作者:法律资料网 时间:2024-07-06 11:38:00  浏览:9640   来源:法律资料网

卫生部


关于发布《核事故或辐射应急时用于公众防护的干预水平和导出干预水平》的通知
卫生部


各省、自治区、直辖市卫生厅（局）：
为贯彻国家核事故应急工作的方针和原则，现发布《核事故或辐射应急时用于公众防护的干预水平和导出干预水平》，请遵照执行。在执行中请注意总结经验，随时将问题告我部，以便修订时参考。

附件：核事故或辐射应急时用于公众防护的干预水平和导出干预水平

目录

Ｉｎｔｅｒｖｅｎｔｉｏｎ Ｌｅｖｅｌｓ
ａｎｄ Ｄｅｒｉｖｅｄ Ｉｎｔｅｒｖｅｎｔｉｏｎ Ｌｅｖｅｌｓ
ｆｏｒ ｔｈｅ Ｐｒｏｔｅｃｔｉｏｎ ｏｆ ｔｈｅ Ｐｕｂｌｉｃ
ｉｎ ｔｈｅ Ｅｖｅｎｔ ｏｆ ａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ａｃｃｉｄｅｎｔ
ｏｒ Ｒａｄｉｏｌｏｇｉｃａｌ Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ

1 引言…………………………………………………………………………1
2 总则…………………………………………………………………………1
2．1 核事故………………………………………………………………1
2．2 干预…………………………………………………………………1
2．3 预防为主的方针……………………………………………………1
2．4 应急工作的原则……………………………………………………1
3 事故分期和照射途径………………………………………………………1
3．1 早期…………………………………………………………………2
3．2 中期…………………………………………………………………2
3．3 晚期…………………………………………………………………2
3．4 照射途径……………………………………………………………2
4 防护措施……………………………………………………………………2
5 确定干预水平的生物学依据………………………………………………4
5．1 电离辐射的基本生物学效应………………………………………4
5．2 确定性效应…………………………………………………………4
5．3 随机性效应…………………………………………………………4
5．4 胎儿受照……………………………………………………………4
6 干预原则……………………………………………………………………4
6．1 基本原则……………………………………………………………4
6．2 注意事项……………………………………………………………5
7 干预水平……………………………………………………………………6
7．1 评价方法……………………………………………………………6
7．2 干预剂量水平………………………………………………………6
8 导出干预水平………………………………………………………………8
8．1 作用…………………………………………………………………8
8．2 估算原则……………………………………………………………8
9 导出干预水平的计算方法………………………………………………11
9．1 一般关系式………………………………………………………11
9．2 单一核素单一照射途径…………………………………………13
9．3 多种核素多种照射途径…………………………………………25
9．4 总β和总γ活度…………………………………………………27
9．5 环境物质中关键核素……………………………………………29
9．6 微机应用…………………………………………………………29
9．7 计算实例…………………………………………………………29
附录Ａ 不同时间服用稳定性碘的防护效果………………………………30
附录Ｂ 一些确定性效应可能的剂量阈值…………………………………31
附录Ｃ 急性放射病发生率、死亡率与γ剂量的关系……………………32
附录Ｄ 辐射致致癌危险概率………………………………………………33
附录Ｅ 辐射对胚胎及胎儿的效应…………………………………………34
附录Ｆ 适用于某核电站地区的导出干预水平……………………………35
附录Ｇ 名词解释……………………………………………………………49

1 引言
1．1 编制本规范的目的是为在核事故或辐射应急情况下采取干预行动提供决策依据，并为有关单位制订核事故应急计划提供参考。1．2 本规范的基本内容主要针对陆地上的核反应堆（主要是核动力厂）一旦发生放射性物质事故性释放，并可能对厂外公众健康造成危害而编写的
，但其基本原则也适用于其他核设施。

2 总则
2．1 核事故
本规范涉及的核事故，主要是指那些有可能对广大公众造成异常照射的超临界事故或（和）放射性物质严重泄漏事故。2．2 干预
本规范所说的“干预”是指在核事故或辐射应急情况下，为了避免或减少公众可能受到的剂量而采取的防护行动和措施。2．3 预防为主的方针
预防措施包括合理的选址、完善的设计、有效的工程质量保证、可靠的工程安全系统、严格的管理以及胜任的工作人员等。在反应堆装料前，还应制定好应急计划，并做好应急响应准备，以此作为重要的补充防护措施。2．4 应急工作的原则
核事故应急工作应当坚持常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护环境、保护公众的原则。

3 事故分期和照射途径

一般把核事故人为地划分为三个连续的阶段，即早期、中期和晚期。这种划分不可能很准确，且各期会彼此重迭，但它有利于在事故前制定应急计划，事故时针对不同特点的发展阶段采取相应的防护措施，因此有一定的实际意义。3．1 早期
早期指从有明显的放射性物质事故释放先兆并估计其释放可能使厂区外公众受到照射起，至释放开始后的最初几小时这一段时间。对于核动力堆，从事故发生起到放射性物质开始释放入大气的时间约为0．5小时至1天，释放过程可能持续0．5小时至几天。3．2 中期 中期指
放射性物质大量释放且释放物（放射性惰性气体除外）的主要部分已沉降到地面的阶段。中期开始于释放起的头几个小时，可能持续几天或几周。在中期，已能获得环境辐射水平和空气、水及食物等污染水平的结果，并能确定沉降物的放射学特性。因此，可与事先确定的干预剂量水平或导
出干预水平相比较，确定是否采取干预措施。3．3 晚期
晚期也称恢复期。根据放射性释放的数量和特点，晚期可自事故后数周起延续到几年或更长。在晚期，可根据环境监测的结果确定是否恢复正常生活，即同时或相继撤销早、中期实施的各种防护措施。但有些限制可能还要持续一定时间，如对农业耕地、某些建筑物和来自污染区的食物
（如蔬菜、家畜和奶制品）等的使用限制。
在晚期，决定撤销防护措施应以代价－利益分析作为基础，并考虑到经去污、衰变和风吹、雨淋后任何残余污染的危险和社会影响等因素。3．4 照射途径
事故时，公众可能受到不同途径的外照射和内照射。事故不同阶段的主要照射来源和途径见表1。在应急计划中，应对各种照射途径产生的剂量贡献的相对重要性进行分析和评价。

4 防护措施
表故不同阶段，针对不同照射途径可采取不同的防护措施，参见表2。
表1 核反应堆事故时对人员的主要照射来源和途径
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
途 径 来 源 事故阶段
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
外照射 核设施本身 早期
烟羽中的放射性物质 早期，中期
沉积于地面的放射性物质 早期，中期，晚期
沉积于衣服和体表的放射性物质 早期，中期
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
内照射 吸入烟羽中的放射性物质 早期，中期
吸入再悬浮的放射性物质 中期，晚期
食入放射性物质污染的食物和水 中期，晚期
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
注：ａ事故释放时间较长时。

表2 适用于事故不同阶段不同照射途径的防护措施
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
照 射 源 照射途径 事故阶段 防护措施
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
核设施 直接外照射 早期 隐蔽，撤离，控制通道

放射性烟羽 直接外照射 早期 隐蔽，撤离，控制通道

放射性烟羽 吸入内照射 早、中期 隐蔽，服用稳定性碘
撤离，控制通道，个人防护

体表和衣服 皮肤外照射 早、中期 隐蔽，撤离，个人防护，
上的沾染物 人员去污

地面上的放 外照射 早、中、晚期 撤离，避迁，地面和建筑物
射性沉积物 去污


再悬浮的放 吸入内照射 中、晚期 避迁，地面和建筑物去污
射性物质

污染的水和 摄入内照射 中、晚期 食物和饮水控制
食物
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
注：ａ 不同时间服用稳定性碘的防护效果见附录Ａ。

5 确定干预水平的生物学依据
5．1 电离辐射的基本生物学效应
电离辐射剂量与生物效应的关系，是确定干预水平的重要依据。
电离辐射导致的生物效应有多种分类法。基于辐射防护目的，将辐射生物效应分为确定性效应和随机性效应。5．2 确定性效应
一个器官或组织，若因有足够多的细胞被杀死或失去繁殖和正常功能而丧失其功能，这种效应就是确定性效应。防止发生有害的确定性效应是确定干预剂量水平最重要的原则。正常人群若受到剂量（γ射线）低于附录Ｂ所给数值的照射时，预期不会出现相应的确定性效应。
人员在短时间内受到大剂量或高剂量率的照射时，会引起不同类型、不同程度的急性放射病。全身接受γ辐射照射后，若不经任何医学防护和治疗，急性放射病的发生率及放射病死亡率与γ射线剂量的关系参考附录Ｃ。
附录Ｂ和附录Ｃ，既可供确定干预水平和应急照射水平参考，也可供评估事故后果参考。5．3 随机性效应
人体受照射时，可能出现的随机性效应主要是晚期躯体效应和遗传效应，前者主要表现为辐射诱发的致死性和非致死性癌症发病率增高。辐射致癌危险概率值参见附录Ｄ。
在核事故时，为了尽量限制公众中随机效应的危害，应当采取适当的干预措施使集体剂量得到适当的控制。5．4 胎儿受照
胎儿对辐射的敏感性比成年人高。胚胎或胎儿受到足够大的剂量照射后，可能引起畸形、生长迟缓、死亡和智力障碍等确定性效应，还可能在儿单期诱发白血病和其他癌症。不同妊娠期胎儿受急性照射（宫内受照）后发生严重智力障碍的危险概率值参见附录Ｅ。因此，核事故时，对孕

妇和育龄妇女做好防护工作十分重要。

6 干预原则
6．1 基本原则6．1．1 干预必须是正当的。判定干预的每一组成部分（每一防护行动），使公众可能避免的受照剂量抵偿其损失。6．1．2 干预必须是最优化的。在预期能带来最大利益的干预剂量水平下实施干预行动。应在代价－利益分析的基础上，决定防护行动的类型
、规模和时间长短，以得到最大的净利益。6．1．3 合理限制公众的受照剂量。通过干预行动把公众的个人受照剂量限制在引起确定性效应的剂量阈值以下，以避免发生严重的确定性效应；并通过降低人群的集体当量剂量，尽可能限制随机性效应的发生。6．2 注意事项6．2．1

为正确进行干预决策，在事故前必须对核设施及其有关情况进行全面的调查，它包括辐射源项、气象、地形地质、人口、交通、工农业生产、医疗卫生设施、可用于隐蔽疏散的场所以及救援力量等，并应对这些资料认真分析研究，得出有用的计算参数，定出可行的干预方案。在选择和实
施如撤离或避迁这类重要措施时，更应十分慎重，要充分考虑到大规模人员行动可能导致的混乱和不良后果。6．2．2 事故时，干预行动的正当化与辐射源处于正常控制时的辐射实践正当化不同，后者强调的是引入辐射实践必须带来净利益，而前者强调的是采取干预行动必须带来净利
益。即不正当的干预措施不仅不能降低或控制核事故造成的危害，还可能导致更大的危害和损失。6．2．3 干预决策最优化与正常情况下的辐射防护最优化也不同。核事故时，最优化是针对每种防护措施分别进行的，因而其结果与其他防护措施无关；同时，核事故时的最优化还会涉及
实施防护措施所付出的代价和伴随的风险。6．2．4 在应用6．2．3原则时，首先应防止个人因事故受照而引起的确定性效应，而预期采取一般防护措施仍不能避免确定性效应时，应采取更严格的防护措施。当预期受照剂量低于引起确定性效应的阈值时，则应注意限制群体随机性效
应的发生。6．2．5 根据上述原则制定防护措施时，应考虑选择合适的关键人群组，他们应是事故照射和干预行动所影响的最关键、最敏感的公众群体。但是，当涉及更广大的公众时，选用的计算参数仍应考虑群体一般的平均行为。如饮食和其他习惯等。6．2．6 对事故后出现的
一些特殊受照组别，如儿童和胎儿，老、弱、病、残人员，应特别关注，并对他们提前采取干预行动。6．2．7 对于核事故后放射性污染较轻的地区，或因自然等因素使污染水平降得很低以致预期公众受照剂量低于年当量剂量限值的地区，可按辐射源正常控制下的防护原则考虑和评价
。

7 干预水平
7．1 评价方法
事故时造成的剂量范围一般很广，既可能诱发随机性效应，也可能导致确定性效应。评价这两种效应危险程度最适宜的量分别是有效剂量和器官（或组织）吸收剂量。评价内照射危险和群体健康危害总效应，可分别用待积有效剂量和食欲极效剂量。评价群体随机性效应总危害可用所降
低的集体当量剂量或剂量负担。7．2 干预剂量水平7．2．1 适用于事故早期防护措施的干预剂量水平见表3。
（1）若事故后一周内的预期受照剂量有可能超过引进确定性效应的剂量阈值时，应采取一切有效的防护措施（包括撤离），以减少公众的受照剂量。若预期剂量低于此水平时，则主管部门可视具体情况根据干预的基本原则（见6．1条）经代价－利益分析后选取适当的防护措施。
（2）主管部门应对6．2．6条提到的特殊受照组成员在防护上给予特别的关注。7．2．2 适用于事故中期防护措施的干预剂量水平见表4。
（1）在事故中期，大量释放的放射性物质已沉降到地面，同时放射性物质还可能继续向大气释放，因而除早期已实施的防护措施外，还应考虑控制当地生产的食品的销售和消费，以及控制饮水的使用。为了避免长时间受到过高的剂量照射，可采取有计划、有控制的避迁措施，将一些
人群组从高污染区转移到安全区。
（2）中期采取防护措施的主要目的是保护公众在事故后的头一年内不致受到过高剂量的照射。7．2．3 在事故晚期，干预水平的建立主要着眼于干预的正当化考虑，同时充分注意对公众成员的健康影响和公众的可接受性。
（1）晚期决策所面临的主要问题是，早、中期已采取的防护措施的地区是否可以及何时可以恢复正常生活，或为了公众安全还需要进一步采取何种其他防护措施，如地区去污、封锁该地区并实施避迁等。
（2）上述决策可运用最优化的方法，即对人员返回污染区后预期将受辐射危害的代价，与继续采取原防护措施的代价，或采取其他旨在进一步减少辐射危害的新措施所花的代价相比，进行代价－利益分析（参见图1），根据图1中健康危害代价与防护措施代价之和的合成曲线的最低
处，即可找到最优化的个人当量剂量水平（Ｈ－ｏｐｔ）
（3）若Ｈ－ｏｐｔ相当的剂量水平仍比较高，其危险仍高于社会可能接受的水平，则不管代价大小也应采取补救措施，以进一步
表3 事故早期采取某些防护措施的干预剂量水平
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
干预剂量（ｍＳｖ或ｍＧｙ）
措 施 －－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
全 身ｂ 肺ｃ、甲状腺或其他
主要的单个器官
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
隐 蔽 5－50ｄ 50－500

服稳定性碘 － 50－500ｅ

撤 离 50－500 500－5000
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
注：ａ 短时间（常指1周）中的预期剂量。
ｂ 在几个器官或组织受低剂量水平照射时，也应计算有效剂量，并与全身剂量比较。
ｃ 在高剂量α粒子照射肺的情况下，数值也适用于相对生物效应（ＲＢＥ）与吸收剂量（ｍＧｙ）的乘积，制定计划时，建议ＲＢＥ取10。
ｄ 或有效剂量。
ｅ 仅用于甲状腺。

表4 事故中期采取某些防护措施的干预剂量水平ａ
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
头一年内累积的当量剂量（ｍＳｖ）
措 施 －－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
全 身 主要受照的单个器官
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
控制食物和水 5－50ｂ 50－500

避 迁 50－500 未预定
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
注：ａ 对孕妇和特殊人群的防护应特别关注。
ｂ 或有效当量剂量。
图1． 撤销防护措施的最佳剂量水平之确定
降低剂量，使之尽量降到Ｈｏｐｔ点相当的剂量水平以下。
（4）若一个人群的个人当量剂量率最佳水平虽已低于早、中期采取防护措施时所依据的干预当量剂量率水平，但在允许公众返回污染区前，仍应降低残余污染。

8 导出干预水平
8．1 作用8．1．1 发生事故后，监测得到的结果往往是环境辐射水平和污染水平。为了使监测结果能与干预水平直接进行比较，有必要根据干预剂量水平建立相应的导出干预水平。导出干预水平是干预剂量水平的等价表示量。8．1．2 由干预水平推算出导出干预水平与许
多参数有关，而多数参数随环境及释放特点等有很大的变化，因而不可能建立普遍适用的导出干预水平。因此，本规范仅给出估算导出干预水平的一般原则和方法，并在附录Ｆ中具体举例说明如何应用这些方法在特定条件下估算有关核素和照射途径的导出干预水平。8．1．3 在事故最
初阶段，导出干预水平的应用有较大局限性，因为此时有关释放物数量、组成及事故可能进展等方面的资料只能从运营单位获得，而有关外环境的监测结果还很难得到或即使得到亦为数很少，因此，防护决策将主要基于核电站的事故状态，以及对该状态的预测和当时当地的气象资料等。8
．1．4 本规范给出的导出干预水平估算方法及其应用，只限于核动力堆事故时大量放射性物质向大气释放的情况。8．2 估算原则8．2．1 当确认或怀疑有放射性物质异常释放时，应进行监测以证实有无环境污染，并取得释放严重程度的信息。将环境污染的监测结果与导出干预
水平直接进行比较，作出是否需要采取防护措施及在多大范围内实施干预行动的决策。如果某地区的环境辐射或污染水平达到了某一导出干预水平，则预示着该地区的照射将达到与之相应的干预剂量水平。8．2．2 对每一种环境物质和每一种照射途径都可根据干预剂量水平估算出相应
的导出干预剂量水平，表5概括了一些较重要的导出干预水平量，表中同时列出了相应的照射途径和防护措施。8．2．3 导出干预水平也可用事故中释放的或预期要释放的放射性核素数量业计算，这在事故早期对判断厂外可能造成的辐射影响及进行防护决策具有一定的实际意义。但在
事故时很难准确测
表5 有用的导出干预水平量
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
导 出 量 单 位 相应的照射途径 相应的防护措施
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
外照射γ Ｓｖ／ｓ 烟羽和地面沉积 隐蔽，撤离，避迁
剂量率 物的γ外照射
3
空气中放射 Ｂｑ·ｓ／ｍ 烟羽吸入内照射 隐蔽，撤离，服稳定性碘
性核素的时 烟羽β外照射
间积分浓度 皮肤沉积物β外照射
2
放射性核素 Ｂｑ／ｍ 沉积物β、γ外照射 撤离，避迁
地面沉积量 再悬浮物吸入内照射 撤离，避迁

食物、牧草 Ｂｑ／ｋｇ 食物和饮水 限制生产和销售
或饮水中放 或Ｂｑ／Ｌ 摄入内照射
射性深度
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
定放射性核素的释放量（通常是基于工厂的实际及事先的假设条件来预测这个释放量），因而以它表示的导出干预水平只能作为是否采取防护措施的较粗略的判定指标。只有在特定的核设施和事故条件下，用释放量表示的导出干预水平才较为可靠。8．2．4 为估算与环境监测结果
有关的导出干预水平，需将环境污染物向人体转移中涉及的各种过程进行模式化处理。对表5中列出的各种干预水平，其模式化处理如图2所示。8．2．5 由图2可见，许多因素可能影响环境物质中放射性核素水平与干预剂量水平之间的换算关系，即影响到剂量转换因子的估算。比较
重要的影响因素有：
（1）受员的生活习惯和特征；
（2）摄入体内核素的代谢机制；
（3）环境污染物的化学和物理性状；
（4）农业实践和制备及加工方法等。
以上因素中尤以前面两项最为关键。个人生活习惯和特征包括年龄、呼吸率、食谱、饮食量、制备食品的方法和在室内的停留时间等。但要谨慎地选择这些参数，不管是用居民中的平均个人还是比较极端的个人（如关键居民组）作为考虑对象。8．2．6 代谢和剂量学模式是计算导
出干预水平的核心。在许多情况下，当假定全体居民接受同样水平的外照射时，其外照射剂量随年龄的变化可不予考虑。但放射性核素所致的内照射剂量与图2 对单个核素建立的导出干预水平需要进行的模式化过程受照者的年龄关系较大，因而在计算与内照射途径有关的导出干预水平时
，应当考虑它们与个体年龄之间的关系。原则上可以把导出干预水平作为年龄的连续函数计算。但是，考虑到计算导出干预水平的其他不确定度也较大和应用方便，本规范只对以下三个年龄组作了导出干预水平的计算：
（1）幼儿组（0－6岁）；
（2）少儿组（7－17岁）；
（3）成人组（≥18岁）；8．2．7 本规范主要考虑的是一些核设施事故性释放物中具有重要意义的放射性核素（见表6），其放射性半衰期和衰变常数见表7，针对这些核素分别估算早期和中期的各种导出干预水平。
表6 对核设施事故可能具有重要意义的放射性核素
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
对反应堆事故有 对核燃料后处理厂事
重要意义的核素 故有重要意义的核素
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
Ｋｒ－85ｍ Ｓｒ－89
Ｋｒ－85 Ｓｒ－90
Ｋｒ－88 Ｉ－131
Ｓｒ－89 Ｒｕ－103
Ｚｒ－95 Ｒｕ－106
Ｒｕ－103 Ｃｓ－134
Ｒｕ－106 Ｃｓ－137
Ｔｅ－132 Ｃｓ－144
Ｉ－131 Ｐｕ－238
Ｉ－132 Ｐｕ－239
Ｉ－133 Ｐｕ－240
Ｉ－135 Ｐｕ－241
Ｘｅ－133 Ａｍ－241
Ｘｅ－135 Ｃｍ－242
Ｃｓ－134 Ｃｍ－244
Ｃｓ－137
Ｂａ－140
Ｌａ－140
Ｃｅ－144
Ｎｐ－239
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－

9 导出干预水平的计算方法
9．1 一般关系式
对于某种防护措施，在单个放射性核素和单一照射途径的情况下，其导出干预水平（以下简作ＤＩＬ）与干预剂量水平（以下简作ＩＬ）间关系的一般表示式为：
ＤＩＬ ＝ ＩＬ／ＤＣＦ
式中ＤＩＬ为有关环境物质中的导出干预水平；
表7 被分析核索的放射性半衰期和衰变常数
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
衰 变 常 数
核 索 半 衰 期 －－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
－1 －1 －1
（ｓ ） （ｄ ） （ａ ）
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
Ｋｒ－85 10．7 ａ 2．05 Ｅ－9 1．77 Ｅ－4 6．47 Ｅ－2
Ｋｒ－85ｍ 4．48 ｈ 4．30 Ｅ－5 3．71 1．36 Ｅ＋3
Ｋｒ－87 1．27 ｈ 1．52 Ｅ－4 1．31 Ｅ＋1 4．78 Ｅ＋3
Ｋｒ－88 2．84 ｈ 6．78 Ｅ－5 5．86 2．14 Ｅ＋3
Ｓｒ－89 50．5 ｄ 1．59 Ｅ－7 1．37 Ｅ－2 5．01
Ｓｒ－90 29．1 ａ 7．54 Ｅ－10 6．53 Ｅ－5 2．38 Ｅ－2
Ｚｒ－95 64 ｄ 1．25 Ｅ－7 1．08 Ｅ－2 3．96
Ｎｂ－95 35．2 ｄ 2．28 Ｅ－7 1．97 Ｅ－2 7．20
Ｒｕ－103 39．3 ｄ 2．04 Ｅ－7 1．76 Ｅ－2 6．45
Ｒｕ－106 368 ｄ 2．18 Ｅ－8 1．88 Ｅ－3 6．88 Ｅ－1
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－

－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
Ｔｅ－132 3．26 ｄ 2．46 Ｅ－6 2．13 Ｅ－1 7．77 Ｅ＋1
Ｉ－131 8．04 ｄ 9．98 Ｅ－7 8．62 Ｅ＋2 3．15 Ｅ＋1
Ｉ－132 2．3 ｄ 8．37 Ｅ－5 7．23 2．64 Ｅ＋3
Ｉ－133 20．8 ｈ 9．26 Ｅ－6 8．00 Ｅ－1 2．92 Ｅ＋2
Ｉ－135 6．61 ｈ 2．91 Ｅ－5 2．52 9．19 Ｅ＋2
ＸＥ－133 5．25 ｈ 1．53 Ｅ－6 1．32 Ｅ－1 4．83 Ｅ＋1
Ｘｅ－135 9．09 ｄ 2．12 Ｅ－5 1．83 6．68 Ｅ＋2
Ｃｓ－134 2．06 ｈ 1．07 Ｅ－8 9．22 Ｅ－4 3．36 Ｅ－1
Ｃｓ－137 30．0 ａ 7．32 Ｅ－10 6．33 Ｅ－5 2．31 Ｅ－2
Ｂａ－140 12．7 ａ 6．30 Ｅ－7 5．46 Ｅ－2 1．99 Ｅ＋1
Ｌａ－140 1．68 ｄ 4．78 Ｅ－6 4．13 Ｅ－1 1．51 Ｅ＋2
Ｃｅ－144 285 ｄ 2．82 Ｅ－8 2．43 Ｅ－3 8．91 Ｅ－1
Ｎｐ－239 2．36 ｄ 3．40 Ｅ－6 2．94 Ｅ－1 1．08 Ｅ＋2
Ｐｕ－238 87．7 ｄ 2．50 Ｅ－10 2．17 Ｅ－5 7．90 Ｅ－3
Ｐｕ－239 24100 ａ 9．13 Ｅ－13 7．88 Ｅ－8 2．88 Ｅ－5
Ｐｕ－240 6540 ａ 3．36 Ｅ－12 2．90 Ｅ－7 1．06 Ｅ－2
Ｐｕ－241 14．4 ａ 1．53 Ｅ－9 1．32 Ｅ－4 4．81 Ｅ－2
Ａｍ－241 432 ａ 5．08 Ｅ－11 4．40 Ｅ－6 1．60 Ｅ－3
Ｃｍ－242 163 ａ 4．93 Ｅ－8 4．25 Ｅ－3 1．56
Ｃｍ－244 18．1 ａ 1．21 Ｅ－9 1．05 Ｅ－5 3．83 Ｅ－2
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
－9 3
注：表中Ｅ－9 ， Ｅ＋3＝10 ，余类推。下同。

ＩＬ 为相应的剂量干预水平；
ＤＣＦ 为剂量转换因子，单位随ＤＩＬ和ＩＬ而变。9．2 单一核素单一照射途径9．2．1 空气中放射性核素的时间积分浓度
空气中放射性核素的时间积分浓度是个重要的物理量，除放射性烟羽的γ外照谢（其γ剂量率可直接测量）外，对于烟羽产生的浸没β外照射、吸入放射性物质引起的内照射和沉积在皮肤或衣服上的放射性物质引起的外照射，均可用简单的关系式将照射剂量与它联系起来。
（1）烟羽对皮肤的浸没β外照射
此照射途径仅对那些既不在体内显著吸收或滞留，也不在皮肤上明显沉积的放射性惰性气体核素有意义。
烟羽对皮肤的浸没β外照射，相应于隐蔽或撤离的导出干预水平可用下式计算：
ＩＬｓ／ｅ
ＤＩＬ＝－－－－－－－－－－……………………………………（2）
Ｄβ·ＳＦβ
式中 ＤＩＬ 为以空气中放射性核素时间积分浓度表示的导出干预水平，Ｂｑ·ｓ／立方米；
ＩＬｓ／ｅ 为相应于皮肤受照射时需要隐蔽或撤离的干预水平（脚标ｓ、ｅ分别表示隐蔽、撤离，下同），Ｓｖ；
Ｄβ 为空气中放射性核素单位时间积分浓度对皮肤照射所致的β当量剂量，Ｓｖ／（Ｂｑ·ｓ／立方米），Ｄβ值参见表8；
ＳＦβ 为衣服对射线的屏蔽系数，不考虑可取值为1。
表8 某些惰性气体核素在空气中单位时间
积分浓度对皮肤的β当量剂量ａ（Ｄβ）
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
放射性核素 Ｄβ（Ｓｖ／（Ｂｑ·ｓ／立方米）
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
Ｋｒ－85 3．4 Ｅ－15
Ｋｒ－85ｍ 3．9 Ｅ－15
Ｋｒ－87 6．7 Ｅ－14
Ｋｒ－88 1．2 Ｅ－14
Ｘｅ－133 8．3 Ｅ－16
Ｘｅ－135 5．3 Ｅ－15
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
注： ａ表皮下70μｍ。
（2）吸入烟羽中放射性核素的内照射
吸入放射性核素所致内照射，相应于隐蔽、撤离或服稳定性碘的导出干预
水平（Ｂｑ·ｓ／ｍ3）），可用下式计算：
ＩＬｓ／ｅ／ｉ
ＤＩＬ＝－－－－－－－－－－－－－－－··········（3）
Ｂ·Ｄｉｎｈ
式中ＩＬｓ／ｅ／ｉ 为相应于隐蔽、撤离或服稳定碘性的干预水平
（脚标ｉ表示服稳定性碘，下同），Ｓｖ；
Ｂ 为呼吸率，ｍ3／ｓ；
Ｄｉｎｈ 为吸入单位活度放射性核素的待积有效剂量，
Ｓｖ／Ｂｑ。
相应于隐蔽和撤离的干预水平ＩＬｓ／ｅ用全身剂量（或有效剂量）和器
官剂量表示；相应于服稳定性碘的ＩＬｉ用甲状腺待积剂量表示。对于不同年
龄组的Ｂ和Ｄｉｎｈ值，分别参见表9和表10。单位摄入量的待积有效剂量
是指任何年龄下核素吸入体内50年的总剂量，这个积分时间可能略微低估了
所接受的剂量，尤其是对年轻人。
（3）沉积在皮肤或衣服上的核素对皮肤的β外照射
沉积在皮肤或衣服上的放射性核素对皮肤的β外照射，相应于隐蔽或撤离
的导出干预水平（Ｂｑ·ｓ／ｍ3）可用下式计算：
ＩＬｓ／ｅ
ＤＩＬ＝－－－－－－－－－－－－－－－··········（4）
Ｄｓｋ·Ｖｓｋ·ＳＦβ

表9 不同年龄组的呼吸率（Ｂ）
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
呼 吸 率
年龄组 －－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
Ｉ／ｄ ｍ3／ｄ ｍ3／ｓ
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
幼儿组 3．8 Ｅ＋03 3．8 4．4 Ｅ－05
少儿组 1．5 Ｅ＋04 15 1．7 Ｅ－04
成人组 2．3 Ｅ＋04 23 2．7 Ｅ－04
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
表10 吸入单位活度放射性核素的待积有效剂量 （Ｄｉｎｈ）
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
放射性 肺廓清 Ｄｉｎｈ （Ｓｖ／Ｂｑ）ｃ
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
核 素ａ 类 别ｂ 幼儿组 少儿组 成人组
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
Ｓｒ－89 Ｄ 1．2 Ｅ－08 3．9 Ｅ－09 1．6 Ｅ－09
Ｓｒ－90 Ｄ 2．1 Ｅ－07 8．1 Ｅ－08 5．7 Ｅ－08
Ｚｒ－95 Ｄ 2．9 Ｅ－08 1．1 Ｅ－08 5．1 Ｅ－09
Ｒｕ－103 Ｙ 1．3 Ｅ－08 4．6 Ｅ－09 2．1 Ｅ－09
Ｒｕ－106 Ｙ 7．8 Ｅ－07 2．6 Ｅ－07 1．2 Ｅ－07
Ｔｅ－132 Ｄ （4．8 Ｅ－07） （1．3 Ｅ－07） （4．2 Ｅ－08）
Ｉ－131 Ｄ （2．3 Ｅ－06） （7．4 Ｅ－07） （2．7 Ｅ－07）
Ｉ－132 Ｄ （1．6 Ｅ－08） （4．2 Ｅ－09） （1．6 Ｅ－09）
Ｉ－133 Ｄ （4．6 Ｅ－07） （1．2 Ｅ－07） （4．4 Ｅ－08）
Ｉ－135 Ｄ （7．8 Ｅ－08） （2．1 Ｅ－08） （7．6 Ｅ－09）
Ｃｓ－134 Ｄ 1．1 Ｅ－08 1．1 Ｅ－08 1．1 Ｅ－08
Ｃｓ－137 Ｄ 9．1 Ｅ－09 8．0 Ｅ－09 7．7 Ｅ－09
Ｂａ－140 Ｄ 5．9 Ｅ－09 2．1 Ｅ－09 9．6 Ｅ－10
Ｃｅ－144 Ｙ 6．1 Ｅ－07 2．0 Ｅ－07 9．5 Ｅ－08
Ｎｐ－239 Ｗ 4．0 Ｅ－09 1．4 Ｅ－09 6．0 Ｅ－10
Ｐｕ－238 Ｙ 1．9 Ｅ－04 9．8 Ｅ－05 7．5 Ｅ－05
Ｐｕ－239 Ｙ 1．9 Ｅ－04 1．0 Ｅ－04 8．0 Ｅ－05
Ｐｕ－240 Ｙ 1．9 Ｅ－04 1．0 Ｅ－04 8．0 Ｅ－05
Ｐｕ－241 Ｙ 1．9 Ｅ－06 1．4 Ｅ－06 1．3 Ｅ－06
Ａｍ－241 Ｗ 2．4 Ｅ－04 1．3 Ｅ－04 1．2 Ｅ－04
Ｃｍ－242 Ｗ 2．8 Ｅ－05 9．4 Ｅ－06 4．5 Ｅ－06
Ｃｍ－244 Ｗ 1．8 Ｅ－04 8．3 Ｅ－05 6．5 Ｅ－05
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
注：ａ 除了碘同位素为元素外，假设其他元素都为氧化物。
ｂ 将吸入核素依其从肺中的廓清速率分为三类：即Ｄ（半廓清期小于10天）、Ｗ（半廓清期10－100天）及Ｙ（半廓清期大于100天）类。
ｃ 除碘、碲放射性同位素给出的是甲状腺的待积当量剂量（表中数值带括号）外，表中其他值均为待积有效剂量。式中Ｄｓｋ 为沉积在皮肤或衣服上的放射性核素单位沉积量引起的皮肤积分当量剂量，Ｓｖ／（Ｂｑ／ｍ2）；
Ｖｓｋ 为核素由大气向皮肤或衣服的沉积速率，ｍ／ｓ。
Ｖｓｋ值一般取3·10－3ｍ／ｓ，对碘核素取10－2ｍ／ｓ。Ｄｓｋ值参见表11，表中同时列出了相应的剂量转换因子ＤＣＦ（即Ｄｓｋ·Ｖｓｋ·ＳＦβ值），此处假设ＳＦβ为1。ＤＣＦ的物理意义为空气中核素单位时间积分浓度对皮肤所致的β剂量。 9．2．2 放
射性核素在地面的沉积量 （1）地面放射性沉积物引起的γ外照射与地面放射性沉积物引起的γ外照射有关的导出干预水平可用两种环境测量值表示：一种是放射性核素在地面的沉积量，一种是 表11 皮肤或衣服上的核素单位沉积量所致皮肤的
积分当量剂量（Ｄｓｋ）及剂量转换因子ＤＣＦ
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
放射性核素 Ｄｓｋ（Ｓｖ／（Ｂｑ／ｍ2）） ＤＣＦ（Ｓｖ／Ｂｑ·ｓ／ｍ3））
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
Ｓｒ－89 4．6 Ｅ－09 1．4 Ｅ－11
Ｓｒ－90 4．6 Ｅ－09 1．4 Ｅ－11
Ｚｒ－95 3．6 Ｅ－09 1．1 Ｅ－11
Ｎｂ－95 1．0 Ｅ－09 3．0 Ｅ－12
Ｒｕ－103 3．0 Ｅ－09 9．0 Ｅ－12
Ｒｕ－106 4．8 Ｅ－09 1．4 Ｅ－11
Ｔｅ－132 5．0 Ｅ－09 1．5 Ｅ－11
Ｉ－131 4．1 Ｅ－09 4．1 Ｅ－11
Ｉ－132 1．2 Ｅ－09 1．2 Ｅ－11
Ｉ－133 3．8 Ｅ－09 3．8 Ｅ－11
Ｉ－135 2．5 Ｅ－09 2．5 Ｅ－11
Ｃｓ－134 3．0 Ｅ－09 9．0 Ｅ－12
Ｃｓ－137 6．1 Ｅ－09 1．8 Ｅ－11
Ｂａ－140 4．7 Ｅ－09 1．4 Ｅ－11
Ｌａ－140 4．2 Ｅ－09 1．3 Ｅ－11
Ｃｅ－144 7．2 Ｅ－09 2．2 Ｅ－11
Ｎｐ－239 3．2 Ｅ－09 9．6 Ｅ－12
Ｐｕ－241 2．2 Ｅ－15 6．6 Ｅ－18
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
注：表列剂量值指皮肤浅表剂量，且指沉积后12小时的积分剂量。
距地面上方1米处的γ剂量率。
Ａ 放射性核素在地面的沉积量
对沉积于地面的放射性核素的γ外照射，相应于撤离或避迁的导出干预水平（Ｂｑ／ｍ2）可用下式计算：

ＩＬｅ／ｒ
ＤＩＬ＝－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－·······（5）
∫0Ｄγ（ｔ）ｄｔ·ＳＦγ
式中ＩＬｅ／ｒ 为相应于撤离或避迁的干预水平（脚标表示避迁
，下同），Ｓｖ；
∫τ0Ｄγ（ｔ）ｄｔγ 为假设在0－τ时间内一直停留在室外的条件下
，单位地面沉积量核素（0时刻）所致的全身当
量剂量的时间积分值，（Ｓｖ／（Ｂｑ／ｍ2）
）。0时刻设为事故发生时刻，τ一般对撤离取
1周，对避迁取1年。
ＳＲγ 为平均屏蔽系数。
（5）式的分母即为剂量转换因子。ＳＦγ值取决于两个主要参数：建筑
物屏蔽系数ｓ（即室内剂量率与室外剂量率之比，其值参见表12）和居民在
室内的停留时间份额Ｘ，ＳＦγ由下式确定：
ＳＦγ＝1＋（ｓ－1）·Ｘ．．．．．．．．．．．．．．．．（6）
全身当量剂量的时间积分值可用下式计算：
Ｄγ（0）
∫τ0Ｄγ（ｔ）ｄｔ＝－－－－－－－－（1－ｅ－8．64 Ｅ4·λ·τ）．．（7）
λ

表12 建筑物对γ辐射的屏蔽因子（ｓ）
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
建 筑 物 Ｓ
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
砖瓦建筑物 0．05－0．3
小型多层建筑物：
地下室 0．01
第一和第二层 0．05
大型多层建筑物：
地下室 0．005
地面上各层 0．01
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
式中τ 为在室外的停留时间，ｄ；
Ｄγ（0） 为沉积时刻核素单位沉积量所致的初始当量剂量率，（
Ｓｖ／ｓ）／（Ｂｑ／ｍ2）；
λ 为核素的放射性衰变常数，1／ｓ；
8．64 Ｅ4 为1天的秒数。
有关核素的Ｄγ（0）值参见表13。
Ｂ距地面1米处的γ外照射当量剂量率
对沉积于地面的放射性核素的γ外照射当量剂量率，相应于隐蔽或撤离的
导出干预水平可用下式计算：
λ ＩＬｓ／ｅ ＩＬｓ／ｅ·λ
ＤＩＬ＝－－－－－－－－－－－－－·－－－－－－－＝－－－－－－－－－－－－－－·（8）
1－ｅ－λ·τ ＳＦγ ＳＦγ·（1－ｅ－λ·τ）
式中ＤＩＬ 为以距地面上方1米处测得的γ当量剂量率表示的导出干预水平
，Ｓｖ／ｓ；
λ 为有效衰变常数，1／ｓ；其他符号意义同前。
λ可用下式计算：

表13 若干核素沉积时刻单位沉积量
的初始当量剂量率（Ｄγ（0））
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
放射性 Ｄγ（0） 放射性 Ｄγ（0）
核 素 （（Ｓｖ／ｓ）／（Ｂｑ／ｍ2）） 核 素 （（Ｓｖ／ｓ）／（Ｂｑ／ｍ2））
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
Ｚｒ－95 6．0 Ｅ－16 Ｂａ－140 1．6 Ｅ－16
Ｎｒ－95 6．2 Ｅ－16 Ｃｅ－144 2．2 Ｅ－17
Ｒｕ－103 4．1 Ｅ－16 Ｎｐ－239 1．9 Ｅ－16
Ｒｕ－106 1．7 Ｅ－16 Ｐｕ－238 1．6 Ｅ－19
Ｔｅ－132 2．4 Ｅ－16 Ｐｕ－239 1．1 Ｅ－19
Ｉ－131 3．6 Ｅ－16 Ｐｕ－240 1．6 Ｅ－19
Ｉ－132 1．8 Ｅ－15 Ｐｕ－241 2．1 Ｅ－21
Ｉ－133 5．1 Ｅ－16 Ａｍ－241 1．9 Ｅ－17
Ｉ－135 1．1 Ｅ－15 Ｃｍ－242 1．9 Ｅ－19
Ｃｓ－134 1．3 Ｅ－15 Ｃｍ－244 3．1 Ｅ－19
Ｃｓ－137 4．7 Ｅ－16

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