选用和验证在辐射监测中应优先使用以国际、区域或国家标准发布的方法，并确保使用标准的最新有效版本在没有上述标准的情况下，可选用以行业标准发布的方法，或由知名的技术组织或有关科学书籍和期刊公布的，或由设备制造商指定的方法。对自行制定或采用标准方法中未包含的方法时，在使用前应经适当的确认。方法的确认按照CNAL/AC01：2005《检测和校准实验室认可准则》的规定进行方法确认。（四）采样质量保证1.必须对样品的代表性给予足够的重视。2.根据监测目的和现场具体情况确定监测项目、采样容器、设备、方法、方案、采样点的布置和采样量。3.采样器使用前必须符合国家技术标准的规定，使用前须经检验。保证采样器和样品容器的清洁，防止交叉污染。4.采样时参数记载必须齐备5.采样频度和采样范围要合理。6.采样量除保证分析测定用量外，同时考虑留出平行样、考核样的量及足够的余量，以备复查。7.样品应妥善保管，防止运输和储存过程中的损失、被污染或交叉污染。8.样品长期存放时要防止由于化学和生物作用使核素附着于容器壁上。9.要防止样品标签损坏和丢失。（七）数据处理中的质量控制1.数据的记录每个样品从采样、预处理、分析测量到结果计算的全过程，都要按有关规定的格式和内容，清楚、详细、准确地记录，不得随意涂改。2.数据的检查着手分析数据以前，要对原始数据进行必要的整理。先逐一检查原始记录是否按有关规定的要求填写完全、正确。发现有计算或记录错误的数据要反复核算后予以订正。3.数据的复审在数据处理中，必须按有关规定的方法，对计算方法、计算结果进行复审。复审是由二人独立地进行计算或者由未参加计算的人员进行核算。第四节辐射防护监测辐射监测的对象可分为直接对人进行的个人剂量监测、对放射性工作场所进行的工作场所监测、对放射性污染源排入环境的气体、气溶胶、粉尘或液体所进行的流出物监测和对辐射源所在场所边界以外的环境所进行的辐射环境监测。

个人剂量监测和放射性工作场所监测涉及辐射工作人员，监测结果是评价工作人员在工作时所受到的辐射照射剂量及其采取的辐射防护措施有效性的依据，称为辐射防护监测。流出物监测和辐射源外围辐射环境监测涉及公众，监测结果是评价公众在辐射污染源运行时所受到的辐射照射剂量的依据，称为辐射环境监测。流出物监测是环境监测和工作场所监测的交接部。因为流出物与污染源的外围环境密切相关，因此流出物监测通常被统一纳入“环境监测”范畴。一、个人剂量监测

个人剂量监测结果是辐射防护评价的基础。监测时，应选择有代表性的工作位置，该位置受照剂量较大，工作时间较长。

监1.外照射：工作人员所接受的外照射剂量测内2.内照射：测出工作人员吸入放射性物质的量容

3.表面污染：身体表面沾染放射性物质程度

监测目的：

评定工作人员所接受的剂量水平是否符合有关标准（GB18871附录B）。（一）外照射个人剂量监测

对β、X、γ或中子辐射所致的外照射个人剂量，要针对射线的种类、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的剂量计。个人剂量计类型有：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。如佩带热释光剂量计或其他个人剂量计，应佩带在身体具有代表性的部位或需要观察监测的特定部位，用于全身测量一般佩带胸前。DMC2000S型个人剂量仪袖珍辐射仪（二）内照射个人剂量监测在开放型放射性工作场所工作的人员一般都应进行体内放射性核素的剂量监测。内照射个人剂量监测分生物检验和体外直接测量两类。进入体内的放射性物质将按一定规律由体内排出，根据代谢参数就能由测得的排泄物中放射性核素的活度计算出摄入量。对于发射γ或X射线的核素可以在体外用全身计数器或甲状腺碘测量仪或肺部计数器等较灵敏的仪器直接测量。（三）体表污染监测

使用全身表面污染仪或αβ表面沾污仪对体表全部或只对手等易沾染部分体表进行测量。BH3206型αβ表面沾污仪二、工作场所监测

工作场所的监测，是为了了解工作场所的辐射水平，达到改善防护设施安全生产的目的。监测数据用以评价是否符合辐射防护标准。监1.外照射：工作场所外照射剂量水平测内2.空气污染：工作场所空气污染容

3.表面污染：工作场所表面污染

FD-71A闪烁辐射仪γ-n监测仪国产多探头αβγ监测仪

第五节辐射环境监测辐射环境监测的对象是辐射污染源项运行时排放的流出物和污染源项边界外围的受到辐射污染影响的环境。

辐射环境监测按对象分为两大类：辐射环境质量监测辐射环境监测辐射环境污染源监测

辐射环境监测依项目建设前后和运行情况又分为：1、本底监测：运行前业主进行，通常与环评结合辐射2、监督性监测：运行期间环保部门进行（业主

环进行常规监测）境监3、应急监测：发生事故时环保部门和业主依各测

自职责进行

4、退役验证性监测：退役后环保部门进行（业主进行退役监测，通常与退役环评结合）“双轨监测”制

业主必须设立监测机构或委托有资质的单位对本单位可能造成的环境污染影响进行监测。审管部门监督性监测不能取代业主自行或委托有资质的单位所进行的监测。业主所进行的监测，结果必须按规定向审管部门报告。这种由业主和审管部门同时开展的监测称“双轨监测”。

运行业主进行运行期间常规监测双期间轨监同时测审管部门进行监督性监测开展

一、辐射环境质量监测1.辐射环境质量监测的目的

积累环境辐射水平数据；总结环境辐射水平变化规律；判断环境中放射性污染及其来源；报告辐射环境质量状况。2.辐射环境质量监测的内容a）陆地γ辐射剂量b）空气——气溶胶（悬浮在空气中的微粒态固体或液体）、沉降物（自然降落于地面上的尘埃、降雨、降雪）和氚。c）水——地表水（江、河、湖泊、水库）、地下水、饮用水（自来水、井水及其他饮用水）、海水（沿海海域近海海水）。d）底泥——江、河、湖、库及近岸海域沉积物。e）土壤f）生物——陆生生物（谷类、蔬菜、牛羊奶、牧草等）、水生生物（淡水和海水的鱼类、藻类、和其他水生生物）。3.辐射环境质量监测的点位布设原则a）陆地γ辐射：点位相对固定，连续监测点可设置在空气采样点处。b）空气：采样点要选择在周围没有树木、建筑物影响的开阔地，或没有高大建筑物影响的建筑物的无遮盖平台上。c）水：地表水采样点应尽量考虑国控、省控监测点；饮用水在自来水管末段和部分使用中的深井设监测采样点；海水在近海海域设置监测采样点。d）土壤：监测点应相对固定，设置在无水土流失的原野或田间。e）生物：陆生生物样品采集区和样品种类应相对固定，应选择当地居民摄入量较多且种植面积大的种类，牧草应在当地有代表性，采集的牛羊奶均应选择当地饲料饲养的奶牛羊所产的奶；水生生物监测采样点应尽量和地表水、海水的监测采样区域一致。4.辐射环境质量监测的项目和频次

监测对象分析测量项目监测频次陆地γ辐射陆地γ辐射空气吸收剂量率陆地γ辐射累积剂量连续监测或次/月1次/季氚氚化水蒸气1次/季气溶胶总α、总β、γ能谱分析1次/季沉降物γ能谱分析1次/季降水3H、210Po、210Pb1次降雨（雪）期/年水U、Th、226Ra、总α、除K总β、90Sr、137Cs1次/半年土壤和底泥U、Th、226Ra、90Sr、137Cs1次/年生物90Sr、137Cs1次/年二、辐射污染源监测1.辐射污染源监测的目的和原则a）目的：监督性监测的主要目的是监测污染源的排放情况；检验排污单位的排放量；检查排污单位的监测工作及其效能；为公众提供安全信息。b）原则：*流出物监测和环境监测内容，应视伴有辐射设施的类型、规模、环境特征等因素的不同而不同；*环境监测方案应根据辐射防护最优化原则和辐射环境污染源的具体特征有针对性地进行优化设计，并随着时间的推移进行改进；*凡是有多个污染源的伴有辐射设施应遵循统一管理和统一规划的原则。

2.核设施环境监测（略）3.应用开放型放射源的辐射环境监测a）应用前的环境监测：在开放源启用前，以工作场所为中心，半径50～500m以内开展监测。监测对象与项目见表6-15的前四项。b）应用期间的环境监测：监测方案见表6-15。c）应用开放源事故监测：监测事故场所的放射性污染水平和污染范围；监测事故场地去污后残留污染程度；监测去污过程中产生的放射性污染物的活度浓度。d）工作场所退役监测：参照表6-15，并增加监测各工作场所和设备的污染水平。表6-15应用开放型放射源环境监测

监测对象监测点监测频次次/年监测项目γ辐射剂量以工作场所为中心，半径50～300m以内1～2γ辐射空气吸收剂量率土壤以工作场所为中心，半径50～300m以内1应用核素地表水废水排放口上下游500m处1～2应用核素底泥废水排放口外1应用核素废水废水贮存池或排放口1～2应用核素废气排放口1应用核素放射性固体废物贮存室或贮存容器外表面1～2γ辐射空气吸收剂量率，α、β表面污染水平4.应用密封型放射源（密封源）的环境监测a）γ辐照装置环境监测

运行前环境辐射水平调查——在装源前，以辐照室为中心，半径50～500m以内，依照表6-16应用密封型放射源（密封源）的环境监测的调查方案进行。

运行期间环境监测——按表6-16进行监测，其中换装源前后增加测定贮源井水所用核素的浓度。

辐射源泄漏监测——一旦发现贮源井水受所用核素的污染，立即停止排水并定期分层取样测定所用核素的浓度，并针对污染原因，及时进行事故处理。事故处理后进行场所和污染物表面放射性污染水平监测。表6-16含贮源水井的辐照装置环境监测监测对象采样（监测）布点频次监测项目γ辐射剂量辐照室四周的建筑物内外1次/年γ辐射空气吸收剂量率、累积剂量贮源井水贮源井1次/年辐照装置所用核素地表水废水排放口上下游500m处1次/年辐照装置所用核素地下水辐照装置附近饮用水井1次/年辐照装置所用核素土壤辐照装置建筑物外围10～30m土壤1次/年辐照装置所用核素b）含密封源设施的环境监测1.使用前环境辐射水平调查——装源前，以密封源安装位置为中心，半径30～300m以内，对密封源四周室内外，进行一次环境γ辐射剂量率监测。2.使用期间辐射环境监测——按使用前要求每年监测一次，其中含中子源的设施增加监测中子剂量当量率。3.含密封源设施的污染事故监测——密封源破坏造成环境污染时，进行如下监测：1）污染区及其周围γ辐射剂量率，表面污染水平；2）污染区及其周围相关环境介质中使用源核素含量；3）仪器设备放射性污染水平；4）事故处理过程中产生的液体和固体污染物的污染水平。5.应用粒子加速器的环境监测监测对象监测项目监测频次，次/年运行前运行期间

屏蔽墙外

外照射剂量率11，2循环冷却水总β11，2

固体废物外表面

外照射剂量率—1，26.X射线机的环境监测

X射线机（包括CT机）在运行前及运行中，对屏蔽墙外的X射线辐射剂量率和累积剂量进行监测，每年1～2次。

7.失控源进入环境后的辐射环境监测

失控源一般指放射源丢失、被盗、违规处置等原因使之失去控制而进入环境，为减少环境污染和保障人身健康，需进行环境监测。监测步骤如下：

a）调查放射源失控的原因、过程、初步确定失控源所处的位置；

b）了解失控源的种类、源强、包装情况等；

c）根据失控源的核素种类、射线类别、包装（或埋深）情况、所处的可疑位置及可要求的探测限等确定监测方案，选择监测仪器；

d）失控源被找到或取走后，对失控源所处位置的附近地区应进行仔细监测，确认无残留放射源为止；

e）因失控源破损造成土壤、水体等环境污染时，除进行污染水平监测外，对去污后的环境质量仍需进行监测，达到审管部门的管理限值要求。

8.伴生放射性矿开发利用中的环境监测a)采选及冶炼过程的环境监测

1）采选前的环境监测——监测方案见表6-18前四项。2）采选期间的环境监测——监测方案按表6-18进行。3）冶炼过程的环境监测——监测方案参照表6-18，增测原料库和成品库的γ辐射空气吸收剂量率，必要时对原料和成品取样监测天然放射性核素含量。b)伴生放射性矿利用中的环境监测

对原料和产品测量其表面γ辐射空气吸收剂量率、天然放射性核素含量。频次为每年1-2次。

表6-18伴生矿采选的环境监测监测对象监测点位监测频次次/年监测项目陆地γ辐射矿区周围3～5km以内1，