摄入放射性核素引起的职业照射评估[IAEA].pdf

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1、IAEA 国际原子能机构 安 全 标 准 丛 书 安全导则 No.RS-G-1.2 国际原子能机构 维也纳 摄入放射性核素 引起的职业照射评估 国际原子能机构、国际劳工局联合倡议制订 1 国际原子能机构（IAEA）安全相关出版物 IAEA 安全标准 根据 IAEA规约第三条规定，IAEA 受权制定电离辐射防护安全标准并保证将这些标准应用 于和平核活动中。IAEA籍以制定安全标准和措施的法规性出版物以 IAEA 安全标准丛书形式印发。这套丛书涵盖核安全、辐射安全、运输安全和废物安全及一般安全（即在四个领域中的二个或更多方面具有重要性）。属于本套丛书的几类出版物是：安全基本法则、安全要求和安全导则

2、。安全基本法则（蓝色标题）介绍核能的和平发展与应用方面的安全和防护基本目标、概念和原则。安全要求（红色标题）规定为确保安全必须满足的要求。这些以“必须”（shall）语气陈述的要求受安全基本法则中介绍的目标和原则支配。安全导则（绿色标题）建议为满足安全要求必须采取的行动、条件或规程。安全导则中的建议以“应该”（should）语气陈述，意味着为履行这些要求需要采取建议的措施或相当的替代措施。IAEA 的安全标准在法律上对成员国没有约束力，但成员国可自行决定将它们用于有关其自身活动的国家条例中。在有关其自身运作和由 IAEA 支助的活动的应用方面，这些标准对 IAEA 有约束力。有关 IAEA 的

3、安全标准计划（包括非英文语文版本）的信息可以在 IAEA的因特网网址（www.iaea.org/ns/coordinet）获得或可向 IAEA 安全协调科（P.O.Box100，A-1400 Vienna，Austria）索取。其他安全相关出版物 IAEA 根据其规约第三条和第八条 C 款规定，提供与和平核活动有关的信息，促进这种信息的交流，并作为其成员国间交流这种信息的媒介。关于核活动中的安全与防护报告作为信息出版物以其他丛书形式印发，尤其以 IAEA 安全报告丛书形式印发。安全报告可以介绍良好的实践，并给出为满足安全要求可以采用的实例和详细方法。它们不制定要求或提出建议。包括与安全相关的销

4、售出版物的其他 IAEA 丛书有：技术报告丛书、放射学评定报告丛书和 INSAG 丛书。IAEA 还印发有关放射学事故报告和其他特殊销售出版物。印发的未标价的安全相关出版物包括 TECDOC 丛书、临时安全标准丛书、培训班丛书、IAEA 服务丛书及计算机手册丛书，还以辐射安全实用手册和辐射实用技术手册的形式印发。2 摄入放射性核素摄入放射性核素 引起的职业照射评估引起的职业照射评估 3 下述国家是国际原子能机构的成员国：阿富汗 阿尔巴尼亚 阿尔及利亚 阿根廷 亚美尼亚 澳大利亚 奥地利 孟加拉国 白俄罗斯 比利时 贝宁 玻利维亚 玻斯尼亚和黑塞哥维纳 巴西 保加利亚 布基纳法索 柬埔寨 喀麦隆

5、 加拿大 智利 中国 哥伦比亚 哥斯达黎加 科特迪瓦 克罗地亚 古巴 塞埔路斯 捷克共和国 刚果民主共和国 丹麦 多米尼加共和国 厄瓜多尔 埃及 萨尔瓦多 爱沙尼亚 埃塞俄比亚 芬兰 法国 加蓬 格鲁吉亚 德国 加纳 希腊 危地马拉 海地 罗马教廷 匈牙利 冰岛 印度 印度尼西亚 伊朗伊斯兰共和国 伊拉克 爱尔兰 以色列 意大利 牙买加 日本 约旦 哈萨克斯坦 肯尼亚 大韩民国 科威特 拉脱维亚 黎巴嫩 利比里亚 阿拉伯利比亚民众国 列支敦士登 立陶宛 卢森堡 马达加斯加 马来西亚 马里 马耳他 马绍尔群岛 毛里求斯 墨西哥 摩纳哥 蒙古 摩洛哥 缅甸 纳米比亚 荷兰 新西兰 尼加拉瓜 尼日尔

6、 尼日利亚 挪威 巴基斯坦 巴拿马 巴拉圭 秘鲁 菲律宾 波兰 葡萄牙 卡塔尔 摩尔多瓦共和国 罗马尼亚 俄罗斯联邦 沙特阿拉伯 塞内加尔 塞拉利昂 新加坡 斯洛伐克 斯洛文尼亚 南非 西班牙 斯里兰卡 苏丹 瑞典 瑞士 阿拉伯叙利亚共和国 泰国 前南斯拉夫马其顿共和国 突尼斯 土耳其 乌干达 乌克兰 阿拉伯联合酋长国 大不列颠及北爱尔兰联合王国 坦桑尼亚联合共和国 美利坚合众国 乌拉圭 乌兹别克斯坦 委内瑞拉 越南 也门 南斯拉夫 赞比亚 津巴布韦机构规约是 1956 年 10 月 23 日在纽约联合国总部召开的国际原子能机构规约会议上通过的。它于1957 年 7 月 29 日生效。机构总部

7、设在维也纳。它的主要目标是“加速和扩大原子能对全世界和平、健康和繁荣的贡献”。国际原子能机构，1999 年 需要翻印或翻译本出版物所含资料时，请与国际原子能机构（Wagramer strasse 5，P.O.Box 100，A-1400 Vienna，Austria）书面联系，以取得许可。国际原子能机构于中国印刷 2000 年 3 月 STI/PUB/1077 安全标准丛书安全标准丛书 No.RS-G-1.2 摄入放射性核素 引起的职业照射评估 安全导则安全导则 国际原子能机构和国际劳工局联合倡议制订 国际原子能机构 维也纳，1999 年 VIC 图书馆图书在版编目数据 摄入放射性核素引起的职

8、业照射评估：安全导则 维也纳：国际原子能机构，1999 年。P.；24 cm.（安全标准丛书，ISSN 1020-525X；no.RS-G-1.2）STI/PUS/1077 ISBN 92-0-101999-8 与书目有关的参考文献。1.辐射工作人员。2.辐照剂量测定。I.国际原子能机构。II.丛书 VICL 99-00225 序 总干事 Mohamed ElBaradei 国际原子能机构（IAEA）的法定职能之一是制定或采用安全标准以在核能的和平发展与应用中保护健康、生命和财产，以及为这些标准的下列应用做出规定：用于机构自己的运作以及辅助运作；应有关各方的请求，用于在任何双边或多边协议下进行

9、的运作；或应某一成员国的请求，用于该国核能领域中的任何活动。以下咨询机构负责监督安全标准的制订工作：安全标准咨询委员会（ACSS）；核安全标准咨询委员会（NUSSAC）；辐射安全标准咨询委员会（RASSAC）；运输安全标准咨询委员会（TRANSSAC）和废物安全标准咨询委员会（WASSAC）。在这些委员会中有广泛的成员国代表参加。为了确保达成最广泛的国际共识，在 IAEA 理事会核准（安全基本法则和安全要求）或由出版物委员会以总干事的名义核准（安全导则）之前，安全标准也提交给所有成员国征求意见。IAEA 的安全标准在法律上对成员国没有约束力，但成员国可自行决定将它们用于有关其自身活动的国家条例

10、中。这些标准在有关 IAEA 自身运作方面对 IAEA 具有约束力，和在由 IAEA 支助的活动方面对成员国具有约束力。将要求任何希望就取得与核设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役或者任何其它活动有关的援助与 IAEA 缔结协议的成员国采取适合于该协议所涵盖活动的安全标准的那些部分。不过应记住，任何许可证审批程序方面的最终决定和法律责任仍是这些国家自己的事。虽然这些安全标准建立了必要的安全基础，然而根据国家的实际情况，纳入一些更详细的要求也是必要的。此外，通常会有一些特殊方面需要逐一加以评定。易裂变材料和放射性物质以及整个核动力厂的实体保护被酌情提及，但未详细论述；成员国在这方面的义务应根

11、据在 IAEA 主持下编写的文书和出版物加以处理。工业安全和环境保护的非放射学方面也未明确给予考虑；文中认识到各国必须履行其在有关这些方面的国际承诺和义务。按早先标准建造的某些设施可能不完全符合 IAEA 安全标准中所陈述的这些要求和建议。关于将这些安全标准适用于这些设施的方式的决定应由各国自己作出。各国必须集中于注意这一事实：IAEA 的安全标准虽然在法律上不具有约束力，但制订它们的宗旨是确保核能和放射性物质的和平利用是以如下方式进行的，即它能使各国履行其根据国际法和准则中普遍接受的原则所承担的义务，例如有关环境保护的义务。按照这样一种普遍原则，一国的领土不得以对另一国造成损害的方式加以使用

12、。因此，各国必须不懈努力，严加管理。和任何其他活动一样，在各国管辖范围内进行的民用核活动除接受国际法中普遍接受的原则外，还要接受各国根据国际公约可能赞同的义务。希望各国在其本国法律体系中采纳这类法规（包括条例）以及有效地履行其所有国际义务可能需要的其他标准和措施。前 言 电离辐射职业照射可以发生在各种工业、医疗机构、教育和研究机构以及核燃料循环设施中。对工作人员予以充分的辐射防护对于安全、可接受地利用辐射、放射性物质和核能是非常重要的。1996 年，国际原子能机构出版了辐射防护和辐射源安全的安全基本法则（IAEA 安全丛书 No.120）和国际电离辐射防护和辐射源安全的基本安全标准（IAEA安

13、全丛书No.115）。这两份出版物是由联合国粮农组织、IAEA、国际劳工组织、OECD 核能机构、泛美卫生组织和世界卫生组织共同倡议的。它们分别陈述了辐射安全目标和原则以及为实施这些原则和实现这些目标应满足的要求。建立职业辐射防护的安全要求和导则是机构向其成员国提供辐射安全支持的一个重要组成部分。机构的职业辐射防护计划的目标是通过制定和实施限制辐射照射的细则和在工作场所实施现有的辐射防护技术，促进一种使职业辐射防护最优化的国际上协调一致的方法。在三个相关的安全导则中介绍了为进行职业防护必须满足基本安全标准要求的导则。一份给出了制定职业辐射防护计划的一般导则，另外两份分别给出了监测和评估工作人员

14、由于外部辐射源和摄入放射性核素而导致的照射的更详细导则。这些安全导则均反映了在职业辐射防护方面目前国际上接受的原则和建议的做法，同时考虑了过去 10 年所发生的重大变化。这三份关于职业辐射防护的安全导则是由 IAEA 和国际劳工局共同倡议制订的。本安全导则涉及对在工作场所摄入放射性核素的评估。这种摄入只要有非密封源就可通过若干途径发生，对这种情况下的工作人员和工作场所进行监测是任何职业辐射防护计划的一个不可或缺的部分。摄入照射评估结果关键取决于对放射性核素的生物动力学的了解。本安全导则反映了过去 10 年在国际外部剂量评估做法方面的重大变化。编者按 书中附录应视为该标准一个重要的组成部分，具有

15、和正文同样的地位。书中附件、脚注和参考文献用于提供可能对用户有帮助的其他信息或实例。安全标准在陈述要求、责任和义务时采用“必须”（shall）形式。采用“应该”（should）形式表示建议一种所需的方案。本书原版为英文版。目 录 1.引 言.1 背景.1 目的.1 范围.2 结构.2 2.剂量学量.3 3.监测计划.5 总的目的.5 个人剂量评估.5 事故或事件后的评估.17 4.直接测量法.20 引言.20 测量的几何条件.20 探测方法.21 测量程序.22 5.间接测量法.23 引言.23 生物样品.24 实物样品.26 样品处理.28 分析方法.29 6.内照射剂量测定用的生物动力学模

16、型.30 引言.30 不同进入途径的模型.32 周身性放射性活度.37 排出.41 剂量系数.42 结合工作场所具体状况的评估.42 7.测量结果的解释.43 引言.43 摄入131I 时的剂量评估实例.44 剂量评估中的不确定性.48 剂量系数和导出空气浓度.49 8.剂量记录保存和报告.49 概述.49 个人监测的记录保存.50 工作场所监测的记录保存.50 向管理部门报告信息.51 9.质量保证.51 引言.51 实施和管理.51 性能评价.54 签订监测服务合同.55 附录 I 关于个人监测建议的准则.57 附录 II 测量方法的探测限值.61 参考文献.64 附件 基本数据.69 参

17、考文献.77 定义.78 参与起草和审定的人员.83 赞同安全标准的咨询机构.84 1 1.引 言 背景背景 1.1.人类的各种活动，包括核燃料循环不同阶段的有关工作，在医学、科研、农业和工业中使用放射源和 X 射线设备，以及职业性接触含有浓缩的天然放射性核素的物质，均可能发生职业照射。为了控制这种照射，能够评价所涉剂量的大小是非常重要的。1.2.IAEA 安全基本法则出版物辐射防护和辐射源安全1论述了辐射防护和安全的目的、概念和原则。由 IAEA 和其他五个国际组织共同组织编写的国际电离辐射防护和辐射源安全的基本安全标准（通常称作基本安全标准或 BSS）为达到这些目的和运用安全丛书中规定的各

18、项原则提出了要求，包括保护受到辐射源照射的工作人员的要求2。1.3.IAEA 和国际劳工局（ILO）共同编写了三个相关的安全导则，为履行基本安全标准中有关职业照射的要求提供了指导。参考文献3对于评估由外照射和工作人员摄入放射性核素而产生的照射剂量应制定监测计划的照射条件提出了一般性建议。参考文献4对于评估外辐射源剂量提供了更具体的指导。本安全导则涉及放射性物质的摄入。1.4.国际放射防护委员会（ICRP）5还提出了与职业性辐射防护有关的建议。在编写本安全导则时考虑了这些建议和 ICRP 现有的其他建议。目的目的 1.5.本安全导则的目的是为监管机构评估由摄入放射性物质引起的职业照射提供指导。本

19、导则对于与职业监测计划的制订、管理和运行有关的人员，以及对于那些从事内照射剂量测定和工作场所监测所用设备的设计人员也 2 将有所帮助。范围范围 1.6.本安全导则提出了用直接法和间接法监测常规情况和事故情况下内照射的主要考虑。它还介绍了对工作环境中放射性核素水平的监测，作为评定摄入量的基础。还提出了事故或事件情况下所用的、或者在运行可能导致剂量接近监管限值时所用的较具体估计个人剂量所需的生物动力学模型和剂量测定模型。1.7.本安全导则并不涵盖病人的医疗照射或公众的照射，也不对采矿和矿石加工人员的监测提出具体意见。1.8.IAEA 已出版关于用直接法7评估体内污染的技术细节和意见。关于间接方法的

20、使用以及用摄入体内的放射性物质的量及其所相应的辐射剂量来解释测量结果的实际指南将在 IAEA 以后的出版物中给出。结构结构 1.9.第 2 章概述辐射防护中所用的与评估由于摄入放射性核素而引起的剂量有关的基本剂量学量和导出的操作量。第 3 章讨论制订监测计划所涉及的原则和个人或区域监测的要求。第 3 章对人员的选择以及是选择直接方法还是间接方法来评估常规和事故情况下的任何体内污染程度加以评述。第 4 章评述所开发的通过外部计数体内发射的光子直接评定身体或器官/组织内放射性核素含量的方法。第 5 章研究通过生物或实物样品评定体内某一放射性核素含量或者调查是否发生过摄入的间接法的使用。第 6 章中

21、简要介绍描述放射性核素在体内行为的模型。第 7 章举例说明应用这些模型计算体内放射性核素的水平，以及通过直接法或间接法测得的辐射剂量。第 8 章研究保存记录的要求、对个人和区域监测记录的保存要求。最后，第 9 章给出关于质量保证程序的指导性意见。3 1.10.二个附录和一个附件提供附加的资料。附录 I 提供建议的用于指明个人监测是否必要的准则。附录 II 对计算测量方法探测限值的程序作出规定。附件提供与评定摄入放射性核素引起的职业照射有关的某些基本数据，即组织权重因子、剂量系数（每单位摄入量的待积剂量）和某些常见放射性核素的选定化学形态的导出空气浓度（DACs），以便参考。2.剂量学量 2.1

22、.在 BSS 中，为辐射防护目的而用来表示由于摄入放射性核素而接受的剂量的量是有效剂量 E 和组织或器官 T 中的当量剂量 HT。这些量在有关的安全导则3中简要讨论，并在 BSS2中正式定义。对于内照射剂量评估，主要关心的量是摄入量，摄入量在这里定义为进入体内的放射性核素的放射性活度1。放射性核素 j 的剂量系数（每单位摄入量的待积有效剂量）根据情况，可以是食入系数 e（g）j,ing或吸入系数 e（g）j,inh用于从估计的摄入量确定待积有效剂量。对于职业照射，所有受照射人员均为成人，因而评定待积有效剂量的时间长达 50 年，不管其摄入时的年龄多大。2.2.内照射剂量不能直接测得；它们只能从

23、测得的量，诸如体内放射性含量、放射性物质的排泄率或气载放射性物质的浓度，来推断。第 7 章提供从这些测量结果评估剂量的实例。2.3.在吸入或食入单一放射性核素而受照且没有外照射的情况下，与有关的有效剂量限值 L 相对应的摄入量限值 Ij,L为：jLjgeLI)(,=j 其中e（g）j是每单位摄入量的待积有效剂量的有关值。当存在一系列放射性核素照射和/或外照射时，需要计算总的有效剂量。BSS2和参考文献 1在 BSS 中，摄入量定义为“放射性核素通过吸入或食入或通过皮肤进入体内的过程”。在本安全导则中，术语摄入量是在上面叙述的意义以及本文叙述的更具体意义上使用的。4 3给出在这些情况下对剂量估算

24、的要求和指导性意见。2.4.BSS2表II-III给出通过食入和吸入每单位摄入量引起的职业照射待积有效剂量的值（氡的子体和钍射气的子体除外）。本安全导则附件表A-I转载了部分放射性核素的有关值。2.5.氡子体和钍射气子体的摄入量和受照量的限值在BSS2的表II-I中给出，并在同套的安全导则3中作了概述。2.6.某次摄入后时间t时仍留在体内（对于直接法而言）或从体内排出（对于间接法而言）的那部分摄入量份额，可以用m（t）来表示8,9。该摄入量份额取决于放射性核素，它的化学和物理形态以及摄入的途径，并取决于时间t。为了剂量评估而估算摄入量，测得的体内含量或排出率必须除以适当的值m（t）（见第7章）

25、。如果将剂量系数e（g）j直接应用于测得的体内含量而不是推定的摄入量，那么待积剂量可能会被严重地低估。2.7.必要时，应通过测量空气样品中的放射性活度水平来评定吸入放射性核素的可能性。导出空气浓度（DAC，以Bq/m3表示）定义为将导致一个连续受照一年（取2000工作小时）的工作人员的摄入量为Ij,inh,L的气载放射性浓度。对于标准呼吸率1.2 m3/h，DAC将为：DAC=2.12000,LinhjI 2.8.例如，一个工作人员吸入活度中值空气动力学直径（AMAD）为5m的气溶胶的铯137，e（g）j,inh为6.7109Sv/Bq，如果假定L是职业剂量限值20 mSv/a（0.02 Sv

26、/a）3，那么：Ij,inh,L=9107.602.0=3106Bq 和 5 DAC=2.120001036=1.3103 Bq/m3 实际上，DAC四舍五入为1103Bq/m3。附件表A-2给出了一些DAC值的例子。2.9.用DAC的份额表示测得的气载放射性浓度，再乘以以小时为单位的照射时间，便得到以DACh表示的摄入量估算值。根据定义，2000DACh相应于1个摄入量Ij,inh,L。3.监测计划 总的目的总的目的 3.1.运行监测计划的总的目的是对工作场所的条件和个人的受照大小进行评估。对工作人员通过摄入放射性物质而日常性或潜在性受照剂量的大小进行评价，是任何辐射防护计划的必要组成部分，

27、并有助于确保工作场所具备可接受的安全和令人满意的辐射条件。3.2.在有关职业辐射防护原则3的应用的有关安全导则中叙述了为满足工作人员辐射防护总体要求而采取的措施。下面叙述同摄入放射性物质引起的照射有关的监测的具体问题。个人剂量评估个人剂量评估 3.3.对摄入量的个人监测的典型方法是全身计数、器官计数（诸如甲状腺或肺监测）和分析排泄物样品。也使用个人空气取样器对呼吸带取样。3.4.在许多涉及由于放射性核素引起照射的情况下，需要对工作场所进行监测。为了证明工作条件令人满意，或者在个人监测不能为工作人员提供充 6 分保护的情况下，可以引进工作场所监测程序。当污染水平较低时，例如在使用少量放射性示踪剂

28、的研究实验室中，这种工作场所监测可能也是恰当的。3.5.为估算由于摄入放射性核素产生的剂量而进行的监测工作，可能包括下述一项或多项技术：（a）全身或特定器官中放射性核素的序列性测量；（b）生物样品（诸如排泄物或呼出空气）中放射性核素的测量；和（c）实物样品（诸如从个人或固定空气取样器取下的滤样，或者表面擦拭样）中放射性核素的测量。测量结果能用于计算放射性核素的摄入量，当乘以适当的剂量系数时，还能得出待积有效剂量的估算值。BSS2中给出了范围很广泛的放射性核素的剂量系数，某些选定的放射性核素的剂量系数转载于附件表A-1中。在某些情况下，直接测量的结果可用于计算全身或单个器官的剂量率。监测的需要

29、3.6.控制区或监督区的指定，以及个人监测的需要，将根据对工作场所的条件的了解和工作人员受照射的可能性来确定。一般说来，将一个工作人员列入内照射监测计划的决定，应基于此人接受放射性物质的摄入量可能超过预定水平。关于指定控制区和监督区的指导性意见，在有关的安全导则3中给出。一般说来，如果工作程序已经建立起来，以防止或减少摄入的可能性，那么将需要确定一个控制区3。3.7.个人或区域监测需不需要对内照射量进行测量，将取决于现场放射性物质的量和所涉及的放射性核素、放射性物质的物理和化学形态、所用包容措施的类型、所进行的作业以及一般的工作条件。例如，搬运密封源或装在可靠容器中的非密封源的工作人员，可能需

30、要对外照射而不需要对内照射进 7 行监测。相反，处理诸如氚、125I或239Pu的工作人员，可能需要对内照射而不需要对外照射进行监测。3.8.确定是否需要对工作人员的放射性物质摄入进行监测可能是困难的。这种监测通常只适用于那些雇用在指定为专门与控制污染有关的控制区并有理由预计会有明显摄入的区域中工作的工作人员。如果经验表明，由职业照射产生的放射性核素年摄入量带来的待积有效剂量不大可能超过1mSv，那么个人监测可能没有必要，但应对工作场所进行监测。3.9.经验表明有必要考虑对内照射进行常规个人监测的情况的实例包括下列情况：（a）处理大量气态或挥发性物质的情况，诸如大规模生产过程、重水反应堆和发光

31、涂层中的氚及其化合物；（b）钚及其他超铀元素的加工处理；（c）钍矿石的开采、加工和处理，以及钍及其化合物的使用（这可能导致由放射性尘埃和钍射气（220Rn）及其子体造成的内照射）；（d）高品位铀矿石的开采、加工和精炼；（e）天然铀和低浓铀的加工处理，以及反应堆燃料的制造；（f）放射性同位素的大批量生产；（g）在氡水平超过规定的行动水平的矿山或其他工作场所工作；（h）处理大量放射性药物，诸如治疗用的131I；和（i）反应堆维修，它能导致裂变产物和活化产物的照射。3.10.对于某些放射性核素，由于所发射的辐射类型和监测方法的探测灵敏度，个人监测可能是不适宜的，必须依靠工作场所的监测，相反，对于诸如

32、氚等某些其他放射性核素，个人监测可能比工作场所监测更灵敏。8 3.11.对于新的作业，个人监测多半是需要的，应加以考虑。随着工作场所中经验的积累，常规个人监测的需要应不断加以审查。对于辐射防护目的而言，可能会发现工作场所监测就足够了。3.12.附录I给出决定是否有必要进行个人监测的一些指导性意见和实例。常规监测计划的设计 3.13.常规内照射监测是按固定的时间表对选定的工作人员进行的监测。在设计一个满足要求的监测计划时，应当把内照射监测的某些限制因素考虑在内。3.14.首先，监测并不是直接测量个人的待积有效剂量。需要生物动力学模型，以建立排泄物样品中的放射性水平同取样时体内的放射性水平的关系式

33、，建立取样时体内含量同初始摄入量的关系式，并从估算的摄入量计算待积有效剂量。3.15.其次，测量可能会受到体内存在的其他放射性核素（诸如天然存在的40K、来自全球性沉降的137Cs、日常饮食中天然存在的铀或为诊断或治疗目的而服用的放射性药物）的干扰。因此，重要的是确定在此之前摄入的天然放射性核素和人工放射性核素的体内含量。当非职业摄入量上升时，例如在由于氡而具有高于当地的平均照射量的采矿区，这一点尤其重要。所有工作人员在开始从事放射性物质的工作之前，都应接受生物学检验测量，以确定其本底水平。3.16.在服药后的某些时候，放射性药物可能影响生物学检验测量，这取决于所服药剂的性质和工作场所存在的放

34、射性核素。应要求工作人员将服用任何放射性药物的情况向其管理人员报告，以便确定是否可以进行充分内照射监测。3.17.第三，用于估算慢性摄入的个人监测计划的结果，可能取决于监测进 9 行的时间。对于某些具有值得注意的早期廓清排泄成分的放射性核素，在周末前和周末后所作的测量之间，可能有重大差异。如果慢性照射是可能的话，这种情况应逐一加以审查810。此外，对于具有长有效半排期的核素，体内存在的量和排出的量取决于工作人员受照射的年数，并随年数的增加而增加。一般说来，应将前几年摄入量中残留下来的放射性活度看成是这年的本底的一部分。3.18.最后，用于个人监测的分析方法，有时对于探测所关心的放射性水平没有足

35、够的灵敏度（见附录II）。如果个人监测是不可行的，那么应使用一种工作场所和全体人员的监测系统，以尽可能确定可能已经被某个个人所摄入的放射性核素的量。固定的（静态的）空气取样器或个人空气取样器（PASs）可用于确定气载放射性物质的浓度，其结果可以再与关于物质的物理化学形态以及工作人员呼吸率和受照射时间的标准假定或针对场址的具体假定结合起来，估算出吸入量。同样，表面监测可用于指出摄入的可能性，或表明需要进行更详细的区域监测，但是由表面污染水平来估算摄入量的模型特别不可靠。3.19.由氡导致的照射，在地下矿井中、以富含镭的材料建造的建筑物中、地基中铀含量高的办公室、工厂和其它房屋中，以及处理大量地下

36、水的建筑物中，受到特别关注。1993年，国际放射防护委员会发表了关于住宅和工作场所氡（222Rn）防护的建议11。安全丛书No.2612涵盖放射性矿石开采和加工中的辐射防护。测量方法 3.20.放射性核素的摄入量可由直接法或间接法测定。对沉积于体内的放射性核素所发射的或X射线光子（包括轫致辐射）的直接测量通常称为体活度测量、全身监测或全身计数。间接测量是测量样品中的放射性活度，样品可以是生物学样品（如排泄物）或者实物样品（如空气过滤器）。每种类型的测量有它的优缺点，选择何种测量方法，很大程度上取决于要测量的辐射的类型。直接测量只对那些发射足够能量和足够数量的光子从而能从体内逸 10出并被外部探

37、测器测得的放射性核素有用。许多裂变产物和活化产物属于这一类。不能发射高能光子的放射性核素（例如3H、14C、90Sr/90Y，239Pu）通常只能用间接法测量。但是，有些发射体，特别是那些能发射高能的发射体，诸如32P或90Sr/90Y，有时能通过产生的轫致辐射直接测量。这种轫致辐射测量，由于其最小的可探测放射性活度较大（见附录II），通常不用于常规监测。3.21.直接测量，如果可能的话，具有快速和方便地估算出测量时体内或身体的规定部位的总放射性活度的优点，因此，当它足够灵敏时，例如对131I和137Cs，会优先被采用。全身和单个器官的测量对生物动力学模型的依赖程度低于间接监测测量，但是它们存

38、在较大校准不确定性，特别是对那些低能光子发射体。直接测量可能需要将工作人员脱离涉及辐射照射的工作一段时间，在这段时间内对滞留特性进行测量，而且通常需要专门的、很好屏蔽的（因而昂贵的）设施和设备。3.22.直接测量对于定性及定量确定可能已被吸入、食入或注入的混合物中的放射性核素是有用的。另外，直接测量可通过体内放射性分布的测定，而有助于识别摄入的方式13,14。序列性测量，如可能的话，能揭示放射性的重新分布，并给出有关体内总滞留量和放射性核素在体内的生物动力学行为的信息。3.23.间接测量对工作人员的工作任务干扰较少，但需要利用一个放射化学分析实验室，这个实验室还可用于测量环境样品，但高放（如反

39、应堆水化学）和低放（如生物学检验或环境样品）测量应在分开的实验室中进行。排泄物测量可测定放射性物质通过某一特定途径排出体外的速率，并且必须通过生物动力学模型将它同体内含量和摄入量关联起来。由于放射化学分析能探测出低水平的放射性活度，所以排泄物的测量通常能灵敏地探测体内的放射性活度。3.24.空气样品的测量可能难以解释，因为它们测量的是取样器所在地方的空气中而不一定是工作人员呼吸区空气中的放射性核素浓度。但是，置于工 11 作人员衣领或保护帽上的个人空气取样器（PAS）能收集到代表工作人员吸入的空气中放射性浓度的样品，但是样品只包含几个粒子的除外。空气浓度测量，同关于呼吸率和呼吸量的假定以及测得

40、的照射次数合在一起，就能用于估算摄入量。但是，个人空气取样器仅能用于估算摄入量，而不能用于依据个人滞留特性精确地估算剂量。再者，如果对分析结果有怀疑或分析结果丢失，PAS测量不能重复。然而它们能提供诸如14C（微粒形态）、239Pu、232Th和235U等放射性核素的摄入量的估算值，而对于这些放射性核素，评定体内放射性的直接法或其他间接法都不够灵敏。这种监测方法依赖于其对剂量系数和导出空气浓度（DACs）的处理，这些已在第2章中定义，并将在第7章中进一步讨论。与选定放射性核素的各种化学形态相应的剂量系数和导出空气浓度列于表A-I和A-II。3.25.颗粒大小会影响呼吸系统对吸入微粒的沉积，因此

41、关于颗粒大小分布的信息对于正确解释生物学检验结果及其后的剂量评估是需要的。在许多情况下，气载颗粒大小的分布应用级联冲击器或其他方法测定。最低限度，空气样品测量应包括能被吸入的那部分气载颗粒的浓度测量。某些解释PAS结果的模型能对不能被吸入的颗粒加以甄别15。一般说来，能获得的针对具体现场和物质的信息越多，剂量评估就越好。3.26.由于天然放射性物质的存在、计数率中的统计涨落、以及同样品制备和分析有关的一些因素，测量方法具有探测极限。附录II叙述了最小显著性放射性活度（MSA）和最小可探测放射性活度（MDA）的概念，这些概念用于表征任何测量方法的探测限值。监测频度 3.27.正如BSS2第I.3

42、5段（附录I）中所指出的：“个人监测的种类、频度和精确度，应在考虑照射水平的量值及可能的起伏，以及潜在照射的可能性及量值的情况下加以决定”。为了确定个人监测的适当频度和类型，应对工作场所的特性进行调查。使用中的放射性核素，以及如可能的话，它们的化学和物理形态也应知晓。如果这些形态在事故情况下很可能会改变（例如，释 12放到大气中的六氟化铀会产生HF和氟化铀酰），这也应加以考虑。物质的化学和物理形态（例如颗粒大小）决定被摄入的行为及其随后在人体内的生物动力学特性。这些情况反过来又决定了排出途径和排出率，并因此决定要收集的排泄物样品类型及收集的频度。3.28.在制定生物学检验取样时间表时的一种考虑

43、是，要使由于不知道监测期间内摄入时间而使摄入量估算的不确定性减至最小。国际放射防护委员会8,9建议，监测时段一般应这样选择，使得假定摄入发生在监测时段的中点时，将不会导致对摄入量的低估超过三倍。3.29.在制订工作人员监测时间表时的另一个考虑（无论用直接法还是间接法）是，要确保超过预定水平的摄入不会测不到16。如果由于放射性衰变和生物廓清，放射性核素的体内含量或日排出量在摄入和测量之间的时间间隔内下降到低于测量的最小显著性放射性活度（MSA）水平，摄入可能测不到（进一步细节，见附录II）。留在体内的那部分摄入量（对于直接测量而言）或排出体外的那部分摄入量（对于间接测量而言），即m（t），取决于

44、放射性核素的物理半衰期和生物动力学特性，而且是自摄入起的时间的函数。因此，如果Im（t）小于MSA，那么就可能得不到摄入量I及由此产生的待积有效剂量E（50）。一般说来，监测频度应这样确定，使相应于年剂量限值5%以上的摄入不会被漏掉。3.30.因此，监测频度在很大程度上将由测量技术的灵敏度决定。虽然测量技术应尽可能灵敏，但应当把采用最灵敏技术的费用以及最短的可能取样时间间隔与如果采用灵敏度较差的方法或较低测量频度可能使剂量被低估或漏忘所造成的剂量的有关辐射危害加以权衡。3.31.在任何情况下，采用的生物学检验方法和测量频度应能做到其所探测到的摄入量是与剂量限值某一规定份额相当的。在有些情况下，

45、由于分析灵敏度不够、直接测量时的不能接受的长计数时间或收集排泄物时的不能接受的短取样时间间隔（特别是在粪便取样以监测不可溶微粒的吸入的情况下），这个目标就不能实现。在这种情况下，应使用诸如改进的工作场所监测和个 13人空气取样这样的附加方法，以确保对工作人员的充分保护。参考水平 3.32.在作业的管理中，参考水平是有帮助的。它们可以用已测得的量来表示，或者用能与已测得的量相关联的其他量来表示，如这些被超过，应采取某种规定的行动或作出某种规定的决定。各类参考水平在有关的安全导则3中叙述。至于放射性核素的摄入量，参考水平通常是以待积有效剂量E（50）为基础。与各类参考水平（见下面的叙述）相对应的剂

46、量限值的适当份额，应在考虑到其他照射源的情况下加以确定。在职业照射情况下，调查水平和记录水平是与体内污染监测有关的。调查水平调查水平 3.33.调查水平是指“诸如有效剂量、摄入量或单位面积或体积的污染水平量值，达到或超过此值时应该进行调查”2。对于放射性核素的摄入，调查水平同待积有效剂量值有关，超过这个值，就认为监测结果十分重要，以致有理由作进一步调查。管理部门设置的调查水平随计划的目的和所要进行的调查类型而异。3.34.对于常规监测，放射性核素摄入量的调查水平的确定，与监测的类型和频度以及摄入量的预计水平和变动情况有关。调查水平的数值取决于对工作场所情况的了解。可以常规地或临时地为从事某特定

47、作业的个人确定调查水平，也可以为工作场所内的个人拟定一个调查水平而不考虑特定作业。3.35.举例来说，对于有常规监测的常规作业，可以在一年摄入量所产生的待积有效剂量为5mSv（0.005Sv）基础上来设定调查水平IL。因此，对于每年N个监测周期，在任一监测周期中任一放射性核素j的摄入量的调查水平（以Bq为单位）将为：14ILj=jgNe)(005.0 式中e（g）j是相应于吸入或食入的剂量系数。记录水平记录水平 3.36.记录水平定义为“监管机构规定的剂量、暴露量或摄入量的水平，处于该水平或超过该水平时，工作人员所受的剂量、暴露量或摄入量的值要纳入他们的个人照射记录中”2。举例来说，放射性核素

48、摄入量的记录水平RL可以确定为相应于一年摄入量的待积有效剂量1mSv（0.001Sv）。因此，对于每年N个监测周期，在一个监测周期中放射性核素j的摄入量的记录水平为：RLj=jgNe)(001.0 导出水平导出水平 3.37.在个人生物学检验计划中实际测得的量，是体内或排泄物样品中放射性核素的活度，因此，为测量结果本身确立参考水平是很方便的。这些水平称为导出调查水平（DILs）和导出记录水平（DRLs）。这些是测量结果，它们意味着放射性核素摄入量或待积有效剂量处于相应参考水平。导出调查水平和导出记录水平是针对每个放射性核素分别计算的。它们随工作场所中的放射化学形态而异，而且是自摄入时起算的时间

49、的函数。对于上面给出的例子：DILj=)()(005.00tmgNej 式中t0是在生物学检验样品取样时自摄入起所经过的典型时间，根据摄入发生在监测周期的中点的假定，t0一般计算为365/2N天，和：15DRLj=)()(001.00tmgNej 即使导致的剂量低于相关的记录水平，测量结果总是应该保持在工作场所和个人的辐射监测记录中17（亦见第8章）。在工作人员受到外辐射照射或多种放射性核素照射的情况下，管理部门可以决定适当地降低单个放射性核素的导出水平。对物质和个人特有的数据利用 3.38.大多数以其通常遇见形态出现的放射性核素的生物动力学模型，以及参考参数值已由国际放射防护委员会出版（见第

50、6章）。这些模型是在参考人18和观测察到的放射性核素在人体动物中行为的基础上提出的。已对一些特定化学形态的放射性核素提出了模型，它们通常用于制订计划的目的。如上所述，应对工作场所的具体条件进行调查，以确定哪种形态会实际出现。在某些情况下，很可能某个给定工作场所中所用的放射性核素的化学或物理形态，同参考的生物动力学模型不吻合。在这种情况下，可能需要开发物质特有的模型。3.39.如果摄入量很少，例如，相当于剂量限值的百分之几，使用参考模型可能就足以估算导致的剂量。但是，如果摄入量的估算值相当于剂量限值的约四分之一或更大，可能需要提出有关物质和个人特有的生物动力学模型参数，以便更准确地估算待积有效剂