辐射防护 清华大学核研院 方栋 2010.01

目 录 1 辐射防护的概念、目的与任务 2 电离辐射对人类和环境的影响 3 辐射照射的类别 4 电离辐射对人体健康的作用 目 录 1 辐射防护的概念、目的与任务 2 电离辐射对人类和环境的影响 3 辐射照射的类别 4 电离辐射对人体健康的作用 5 辐射剂量与辐射防护中常用量及其单位 6 实践与干预、 辐射源的安全与保安 7 辐射防护的基本原则 8 辐射防护标准及其安全评价 9 外照射防护与内照射防护的基本方法 10 辐射防护监测 11 辐射防护大纲 12辐射应急准备的基本要求

1 辐射防护的概念、 目的与任务 1.1 辐射防护的概念与含义 1 辐射防护的概念、 目的与任务 1.1 辐射防护的概念与含义 辐射防护已成为核科学领域中一个重要分支，是专门研究防止电离辐射对人体危害的综合性边缘学科。它与许多学科存在交叉领域。辐射防护和核安全有许多交叉的地方。其主要内容要求涉及到的学科有：原子核物理学、核化学、辐射剂量学、核辐射探测技术、核电子学、放射生物学、放射卫生学、放射生态学和辐射评价学等。内容极为丰富，至今在理论上或在应用上仍处在发展和深化阶段，有许多新课题尚待研究和介决。

1.2 辐射防护的目的与任务 辐射防护和核安全的目的是防止有害的确定性效应，并限制随机性效应的发生概率，使它们达到被认为可以接受的水平。 辐射防护和核安全的基本任务：既要保护从事放射工作者本人和后代以及广大公众乃至全人类的安全；保护好环境；又要允许进行那些可能会产生辐射的必要实践以造福于人类。

2 电离辐射对人类和环境的影响 日常生活中所遇到的 射线——来源 ｛ 天然辐射 生活中的辐射来源 人工辐射 天然辐射是人类的主要辐射来源

2.1 天然辐射源对人类和环境的影响 天然辐射 一般场所： 天然本底为 2. 4mSv/a, 多为内照射 (222Rn, 60%) 天然本底照射 宇宙射线 天然辐射 宇生放射性核素 见P31 原生放射性核素 一般场所： 天然本底为 2. 4mSv/a, 多为内照射 (222Rn, 60%)

率1/cm2·min。（成年男性体表18000cm2，每 天然本底照射：宇宙射线 初级宇宙射线：质子（87％）、α粒子（10％）、重带电粒子、电子、中子等。平均能量1010eV，最高能量可达1019eV。 次级宇宙射线：初级宇宙射线与大气作用产物。 在纬度高于45度的海平面，宇宙射线平均 注量 率1/cm2·min。（成年男性体表18000cm2，每 天1440分） 随高度变化，海平面为 1，则海拔 2km为海拔 12km为20～30。

宇生放射性核素和原生放射性核素 天然本底照射 宇生放射性核素： 对公众剂量有明显贡献的核素，14C、 3H、22Na、7Be。  原生放射性核素：++++ 以238U、232Th和235U为起始核素的三个 天然放射系，以及独立的长寿命放射性 核素如40K等。------------------

宇宙射线 O2 大气层 N2 14C 7Be 22Na 3H H2O 地面

天然照射的组成 详细资料：每年天然辐射中：1.81mSv---------年当量剂量中各辐射来源的比重（宇宙射线0.28mSv；原生放射性核素1.0mSv；陆地辐射0.26mSv；宇生放射性核素0.01mSv；

我国人群平均每天食入的放射性及体内 放射性物质的含量估计值 放射性核素 每天食入量(Bq/d) 体内含量(Bq/70kg) 3H 14C 40K 210Pb 226Ra 232Th 238U 0.592-2.22 44.4-66.6 59.2-88.8 0.037-0.259 0.0185-0.0666 0.0111 0.0222 9.25-3.7 85×103 (2.96-44.4)×103 27.8 1.11-1.48 0.074 1.85-3.33 从饮水摄入226Ra 约0.01Bq

天然辐射源照射世界平均辐射剂量值 辐 射 源 （UNSCEAR 2000） 年 有 效 剂 量 mSv 平 均 值 典型范围值 外照射 辐 射 源 年 有 效 剂 量 mSv 平 均 值 典型范围值 外照射 宇宙辐射 直接电离辐射和光子 0.28（0.30）a 中子成分 0.10（0.08） 宇生核素 0.01（0.01） 宇宙射线与宇生核素小计 0.39 0.3―1.0b 陆地外照射 室外 0.07（0.07） 室内 0.41（0.39） 陆地外照射小计 0.48 0.3―0.6c 外照射 合 计 0.87 0.6―1.6

天然辐射源照射世界平均辐射剂量值（续） 辐 射 源 总 计 2.4 1―10 年 有 效 剂 量 mSv 平 均 值 典型范围值 内照射 辐 射 源 年 有 效 剂 量 mSv 平 均 值 典型范围值 内照射 吸入内照射 铀、钍系列 0.006（0.01） 氡（222Rn） 1.15（1.2） 钍（220Rn） 0.10（0.07） 吸入内照射小计 1.26 0.2―10d 食入内照射 40K 0.17（0.17） 铀和钍系 0.12（0.06） 食入内照射小计 0.29 0.2―0.8e 内照射 合计 1.55 总 计 2.4 1―10

a括号内是UNSCEAR1993年给出的估计值。 b.从海平面到高海拔的地区的整个范围。 c.与土壤和建材中放射性核素的组成有关。 d.与氡气在室内的积累有关。 e.与食品和饮水中放射性核素的组成有关。 在任何一个大的群体中，约65％的人预期年有效剂量在1-3mSv之间，约25％的人预期年有效剂量小于1mSv，而其余10％的人年有效剂量大于3mSv。个人剂量变化范围很大。

正常本底地区天然辐射源 致人体的年有效剂量 正常本底地区天然辐射源 致人体的年有效剂量 辐射来源 年有效剂量, mSv 宇宙射线 0.38 宇生核素 0.01 陆地g外照射 0.48 陆地放射性核素内照射 (不包括氡) 0.29 氡及其子体 1.25 总 计 2.4 氡气离墙近、离地面近高；中国平均钍含量比美国高40％

部分国家的天然本底水平

Mineas Gerais and Goias 世界天然辐射高本底地区 （UNSCEAR 2000） 国家 地 区 区 域 特 证 近似 人口 空气吸收剂量率a （nGy•h-1） 巴西 Guarapari Mineas Gerais and Goias Pocos de Caldas Araxa 独居石砂，沿海地区   火山侵入岩 73000 350 90～170（街道） 90～90000（海滩） 110～1300 平均340 平均2800 中国 广东阳江 独居石微粒 80000 平均370 埃及 尼罗河三角洲 独居石砂 20400 法国 中央区 西南 花岗岩,石砂 铀矿 7000000 20～400 10～10000 印度 克拉拉和马德拉斯 恒河三角洲 独居石砂，沿海地区200Km长，0.5Km宽 1000000 200～4000 平均1800 260～440

世界天然辐射高本底地区（续） a 包括宇宙辐射和陆地辐射 国家 地 区 区 域 特 证 近似 人口 空气吸收剂量 率a （nGy•h-1） 地 区 区 域 特 证 近似 人口 空气吸收剂量 率a （nGy•h-1） 伊朗 腊姆萨尔 马哈拉 泉水 2000 70～17000 800～4000 意大利 拉齐奥 坎帕尼亚 奥维多城 南托斯卡纳 火山土壤 5100000 5600000 21000 100000 平均180 平均200 平均560 150～200 纽埃岛 太平洋 4500 最大1100 瑞士 Tessin Alps，Jura 片磨岩土壤中226Ra 300000 100～200 a 包括宇宙辐射和陆地辐射

部分高本底地区 地区 年剂量（mGy） 印度Kerrala邦 28 伊朗 Ramsar 市 6 至 360 巴西 Espirito Santo 0.9 至 35 广东阳江 6 福建鬼头山区 平均 3.8 最高 120

我国部分g辐射较高的地区 地 点 面 积 km2 陆 地 γ 辐 射 剂 量 率 nGy·h-1 土壤中天然放射性核素含量 Bq·kg-1 原 野 道 路 室 内 样 品 点数 均值 点数 均值 数 238U 232Th 226Ra 40K 河北 计马店 约200 2（1） 209.2 2 197.7 2 279.3 4（3） 45.4 174.2 44.3 656.6 福建 鬼头山 2 32 409.4 1（2） 432.1 1 363 869 326 1253 广东 阳江 约500 48 138.8 51 138.0 57 255.6 广西花山 -姑婆山 17 205.2 16 278.2 170 211 184 766 四川 降札温泉 60 5 3940 最高点6900 最高点 8600 （浴室） 3000 1.6×104 156 2.0×104 262 注：（1）测量次数，所列数据为二次测量均值；（2）土壤采样点的原野γ剂量率值；（3）包括了计马石2个样品和相邻地区2个样品；（4）地质结构：除降札温泉为铀矿矿脉外，其余均为燕山期花岗岩。

生活在高海拔地区或上述高本底地区的居民会 受到较高的外照射剂量。居住在通风不良的室 内居民也会受到较高的内照射剂量，这主要是 氡的贡献。 天然辐射源所引起的全球居民的年集体有效剂 量的近似值为107人·Sv。 天然本底照射的特点是它涉及到世界的全部居 民，并以比较恒定的剂量率为人类所接受。所 以可将天然辐射源的照射水平作为基准，用以 与各种人工辐射源的照射水平相比较。

人们关注室内氡浓度 根据2000年UNSCEAR估计，在世界“正常”本底地区每年由于吸入氡及其短寿命子体产生的辐射剂量约占人类所受全部天然辐射年有效剂量的一半（1.25mSv）。 由于室内氡浓度较高，人们在室内停留时间比在室外长，因此对室内氡及其子体的水平测量以及它们对健康的影响问题，越来越引起人们的关注。

资 料 全国政协科教文卫体委员会、中国癌症基金会编撰的《癌症的科学与实践》： 最高发的癌症依次为肺癌、乳腺癌和结直肠癌。 资 料 全国政协科教文卫体委员会、中国癌症基金会编撰的《癌症的科学与实践》： 最高发的癌症依次为肺癌、乳腺癌和结直肠癌。 我国癌症死亡率已居死亡首位。 死亡率最高的癌症依次为肺癌、肝癌、胃癌、食管癌及结直肠癌。 北京每年新增2万名癌症患者（全国220万）肺癌居第一，其次是结直肠癌和肝癌。

 2004-2010《中国癌症预防与控制规划纲要》中，肺癌、肝癌、胃癌、食管癌、结直肠癌、宫颈癌、乳腺癌和鼻咽癌被列为重点防治的癌症。这8种癌症死亡约占中国癌症总死亡人数的80％以上。 自上世纪70年代以来，癌症死亡在我国一直呈持续增长趋势。目前癌症死亡已位居我国各类死因的第一位。如不加以控制，20年内癌症死亡人数将上升1倍。  2005年有60万人死于肺癌，肺癌已成为我国致死率首位的恶性肿瘤。目前，北京的所有恶性肿瘤发病统计中，肺癌发病率和死亡率均居首位，同时，据全国肿瘤防治愚治研究办公室提供的数字，目前肺癌发病已普遍提前5至10岁。

室内瞬时氡浓度随时间的变化 采用双率膜法测量了室内瞬时氡浓度随时间的变化。早晨（04：00－07：00）的氡浓度明显高于一天中的其他时间，最高值在06：00前后。在83个小时的持续监测中观测到的最大浓度是最低浓度的5.6倍。氡浓度这种昼夜变化的一种解释是由于早晨低部大气层的逆温现象导致的垂直交换的减少。在18：00－24：00期间氡浓度比较稳定，且接近一天的平均值。室内瞬时氡浓度随大气压力的变化而变化，当大气压力降低时，原来在土壤、建材等材料孔隙中的氡与外界大气压力于压力平衡状态的氡会大量释放到室内，引起室内氡浓度的增加。大气压力下降1％时，大约会使室内氡浓度增加1倍以上。

我国居室中氡浓度 居 室 类 型 和 范 围 测量 点数 氡 浓 度 Bq·m-3 备 注 算术平均值 最大值 一般居室 大陆* 香港** 备 注 算术平均值 最大值 一般居室 大陆* 香港** 全世界** 6708 24 41 30 140 1200 地下室* 836 582 4900 包括地下商场和旅店等 窑洞*** 62 144 698 煤渣（灰）砖 ～150 174 * 潘自强，辐射防护的现状和未来，原子能出版社 1997. **UNSCEAR2000 ***尚兵 王作元 高印平等，中国甘肃东部地区居民窑洞中的氡浓度 辐射防护 15(6) 461，1995.

不同航线机舱内宇宙辐射有效剂量(软件计算结果) （a）某些短航线 航线 （单程） 飞行时间 （min） 航线有效剂量 (Sv) 千小时有效剂量 （mSv/1000h） 北京广州 180 6.8 2.3 北京上海 115 4.1 2.2 北京东京 205 8.9 2.6 广州上海 120 3.8 1.9 上海成都 140 4.8 2.1 上海 昆明 185 6.5 注：假设短航线的巡航高度为11.0km,爬升到巡航高度的时间为20分钟，降落20分钟。飞行时间取自公布的时刻表。表中各航线的剂量是1999年的平均值,剂量估算的误差约为20%。

（b）某些长航线 航线 （单程） 飞行时间 (min) 航线有效剂量 (Sv) 千小时有效剂量 （mSv/1000h） 北京旧金山 460 43 5.6 北京哥本哈根 535 40 6.0 北京布鲁塞尔 665 68 6.2 北京巴黎 650 66 上海温哥华 上海布鲁塞尔 845 82 5.8 广州墨尔本 550 27 3.0 广州阿姆斯特丹 860 76 5.3 斯得哥尔摩东京 605 51 5.0 法兰克福曼谷 630 30 2.9 阿姆斯特丹温哥华 645 70 6.6 布鲁塞尔新加坡 675 2.7 注：假设长航线50%飞行时间的巡航高度为11.0km,另50%飞行时间的巡航高度为12.5 km。爬升到巡航高度的时间为30min，降落时间 30min。飞行时间取自公布的时刻表，因此包括停在地面上的时间。表中国外航线是太阳活动最小情况下的计算结果，而起点在中国的航线是1999年的平均值,计算结果的误差约为20%。

医疗辐射是最大的人工辐射来源；各种人工放射性核素，大约80％用于医学目的。 3.2.2 人工辐射源对人类和环境的影响 人工辐射——医疗辐射 1.放射诊断 2.放射治疗 3.核医学 医疗辐照水平介绍 医疗辐射是最大的人工辐射来源；各种人工放射性核素，大约80％用于医学目的。

全世界医用X射线检查的频率、有效剂量和集体剂量（1991-1996） 检 查 每1000人口检查次数 每次检查的有效剂量，mSv 年集体剂量，人Sv 胸部X射线摄影 87 0.14 71200 胸部X射线透视 37 1.1 234700 腰椎 15 1.8 159000 胸椎 4.1 1.4 33400 骨盆和腹部 11 0.83 53300 上胃肠道 13 3.7 274000

全世界医用X射线检查的频率、有效剂量和集体剂量（1991-1996）（续） 检 查 每1000人口检查 次数 每次检查的有效剂量，mSv 年集体剂量， 人•Sv 下胃肠道 3.4 6.4 127000 尿路造影 3.8 3.7 81300 CT 16 8.6 785000 血管造影 2.1 12 143000 介入程序 0.84 20 98000 总 计 330 2330000

1989在中国的医学检查所致的当量剂量 检查类别 人数 （人/千人) 一次检查的剂量（mSv） 皮肤剂量 骨髓 性腺 有效剂量 胸透 64.3 10.4 0.27 <0.01 0.29 群检 25.5 5.2 0.14 0.15 腹透（女性） 11.3 8.5 0.17 0.13 消化道 6.0 51.6 6.06 0.66 7.53 腰椎片 4.0 32.5 1.82 2.98 2.67 胸片 11.9 1.1 0.04 0.07 骨盆片 1.3 11.0 1.04 3.05 1.63 腹部平片 1.4 22.1 0.10 1.37

核能生产所致居民人均年剂量当量，美国、加拿大为 310-8Sv，英国为 2.510-6Sv 人工辐射——核电站 大气，Kr、Xe、I、3H、14C、16N、 35S、41Ar；水中，3H和裂变产物。 反应堆运行： 后处理： 长寿命核素，3H、14C、85Kr、90Sr等， 以及超铀元素的同位素。 核能生产所致居民人均年剂量当量，美国、加拿大为 310-8Sv，英国为 2.510-6Sv

核电力生产持续到2500年时的 年人均当量剂量预计值 项目 年份 1980 2000 2100 2500 年核发电预计值 [GW(e)] 80 1000 10000 年集体有效剂量 (人·Sv) 500 200000 250000 世界人口 (109) 4 10 年人均当量剂量 (mSv) 0.1 1 20 25 占天然辐射源平均暴露量的百分数 (％) 0.005 0.05 参见教材P34

燃煤的放射性污染问题 化学物质污染 燃煤对环境的影响 放射性物质污染 煤散逸飞灰中放射性核素的平均含量： 40K为265Bq/kg， 238U为200Bq/kg， 210Pb为930Bq/kg，210Po为1700Bq/kg， 232Th为70Bq/kg，228Th为为110Bq/kg， 228Ra为130Bq/kg 燃煤电站导致的居民辐射剂量 是核电站的3倍！

人工辐射——核爆炸 局部沉降 放射性落下灰 带状沉降 全球性沉降 食物链转移问题 外照射：137Cs、95Zr、106Ru、140Ba等； （含200多种放射性物质） 全球性沉降 外照射：137Cs、95Zr、106Ru、140Ba等； 内照射：14C、137Cs、3H、131I、239Pu、240Pu、241Pu等。 食物链转移问题

各国大气层核爆炸次数和核爆炸当量 年 份 国 家 试验次数 爆炸当量，Mt 1945～1962 1949～1962 1952～1958 年 份 国 家 试验次数 爆炸当量，Mt 1945～1962 1949～1962 1952～1958 1960～1974 1964～1980 美 国 苏 联 英 国 法 国 中 国 193 142 21 45 22 138.6 357.5 16.7 11.9 20.7 合 计 423 545.4

大气层核试验产生的放射性核素的 平均年有效剂量 μSv （UNSCEAR2000） 年 度 北 半 球 南 半 球 外照射 食入★ 吸入 总和 1945- 1999 382 531 164 1076 115 178 35 328 2000- 2099 124 141 264 31 126 157 2100- 2199 12 51 63 3.1 50 53 ∞ 1.4 2180 2181 0.3 520 2900 3580 149 2530 2720 ★ 包括在全球扩散的3H和14C的贡献。

人工辐射的组成 飞机旅行：0.005mSv；大气核爆炸0.05mSv；医学诊断0.92mSv；核电站<<0.01mSv；

日常活动中的辐射

生活中的辐射来源 组成 天然辐照2mSv/a；人工辐照中医疗0.4 mSv/a；尘土0.02 mSv/a

人类生活方式对辐射水平的影响 类型 剂量水平(mSv) 看电视每天2小时 <0.01 mSv/a 夜光表 0.02 mSv/a 乘飞机2000km 0.005mSv/h 眼镜（局部） 0.01～0.04mSv/a 家用天然气（局部） 0.06～0.09mSv/a 假牙（局部） 1μSv/a 吸烟每天20支（“钋弹”） 0.5～1 mSv/a 诊断X射线人均年有效剂量 0.3 CT人均单次有效剂量 8.6 使用火力发电厂带来的照射 0.005 核电站附近人均年有效剂量 0.001-0.02 核设施附近人均年有效剂量 0.001-0.2

3 辐射照射的类别 照射是指受照的行为或状态。根据不同的行为或状态，照射的分类方法就有好几种。照射可以是外照射（体外源的照射），也可以是内照射（体内源的照射）。照射可以分为正常照射或潜在照射；也可以分为职业照射、医疗照射或公众照射；在干预情况下，还可以分为应急照射或持续照射。

3.1 职业照射 家有关法规和标准所排除的照射；另一是 根据国家有关法规和标准予以豁免的实践 或辐射源所产生的照射。 3.1 职业照射  工作人员在其工作过程中所受的所有照射。  这里有两种情况要排除在外：一是除了国 家有关法规和标准所排除的照射；另一是 根据国家有关法规和标准予以豁免的实践 或辐射源所产生的照射。  通常情况下应将天然源照射视为一种持续 照射，但是，喷气飞机飞行过程中机组人 员所受的天然源照射，列入工作人员的职 业照射。

3.2 公众照射 公众成员所受的辐射源的照射。 这里指的照射，包括获准的源和实践所产生的照射和在干预情况下受到的照射，但不包括职业照射、医疗照射和当地正常天然本底辐射的照射。所以，也有两类照射是被排除在外的：即除非这种照射是被排除的或引起这种照射的实践或源是被豁免的。对于末被排除的天然源照射或未被豁免的天然源，除了氡所致的照射低于审管部所制定的持续照射行动水平（将在下一条中叙述）的情况以外，对涉及天然源的实践所产生的流出物的排放或放射性废物的处置所引起的公众照射，仍应遵循国家标准的有关规定。

对于含有放射性物质的消费品，除了下列三种情况外，任何人均不得向公众出售能够引起辐射照射的消费品：所引起的照射是被排除的；或者是消费品中的放射性含量是被豁免的；该消费品已经审管部门批准可以销售的。

3.3 医疗照射 患者（包括不一定患病的受检者）因自身医学诊断或治疗所受的照射、知情但自愿帮助和安慰患者的人员（不包括施行诊断或治疗的执业医师和医技人员）所受的照射，以及生物医学研究计划中的志愿者所受的照射。 在进行医疗照射时，必须认真实施医疗照射的辐射防护体系基本原则： 1. 医疗照射的正当性判断 2. 医疗照射的防护与安全最优化 3. 医疗照射的指导水平与剂量约束

3.4 潜在照射 有一定把握预期不会受到但可能会因源的事故或 某种具有偶然性质的事件或事件序列（包括设 备故障和操作错误）所引起的照射。 3.4 潜在照射 有一定把握预期不会受到但可能会因源的事故或 某种具有偶然性质的事件或事件序列（包括设 备故障和操作错误）所引起的照射。 所以，从实质上来说，对潜在照射的控制，就是 对辐射源的安全性的控制。 应对个人所受到的潜在照射危险加以限制，使来 自各项获准实践的所有潜在照射所致的个人危险 与正常照射剂量限值所相应的健康危险处于同一 数量级水平。

除医疗照射外，对一项实践中任一特定源，其剂量约束和潜在照射危险约束应不大于审管部门对这类源规定或认可的值，并不大于可能导致超剂量限值和潜在照射危险限值的值。 对任何可能向环境释放放射性物质的源，剂量约束还应确保对该源历年释放的累积效应加以限制，使得在考虑了所有其他有关实践和源可能造成的释放累积和照射之后，任何公众成员（包括其后代）在任何一年里所受到的有效剂量均不超过相应的剂量限值

应使辐射源始终处于受保护状态，防止被盗和损坏，并防止任何人未经批准进行辐射实践；并保证将源的失控、丢失、被盗或失踪的信息立即通知审管部门；对可移动的源应定期进行盘存，确认它们处于指定位置并有可靠的保安措施。 应对源运用与其潜在照射的大小和可能性相适应的多层防护与安全措施（即纵深防护），以确保当某一层次的防御措施失效时，可由下一层次的防御措施予以弥补或纠正，以达到：防止可能引起照射的事故；减轻可能发生的任何这类事故的后果；在任何这类事故之后，将源恢复到安全状态。

4 电离辐射对人体健康的作用 4.1 辐射的作用过程 4.2 影响辐射生物学作用的因素 4.3 剂量与效应的关系 4.4 辐射的确定性效应 4 电离辐射对人体健康的作用 4.1 辐射的作用过程 4.2 影响辐射生物学作用的因素 一、物理因素 二、生物因素 4.3 剂量与效应的关系 4.4 辐射的确定性效应 一、急性放射病 二、血液和造血器官的辐射效应 三、性腺的辐射效应 四、胚胎和胎儿的辐射效应 五、眼晶体的辐射效应 六、皮肤的辐射效应 4.5 辐射的随机性效应 一、辐射的致癌效应 二、辐射的遗传效应

辐射与人体相互作用会导致某些特有生物效应。效应的性质和程度主要决定于人体组织吸收的辐射能量。从生物体吸收辐射能量到生物效应的发生，乃至机体损伤或死亡，要经历许多性质不同的变化，以及机体组织、器官、系统及其相互关系的变化，过程十分复杂。

4.1 辐射的作用过程 辐射的初始作用 辐射的生物效应的特点 ： 目的：在分子水平上，了解辐射损伤的机理。 4.1 辐射的作用过程 辐射的初始作用 目的：在分子水平上，了解辐射损伤的机理。 基础：电离和激发，改变原子或分子的状态，从 而导致细胞功能或遗传结构的变化。 辐射的生物效应的特点 ： （1）很低的吸收能量就能引起高的生物效应；（2）短暂作用引起长期效应。

（1）低吸收能量引起高生物效应 （2）短暂作用引起长期效应 以6Gy剂量的急性照射为例，它可以致人死亡，但是此时吸收的能量如果全部转换为热能，却只能使组织的温 度升高0.00l4℃。 （2）短暂作用引起长期效应 物理阶段：从10-18秒～10-12秒，此时电离粒子穿过原子，同原子的轨道电子相互作用，通过电离和激发发生能量沉积。

b. 物理化学阶段：从10-12秒～10-9秒，从原子的激发和电离引起分子的激发和电离，分子变得很不稳定，极易发生反应形成自由基。 c. 化学阶段：从10-9秒～1秒，此时自由基扩散并与关键的生物分子相作用，形成分子损伤。 d. 生物阶段：从秒延续到年，分子损伤逐渐发展表现为细胞效应，如染色体畸变、细胞死亡、细胞突变等，最终可能造成机体死亡、远期癌变以及后代的遗传改变等。

辐射的致突作用 突变（Mutation）是细胞的遗传特征以不连续的跳跃形式发生了突然变异，其化学本质是DNA结构的变化。体细胞突变可诱发癌症，性细胞突变可导致遗传效应。 电离辐射是人类首先证实的致突剂。1927年，Müller H．J．用x射线照射果蝇诱发了基因突变。1942年才证实化学物质有致突变作用。

人体淋巴细胞离体照射X射线后的突变频率 照射剂量（Gy） 突变频率（×10-5） 自然突变率的倍数 0.40 0.80 1.20 1.60 0.40 0.80 1.20 1.60 2.00 0.83±0.325 1.09±0.372 1.81±0.558 2.77±0.789 4.21±1.135 6.05±1.516 1.0 1.3 2.2 3.3 5.1 7.3

4.2 影响辐射生物学作用的因素 一、物理因素 （1）辐射品质：不同种类和不同能量的射线有不同的生物效应。 4.2 影响辐射生物学作用的因素 一、物理因素 （1）辐射品质：不同种类和不同能量的射线有不同的生物效应。 传能线密度LET（linear energy transfer）：单位长度上发生的能量转移。 高LET辐射（high LET radiation）：直接产生的或通过次级带电粒子产生的各电离事件之间的距离以细胞核的尺度衡量比较小的辐射。一般指快中子、质子和粒子等。

低LET辐射（low LET radiation）：直接产生的或通过次级带电粒子产生的各电离事件之间的距离以细胞核的尺度衡量比较大的辐射。一般指X、、辐射等。 一般说来，高LET辐射(n，)的生物效应比低LET辐射 (X，)的更为明显或严重。

辐射权重因子（WR） GB18871-2002、IAEA No115、ICRP60 辐射类型和能量范围 WR 所有能量的光子 1 所有能量的电子、子 中子 （能量＜10keV） 5 （能量10－100keV ） 10 （能量100keV－2MeV ） 20 （能量2－20MeV ） （能量＞20MeV 质子 （能量＞2MeV ） 粒子

(2) 辐射剂量：剂量－效应关系中的决定因素。 LD50/30: 50指半，30指30天

(2)剂量率：剂量率越高，辐射效应越显著。剂量率在0.1Gy/h 到1Gy/min之间这种关系明显。 A―X射线，0.01Gyᆞmin-1 B―X射线，1.0Gyᆞmin-1 C―中子，0.01Gyᆞmin-1 D―中子，1.0Gyᆞmin-1 X射线及中子辐照后的存活曲线

（3）照射部位和面积 辐射损伤与受照部位及受照面积密切相关。这是因为与各部位对应的器官对辐射的敏感性不同；另一方面，不同器官受损伤后对整个人体带来的影响也不尽相同。例如，全身受到射线照射时可能发生重度的骨髓型急性放射病；而以同样剂量照射人体的某些局部部位，可能不会出现明显的临床症状。照射剂量相同，受照面积愈大，产生的效应也愈严重。

（4）照射的几何条件 外照射情况下，人体内的剂量分布受 到入射辐射的角分布、空间分布以及辐射能谱的影响，并且还与人体受照时的姿势及其在辐射场内的取向有关。因此，不同的照射条件所造成的生物效应往往会有很大的差别。

除以上所述，内照射情况下的生物效应还取决于：进入体内的放射性核素的种类、数量，它们的理化性质，在体内沉积的部位以及在相关部位滞留的时间。

 物理因素总结 （1）辐射类型 外照射: g＞b＞a (危害程度) 内照射 : a＞b＞g (危害程度) （2）剂量率、受照时间间隔 剂量率 生物效应  时间间隔   生物效应 

 物理因素总结（续） （3）照射部位与面积 不同部位  不同的敏感度 面积 生物效应  （4）几何条件 不同的几何条件  不同的生物效应

二、 生物因素 （1）不同生物种系对辐射的敏感性不同 生物种系 人 猴 大鼠 鸡 龟 大肠杆菌 病毒 LD50（Gy） 4.0 6.0 7.0 7.15 15.0 56.0 2104 LD50－－－－生物死亡50％所需的X、射线的吸收剂量值。

（2）不同年龄对辐射的敏感性不同 简短,见P25 胚胎不同发育阶段，2Gy X射 线照射下死胎或畸形的发生率

中度敏感: 感觉器官、内皮细胞、皮肤上皮、 （2）不同组织或器官对辐射的敏感性不同 高度敏感: 淋巴组织、 胸腺、骨髓、性腺、胚胎 肠胃上皮 中度敏感: 感觉器官、内皮细胞、皮肤上皮、 唾液腺、肾、肝等 轻度敏感: 中枢神经系统、内分泌腺、心脏 不敏感: 肌肉组织、软骨组织、结缔组织 大家比较关心的,参见教材P26

4.3 剂量与效应的关系 电离辐射所致生物效应的分类 （1）依据效应发生的个体 躯体效应（somatic effects） 4.3 剂量与效应的关系 电离辐射所致生物效应的分类 （1）依据效应发生的个体 躯体效应（somatic effects） 定义：发生在受照者本人身上的效应。 遗传效应（hereditary effects） 定义：发生在受照者后代身上的效应。

关于遗传效应 遗传效应是由生殖细胞的变异引起的。 辐射照射引起的遗传效应没有特异性。 迄今没有人类资料肯定辐射所致遗传效应的发生。

电离辐射所致生物效应的分类 （2）依据效应发生的时期 早期效应（early effects） 受到照射后数周之内发生的效应。 晚发效应（Late effects） 受到照射后数月以后发生的效应。 潜伏期（latent period): 从受到照射到临床上特定效应的发生所需的时间。

日本东海村核燃料加工厂核临界事故（99.09.30上午）根据推算，铀的临界量为2.4kg，而这名工作人员却将16kg的铀硝酸 关于早期效应 日本东海村核燃料加工厂核临界事故（99.09.30上午）根据推算，铀的临界量为2.4kg，而这名工作人员却将16kg的铀硝酸 盐溶液一下子都倒入沉淀池中， 于是即引发了链式核裂变反应， 在瞬间三人都看见了 “兰色的 闪光”辐射射监测报警器立即 呜响，临界事故已发生。 O氏（16—23Gy）， 意识丧失、呕吐、 腹泻、淋巴细胞数，事故 82天后死亡。 S氏（6—10Gy） 20分钟后感觉麻木、呕吐、 腹泻，在210天后死亡。 事故发生时的位置图

关于晚期效应的潜伏期 2年 10年 20年 30年 40年 日本原爆受害者肿瘤发生率随时间的变化 白血病之外的肿瘤 白血病 在1945年8月6日和9日两枚原子弹在广岛和长崎爆炸。随后日美专家开展了庞大，旷日持久的10万受照人群的流行病学调查。这是肿瘤发生率随时间的变化图。 可以看出，对辐射最为敏感的白血病，其最短潜伏期为2年，6，7年达到发病高峰。而其他肿瘤的最短潜伏期为10年，之后逐年上升。 2年 10年 20年 30年 40年 日本原爆受害者肿瘤发生率随时间的变化

电离辐射所致生物效应的分类 随机性效应 （3）依据效应-剂量关系分类 确定性效应 (stochastic effects) 发生几率与剂量 （deterministic effects） 发生几率与剂量 成正比 有剂量阈值 效应的严重程度 与剂量成正比 无剂量阈值 严重程度与剂量无关

辐射作用人体的方式 (1)外照射：是指辐射源位于人体外对人体造成的辐射照射，包括均匀全身照射、局部受照。 (2)内照射：存在于人体内的放 射性核素对人体造成的辐射照射称为内照射。 (3)放射性核素的体表沾染：是指放射性核素沾染于人体表面(皮肤或粘膜)。沾染的放射性核素对沾染局部构成外照射源，同时尚可经过体表吸收进入血液构成体内照射。 辐射源沉积的器官，称为源器官(简写为S)，受到从源器官发出辐射照射的器官，称为靶器官(简写为T)。

辐射效应的分类 躯体效应 确定性效应 随机性效应 遗传效应 按效应发生的个体 按效应表现情况 按剂量-效应关系 —大剂量照射的 急性效应—急性放射病 确定性效应 —受照射远期发生的效应 — 白血病 — 癌症 — 白内障 — 不育 随机性效应 特殊的躯体效应—室内受照后 胚胎和胎儿的效应：致死性效应 先天性畸形 生长发育缺陷 远期恶性疾病的诱发 遗传效应 —基因突变—发生在性细胞： 遗传性疾病 先天性畸形 生长发育障碍

辐射效应按剂量—效应关系 可分为随机性效应和确定性效应 随机性效应(Stochastic effect)：是指辐射效应的发生几率(而非其严重程度)与剂量 相关的效应，不存在剂量的阈值。主要指致癌效应和遗传效应。 确定性效应(Deterministic effect)：是指辐射效应的严重程度取决于所受剂量的大小。这种效应有一个明确的剂量阈值，在阈值以下不会见到有害效应，如放射性皮肤损伤、 生育障碍。 辐射对细胞的诱变作用与杀伤作用

随机性效应 A.随机效应特点: (1)发生概率与剂量有关 (2)严重程度与剂量无关 (3) 线性比例、无阈 直线的斜率也称危险度系数，表示发生严重疾病几率的大小。故也可以用危险度来描写随机性效应。

确定性效应 (1)有阈 (2)严重程度与剂量有关 B.确定性效应特点 : 简单,非随机性效应主要包括通常的急性躯体效应，掉毛发、组织溃烂等，见教材P27 B.确定性效应特点 : (1)有阈 (2)严重程度与剂量有关

确定性效应与随机性效应 （简化模型） 随机性效应 确定性效应 几率 严重程度 ？ 阈值 剂量 剂量

辐 射 的 人 体 效 应 致癌效应 随机性效应 遗传效应 血液的辐射效应 性腺的辐射效应 胚胎的辐射效应 确定性效应 眼晶体的辐射效应 皮肤的辐射效应 急性放射病

一些确定性效应阈值-1 组 织 器 官 效 应 单次照射剂量阈值，Gy 皮肤 红斑（X、γ） 暂时性脱发 永久性脱毛 5～8 3～5 7 效 应 单次照射剂量阈值，Gy 皮肤 红斑（X、γ） 暂时性脱发 永久性脱毛 5～8 3～5 7 造血系统 受照者50％死亡 2～3 眼睛 晶体混浊（X射线） 白内障（100％） 白内障（随访35年） 2 7.5 5 睾丸 暂时性不育 永久性不育 0.15 3.5 卵巢 不育 2.5～6

一些确定性效应阈值-2 组织器官 效 应 单次照射阈值 （Sv） 多次照射的累积剂量的阈值（Sv） 睾丸 精子减少 永久性不育 0.15 效 应 单次照射阈值 （Sv） 多次照射的累积剂量的阈值（Sv） 睾丸 精子减少 永久性不育 0.15 3.5 无意义 卵巢 2.5～6.0 6.0 眼晶体 混浊 视力障碍 0.5～2.0 5.0 ＞8.0 骨髓 血细胞暂时减少 致死性再生不良 0.5 1.5

4.4 辐射的确定性效应 一、急性放射病 二、血液和造血器官的辐射效应 三、性腺的辐射效应 四、胚胎和胎儿的辐射效应 五、眼晶体的辐射效应 六、皮肤的辐射效应

参考人: 身高170cm 体重70kg

一、急性放射病 临床特点: 1.损伤范围广,波及机体所有组织和器官, 表现为复杂的临床症状和体症。 2.主要损伤器官的变化,可决定和影响病 情的发展和预后。 3.在一定照射剂量范围内,机体有自行恢 复的潜力。

急性放射病分类 分 类 剂量（Gy） 临床表现 病理变化 髓型放射骨病 3―5 出血，感染 骨髓抑制 5―15 肠上皮分裂停止，脱落 脑型 ＞15 神经系统 障碍 脑炎， 脑水肿 肠型 （肺障碍） 高烧，腹泻， 电解质失调

不同剂量对人体损伤的估计 剂量，Gy 类 型 初 期 症 状 或 损 伤 程 度 ＜0.25 0.25～0.5 0.5～1 类 型 初 期 症 状 或 损 伤 程 度 ＜0.25 0.25～0.5 0.5～1 不明显和不易觉察的病变 可恢复的机能变化，可能有血液学的变化 机能变化，血液变化，但不伴有临床症状 1～2 2～3.5 3.5～5.5 5.5～10 骨性 髓放 型射 急病 轻度 中度 重度 极重度 乏力，不适，食欲减退 头昏，乏力，食欲减退，恶心，呕吐，白细胞短暂上升后期下降 多次呕吐，可有腹泻，白细胞明显下降 多次呕吐，腹泻，休克，白细胞急剧下降 10～50 肠型急性放射病 频繁呕吐，腹泻严重，腹疼，血红蛋白升高 ＞50 脑型急性放射病 频繁呕吐，腹泻，休克，共济失调，肌张力增高，震颤，抽搐，昏睡，定向和判断力减退

原则上说，造血型急性放射病经适当抢救和治疗，都是可以治愈的。 骨髓型急性放射病病程： （1）初期反应期：乏力、恶心、呕吐、白细胞数； （2）假愈期：症状消失、白细胞数、脱发； （3）极期：这是关键病期，造血功能严重障碍、感染、体温、出血、消化道症状； （4）恢复期：造血功能恢复，受照后4周造血功能开始再生。 原则上说，造血型急性放射病经适当抢救和治疗，都是可以治愈的。

前苏联切尔诺贝利核电站事故 现场紧急处理受害者共225名，其中死亡4名。需要治疗的143名人员中送往莫斯科115名，其中死亡27名（大面积β射线皮肤烧伤死亡19名，骨髓型死亡6名，胃肠型死亡2名），即事故共死亡31名。

二、血液和造血器官的辐射效应 细胞类型 正常值 减少阈值(Gy) 白细胞 3500-1000 0.5 白细胞 3500-1000 0.5 红细胞 (400-500)×104 1.0 血小板 20 ×104 1.0 淋巴细胞 3～4 天 红细胞 120 天 血小板 8～9 天 血细胞寿命

结 论 造血器官是机体中对辐射作用敏感性高的器官； 结 论 造血器官是机体中对辐射作用敏感性高的器官； 引起50％受照人员在60天内死亡所需的急性照射剂量约在2.5～5Gy之间，而低于0.5～1.0Gy照射只能引起造血细胞的轻微减少，不至影响受照人员的存活； 高于7～10Gy的急性照射则被认为是可引起100％受照人员死亡的剂量，但是这也取决于是否接受有效的治疗； 如果照射延迟数月，造血系统的耐受剂量可达3—10Gy； 由于骨髓的再生能力，在职业性照射下，可察觉造血功能障碍的剂量阈值可能高于0.45Sv／a，而致死性骨髓再生障碍的阈剂量可能高于1.0Sv／a。

三、 性腺的辐射效应 影响：  有较强的敏感性，生殖细胞比间质细胞敏感；  生育能力一时性或永久性降低，性细胞突变中 断妊娠或后代出现遗传效应，生殖器官癌变， 但发生几率极小；  对生育的影响随性别、年龄而异。 性腺作用：一是后代，二是内分泌

引起男性不育的阈剂量 效 应 剂 量（Gy） 一时性绝育 0.15～3.0（单次的） 2.5（单次的） 4.0（单次的） 效 应 剂 量（Gy） 一时性绝育 0.15～3.0（单次的） 2.5（单次的） 4.0（单次的） 0.1～1.0（分次的） 1～2（分次的） 永久性绝育 9.5（单次的） 6.0（单次的） 5.6（单次的） 4.5～6.0（分次的） 2.0～7.0（分次的）

引起女性不育的阈剂量 效 应 耐 受 剂 量 （Gy） 暂时性不育或生育力减低 1.7（单次的） 4.0（单次的） 0.65（单次的） 效 应 耐 受 剂 量 （Gy） 暂时性不育或生育力减低 1.7（单次的） 4.0（单次的） 0.65（单次的） 1.5（分次的，对40岁的妇女无影响） 12.0（分次的） 3.0（每天的） 17.4（2.5年内分三段照射） 永久性绝育 3.2（单次的） 6.25（单次的） 8-10（单次的） 2.5-5.0（分次的） 6.25-12（分次的，6周内照30次） 6-20（分次的，6周内照30次） 3.6-7.2（分次的，2-4次） 2.0（2年内分三段照射）

四、 胚胎和胎儿的辐射效应 植入前期(0—8天) 主要器官发生时期 (9—60天) 胎儿发育时期(60—270天) 孕体发育： 孕体的发育通常可划分为三个主要时期：植入前期(0—8天)，主要器官发生时期 (9—60天)和胎儿发育时期(60—270天)。自受精卵至孕龄8周前称为胚胎， 8周以后称 为胎儿。 自受精卵至孕龄8周前称为胚胎， 8周以后称 为胎儿。

胚胎不同发育阶段，2Gy X射 线照射下死胎或畸形的发生率

严重智力障碍存在阈值。对群体估计 阈值位于0.1～0.2Gy，个体约0.48Gy。 儿童智力障碍发生率与孕龄关系的分析，孕龄10一17周时最为敏感。孕龄＞18周后也可能发生，但其危险度已降至其前的1／4。 孕龄＜7周和＞26周者，未发现诱发智力低下。 每年接受0.01Sv的女性群体中胚胎的平均危险度约为10-5年。

五、 眼晶体的辐射效应 水晶体: 放射敏感性大于结膜等其他眼组织 水晶体 前面部位的上皮细胞发生分裂障碍 混浊 白内障 (从前向后推移) 水晶体 前面部位的上皮细胞发生分裂障碍 混浊 白内障 (从前向后推移) 潜伏期：6个月-35年，与剂量成反比 一次急性照射 多次照射 混 浊 0.5-2.0 5 白内障 5.0 8 症状与阈值 Gy

ICRP估算的辐射致白内障的阈剂量为：单次照射2~10 Gy； 放疗病人致白内障阈剂量的估算：单次照射2Gy，在3～13周分次照射达5.5Gy； 低能中子>中能中子>高能中子>X射线。

六、 皮肤的辐射效应 特点： 人类认识最早的辐射效应， 临床最为常见。 大剂量受照 急性型 皮肤效应 低剂量率长期照射 慢性型 影响因素： 辐射性质和辐射量，剂量率和间隔时间，受照面积，受照者情况

急性皮肤损伤 受照剂量>5.0Gy，即可引起急性皮肤损伤。 分 度 Ⅰ.脱 毛 Ⅱ.红 斑 Ⅲ.水 泡 Ⅳ.坏 死 吸收剂量 Gy Ⅱ.红 斑 Ⅲ.水 泡 Ⅳ.坏 死 吸收剂量 Gy 3.0 5.0 8.0 10.0 假愈期 2~3周 ~2周 ~1周 2~8日 病 程 1~3周 3~4周 6~12周 ~10年 病理变化 毛根部的细胞损伤 毛细血管及汗腺障碍 表皮损伤，水泡糜烂 皮肤坏死，溃疡形成 临床表现 脱毛、脱屑、轻度热感 皮肤充血、发红、肿胀、脱毛、搔痒感，色素沉着 皮肤呈暗红色、搔痒感，肿胀、水泡、破裂、脱毛、部分毛细血管、汗腺皮脂腺破坏 皮肤呈暗赤色搔痒感，斑状着色，水泡形成，破裂，真皮脱落，形成溃疡，疼痛 预 后 色素沉着，2~3个月后毛发再生 色素沉着落屑 色素沉着、皮肤干燥、脱毛、皮肤萎缩、毛细血管扩张症、在瘢痕的中心形成溃疡，汗腺破坏，毛发不再生 皮肤萎缩、毛细血管扩张、形成脆性瘢痕、疼痛，慢性溃疡，可能癌变

慢性皮肤损伤 皮肤长期受照累积剂量达15Sv以上， 可出现慢性损伤。 慢性放射皮肤损伤的临床表现 分度 主 要 临 床 表 现 Ⅰ 主 要 临 床 表 现 Ⅰ 皮肤干燥、粗糙、失去弹性、轻度脱屑、指纹变浅、紊乱指甲灰暗，纵峭带状色甲、甲脆易劈裂 Ⅱ 角化过度、皲裂、较多疣状突起或皮肤萎缩变薄、指纹紊乱、消失，指甲增厚变形 Ⅲ 长期不愈的溃疡、角质突起物，指端严重角化，肌腱挛缩、关节变形强直、皮肤癌变

4.5 辐射的随机性效应 一、辐射的致癌效应 （1）癌症的概念与起源 癌症(cancer):增生失控并侵入周围组织或向远隔部位转移的恶性肿瘤 致癌因子(carcinogen):能使正常细胞转变为恶性细胞最后发展为癌症的因子 化学因素 物理因素 病毒 机体遗传特性, 激素水平, 环境因素, 生活因素

（2）辐射致癌的潜伏期 最小潜伏期 中央值 最大潜伏期 白血病 2年 8年 40年 其他癌症 10年 16～24年 终生 ICRP Publ. 60(1990)

皮肤损伤与射线及剂量的关系，Gy 射 线 皮 肤 损 伤 的 程 度 脱毛 红斑 水泡 溃疡坏死 软X线 硬X线 γ射线 β射线 3.00 5.00 7.00 4.00～5.00 10.00 6.00～7.00 7.50 15.00 20.00

（3）不同组织和器官对辐射致癌作用的敏感性 癌的部位和类型 癌的自发程度 辐射致癌的 相对敏感性 备 注 1.较高的辐射致癌率 乳腺 甲状腺 肺（支气管） 白血病 消化道   非常高 低 很高 中等 高 非常高特别是女性 中到低 青春期增加敏感性 低死亡率 吸烟的定量影响不确知 尤其骨髓性白血病 特别是在结肠发生 2.较低的辐射致癌率 咽 肝和胆道 胰腺 淋巴瘤 肾和膀胱 中 — 淋巴肉瘤和多发性骨髓瘤可致何杰金氏病

大脑和神经系统 唾液腺 骨 皮肤 低 很低 高 — 低死亡率，需很高剂量 3.辐射致癌率不确知的部位和组织 喉 鼻窦 副甲状腺 卵巢 结缔组织   中 4.未观察到辐射致 癌的部位和组织 前列腺 子宫和子宫颈 睾丸 系膜和间皮 慢性淋巴性白血病 很高

世界卫生组织国际癌症研究中心 特别工作组报告 人类癌症约有90％与环境中的化学致癌物质有关。 （一）肯定致癌物： 苯、石棉、联苯胺、芥子气、砷和某些砷化合物、烟炱、焦油和氡等共十八种； （二）可能致癌物： 黄曲霉毒素类、四氯化碳、环氧乙烷、镉和某些镉的化合物等共十七种； 自《健康文摘报》2002。7。7 （三）可疑致癌物： 氯霉素、苯乙烯、六六六、滴滴涕、三氯乙烯、利血平、苯巴比妥、铅和某些铅化合物等共十七种。

二、辐射的遗传效应 病 种 发生率，％ 显性和x连锁疾病 隐性（除外杂合子优势） 染色体疾病 先天性畸形 多因素的和不规则的遗传性疾病 人类遗传性疾病的自然发生率（UNSCEAR1986） 病 种 发生率，％ 显性和x连锁疾病 隐性（除外杂合子优势） 染色体疾病 先天性畸形 多因素的和不规则的遗传性疾病 1.0 0.1 0.4 4.3 4.7 总 计 10.5

“淋巴细胞染色体畸变是相当敏感的生物学指标；高剂量照射下，畸变率和受照剂量有相关性。” “淋巴细胞染色体畸变仅意味着机体受到照射，并不意味着人体发生了辐射损伤，也不意味着将来发生恶性肿瘤。” “对原子弹爆炸幸存者子代的调查未发现辐射所致的遗传效应。”

射线对人体的作用 有益的： 有害的： 根据目前的认识，大致可分为两类 人类生存条件之一， 天然辐射提高免疫力、刺激作用。 大剂量照射时，可能得各种放射病； 小剂量照射时，有三个大家关心的问题：遗传、致癌、寿命。根据目前所掌握的知识来看，这些影响可忽略，可被接受。 射线对人体作用时，有三种生化指标可能会发生变化 白血球、血小板、染色体。

低剂量电离辐射与癌症的流行病学研究 剂量范围：外照射人均累积剂量0.37～47.8mSv； 人数：2514～176000之间； 国家：美、法、英、日本、中国、澳大利亚、西班牙、比利时、加拿大等； 疾病统计：全死因、全癌症死亡、白血病、多发性骨髓瘤、非霍奇金淋巴瘤、霍奇金病、食管癌、胃癌、结肠癌、肺癌、膀胱癌、肾癌、中枢神经系统肿瘤等。 长期暴露于低剂量电离辐射的核工厂职业人群的全死因、全癌症死亡、所有辐射敏感实体瘤、血液及淋巴系统肿瘤的死亡率均低于一般人群。 其中全死因、全癌症死亡、非霍奇金淋巴瘤、食管癌、肺癌、结肠癌、胃癌死亡率明显降低， 白血病、多发性骨髓瘤、霍奇金病、肾癌、、膀胱癌、中枢神经系统肿瘤的死亡率和一般人群相比没有发现明显差异。 引自《辐射防护》第28卷第3期 “核工厂低剂量电离辐射职业受照人群癌症死亡队列研究的Meta 分析--低剂量电离辐射与癌症的流行病学研究” 漆波等（苏州大学放射医学与公共卫生学院）

2004年各国期望寿命（2006中国卫生统计年鉴） 序号 国 家 男 女 1 阿富汗 42 44 古巴 75 80 115 莫桑比克 46 国 家 男 女 1 阿富汗 42 44 古巴 75 80 115 莫桑比克 46 2 阿尔巴尼亚 69 74 47 朝鲜 65 68 116 缅甸 56 63 3 安道尔 77 83 49 丹麦 119 尼泊尔 61 5 安哥拉 38 赤道几内亚 123 尼日尔 41 9 澳大利亚 78 62 法国 76 124 尼日利亚 45 10 奥地利 82 66 德国 128 巴基斯坦 14 孟加拉国 72 几内亚比绍 48 134 菲律宾 20 不丹 印度 138 韩国 73 23 博茨瓦纳 40 79 印尼 141 俄罗斯 59 29 柬埔寨 51 58 81 伊拉克 153 塞拉利昂 37 31 加拿大 以色列 154 新加坡 33 中非 84 意大利 164 斯威士兰 36 39 35 智利 86 日本 169 泰国 67 中国 70 88 哈萨克斯坦 182 英国 哥伦比亚 93 老挝 60 184 美国 刚果 53 55 105 马里 189 越南 科特迪瓦 113 蒙古 192 津巴布韦 34

5 辐射剂量与辐射防护中 常用量及其单位 5.1 照射量 5.2 比释动能 5.3 吸收剂量 5.4 器官剂量 5 辐射剂量与辐射防护中 常用量及其单位 5.1 照射量 5.2 比释动能 5.3 吸收剂量 5.4 器官剂量 5.5 有关辐射量之间联系与区别 5.6 当量剂量 5.7 有效剂量 5.8 待积当量剂量与待积有效剂量 一、待积当量剂量 二、待积有效剂量 5.9 集体当量剂量与集体有效剂量 一、集体当量剂量 二、集体有效剂量

5.1 照射量 定义： X、γ射线，在空气中，单位体积元内产生的全部电子均被阻留在空气中时，形成的总电荷除以该体积元空气质量。 5.1 照射量 定义： X、γ射线，在空气中，单位体积元内产生的全部电子均被阻留在空气中时，形成的总电荷除以该体积元空气质量。 （3-5-1） dQ－在一个体积元的空气中，产生的一种符号的离子总电荷的绝对值； dm－体积元内空气的质量。 式中： 照射量SI单位：C / kg 库伦 / 千克

（3-5-2） 另一个定义式 特点： X、γ射线； 空气，有些文献提到介质的照射量时，是指在介质中放置少量空气后测得的照射量值。 不包括次级电子韧致辐射被吸收后产生的电离（>3MeV时，才予以考虑） 按照定义来测量照射量时，要求满足电子平衡条件。在电子平衡条件下，鉴于目前的测量技术及对精确度的要求，所能测量的光子能量为几千电子伏到3兆电子伏左右。在此能量范围内，由次级电子产生韧致辐对测量值dQ的贡献可忽略不计。在辐射防护中，能量的上限可扩大到8MeV。

的定义 在气体中每形成一对离子所消耗的平均电离能。称平均逸出功。单位为eV/离子对。 既没有把成为辐射损失的那部分能量计算在内，也没有把辐射损失而形成的光子所产生的电离计算在内，因此，照射量中也将他们排除在外。 对于X和γ射线，在干燥空气中，当前其最精确的值为33.97eV/离子对。ICRP建议值为33.85eV/离子对。 对于能量在几个keV以上的X和γ射线， 对各种气体均可视为常数而与光子能量无关。

照射量X是个历史悠久、变化较大的一个辐射量，也是目前争论较多的一个量。历史上曾使用照射量单位是伦琴（在1962年之前曾称之为“照射剂量”） 伦琴： 厘米·克·秒（CGS）制静电单位系（cgs,esu）,三个基本量是：厘米（cm）,克（g）,秒（s）。介电常数是无量纲的数，在真空中为1esu、电量为真空中相距1厘米的两相等电量间的作用力是1达因时的电量。 1R＝2.5810-4C/kg

照射量X应用条件 X、γ射线； 介质为空气。 有些文献提到介质的照射量时，是指在介质中放置少量空气后测得的照射量值。

照射量率 概念理解： （3-5-3） SI单位：C / Kg .s , R/s 等 只适用于X、γ射线； 只对空气； 次级电子在体积以内和以外的空气中走完它们的路程时，总共产生的电离电荷； 测量时必须满足电子平衡； 不能作为剂量的单位，历史误会。

5.2 比释动能 （1）简介 间接带电粒子 带电粒子 （比释动能） 间接电离粒子的能量沉积过程： 带电粒子 物质 （吸收剂量）

不带电粒子在体积元内产生的所有带电粒子的初始动能总和的平均值除以物质质量的商。 （Kerma，kinetic energy in material） （2）比释动能 不带电粒子在体积元内产生的所有带电粒子的初始动能总和的平均值除以物质质量的商。 定义： （3-5-5） SI单位：戈瑞，Gy 历史上曾使用过的单位：拉德，符号rad 1Gy＝100rad

比释动能K的使用条件 对不带电粒子适用 ； 适用于所有介质 ； 针对“点”的概念 。

（3）比释动能率 某一时间间隔内比释动能的增量除以该时间间隔的商。 定义： （3-5-6） SI单位：戈瑞/秒，Gy/s

5.3 吸收剂量 电离辐射授予某一体积元中物质的平均能量除以该体积元中物质的质量的商 定义： （absorbed dose） 5.3 吸收剂量 （absorbed dose） 吸收剂量D在剂量学的实际应用中是一个非常重要的基本的剂量学量。 电离辐射授予某一体积元中物质的平均能量除以该体积元中物质的质量的商 定义： （3-5-7） SI单位：戈瑞，Gy 1Gy＝1J/kg； 历史上曾使用过的单位：拉德，rad 1Gy ＝100rad

吸收剂量D的使用条件 对所有射线适用 ； 适用于所有介质 ； 针对“点”的概念 。

吸收剂量率 某一时间间隔内吸收剂量的 增量除以该时间间隔的商。 定义： （3-5-8） SI单位：戈瑞/秒，Gy/s

5.4 器官剂量 为了辐射防护目的，而且我们平时所研究的器官或组织并不是一个无限小体积的介质，都具有一定的体积和质量，因此，定义一个器官或组织的平均吸收剂量。也就是说，在辐射防护中感兴趣的是某一器官或组织的吸收剂量的平均值，而不是某一点上的剂量。

DT是很有用的量，的定义为 DT＝ εT /mT 式中： εT是授予某一器官或组织的总能量； mT是该器官或组织的质量。 （3-5-9） 例如 DT 的范围可以不到10g（卵巢）到大于70kg（全身）。 DT的单位与D 相同。 （3-5-9）

（5） 吸收剂量、比释动能和照射量的区别 辐 射 量 吸收剂量D 比释动能K 照射量X 适用范围 适用于任何带电粒子及不带电粒子和任何物质 剂量学 含义 表征辐射在所关心的体积V内沉积的能量，这些能量可来自V内或V外 表征不带电粒子在所关心的体积V内交给带电粒子的能量，不必注意这些能量在何处，以何种方式损失的 表征X或γ射线在所关心的空气体积V内交给次级电子用于电离、激发的那部分能量

且电子平衡时

器官或组织T中的平均吸收剂量DT,R 与辐射权重因子WR的乘积 5.6 当量剂量HT,R (equivalent dose)  这是一个与个体相关的辐射量 器官或组织T中的平均吸收剂量DT,R 与辐射权重因子WR的乘积 （3-5-16） 式中： WR－辐射权重因子； DT,R－器官、组织的平均剂量

SI单位：希沃特，Sv 1Sv＝1J/kg 历史上曾使用过的单位：雷姆，rem 1Sv ＝100 rem 如果辐射场由具有不同WR值的不同类型和（或）不同能量的辐射所构成时，则当量剂量HT为 （3-5-17） SI单位：希沃特，Sv 1Sv＝1J/kg 历史上曾使用过的单位：雷姆，rem 1Sv ＝100 rem

辐射权重因子WR 数值上：依据辐射在低剂量率时诱发随机效 应的相对生物效应值选取的。 性质：表征射线种类，能量与生物效应关系 数值上：依据辐射在低剂量率时诱发随机效 应的相对生物效应值选取的。 性质：表征射线种类，能量与生物效应关系 为辐射防护目的，对吸收剂量乘以的因数， 用以考虑不同类型的辐射对健康的相对危害效应。

辐射权重因子（WR） GB18871-2002、IAEA No115、ICRP60 辐射类型 能量范围 WR 光子 电子和介子 中子 质子（反冲质子除外） α粒子，裂变碎片，重核 所有能量 ＜10keV 10-100keV ＞100keV-2MeV ＞2-20MeV ＞20MeV 能量＞2MeV 1 5 10 20

当所考虑的效应是随机效应时，在全身受到不均匀照射的情况下，人体所有组织或器官的加权后的当量剂量之和。 5.7 有效剂量E (effective dose) 这也是一个与个体相关的辐射量 当所考虑的效应是随机效应时，在全身受到不均匀照射的情况下，人体所有组织或器官的加权后的当量剂量之和。 （3-5-18） WT－组织T的权重因子； HT －器官或组织的当量剂量 式中：

有效剂量表示了在非均匀照射下随机性效应发生率与均匀照射下发生率相同时所对应的全身均匀照射的当量剂量。 有效剂量也表示了为身体各器官或组织的双叠加权的吸收剂量之和： （3-5-19） SI单位：希沃特，Sv 1Sv＝1J/kg 历史上曾使用过的单位：雷姆，rem 1Sv ＝100rem 意义：评价随机效应的危险度，使辐射防护走向定量化。

组织权重因子WT是器官或组织受照射所产生的危险度与全身均匀受照射所产生的总危险度的比值，也就是说，它反映了在全身均匀受照下各该器官或组织对总危害的相对贡献。换句话说，不同器官或组织对发生辐射随机性效应的不同敏感性。 T器官或组织接受1Sv照射时危险度 WT＝ 全身接受1Sv均匀照射时总危险度

组织权重因子 （tissue weighting factor, WT) 定义： WT代表组织T接受的照射所导致的随机效应的危险系数与全身受到均匀照射时的总危险系数的比值。 表征组织或器官的辐射敏感性 反应了在全身均匀受照下各该组织或器官对总危害的相对贡献。 为辐射防护的目的，器官和组织的当量剂量所乘的因数，乘以该因数是为了考虑不同器官和组织对发生辐射随机性效应的不同敏感性。

组织权重因子 GB18871-2002、IAEA No115、ICRP60 组织或器官 组织权重因子WT 睾 丸 红 骨 髓 结 肠 肺 胃 膀 胱 乳 腺 旰 食 道 甲 状 腺 皮 肤 骨 表 面 其余组织或器官 0.20 0.12 0.05 0.01

ICRP2007年公布的新建议书征求意见稿中，对组织权重因子又有所更改，为便于参考，在下表中列出。 推荐的组织权重因子 组 织 WT ΣWT 骨髓、结肠、肺、胃、乳腺、其余组织 0.12 0.72 性腺 0.08 膀胱、食道、肝、甲状腺 0.04 0.16 骨表面、脑、唾腺、皮肤 0.01

当量剂量与有效剂量是供辐射防护用的，包括粗略地评价危险之用，它们只能在远低于确定性效应阈值的吸收剂量下提供估计随机性效应概率的依据。 使辐射防护走向定量化。

概念理解 当量剂量 针对某个器官或组织，是平均值； 有效剂量 针对全身而言，取平均值。 当量剂量 针对某个器官或组织，是平均值； 有效剂量 针对全身而言，取平均值。 辐射权重因子 描述了辐射类型、能量的不同对生物效应的影响； 组织权重因子 则描述了不同器官、组织对全身总危害的贡献。

5.8 待积当量剂量与待积有效剂量 一、 待积当量剂量（committed equivalent dose） 5.8 待积当量剂量与待积有效剂量 一、 待积当量剂量（committed equivalent dose） 人体单次摄入放射性物质后，某一器官或组织在50年内将要受到的累积的剂量当量。 （3-5-20） 式中：t0是摄入放射性物质的起始时刻； 是在t时刻器官或组织受到的当量剂量率； τ是摄入放射性物质之后经过的时间。当没 有给出积分的时间期限时，成年人－50年； 儿童－70年

二、 待积有效剂量（committed effective dose） 受到辐射危害的各器官或组织的待积当量剂量HT（τ）经WT加权处理后的总和称为待积有效剂量E（τ），即 （3-5-21） 式中：HT（τ）是积分到时间器官或组织T的待积 当量剂量； WT 是器官或组织T的组织权重因子。 待积有效剂量可用来预计个人因摄入放射性 核素后将发生随机性效应的平均几率。 HT（τ）与E（τ）的单位、名称与符号都 和H、E相同。

(collective equivalent dose) 5.9 集体当量剂量与集体有效剂量 一次大的放射性实践或放射性事故，会涉 及许多人。因此，采用集体剂量来定量地表示 这一次放射性实践或事故对该群总的危害。 一、集体当量剂量ST (collective equivalent dose) 表示一组人某指定的器官或组织的当量剂量的总和。 （3-5-22） 式中： 是所考虑的群体中，第i组的人群中每个人 的T器官或组织平均所受到的当量剂量； Ni是第i人群组的人数。 单位：人希

二、 集体有效剂量 SE (collective effective dose) 受照群体每个成员的有效剂量的总和。 （3-5-23） 式中： 是第I组人群接受的平均有效剂量。 单位：人希 注意：时间、人群

【计算例题】 例如有甲、乙2人,甲的骨表面接受0.3Sv的当量剂量照射；而乙的骨表面接受0.2Sv的当量剂量照射，同时肝脏又受到0.1Sv的照射，问哪个人危险更大些？ 答： 根据表6.3给出的WT值按公式6.14计算如下： E甲=0.01×0.3=0.003 Sv (骨表面WT=0.01) 甲相当于全身均匀照射0.003Sv 的危险性。 E乙=0.01×0.2+0.05×0.1=0.007 Sv (肝脏WT=0.05) 乙相当于全身均匀照射0.007Sv的危险性。显然乙受到辐射的危害大于甲。

3.6 实践与干预、 辐射源的安全与保安 实践 在这里是作为放射防护领域专业术语使用，它是特指任何引入新的照射源或照射途径、或扩大受照人员范围、或改变现有照射源的照射途径网络，从而使人们受到的照射或受到照射的可能性或受到照射的人数增加的人类活动。 干预是指任何旨在减少或避免不属于受控实践的或因事故而失控的照射源所致的照射或照射可能性的行动。 可见这是不同对象的问题，是两大类活动，因此，区分实践和干预是必要的，所以需要对实践与干预提出不同要求，采取不同办法，以达到各自目标。 干预

6.1 辐射的实践 一、实践的范围 这里的实践范围非常广泛。从源的生产，一直到辐射或放射性物质在医学、工业、农业、教学与科研中的应用，包括与涉及或可能涉及辐射或放射性物质的应用中有关的各种活动；核能的产生，包括核材料循环中涉及或可能涉及辐射或放射性物质照射的各种活动；审管部门规定需加以控制的涉及天然源照射的实践等。

二、对实践的主要要求 （1）凡没有被排除及豁免的实践全部受审管部门管理。按有关管理要求按受管理。 （2）对实践的辐射防护要求，应全面而完整地、严格地执行辐射防护基本原则（体系）。（这将在本章第七节详述）。 （3）全面的科学管理。要将放射防护技术要求与全面的科学管理提到并重地位，而且放射防护技术要求必须通过有效的科学管理才能实现。管理是全面的，从审管部门、各单位 负责人一直到每个工作人员，制定各自的职责，各负其责。不仅要积极倡导培植企业文化，而且要以人为本，发挥人的因素，一直到各顶规章制度的建立和健全。

6.2 辐射的干预 在ICRP60建议书中首次提出了一个新的概念，即干预的辐射防护体系。也就是说辐射源与照射途经业已存在，而可以采取行动的只有干预的那些情况。 建立和充实干预的防护体系，在实践中建立的辐射防护基本原则在这里仍要充分贯彻；同时，对持续照射情况采用干预行动与补救行动；并加强应急的准备与响应。

一、干预的适用范围 需要实施干预行动一般有二种情况：应急照射情况下的干预与持续照射情况下的干预。 应急 需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免事故发生或减轻事故后果的状态，有时也称为紧急状态；同时，也泛指立即采取超出正常工作程序的行动 应急照射 在采取应急行动中人员受到的照射。 持续照射 没有任何不间断人类活动予以维持而长期持续存在的非正常公众照射，这种照射的剂量率基本上是恒定的或者下降缓慢。

（1）要求采取防护行动的应急照射情况有：已执行应急计划或应急程序的事故情况与紧急情况，即需要立即采取某些超出正常工作程序的行动以避免事故发生或减轻事故后果的状态，有时也称为紧急状态；同时，也泛指立即采取超出正常工作程序的行动。审管部门或干预组织确认有正当理由进行干预的其他任何应急照射情况。

（2）要求采取补救行动的持续照射情况：持续照射是指没有任何不间断人类活动予以维持而长期持续存在的非正常公众照射，这种照射的剂量率基本上是恒定的或者下降缓慢的照射：天然源照射，如建筑物和工作场所内氡的照射，这种照射的剂量率基本上是恒定的或者下降缓慢的照射；以往事件所造成的放射性残存物的照射，以及未受通知与批准制度控制的以往的实践和源的利用所造成的放射性残存物的照射；审管部门或干预组织确认有正当理由进行干预的其他任何持续照射情况。

二、干预的基本原则 （1）干预的正当性 只有根据对健康保护和社会、经济等因素的综合考虑，预计干预的利大于弊时，干预才是正当的。在干预情况下，为减少或避免照射，只要采取防护行动或补救行动是正当的，则应采取这类行动。所谓防护行动是指为避免或减少公众成员在持续照射或应急照射情况下的受照剂量而进行的一种干预。而补救行动是指在涉及持续照射的干预情况下，当超过规定的行动水平时所采取的行动，以减少可能受到的照射剂量。

在应急照射情况下，如果任何个人所受的预期剂量（指若不采取防护行动或补救行动，预期会受到的剂量，而不是可防止的剂量）（这里的可防止的剂量是指采取防护行动所减少的剂量，即不采取防护行动的情况下预期会受到的剂量与在采取防护行动的情况下预期会受到的剂量之差。）或剂量率接近或预计会接近可能导致严重损伤的阈值，则采取防护行动总是正当的。

在持续照射情况下，如果剂量水平接近或预计会接近国家标准规定的值时，则无论在什么情况下采取防护行动或补救行动总是正当的。只有当放射性污染和剂量水平很低，不值得花费代价去采取补救行动，或是放射性污染非常严重和广泛，采取补救行动花费的代价太大，在此二种情况时，采取补救行动不具有正当性。

（2）干预的最优化 为减少或避免照射而要采取防护行动或补救行动的形式、规模和持续时间均应是最优化的，即在通常的社会和经济情况下，从总休上考虑，能获得最大的净利益，也就是说，最优化过程是指决定干预行动的方法、规模及时间长短以谋取最大的利益。

（3）干预的剂量约束 前述干预有二种情况，因此干预的剂量约束也分别作了规定。在应急照射情况时： ①急性照射的剂量行动水平，器官或组织受到急性照射，在任何情况下预期都应进行干预的剂量行动水平， ②应急照射情况下的通用优化干预水平和行动水平，通用优化干预水平用可防止的剂量表示，即当可防止的剂量大于相应的干预水平时，则表明需要采取这种防护行动

代价：社会的总代价（经济、健康、环境、心理等） 7 辐射防护基本原则 （辐射防护体系） 7.1 辐射实践的正当化 当引入一种新的实践时，必须进行全面的正当性评价。 对于一项实践，只有在考虑了社会、经济和其他有关因素之后，其对受照个人或社会所带来的利益足以弥补其可能引起的辐射危害时，该项实践才是正当的 实践的利益>付出的代价 利益：社会的总利益 代价：社会的总代价（经济、健康、环境、心理等） 利益和代价分布不均； 所有可能的方案中选最佳方案； 可行性分析是一条重要的基本原则。

在下列实践中，通过添加放射性物质或通过活化从而使有关日用商品或产品中的放射性活度增加都是不正当的： a）涉及食品、饮料、化妆品或其他任何供人食入、吸入、经皮肤摄入或皮肤敷贴的商品或产品的实践； b）涉及辐射或放射性物质在日用商品或产品（例如玩具等）中无意义的应用的实践。

7.2 剂量限制和潜在照射危险限制 剂量约束和潜在照射危险约束 7.2 剂量限制和潜在照射危险限制 剂量约束和潜在照射危险约束 （简称剂量限制） （1）应对个人受到的正常照射加以限制，以保证由来自各项获准实践的综合照射所致的个人总有效剂量和有关器官或组织的总当量剂量不超过标准中规定的相应剂量限值。 （2）应对个人所受到的潜在照射危险加以限制，使来自各项获准实践的所有潜在照射所致的个人危险与正常照射剂量限值所相应的健康危险处于同一数量级水平。

（3）对于一项实践中的任一特定的源，其剂量约束和潜在照射危险约束应不大于审管部门对这类源规定或认可的值，并不大可能导致超过剂量限值和潜在照射危险限值的值。 （4）对任何可能向环境释放放射性物质的源，剂量约束还应确保对该源历年释放的累积效应加以限制，使得在考虑了所有其他有关实践和源可能造成的释放累积和照射之后，任何公众成员（包括其后代）在任何一年里所受到的有效剂量均不超过相应的剂量限值。 以上实践都不包括医疗照射。

7.3 防护与安全的最优化 对于来自一项实践中的任一特定源的照射，应使防护与安全最优化，使得在考虑了经济和社会因素之后，个人受照剂量的大小、受照射的人数以及受照射的可能性均保持在可合理达到的尽量低水底；这种最优化应以该源所致个人剂量和潜在照射危险分别低于剂量约束和潜在照射危险约束为前提条件。

防护与安全最优化的过程，可以从直观的定性分析一直到使用辅助决策技术的定量分析，但均应以某种适当的方法将一切有关因素加以考虑，以实现下列目标： a）相对于主导情况确定出最优化的防护与安全措施，确定这些措施时应考虑可供利用的防护与安全选择以及照射的性质、大小,和可能性； b）根据最优化的结果制定相应的准则，据以采取预防事故和减轻后果的措施，从而限制照射的大小及受照的可能性。

ALARA原则：As Low As Reasonably Achievable 辐射防护的最优化 ALARA原则：As Low As Reasonably Achievable 并不是越低越好，而是综合考虑了多种因素后，照射水平低到可以合理达到的程度。 代价－利益分析方法 B＝V－（P＋X＋Y） 式中： B－纯利益，V－毛利益，P－生产代价，X－防护代价，Y－危害代价

目标：纯利益B达到最大。 考虑的变量是集体当量剂量S 一般V、P不随S变化； X与S呈函数关系； Y与S按线性无阈假设，呈正比。 分析：

S0即为与最优化条件对应的集体当量剂量。

利益和代价在群体分布的不一致性，满足了正当化和最优化，还必须对个人当量剂量进行限制。 概念理解： 不是“安全”与“危险”的分界线； 剂量限值应当只适用于实践的控制； 超出剂量限值将使指定的实践带来附加的危险，而这种危险可以合理地描述为正常情况下“不可接受”的； 实际的剂量－响应关系不存在一个阈值； 不能作为防护体系严格程度的唯一度量。

辐射防护体系是辐射防护工作的基本原则，也是基本要求，它是一个完整的体系，需要全面贯彻执行，决不能片面强调其中一个方面。因为： 结 论 辐射防护体系是辐射防护工作的基本原则，也是基本要求，它是一个完整的体系，需要全面贯彻执行，决不能片面强调其中一个方面。因为： 1.这个体系是综合考虑了社会、经济和其它 有关因素。经过充分论证，权衡利弊。 2.这个体系科学合理地对辐射防护与辐射源 都提出了相应要求。 3.由于利益和代价在群体中的分布往往不相 一致，付出代价的一方并不一定就是直接 获得利益的一方，所以，必须综合考虑各 方付出的代价与得到的利益。

【例题】 判断如下几种说法是否全面和正确，并加以解释： （1）“辐射对人体有危害，所以不应该进行任何与辐射有关的工作”； （2）“在从事放射工作时，应该使剂量愈低愈好”； （3）“我们要采取适当措施，把剂量水平降低到使工作人员所受剂量低于限值，就能保证绝对安全”。

（1）“辐射对人体有危害，所以不应该进行任何与辐 射有关的工作”。这句话不正确。 首先，任何行业都有风险，不存在没有风险 的行业，仅仅是风险大小而已。 其次，根据辐射防护体系的辐射防护正当化 原则，对于任何一项辐射实践，只有在综合考虑 了社会、经济和其它有关因素之后，经过充分论 证，权衡利弊，只有当该项辐射对受照个人或社 会所带来的利益足以弥补其可能引起的辐射危害 时，该辐射实践才是正当的。 对于正当的辐射实践，就应进行与完成。

（2）“在从事放射工作时，应该使剂量愈低愈 好”。这句话不全面。 根报辐射防护体系的辐射防护与安全 的最优化原则：在辐射实践中所使用的辐 射源（包括辐射装置）所致个人剂量和潜 在照射危险分别低于剂量约束和潜在照射 危险约束的前提下，在充分考虑了经济和 社会因素之后，个人受照剂量的大小、受 照射的人数以及受照射的可能性均保持在 可合理达到的尽量低的水平，这也是有时 称之为ALARA原则（As Low As Reasonably Achievale）。

（3）“我们要采取适当措施，把剂量水平降 低到使工作人员所受剂量低于限值，就 能保证绝对安全”。这句话也不全面。 根据随机性效应，它的严重疾病发 生几率与剂量的关系是通过坐标原点的 一条直线，即线性无阈，任何微小的剂 量都有发生某种严重疾病的几率，所 以，不存在绝对安全的情况。

8 辐射防护标准及其安全评价 国际防护组织最早出现在1913年。后来在1928年的第二次国际放射学大会上决定成立国际放射防护委员会，当时的名称叫：“国际X射线和镭防护委员会”。1950年，它进行了改组，并改名为目前名称：“国际放射防护委员会（International Commission on Radiological Protection—简称 ICRP）”。

8.1 国际辐射防护基本安全标准 《国际放射防护委员会一九九零年建议书》 （国际放射防护委员会第60号出版物） 8.1 国际辐射防护基本安全标准 《国际放射防护委员会一九九零年建议书》 （国际放射防护委员会第60号出版物） 发布：1990年，代替ICRP 26 （1977）建议书 《电离辐射防护和辐射源安全的基本安全标准》 （IBSS，No：115） 发布：IAEA，WHO，ILO等；1996年 阐明ICRP提出的概念 将ICRP的建议制定为在实践中标准

8.2 辐射防护标准和各种限值 （一）基本限值 （1）有效剂量限值 和当量剂量限值 （3）次级限值 （4）内外混合照射 （二）导出限值 8.2 辐射防护标准和各种限值 （一）基本限值 （1）有效剂量限值 和当量剂量限值 （2）附加限制 （3）次级限值 （4）内外混合照射 （二）导出限值 （三）管理限值 （四）参考水平 （五）剂量限值的安全评价

（一）基本限值 （1）有效剂量限值和当量剂量限值 GB18871-2002、IAEA No115、ICRP60 剂量限值 应用 职业人员 公众 有效剂量 20 mSv·a-1 连续5年内平均 1 mSv·a-1 50 mSv·a-1 在任一年 年当量剂量 眼睛 150mSv 15mSv 皮肤 500mSv 50mSv 四肢

说明： 限值不包括天然本底和医疗照射； 不是“安全”与“危险”的分界线； 限值用于规定期间有关的外照射剂量与该期间摄入量 的50年（儿童，70年）的待积剂量之和； 隐含着对最优化的剂量约束值一年中不应超过20mSv； 特殊情况下，公众每5年平均剂量不超过1mSva-1，在单独一年的有效剂量可允许大一些； 年剂量当量的设置是为了防止局部照射中的确定性效应； 皮肤剂量限值指在任一1cm2，不论受照的皮肤面积； 剂量限值只是防护体系的一部分，刚好达到可忍受程 度的边缘上的一个点。

ICRP26与ICRP60的危险度比较 ICRP26辐射工作人员和公众随机性效应的危险度系数（供防护目的用） 全 身 均 匀 照 射 危 险 度（10-2Sv-1） 辐射工作人员： 致死性癌 加上遗传效应（最初二代） 1.25 1.65 公众 包括全部后代的遗传效应 2.05 ICRP60随机性效应的标称概率系数 危 害 （10-2 Sv-1） 受照人群 致死癌 非致死性癌 严重遗传效应 总计 成年工人 全人口 4.0 5.0 0.8 1.0 1.3 5.6 7.3

从这二张表可以看出，致死性癌的危险度增加了三倍多，因此，如果在剂量与效应的关系图中，让随机性效应图的纵座标发生严重疾病的几率保持不变，则应将剂量限值降低三倍。正由于这个原因，在 ICRP 60 建议书中将剂量限值从50mSv降到20mSv。

危险度的定义： γ＝P/D 所以 P＝γD

（2）附加限制 ①年龄小于16周岁的人员不得接受职业照射；对于年龄为16～18岁接受涉及辐射照射就业培训的徒工或在学习过程中需要使用放射源的学生，应控制其职业照射使之不超过这些限值： 年有效剂量 6mSv 眼晶体的年当量剂量 50mSv 四肢（手和足）或皮肤的年当量剂量 150mSv

②孕妇工作的条件 女性工作人员发觉自己怀孕后要及时通知用人单位，以便必要时改善其工作条件。孕妇和授乳妇女应避免受到内照射。 用人单位不得把怀孕作为拒绝女性工作人员继续工作的理由。用人单位有责任改善怀孕女性工作人员的工作条件，以保证为胚胎和胎儿提供与公众成员相同的防护水平。 未孕妇女的职业照射控制与男人相同。

（3）次级限值 次级限值分为用于外照射和用于内照射共两种。 ①用于外照射的次级限值 用于外照射的次级限值有浅表剂量当量限值和深部剂量当量限值：浅表剂量当量限值为每年500mSv，用以防止皮肤的确定性效应的发生。深部剂量当量限值为每年20mSv，用以限制随机性效应的发生率达到可以接受的水平。

式中：h50，T是摄入活度的1Bq放射性核素后在靶器官T中产生的待积当量剂量；I是摄入量Bq。 ②用于内照射的次级限值 用于内照射的次级限值是年摄入量限值（ALI）。摄入与ALI 相应活度的放射性核素后，工作人员受到的待积剂量将等于 为职业性所规定的年待积剂量的相应限值。它是满足下面两 式的年摄入量中的最小值 mSv mSv 式中：h50，T是摄入活度的1Bq放射性核素后在靶器官T中产生的待积当量剂量；I是摄入量Bq。 国家对各种放射性核素年摄入量限值都已作了规定。因此，发生内照射时，人员只要监测体内的该核素的放射性活度就可算得该人员所受的剂量。为便于应用，实际上给出了一组表，分别对职业照射和公众照射给出了食入和吸入单位摄入量所致的待积有效剂量。

（4） 混合照射 式中， E 是年有效剂量； EL 有效剂量限值，20mSv·a-1； Ii 是放射性核素的年摄入量；  在剂量限值表（204页）中已说明了这个限值用于规定期间有关的外照射剂量与该期间摄入量的50年（对儿童算到70岁）的待积剂量之和。因此，在内外混合照射的情况下，剂量限制需同时满足下列两个条件 式中， E 是年有效剂量； EL 有效剂量限值，20mSv·a-1； Ii 是放射性核素的年摄入量； （ALI）是放射性核素的年摄入量限值； HS 是年浅表个人剂量当量，它是身体上指定点下面深度0.07mm处的软组织的剂量当量，它适用于弱贯穿辐射； HS，L 是对皮肤的年当量剂量限值，500mSv。

（二）导出限值 在辐射防护监测中，有许多测量结果很难能用当量剂量来直接表示。但是，可以根据基本限值，通过一定模式推导出一个供辐射防护监测结果比较用的限值，这种限值称为导出限值。在实际工作中，可以针对辐射监测中测量的任一个量（如工作场所的当量剂量率、空气放射性浓度、表面污染和环境污染等）推导相应的导出限值。

导出空气浓度DAC  导出空气浓度DAC就是根据下面模式推导出来的：假定参考人工作时每分钟空气吸入量为0.02m3·min-1，辐射工作人员一年工作50周，每周工作40h，因此一年总计工作2000h，在此时间内工作人员吸入的空气量为2.4×103m3，于是，导出空气浓度DAC就等于放射性核素的年摄入量限值（ALI）吸入除以参考人一年工作时间内吸入的空气量，即 式中，DAC的单位就是Bq·m-3。  如果空气中放射性核素的浓度不大于值，则职业人员在这种气氛中工作时其受照可以满足对剂量当量限值的规定。是在实践中便于应用的评价空气中放射性气溶胶浓度的导出限值。

（三）管理限值 审管机构用指令性限值作为管理的约束值的一种形式，要求运行管理部门根据最优化进一步降低。指令性限值不一定只用于剂量，也可用于其它可由运行管理部门直接控制的特性，管理限值只用于特定场合，例如，放射性流出物排放的管理限值。在设置指令性限值时就应明确其目的。不管怎样说，它们不能替代防护最优化的过程。 管理限值应低于基本限值或相应的导出限值，而且在导 出限值和管理限值并存情况下，优先使用管理限值，即 管理限值要求更严，以保证基本限值得以实施。

（四）参考水平  在管理操作时建立一些测出的量的数值，超过此值就应采取某些行动或决策。这种方法常常是有益的。对于辐射防护中测定的任何一种量，都可以建立参考水平，不管这些量是否确定了限值。参考水平它不是一个限值，它的用途是当一个量的数值超过或预计超过制定的参考水平时，提示应采取某种行动。这些行动可以是单纯的数据记录；或调查原因与后果；甚至采取必要的干预行动等。最常用的参考水平有记录水平、行动水平、调查水平、干预水平等。

（五）剂量限值的安全评价 危险度计算 有效剂量按0.2mSv•a-1计算 随机性效应的标称概率系数中成年工人致死癌为4.0×10-2Sv-1 0.2×10-3×4.0×10-2＝8×10-6 这相当于商业、农业的危险度水平。与正常地区天然辐射水平和自然灾害（旋风、洪水）所带来的危险完全处于同一水平。

标称致死概率系数 每单位有效剂量引起的致死癌症的概率 随机性效应的标称概率系数 危害（10-2Sv-1） 受照人群 致死癌 非致死癌 严重遗传效应 总计 成年工人 4.0 0.8 5.6 全人口 5.0 1.0 1.3 7.3

各种类型危险度的比较 自 然 性 疾 病 性 交 通 事 故 我国不同产业（1980） 类 别 危险度 天然辐射 10-5 癌死亡率 自 然 性 疾 病 性 交 通 事 故 我国不同产业（1980） 类 别 危险度 天然辐射 10-5 癌死亡率 （我国） 5×10-4 大城市车祸（我国） 10-4 农 业 洪 水 2×10-6 （世界） 10-3 路面事故重大伤害 商 业 旋 风 自然死亡率（英国20～50岁） 航运事故 纺 织 2×10-5 地 震 10-6 流感死亡率 机 械 3×10-5 雷 击 林 业 5×10-5 水 利 建 材 2×10-4 治 金 3×10-4 电 力 化 工 石 油 煤 炭

危险度比较 各种危险度比较表 类 别 危险度 相当于年有效剂量（mSv） 安全工业年事故死亡率 交通年事故死亡率 农业年事故死亡率 类 别 危险度 相当于年有效剂量（mSv） 安全工业年事故死亡率 交通年事故死亡率 农业年事故死亡率 1×10-4 1×10-5 10 1 自然灾害（旋风、洪水） 天然辐射（正常） 10-5～10-6 1×10-5

2005年职业卫生被监督单位基本情况 （2006中国卫生统计年鉴） 行业 在岗期间培训 职业病报告 应培训人数 实际培训人数 合格人数 职业病人数 调离人数 煤炭 622184 327943 314369 1207 601 石油 91441 86988 85878 10 6 电力 85570 53093 44822 26 19 核工业 25933 24951 24059 9 冶金 257058 166234 146530 292 179 有色金属 111995 68643 66537 88 21 机械 207903 157272 133111 246 99 电子 149622 116424 108620 47 35 兵器 15870 9435 9265 船舶 63661 56839 55877 34 8

2005年职业卫生被监督单位基本情况（续） （2006中国卫生统计年鉴） 2005年职业卫生被监督单位基本情况（续） （2006中国卫生统计年鉴） 行业 在岗期间培训 职业病报告 应培训人数 实际培训人数 合格人数 职业病人数 调离人数 化工 268257 193978 149571 250 133 医药 41004 30524 23944 38 22 铁道 10121 8077 8023 21 11 交通 47397 37637 34521 43 31 建材 194240 132757 76719 245 115 建设 29133 18062 16700 110 23 地质矿产 18992 8264 6769 150 63 水利 3367 2182 5 3 农业 14577 12190 9255 26 森林工业 22559 18618 17519 30 29

2005年职业卫生被监督单位基本情况（续） （2006中国卫生统计年鉴） 2005年职业卫生被监督单位基本情况（续） （2006中国卫生统计年鉴） 行业 在岗期间培训 职业病报告 应培训人数 实际培训人数 合格人数 职业病人数 调离人数 轻工 222559 137607 116615 71 27 纺织 172655 98197 89354 12 4 航空航天 7672 5311 5067 3 商业 1766 1168 781 1 邮电 4056 3926 3901 司法 31236 25239 25207 17 石化工业 95869 90396 66606 263 5 其他 334227 216237 182359 736 174 总计 3150924 2108192 1824161 3990 1644 注:缺福建、甘肃、广东、河南、湖南、江西、宁夏、青海、西藏数据。

国家安全生产监督管理总局发布（20080311）  2005年全国共发生各类伤亡事故717938起，死亡127089人，与2004年相比分别下降10.7％和7.1%。  2006年共发生各类事故627158起，同比下降12.6％；死亡112822人，下降11.2%。  2007年共发生各类事故506376起,死亡101480人，比2006年分别下降19.3%和10.1%。

2006年 全国各类事故627158起，同比下降12.6％；事故死亡112822人 其中： 煤矿事故死亡人数：4746人 道路交通事故死亡89455人，比上年 减少9283人，自2000年以来首次 回落到9万人以下 火灾22.3万起，死亡1517人，受伤 1418人，直接财产损失7.8亿元 中央政府门户网站www.gov.cn 2007年01月11日，来源：新华社“安监总局：去年安全生产态势总体趋好 尤须兢慎” 国家安全生产监督管理总局：事故总量较大幅度下降 重特大和特别重大事故明显减少 多数地区和行业领域安全状况相对好转 2006年安全生产工作成效明显 2007.01.11 公安部 ：交通事故四项指数大幅度下降 特大事故得到有效遏制 预防重特大道路交通事故专项行动成果显著  2007-01-15 公安部： 公安部总结表彰预防重特大火灾事故专项行动   2007-01-12

结 论  ICRP指出，以公众对日常生活中其它危险所能接受的程度来评价辐射危险的大小是合适的。并指出，每年10-6～10-5（相当于每年1mSv—天然辐射水平）范围内的危险度大概为每个人所接受。 目前同方威视辐射水平为0.14mSv。可以达到的危险度在10-7～10-6范围，应该说，能为极大多数工作人员所接受。

1. 全世界接受剂量监测的工作人员的职业性照射剂量（1985-1989） 摘自，UNSCEAR，1993，表3 职 业 年集体有效剂(人·Sv） 年人均有效剂量（mSv） 核燃料循环 2500 2.9 采矿 1200 4.4 水冶 120 6.3 富集 0.4 0.08 燃料制造 22 0.8 反应堆运行 1100 2.5 后处理 36 3.0 科学研究 100 其他职业 1800 0.6 工业应用 510 0.9 国防活动 250 0.7 医学应用 1000 0.5 合计（取整） 4300 1.1

2. 50a连续照射或1945-1992年间发生的事件所致 世界人口的集体剂量 （UNSCEAR ，2000） 辐射源种类 辐射照射类型 剂量估算的基础 集体有效剂量（106人•Sv） 天然辐射源 天然辐射 以目前的照射率持续50a 650 人工辐射源 公众照射 大气层核试验 核能生产   严重事故 职业照射 医疗 工业应用 国防活动 非铀采矿 医疗照射 诊断 治疗 已终止的实践 迄今已完成的实践 迄今已发生的事件 30 0.4 2 0.6 0.05 0.12 0.03 0.01 165 90 75

2.4 0.4 3. 2000年天然和人工源所致年均个人有效剂量 源 世界范围个人年均有效剂量（mSv） 照 射 的 范 围 和 趋 势 3. 2000年天然和人工源所致年均个人有效剂量 源 世界范围个人年均有效剂量（mSv） 照 射 的 范 围 和 趋 势 天然本底 2.4 典型范围为1～10mSv，这与具体地点的环境有关，也有相当多的人口所受剂量达到10～20mSv 医学检查 0.4 范围在0.04mSv（最低健康医疗水平）和1.0mSv（最高健康医疗水平）之间 大气核试验 0.005 已从最大的1963年的0.15mSv逐渐降低，北半球相对较高，南半球相对较低

2000年天然和人工源所致年均个人有效剂量（续） 世界范围个人年均有效剂量（mSv） 切尔诺贝利事故 0.002 已从最大的1986年的0.04mSv（北半球的平均值）逐渐降低，事故现场附近较高 核能生产 0.0002 随着核能计划的发展而增加，但又随着技术的完善而降低 职业照射 0.6 包括核燃料循环、辐射工业应用、国防活动、辐射医学应用、教育等的均值

4. 我国1985-2000期间职业照射的个人剂量监测情况 年份 省区市数 监测人数 /万人 平均监测率 /％ 集体年有效剂量 /人.Sv 人均年有效剂 量 /mSv 1985 6 0.2 2 3.5 1.60 1990 21 19 68.1 1.94 1995 29 5.2 28 77.4 1.50 2000 31 9.4 57 104 1.10 资料来源：卫生部卫生法制与监督司，1985年至2000年全国卫生监督工作情况通报。

5. 2005年外照射个人剂量监测情况 （2006中国卫生统计年鉴） 5. 2005年外照射个人剂量监测情况 （2006中国卫生统计年鉴） 射线装置 类别 应监测 人数 实监测 人数 剂量分布（人数） 实测集体剂量当量 （人·Sv） 人均年剂量当量(mSv·a-1) <2mSv ≧2mSv ≧20mSv >50mSv 合计 74244 44112 40055 3859 168 30 385 8.37 CT-X射线诊断 8857 4988 4586 395 6 1 78 15.64 Ｘ射线诊断 54051 31004 27958 2885 133 28 260 8,39 Ｘ射线治疗 929 619 554 43 21 9.69 医用加速器 1510 1197 1038 159 5.01 非医用加速器 272 205 194 11 0.00 Ｘ射线工业探伤 6854 4898 4544 352 2 34 6.94 其它应用 1503 962 942 14 1.04 生产 268 239 核设施 597 298 277 19 1 3.36

2005年外照射个人剂量监测情况（续） （2006中国卫生统计年鉴） 放射性同位素 类 别 应监测 人数 实监测 人数 剂量分布（人数） 实测集体剂量当量 （人·Sv） 人均年剂量当量(mSv·a-1) <2mSv ≧2mSv ≧20mSv >50mSv 合计 13744 5964 5117 840 6 1 34 5.70 核医学 2283 1562 1181 376 3 13 8.32 放射治疗 1724 1242 912 327 5 4.03 辐照应用 258 186 173 0.00 γ射线工业探伤 734 555 474 81 密封源其它应用 4279 2158 2137 20 16 7.41 非密封源其它应用 408 239 218 21 生产 4058 22 总 计 88585 50374 45449 4718 175 32 420 8.34 注：缺河北、青海、山东、福建、甘肃、广东、河南、湖南、江西、西藏数据。

6. 我国铀矿冶工作人员个人剂量现状 铀矿井下工作人员平均个人剂量 2004年平均 15.4mSv/a， 剂量贡献主要来自氡子体，占个人剂量的85％左右。 引自《辐射防护》2008.1（第28卷 第1期）“关于我国铀 矿冶个人剂量约束值的讨论” 李先杰 邓文辉

7. 国际上铀矿冶工作人员个人剂量现状 澳大利亚铀矿山氡子体所致矿工个人剂量平均值小于2mSv/a（最大9.9mSv/a）； 国际上铀生产发达国家： 澳大利亚铀矿山氡子体所致矿工个人剂量平均值小于2mSv/a（最大9.9mSv/a）； 加拿大铀矿山矿工个人剂量平均值小于3.8mSv/a； 俄罗斯红石矿矿上个人剂量平均值小于9mSv/a（其中氡子体的剂量贡献小于2mSv/a）。 与发达国家相比，我国氡子体所致铀矿工人剂量高出3～5倍。 引自《辐射防护》2008.1（第28卷 第1期）“关于我国 铀矿冶个人剂量约束值的讨论” 李先杰 邓文辉

8. 吸入氡子体所致矿工年有效剂量估算结果 （我国） 煤矿类型 氡浓度 Bq/m3 平衡当量 工作 时间 h 氡子体α 潜能暴露 WLM 个人年 平均剂量 mSv 大型煤矿 50 17.5 2000 0.056 0.28 中型煤矿 100 35 0.11 0.55 小型煤矿 500 175 2400 0.67 3.3 石煤矿 1500 525 2.0 10.9 引自《辐射防护》2008.1（第28卷 第1期）“关于我国 铀矿冶个人剂量约束值的讨论” 李先杰 邓文辉

9. 同方威视2000年－2006年 个人外照射剂量监测情况 年份 受监测 人数 （人） 年集体 有效剂量 （人.mSv） 年平均 186 42.521 0.229 3.176 2001 276 28.092 0.102 0.940 2002 346 37.525 0.108 0.699 2003 318 41.075 0.129 0.896 2004 386 47.315 0.123 0.647 2005 479 82.045 0.171 0.606 2006 593 61.415 0.104 0.639

2000年－2006年个人外照射 平均有效剂量

结 论 7年来，同方威视放射性工作人员监测总人数为2584人，集体有效剂量总和为339.988人·mSv，人均年有效剂量为0. 132mSv/a。 自公司成立以来，就按着国家规定进行了放射性工作人员个人剂量监测，年人均有效剂量远低于其产品的辐射防护设计标准，特别是自公司在大力实施辐射防护最优化以来，年人均有效剂量都比2000年低。从多年的剂量监测结果可知，在正常工作条件下，同方威视的辐射防护安全措施是有效的，工作条件是安全的。

9 外照射防护与内照射防护 的基本方法 9.1 外照射防护的基本原则 9.2 外照射防护的基本方法 9.3 内照射防护的基本原则 9 外照射防护与内照射防护 的基本方法 9.1 外照射防护的基本原则 9.2 外照射防护的基本方法 9.3 内照射防护的基本原则 9.4 内照射防护的基本方法

9.1 外照射防护的基本原则 一、 内外照射的特点 二、基本原则： 9.1 外照射防护的基本原则 一、 内外照射的特点 照射方式 辐射源类型 危害方式 常见致电离粒子 照射特点 内照射 多见开放源 电离、化学毒性 α、β 持续 外照射 多见封闭源 电离 高能β、质子、、X、n 间断 二、基本原则： 尽量减少或避免射线从外部对人体的照射，使之所受照射不超过国家规定的剂量限值。

9.2  外照射防护的基本方法 外照射防护 三要素： 时间 距离 屏蔽

一、时间防护(Time) 累积剂量与受照时间成正比 措施：充分准备，减少受照时间

二、距离防护(Distance) 剂量率与距离的平方成反比（点源） 措施：远距离操作； 任何源不能直接用手操作； 注意β射线防护。

三、 屏蔽防护(Shielding) 措施： 设置屏蔽体 屏蔽材料和厚度的选择： 辐射源的类型、射线能量、活度   

当源强活度一定时，决定受照剂量大小的因素 1. 受照剂量与受照时间成正比 2. 如果是点源的几何条件下时，受照剂量与距点源的距离成反比

9.3 内照射防护的基本原则 由于工作内容及条件的不同，工作人员所受照射可能仅有外照射或内照射，也可能两者同时存在。同一数量的放射性物质当其进入人体内后所引起的危害，大于其在体外作为外照射源时所造成的危害；这是因为进入人体内后组织将受到连续照射，直至该放射性核素衰变完了或全部排出体外为止；同时也因为α射线、低能β射线等辐射的所有能量均将耗尽在组织或器官本身的缘故。

一、内照射防护的基本原则 内照射防护的基本原则是制定各种规章制度，采取各种有效措施，阻断放射性物质进入人体的各种途径，在最优化原则的范围内，使摄入量减少到尽可能低的水平。

二、放射性物质进入人体内的途经 放射性物质进入人体内的途径有三种，即放射性核素经由： 1. 食入、 2. 吸入、 3. 皮肤（完好的或伤口）进入体内， 从而造成放射性核素的体内污染。

3.9.4 内照射防护的基本方法 内照射防护的一般方法是：  “包容、隔离”  “净化、稀释”，  “遵守规章制度、做好个人防护”。

10. 辐射防护监测 10..1 外照射监测中使用的剂量当量 用于环境和个人监测的 ICRU量—实用量 10. 辐射防护监测 10..1 外照射监测中使用的剂量当量 用于环境和个人监测的 ICRU量—实用量 在外照射情况下，为了将个人监测和环境监测中得到的结果，与人体的有效剂量及皮肤当量剂量联系起来，国际辐射单位与测量委员会（ICRU）定义三个实用量是很有用的，即周围剂量当量、定向剂量当量、个人剂量当量。这些量都是基于ICRU球中某点处的剂量当量概念而不是以当量剂量的概念为依据，辐射在器官或组织中的当量剂量定义为

式中，WR 辐射权重因子，是与辐射品质相对应的加权因子，无量纲 。 （3-5-16） （3-5-17） 式中，WR 辐射权重因子，是与辐射品质相对应的加权因子，无量纲 。

剂量当量H 剂量当量H是组织中某点处的D与Q的乘积，此处D是该点处的吸收剂量，Q是该点处的品质因数，即 H＝QD （3-10-1） SI单位J/kg，专门名称希［沃特］，Sv。

ICRU球 是一个组织等效球形体模，球的直径为30cm，密度1g/cm3，材料的质量成分为氧76.2%、碳11.1%、氢10.1%、氮2.6%。称ICRU球。所以ICRU球可用来模拟人体对辐射量最敏感的躯干部的受照情况，被规定为确定外部辐射源产生剂量的受体。

为了环境和场所监测的目的，引入二个概念把外部辐射场与有效剂量和皮肤当量剂量联系起来。第一个概念是适用于强贯穿辐射的周围剂量当量；第二个概念是适用于弱贯穿辐射的定向剂量当量。这些用于监测的剂量当量均属于实用量，它们具有可测性。

强贯穿辐射： （strongly penetrating radiation） 在均匀单向辐射场中，对某一给定的人体取向，如皮肤敏感层的任何小块区域内所接受的当量剂量与有效剂量的比值小于10，则此种辐射称为强贯穿辐射。 弱贯穿辐射： （weakly penetrating radiation） 在均匀单向辐射场中，对某一给定的人体取向，如皮肤敏感层的任何小块区域内所接受的当量剂量与有效剂量的比值大于10，则此种辐射称为弱贯穿辐射。

一、 环境监测 1.周围剂量当量 H*(d)： (ambient dose equivalent) 辐射场中某点处的周围剂量当量H*(d)是相应的扩展齐向场在ICRU球内、逆齐向场的半径上深度d处产生的剂量当量。对于强贯穿辐射，推荐d＝10mm。 SI单位：专门名称希［沃特］，Sv。

实际的辐射场往往是错综复杂的。如果已知辐射场中某参考点的注量及其能谱和角分布（它可能与其周围的不同），设想将该点的辐射场参数扩展到某一感兴趣的区域或体积中，使该范围内的辐射场，即在其中的整个有关体积内，注量及其角分布和能量分布处处与参考点的相同。这个辐射场就称作相应于参考点的扩展场。如果将扩展场中辐射粒子的方向加以梳理，使感兴趣区域中的注量是单向的。这样经梳理过的辐射场称作参考点的齐向扩展场。

在环境监测中用周围剂量当量就可用它把外部辐射场与处于辐射场中的人体有效剂量联系起来。周围剂量当量与参考点的注量及其能谱分布有关，而与注量的角分布无关，这正是“周围”一词的含义。将ICRU球放在辐射场中之后，辐射场的分布将发生变化。对于强贯穿辐射，ICRU球的反散射作用对值有一定的影响。在设计测量仪器时，要考虑到反散射因素。

(directional dose equivalent） 2. 定向剂量当量 H(d,Ω) (directional dose equivalent） 辐射场中某点处的周围剂量当量H(d,Ω)是相应的扩展场在ICRU球内、沿指定方向Ω的半径上深度d处产生的剂量当量。对于弱贯穿辐射，推荐d＝0.07mm。值取0.07mm，这相当于皮肤基底层的深度。 SI单位：专门名称希［沃特］，Sv。

当弱贯穿辐射倾斜入射到小块皮肤上时，射线在到达皮肤基底层以前在表皮中要经受较大的衰减。因此，弱贯穿辐射在皮肤基底层的能量沉积将表现出很强的方向性，这与周围剂量当量响应与入射角无关的情况形成了对照。 当人体处于弱贯穿辐射场中时，避免皮肤受过量的辐射照射而产生确定性效应，定向剂量当量就是用来表征弱贯穿辐射对皮肤照射的一个剂量学量，也就是一个用于环境监测的剂量当量。该量的取值与ICRU球指定半径相对辐射场的取向有关，这就是定向剂量当量名称的由来。

二、个人监测 深部个人剂量当量和浅表个人剂量当量统称个人剂量当量HP(d)。这是两个用于个人监测的剂量当量。它们是在人体上预定佩带剂量计的部位深度 d 处定义的。

1. 深部个人剂量当量 Hp(d)： (individual dose equivalent, penetrating) 深部个人剂量当量也称作贯穿性个人剂量当量，是人体表面某一指定点下面深度d处的软组织内的剂量当量，它适用于强贯穿辐射。推荐的d值为10mm，故Hp(d)写为Hp(10)。

2. 浅表个人剂量当量 Hs(d)： (individual dose equivalent, superficial)  浅表个人剂量当量，是人体表面某一指定点下面深度d处的软组织内的剂量当量，它适用于弱贯穿辐射。推荐的d值为0.07mm，故Hs(d)写为Hs(0.07)。

个人剂量当量是在人体组织中定义的，因而既不能直接测量，也不可能从一种普遍的刻度方法推导出来。但是，佩带在身体表面的探测器覆盖以适当厚度的组织等效材料，可以用于个人剂量当量的测量。

概念理解： 以上四个量便于测量； 除了极高能量和低能情况下，个人监测和环境监测中测得的Hp(10)、Hs(0.07)、H*(10)、H’(0.07)四个量可分别作为相应照射条件下人体有效剂量当量和皮肤剂量当量偏安全的估计。

10.2 个人剂量监测 个人剂量监测是直接对人进行的监测，包括外照射、内照射、皮肤污染与核事故。

一、外照射个人剂量监测 外照射个人剂量监测是实现辐射防护目的的重要环节之一。它是指用工作人员佩带的剂量计进行测量以及对这些测量结果作出解释。这种监测的主要目的是对明显受到照射的器官或组织所接受的平均当量剂量或有效剂量作出估算，进而限制工作人员所接受的剂量，并且证明工作人员所接受的剂量是否符合有关标准。其附加目的是提供工作人员所受剂量的趋势和工作场所的条件，以及在事故照射情况下的有关资料。此外，外照射个人剂量监测结果经过必要的修正，对于低剂量受照人群的辐射流行病学调查也是有用的。

常规监测用于连续性作业，目的在于证明工作环境和工作条件的安全得到了保证，并证明没有发生需要重新评价操作程序的任何变化。操作监测是当某一项特定操作开始时进行的监测，这种监测特别适用于短期操作程序的管理。特殊监测是在异常情况发生或怀疑其发生时进行的监测。应当根据监测的目的和作用来制定监测计划。

目前在外照射个人剂量监测中，用于监测β、X、γ辐射最常用的个人剂量计。早期主要是胶片剂量计，目前主要为热释光剂量计，核电厂同时采用电子剂量计。中子个人剂量监测方法除对热中子外还不是令人满意的，目前在用的有核乳胶快中子个人剂量计与固体径迹中子个人剂量计。

二、内照射个人剂量监测 根据工作性质、现场条件，应定期对有可能吸入放射性物质的工作人员测出真正吸入的量，但在有任何可疑情况下，还要及时进行针对性的监测。 检验方法分生物检验与体外直接测量两类。吸入的放射性物质将按一定规律由体内排出，主要是通过粪便排出，尿的测量可以说明已进入血液循环的放射性核素的情况。只要知道代谢参数（或排除规律）就能由排泄物中放射性核素的活度计算出摄入量。生物检验方法 对各种辐射的放射性核素均可适用，而且不受体表污染的影响。对于发射γ或X射线的核素 可以在体外用较灵敏的仪器直接测量，经过探测效率的修正，可以得出体内现存核素含量。 体外直接测量仪有：全身计数器、肺部计数器、甲状腺碘测量仪、伤口探测器等。

三、工作人员皮肤污染监测 工作人员的体表污染也是一项重要的监测项目，在较大的放射性控制区出口，设有全身表面污染仪，以利有效地防止工作人员带出放射性物质，污染了非控制区。皮肤的厚度随身体部位不同而有较大的变化，表皮的基底细胞层是受到危险最大的皮肤组织，深度为50-100μm。，平均为70μm。所谓皮肤剂量就是指皮肤基底层所受到的剂量。其剂量限值是根据确定性效应而定。目前规定为每年500mSv。

皮肤本身污染一般是不均匀的，体表某些部位，特别是手部更易受到污染，但污染不会持续数星期之久，而且不一定重新发生在完全相同的部位，作为常规监测应当以此为依据来进行评价，并将100cm2上的皮肤剂量的平均值与皮肤剂量的控制值相对照。

10. 3 工作场所监测 工作场所辐射防护监测的目的在于保证工作场所的辐射水平及放射性污染水平低于预定要求，以确保工作人员处于合乎防护要求的环境，同时还要能及时发觉偏离上述要求的情况，以利及时纠正或采取补救的防护措施，从而防止或及时发现超剂量照射事件的发生。

一、工作场所外照射的监测 应该制定一个监测方案，首先必须研究监测对象，确定危害因素或可能的危害因素，明确为什么要监测和测量何种辐射量在防护上才有意义；其次，选择适当的监测方法；其三，确定监测周期；最后，确立明确的监测质量保证制度。 当一个新的装置投入使用或对一个已有的装置做了一些实质性的改变或可能已发生了这样的改变时，要进行全面的监测。

总之，在制定外照射监测计划时，首先要根据工艺或操作的特点，分析辐射的来源和性质及其可能的变化，然后选择能以此辐射防护要求的精确度测出而又易于解释和评价的辐射量进行测量。 一般有下列监测需予以考虑： ①工作场所γ、X外照射的监测； ②工作场所β外照射的监测； ③工作场所中子辐射的监测； ④工作场所报警系统的建立。

二、工作场所空气污染的监测 在开放型放射工作场所，空气有可能受到放射性物质的污染，在空气中形成放射性气溶胶。当工作人员吸入放射性气溶胶时，其中部分放射性核素将滞留于体内，形成内照射危害。所以工作场所空气污染的监测，对保障工作人员的安全具有重要意义。

工作场所空气被放射性气溶胶污染时监测的目的是： ①确定工作人员可能吸入放射性物质的摄入量上限， 以估计安全程度； ②及时发现异常或事故情况下的污染，以便及早报 警，并对异常或事故进行分析，采取相应的对策； ③为制定内照射个人监测计划提供必要的参考资料， 提出特殊的个人内照射监测要求； ④在某些产品投产初期，鉴定工艺设计、工艺设备的 性能或操作程序是否符合安全生产的要求。 工作场所空气的污染通常是采样测量法进行监测。 常用的方法有过滤法、冲击法、向心分离法等。

三、工作场所放射性表面污染的监测 在开放型放射性操作中，有时会发生放射性 物质的泄漏、逸出，引起人体、工作服、台面、地面或设备等表面污染。这些放射性物质可能经口或通过皮肤渗透转移到体内，也可能再悬浮到空气中，经呼吸道进入体内，形成内照射危害。某些核素的污染还可能对人体造成外照射危害。此外，在放射性区域被污染的设备或其他物品，若转移到非放射性区域，还有可能造成环境污染。

工作场所放射性污染监测的主要目的是： ①及时发现污染状况，以便决定是否需要采取 去污或其它防护措施，使表面污染控制在限 值以内，有助于防止污染蔓延； ②及时发现包封容器的失效和违反安全操作程 序事件的发生，也就是可作为某种工艺监测 或操作监测的补充，发现事故苗头，避免重 大事故的发生； ③把表面污染水平限制在一定水平，把皮肤的 受照剂量控制在限值以下； ④为制定个人监测计划和空气监测计划及规定 操作程序提供资料。

表面污染的监测方法可分为直接监测法和间接监测法。直接监测法是指把监测仪表的探头置于待测表面之上，根据仪表的读数直接确定表面污染水平；间接监测法就是把被测表面上的污染转移到样品上，然后对样品进行放射性活度的测量，从而估计出表面污染的水平。

四、监测仪器 用于工作场所监测的仪器，从测量方法上大体可分为三种： 瞬时剂量率测量仪器， 累计剂量测量仪器， γ谱仪。 用于瞬时剂量率测量的仪器有电离室、GM计数管、闪烁剂量率仪等。 测量累计剂量的仪器常采用热释光剂量计。 γ谱仪分析仪器采用NaI（Tl）、Ge（Li）、HP（Ge）就地γ谱仪。

一般地，电离室的灵敏度较差，但对γ射线的能量响应特性较好，电子线路简单，且结构结实，适宜做便携式仪器。GM计数管的β、γ能量响应特性差，电子线路简单，易做小型的便携式仪表。闪烁剂量率仪的灵敏度高，能量响应好，质量轻，携带方便，但自身本底较高。

就地γ谱仪中，Ge（Li）和HP（Ge）的优点是能量分辨率高，但探测效率较低。NaI（Tl）探测器的计数效率高，但能量分辨率差。 仪器的刻度是为了保证仪器的正常工作和准确，刻度内容包括能量响应、角响应、线性、仪器刻度系数等。仪器刻度通常有两种方法，一种是将所用的仪器与标准仪器比对，另一种是用已知辐射场或标准源进行标定。对于常规剂量测量，定期进行刻度是非常必要的。

11 辐射防护大纲 为实现可合理达到的尽可能低的原则，必须制定和建立一个最优化的辐射防护大纲。最优化的辐射防护大纲包括：健全辐射安全组织、严格的安全教育和训练、合理的设施设计、可靠的个人安全保障、合适的个人防护设备、有效的监测计划和周密的应急计划等。

11.1 辐射安全组织 辐射安全组织的形式及规模与其所从事的工作的相对危险程度有关。对放射性物质操作量和所用辐射源活度很小的单位，可以不必设置专门辐射安全人员，而由兼职人员管理，并请有经验的辐射安全人员定期进行检查。对操作大量放射性物质和使用强辐射源的单位，应配备专职辐射安全人员并设置相应的辐射安全机构。对操作大量的、危险性大的和情况多变的辐射源或放射性物质的单位，还应设置辐射安全委员会，任何可能影响辐射安全的工作，均应经过辐射安全委员会讨论并提出意见，再报主管领导批准。在辐射安全机构中，除主管领导及专业人员外，为确保辐射源的安全，还应有保安人员参加，以及相关部门参加。

11.2 安全教育与训练 单位领导负有保护工作人员使其免受不必要照射的职责。领导必须在人员、时间、计划与经费等诸方面予以保证。工作人员有知情权，领导应保证工作人员了解辐射危害的情况及辐射防护与安全措施。 国家对从事核安全关键岗位工作的专业技术人员实行注册核安全工程师制度。 有关法律、法规及标准都已对注册核安全工程师及放射工作人员培训的要求、内容、时间等都作了相应规定。

11.3 合理的设施设计 设施的正确设计是保证辐射安全的基础，当然，良好的设计不可能完全消除辐射照射和污染事故的可能性，但能够在很大程度上减小事故的可能性和大小。合适的设计也能有效地降低不必要的照射。设施的设计必须遵从辐射防护最优化的原则。 在具体设计时，应考虑各个方面、各种类型的要求及它们的特点。各种设备和系统的设计；各种设施的用途及布置；屏蔽设计、屏蔽方案及屏蔽材料的选择；辐射安全装置；放射源及放射性三废的安全与处置以及它们对人员的照射；送风及排风系统的设计等。

11.4 职业照射与公众照射的控制 在前几节已介绍了控制照射的基本原则与基本方法外，也应重视和全面、科学地进行辐射安全管理方面的工作，为保证剂量限值及剂量约束值的实施所应采取的技术路线与技术方案；成文的各种操作工艺与操作步骤；各种安全规章制度；监督区与控制区的划分及辐射警告及危险标志；必要时需设置的各种音响灯光报警设施等。

11.5 个人防护设备 为了达到辐射防护的目的，除了从工程上、设备上、管理上采取相应的措施外，正确使用个人防护用具也是非常重要的防护手段。供从事放射性工作使用的防护用具，不但应满足一般劳动卫生要求，而且必须满足辐射防护的特殊要求。因此，安全防护部门必须详细地了解个人防护用具的性能和适用范围，并根据作业现场主要危害因素的特点，为操作者选择合适的个人防护用具。

个人防护用具主要用于防止放射性物 质（或有毒有害物质）进入体内或污染体表。有些防护用具（如面罩、眼罩、铅橡胶围裙、铅橡胶手套等）对防止贯穿能力弱的β辐射、能量低于几十千电子伏的γ射线和X射线，也有一定效果，但对能量 较高、贯穿能力较强的辐射无效。个人防护用具要用易于去污的材料制作，必要时也可用一次性用具。

11.6 辐射监测 剂量和辐射监测已在有关章节作了介绍，应认识到，内外照射个人剂量的监测是整个监测的基本组成部分；工作场所、环境及流出物的监测是整个监测的重要组成部分。剂量和辐射监测应达到的目的是：①提供辐射场的空间和时间分布。及时发现情况变化引起的过高的辐射场；②提供估算对人产生的剂量所需的数据；③提供辐射类型和能谱资料；④提供放射性物质在表面、空气和液体中运动的资料。 在监测过程中，必须注意数据的收集；监测的质量保证体系；辐射安全分析及评价等。

11.7 人员的健康管理 工作人员的健康监督与其他职业大体相同，都执行《中华人民共和国职业病防治法》有关规定。其目的是保证工作人员的健康，以满足工作要求并尽早发现因职业因素对人的可能危害。工作前的医学检查主要是评价总的健康状况和获得基础数据。除定期的职业体检外，当工作人员脱离放射工作时也应作一次职业体检。医学记录必须完整地保留。放射工作人员的健康档案保存的时间与个人剂量档案保存时间相同，在其脱离放射工作后继续保存20年。

11.8 应急计划

11.8.1 辐射应急准备的基本要求 任何人类实践活动都存在着发生事故的可能性，因而，必然存在相应的事故应急问题。核设施运行过程中，不可能完全杜绝辐射源事故或具有概率性质的事件或事件序列（包括设备故障和误操作）的发生。因此，工作人员和公众都面临着受到可能产生，又不肯定会产生的潜在照射的危险。减小潜在照射意味着采取必要的措施，确保辐射源的安全（对核设施即为核安全），预防事故或事件（事件序列）的发生，降低潜在照射的产生概率；另一方面，事故或事件一旦发生，则减缓其后果，尽量减小工作人员和公众的受照剂量。潜在照射发生并对公众造成应急照射的情况下，应实施必要的核事故应急干预，减小公众的受照剂量。

核设施发生事故或事件，使场区内外的某些区域处于紧急状态的情况称为核应急状态（简称为核应急或应急），泛指有必要起动应急响应计划的任何状态。 我国核事故应急管理的方针是“常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境”。

必须预先做好应付核事故发生的周密计划和准备，确保能随时作出迅速有效的应急响应。核应急工作应尽可能地与有关组织的日常业务有机结合，使应急工作得以落实、保持经常，避免重复投入和浪费。应急准备与响应由政府统一组织和指挥，有关组织和人员不得各行其是，必须明确职责，密切配合，协调一致。在应急准备和响应的全过程中，应采取各种有效措施，确保公众和应急工作人员的安全，避免或减轻辐射损伤和其它损失，尽快消除事故后果，将损失减小到最低限度。

辐射应急的内容非常多，涉及的范围非常广，从辐射应急的计划、应急的准备、组织、演练、辐射事故的分级与分期、干预水平的确定与应用、辐射事故的处理原则及方法、应急的防护措施、事故监测、应急剂量与医学监督、辐射事故后果的评价以及环境恢复等。这里仅就应急的准备提出原则要求。

11.8.2 应急组织与指挥 我国对核事故应急实行中央、地方政府和核设施营运单位三级管理体系，中央设立国家核事故应急委员会，核设施所在省、市、自治区政府设立地方核事故应急委员会，营运单位设立应急指挥部。 应急响应组织的指挥应能迅速掌握事故情况，及时准确地确定应急状态，快速起动，尽力控制事故，防止事态扩展，充分运用应急响应技术，严密组织防护，做好公众工作等。

11.8.3 应急计划的制订 应急计划又称应急响应计划，它应包括制订计划的目的、适用范围和负责单位、响应任务及应急的执行程序；核设施的规模、设施、功能；应急的范围、地理位置、人口、交通、环境条件；应急组织、岗位、人员、职责；信息系统（通讯手段、通知的程序、内容、方法等）；应急设施、设备及启用程序；事故处理的主要方法；；监测评价系统；公众防护体系；应急培训和演练；医学监护系统；应急的终止和恢复等。针对一个具体的核设施，营运单位、地方政府、核设施主管部门、核安全监督部门及军队都应制订相应的应急计划，必要时，与核设施所在地毗邻的地区也应制订应急计划。

的响应行动。 入运行前报国家核安全局审批并报国家 应急委员会备案。在场内外应急计划经 审查认可后，设施方可正式运行。 效。 应急计划应针对不同应急状态确定相应 的响应行动。 应急计划经上级审查后，均应在设施投 入运行前报国家核安全局审批并报国家 应急委员会备案。在场内外应急计划经 审查认可后，设施方可正式运行。 应急计划在核设施整个运行寿期内都有 效。

11.8.4 应急准备的措施 应急准备的种种措施都涉及到核设施可行性研究、厂址选择、设计和运行等各阶段。对这些不同的阶段所采取的应急措施是很不相同的。 对于人员、设备、设施、物资及财经等诸方面都要作出具体安排，其中，应急准备资金应列入投资概算和运行成本。 必要时应设立应急控制中心、辅助控制点，准备好撤离路线、交通工具、通讯工具、监测仪表及剂量计等。

尚需准备供服用的碘片。 们被放射性物质污染。确定防止公众食 用污染食品的方法及污染监测方法。 训、演练、修订应急计划、维护各种应 准备医学抢救、监督、医疗等。必要时 尚需准备供服用的碘片。 准备好对食物及饮用水的控制，防止它 们被放射性物质污染。确定防止公众食 用污染食品的方法及污染监测方法。 为维持应急响应能力，必须定期进行培 训、演练、修订应急计划、维护各种应 急设施与设备以及仪表、监督检查应急 准备的状况等。

谢 谢！