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放射卫生防护基本标准
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【分类号】 ４０７１０６８４０３
【标题】 放射卫生防护基本标准（ＧＢ４７９２—８４）
【时效性】 有效
【颁布单位】 卫生部
【颁布日期】 ８４１２２４
【实施日期】 ８４１２２４
【失效日期】
【内容分类】 卫生监督、检疫
【文号】
【名称】 放射卫生防护基本标准（ＧＢ４７９２—８４）
【题注】
１．引 言
１．１本标准的宗旨是；保障放射工作人员和公众及其后代的健康与安全，并提高放射防护措施的效益；在此基础上促进我国放射工作的发展。
１．２从上述宗旨出发，对电离辐射源的使用必须将其产生的照射给予适当限制，从而防止发生对健康有害的非随机效应，并将随机性损害效应的发生率降低到认为可以接受的水平。
１．３本标准适用范围
１．３．１使用电离辐射源或产生电离辐射的一切实践活动。
１．３．２对放射工作人员和公众接受电离辐射照射需加控制的一切实践活动
。
１．４在１．３所列范围内进行与防护有关的设计、监督、管理时，必须遵从以下基本原则。
１．４．１实践的正当化：产生电离辐射照射的任何实践要经过论证，或确认该项实践是值得进行的，其所致的电离辐射危害同社会和个人从中获得的利益相比是可以接受的，如果拟议中的实践不能带来超过代价（包括健康损害代价和防护费用的代价）的净利益，就不应当引进该项实践。
１．４．２放射防护最优化：应当避免一切不必要的照射；以放射防护最优化为原则，以期用最小的代价，获得最大的净利益，从而使一切必要的照射保持在可以合理达到的最低水平。
１．４．３个人剂量的限制：个人所受照射的剂量当量不应超过规定的限值。
１．５凡从事放射工作的单位均应设立专职防护机构或专职人员负责放射防护工作，按有关规定上报防护监测数据或资料，并接受该地区放射卫生防护部门的监督和指导。
１．６对从事放射工作的人员应加强安全和放射防护知识的教育，并定期进行考核，使他们自觉遵守有关放射防护的各种标准和规定，有效地进行防护并防止事故的发生。新参加工作的人员要经过放射防护部门的考核，领取合格证后才可以从事放射工作。
１．７各省、市、自治区及有关部门，可根据本标准的原则和要求，结合各地区各部门的特点，制订相应的实施办法或实施细则。
２．放射工作人员的剂量限值
２．１放射工作人员的年剂量当量是指一年工作期间所受外照射的剂量当量与这一年内摄入放射性核素所产生的待积剂量当量二者的总和，但不包括天然本底照 射和医疗照射。
２．２对放射工作人员进行剂量限制要考虑随机性效应和非随机性效应。同时满足以下两种限值：
２．２．１为了防止有害的非随机效应，任一器官或组织所受的年剂量当量不
得超过下列限值。 眼晶体 １５０ｍＳｖ（１５ｒｅｍ其他单个器官或组织 ５００ｍＳｖ（５０ｒｅｍ）
２．２．２为了限制随机性效应，放射工作人员受到全身均匀照射时的年剂量当量不应超过５０ｍＳｖ（５ｒｅｍ）。当受到不均匀照射时，有效剂量当量应满足下列不等式：
∑T ＷT ＨT ≤５０ＭＳｖ（５ｒｅｍ）
式中：
ＨT——组织或器官（Ｔ）的年剂量当量，ｍＳｙ （ｒｅｍ）
ＷT——组织或器官（Ｔ）的相对危险度权重 因子（见附录Ｆ）
∑T ＷTＨT ——称有效剂量当量，用ＨE 表示
２．３放射工作人员一年中摄入放射性核素的量，不应超过附录Ｂ列出的年摄入量限值（ＡＬＩ）。
２．４为了便于监测和管理，推导出工作场所空气中放射性核素的导出浓度。见附录Ｂ。在不超过年摄入量限值和符合２．６款的基础上，其浓度可依据实际的摄入量而增减。
２．５在内外混合照射的情况下，满足下列不等式和２．２．１及２．６的要求可以认为不会超过所规定的放射工作人员剂量限值。
ＨE Ｉj
（－－－－－－－－－）＋∑－－－－≤１
－１ ＡＬＩj
５０ｍＳｖ•年
式中：
ＨE——外照射的年有效剂量当量
－１
∑T ＷT ＨT ，ｍＳｖ年
－１
Ｉj ——放射性核素ｊ的年摄入量Ｂｇ年
ＡＬＩj——放射性核素ｊ的年摄入量限值，Ｂｇ
－１
年
－１
５０ｍＳｖ年 ——放射工作人员有效剂量当 量限值
２．６在一般情况下连续３个月内一次或多次接受的总剂量当量不要超过年剂量限值（２．２至２．５段）的一半。
２．７放射工作条件的分类：为了便于管理，将放射工作条件分成三种
甲种工作条件：一年照射的有效剂量当量有可能超过１５ｍＳｖ（１．５ｒｅｍ）。对于这种工作条件下的工作人员，要有个人剂量监测，对场所要有经常性的监测，建立工作人员个人受照剂量和场所监测档案。
乙种工作条件：一年照射的有效剂量当量很少可能超过１５ｍＳｖ（１．５ｒｅｍ）。但有可能超过５ｍＳｖ（０．５ｒｅｍ）。对于这种工作条件的场所，要定期进行监测。要进行个人剂量监测并建立个人受照射剂量档案。
丙种工作条件：一年照射的有效剂量当量很少可能超过５ｍＳｖ（０．５ｒｅｍ）对于这种工作条件的场所，可根据需要进行监测，并作记录．。
２．８在正常的运行过程中有时会发生一些特殊情况，需要少数工作人员接受超过年剂量当量限值的照射。对这种照射必须事先经过周密的计划，由本单位领导及防护负责人批准，其有效剂量当量在一次事件中不大于１００ｍＳｖ（１０ｒｅｍ），一生中不大于２５０ｍＳｖ（２５ｒｅｍ）并满足２．２．１款的要求。接受这种事先计划的特殊照射的有效剂量当量应有医学观察并详细记入个人剂量和健
康档案。
２．９从事放射工作的孕妇、授乳妇（仅指内照射而言）及１６～１８岁的实习人员，不应在甲种工作条件下工作，不得接受事先计划的特殊照射。
２．１０从事放射工作的育龄妇女所接受的照射，应严格按均匀的月剂量率加以控制。
２．１１未满１６岁者，不得参与放射工作。
３．公众中个人的剂量限值
３．１公众中个人受到的年剂量当量应低于下列限值：
全身 ５ｍＳｖ（０．５ｒｅｍ）
任何单个组织或器官 ５０ｍＳｖ（５ｒｅｍ）
３．２当长期持续受到电离辐射的照射时，公众中个人在其一生中每年的全身照射的年剂量当量限值应不高于１ｍＳｖ（０．１ｒｅｍ）
上述年剂量当量是指任何一年内的外照射剂量当量与这一年内摄入放射性核素所产生的待积剂量当量二者的总和，但不包括天然本底照射和医疗照射。
３．３公众中个人的年入摄量限值和导出浓度仅用于成年人。在计算儿童由于摄入放射性核素而受到的有效剂量当量时，应考虑儿童在器官大小和代谢方面的差异，选择合适的模式，相应地减少有关的放射性核素的摄入量。
３．４各省、市、自治区及有关单位在制订放射防护规程时，必须把现有的和预期的各种放射源对公众的照射计算在内，要使公众个人所受照射的总剂量当量低于上述限值。对新建放射工作单位进行放射防护预评价时，也必须考虑到这一点。
３．５未来的剂量当量负担：有许多实践所释放的长寿命放射性核素会在环境中长期累积，将不断增加对公众的照射。同时其他放射源的种类和数量也会增加。 所以在进行规划、设计时必须保证当前和未来实践所产生的剂量不致对公众造成过量的照射。
３．６为了估计公众个人所受的剂量当量，应在可能受照的人群中选择合适的关键人群组，并选用适宜的参数和数学模式，估算出这个组的平均有效剂量当量，以此进行剂量评价。
３．７人类的活动有时会使天然电离辐射对公众的照射水平有所变化，限制由此增高造成的附加照射是必要的，应该根据不同的放射源类型及其剂量分布，确定具体的调查水平，管理限值和干预水平。
３．８为了便于监测和管理，由年摄入量限值推导出公众的导出食入浓度（ＤＩＣ），见附录Ｂ。在不超过年摄入量限值和符合２．６款的基础上，其浓度可依据实际的摄入量而增减
４．铀矿及其它矿井下作业人员吸入氡、氢及其子体的限值
４．１在矿井下作业、工作人员除受γ射线的照射外，同时由于暴露于空气中的氡、氢及其短寿命子体以及矿尘（含有铀、钍长寿命核素及其衰变产物），经过吸入而产生内照射。其中氡子体的照射是主要的危害因素。
２２２
４．２对空气中的 Ｒｎ及其短寿命子体，放射工作人员的年摄入量限值（ＡＬＩ）和导出空气浓度（ＤＡＣ）如下：
２２２
短寿命 Ｒｎ子体任何混合物α潜能的年摄入 量限值（ＡＬＩｐ）为：
ＡＬＩｐ＝０．０２Ｊ ３ －１ 假定平均呼吸率Ｖ＝１．２ｍ ｈ ，每年工作２０
００ｈ，由此得出导出空气浓度：
－６ －３
ＤＡＣｐ＝８．３×１０ Ｊｍ －２２２
用平衡当量氡浓度（ＥＣＲｎ ）表示时：
－２２２ －３
ＤＡＣ（ＥＣＲｎ ）＝１５００Ｂｑｍ
２２０
４．３对空气中的 Ｒｎ及其短寿命子体，放射工作人员的年摄入量（ＡＬＩ）和ＤＡＣ值如下：
ＡＬＩｐ＝０．０６Ｊ
－５ －３
ＤＡＣｐ＝２．５×１０ Ｊｍ
－３
ＤＡＣ（ＥＣＲｎ－２２０）＝３３０Ｂｑｍ
４．４混合照射限值，对接受内外混合照射的工作人员，按２．５条所列公式估算，将不会超过基本限值。
４．５仅暴露于氡、氢气体本身而不伴有氡、氢子体混合物；或吸入其短寿命子体的量极微，可以忽略不计的情况下（例如使用高效沪材作的口罩），上述的年摄入量限值和导出空气浓度可增大１００倍。
４．６上述工作人员的年摄入量限值，是基于放射工作人员年剂量当量限值导出的，因此，在实践中，需用最优化原则以求合理地做到减低剂量。
５．事故和应急照射
５．１核设施或核企业在申请批准开始运行前，必须制定好应急计划；制定出发生事故后不同阶段、不同剂量水平下应当采取的各种相应对策和善后措施，上报所在地的人民政府批准。并报卫生、公安等部门备案。
５．２为了制止事故扩大或进行抢救、抢修等，有些工作人员接受超过正常限值的照射，称为应急照射，一般控制在一次应急事件中全身照射不超过０．２５Ｓｖ（２５ｒｅｍ）。并满足２．２．１的要求
５．３事故照射是指在事故情况下，工作人员以及公众非自愿接受的超过正常限值的照射。遇此情况时，要采取善后措施限制事态的发展，限制人员受照射量，并迅速组织力量进行调查，确定事故的经过并估计人员已经受到的剂量和预期的待积剂量。
５．４在事故的情况下，补救措施本身有可能给社会和个人带来一定的危害。所采取的补救措施必须是措施本身付出的代价和带来的危害小于进一步照射所造成的危险。
５．５在事故情况下，某些人员受到特殊照射的剂量应有详细记录，并报知有关部门存档。其有效剂量当量超过０．１Ｓｖ（１０ｒｅｍ）的人员，应及时给予医学检查和必要的处理，并根据所受剂量，参照健康情况、年龄以及专门技能，对其今后能否继续从事放射工作，及从事放射工作的水平，提出建议。
６．放射性物质污染表面的导出限值
６．１操作放射性物质的工作人员的体表，衣物及工作场所的设备、墙壁、地面等表面污染水平，应控制在下表所列值以下：
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
污染表面 ｜ α放射性物质 ｜β放射性物质
｜贝可／平方厘米 ｜贝可／平方厘米
－－－－－－－－－－－｜－－－－－－－－｜－－－－－－－－
｜ －２｜ －１
手、皮肤、内衣、工作袜｜３．７×１０ ｜３．７×１０
－－－－－－－－－－－｜－－－－－－－－｜－－－－－－－－
｜ －１｜ ０
工作服、手套、工作鞋 ｜３．７×１０ ｜３．７×１０
－－－－－－－－－－－｜－－－－－－－－｜－－－－－－－－
｜ ０ ｜ １
设备、地面、墙壁 ｜３．７×１０ ｜３．７×１０
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
（１）手、皮肤、内衣受到污染时，应及时进行清洗。其他表面污染，应采取适当措施清除污染。对固定性污染，经防护人员检查同意，控制水平可以适当提高。但不得超过表列值的５倍。
（２）按三区原则布置的工作场所，第二区的表面污染除手、皮肤、内衣、工作袜外可适当提高。但不得超过表列值的５倍。
（３）最大能量小于０．３Ｍｅｖ的β放射性物质污染，其表面污染的控制数值可为上表列出值的５ 倍。
（４）对低、中毒组放射性核素，控制水平可放宽１０倍。
６．２放射工作场所相邻地区的有关车间或房间内，设备与地面的污染水平不应超过上表列出值的１／１０。
６．３放射工作场所的某些设备与用品，经仔细清洗后，其污染水平不大于上表列出值的１／５０时，经防护部门测量许可后，可在一般工作中使用。
６．４运输中，装有放射性物质的容器污染表面的导出限值为：
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
｜ α放射性物质 ｜β放射性物质
污染表面 ｜ ２ ｜ ２
｜ 贝可／厘米 ｜ 贝可／厘米
－－－－－－－｜－－－－－－－－｜－－－－－－－－
装有放射性物质｜ －１｜ ０
｜３．７×１０ ｜３．７×１０
的容器表面 ｜ ｜
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
７．医疗照射的防护
７．１医疗照射是指在医学检查和治疗过程中被检者或病人受到电离辐射的内外照射。施行诊断或治疗的医生应加强对被检者或病人的放射防护。医疗照射从其所获得的利益来衡量必须具有正当理由，既达到诊断或治疗的目的；又要把照射限制到可以合理达到的最低水平，避免一切不必要的照射。
７．２必须对有关医务人员进行放射防护知识方面的宣传教育，从事放射诊断、放射治疗及核医学的医务人员必须掌握放射防护基本知识，经过放射卫生防护主管部门的考核发给合格证者，才可从事上述工作。
８．教学中接触电离辐射时的剂量限值
８．１教学中使用放射源应区分为一般教学和放射专业教学；学生应区分为非放射专业学生和放射专业学生。
８．２对放射专业学生，其剂量限值应遵守放射工作人员的防护条款。
８．３对非放射专业学生，在教学过程中，受到的照射应限制在年有效剂量当量不大于０．５ｍＳｖ（０．０５ｒｅｍ）。其它单个器官或组织的年剂量当量不大于５ｍＳｖ（０．５ｒｅｍ）。
９．放射工作场所的划分
凡符合下列条件之一的工作单位或场所称为放射工作单位或场所（对这类工作单位应由国家或地方的放射卫生防护部门会同公安、科委进行审核、登记、颁发许可证，并依据本标准进行管理）。
９．１操作放射性物质的比活度大于７×
４ －１ －６ －１
１０ Ｂｑｋｇ （２×１０ Ｃｉｋｇ ），且日最大操作量按毒性分组大于下表所列值。
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
放射性核表｜ 日最大操作量
｜－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
毒性组别 ｜ 开放性放射源 ｜ 封闭性放射源
｜ Ｂｑ（μｃｉ） ｜Ｂｑ（μｃｉ）
－－－－－－｜－－－－－－－－－－｜－－－－－－－－－－－
｜ ３ ｜ ４
极毒组（Ⅰ）｜４×１０ （０．１）｜４×１０ （１．０）
－－－－－－｜－－－－－－－－－－｜－－－－－－－－－－－
｜ ４ ｜ ５
高毒组（Ⅱ）｜４×１０ （１．０）｜４×１０ （１０）
－－－－－－｜－－－－－－－－－－｜－－－－－－－－－－－
｜ ５ ｜ ６
中毒组（Ⅲ）｜４×１０ （１０） ｜４×１０ （１００）
－－－－－－｜－－－－－－－－－－｜－－－－－－－－－－－
｜ ６ ｜ ７
低毒组（Ⅳ）｜４×１０ （１００）｜４×１０ （１０００）
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
注：各组别的开放性放射源的日最大操作量应按操作性质将表列值乘以下列修正系数：干式发尘操作，０．０１；产生少量气体、气溶胶的操作，０．１；一般湿式操作，１，很简单的湿式操作，１０；在工作场所贮存，１００。
９．２操作带有放射性物质的仪器、仪表或产生电离辐射的设备或装置，其放射性活度大于封闭性放射源的日最大操作量；或不加任何防护措施其源
－１
表面处剂量当量率高于０．０４ｍＳｖ（４．０ｍｒｅｍ）ｈ ；或 工作位置的剂量当量率
高于２．５ｕＳｖ（０．２５ｍｒｅｍ）
－１；
ｈ ；或间断性工作的年有效剂量当量高于５ｍＳｖ（０．５ｒｅｍ）。
９．３使用电子加速器和操作产生电子束的装置，其电子束能量大于５Ｋｅｖ，且工作位置的剂量当量率符合９．２条所列的数值。
９．４在一般卫生防护条件下，工作场所空气中放射性物质的浓度大于放射性工作场所中导出空气浓度的１／１０。
１０．开放型放射工作单位的分类和工作场所的分级
１０．１开放型放射工作单位，根据其放射性核素的等效年用量分为三类（见表１）
表１ 开放型放射工作单位的分类
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
单位类别｜等效年用量Ｂｑ
－－－－｜－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
｜ １２
第一类 ｜ ＞１．８５×１０
－－－－｜－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
｜ １１ １２
第二类 ｜１．８５×１０ ～１．８５×１０
－－－－｜－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
｜ １１
第三类 ｜ ＜１．８５×１０
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
表２ 各级放射工作场所的最大等效日操作量
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
工作场所级别｜ 等效日操作量Ｂｑ
－－－－－－｜－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
｜ １０
甲级 ｜ ＞１．８５×１０
－－－－－－｜－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
｜ ７ １０
乙级 ｜１．８５×１０ ～１．８５×１０
－－－－－－｜－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
｜ ４ ７
丙级 ｜３．７×１０ ～１．８５×１０
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
开放型放射工作单位所用的各种放射性核素的年用量贝可，分别乘以放射性核
素毒性组别系数（极毒组为１０，高毒组为１，中毒组为０．１，低毒组为０．０
１）其积之和为该工作单位的等效年用量。
１０．２开放型放射工作场所，按所用放射性核素的最大等效日操作量（日操
作量毒性组别系数）分为３级（见表２）。
１０．３按照工作场所空气中的导出浓度和相应的比活度，将放射性核素分为
极毒、高毒、中毒和低毒４个毒性组（见附录Ｃ）。
上表列出的最大等效日操作量，尚需根据操作的性质，乘以表３中的系数，加
以修正。
表３ 操作性质的修正系数
－－－－－－－－－－－－－－－－－－
操作性质 ｜修正系数
－－－－－－－－－－－－－｜－－－－
干式发尘操作 ｜０．０１
－－－－－－－－－－－－－｜－－－－
产生少量气体、气溶胶的操作｜０．１
－－－－－－－－－－－－－｜－－－－
一般的湿式操作 ｜ １
－－－－－－－－－－－－－｜－－－－
很简单的湿式操作 ｜１０
－－－－－－－－－－－－－｜－－－－
在工作场所贮存 ｜１００
－－－－－－－－－－－－－－－－－－
１１．开放型放射工作单位的卫生防护要求
１１．１第一，第二类开放型放射性工作单位（简称一，二类单位）不得设于
市区。（经有关领导部门论证并经放射卫生防护部门专门审查第一、二类单位可设
于市区）。第三类开放型放射性工作单位（简称第三类单位）及属于二类的医疗单
位可设于市区。
一类单位的工作场所，干式发尘操作的工作场所，应设在单独的建筑物内。二
、三类单位的工作场所可设在一般建筑物内，但应集中在同一层或一端，与非放射
工作场所隔开。
表１ 各类放射工作单位的防护监测区
－－－－－－－－－－－－－－－－
单位类别｜防护监测区的范围（米）
－－－－｜－－－－－－－－－－－
第一类 ｜＞１５０
－－－－｜－－－－－－－－－－－
第二类 ｜３０～１５０
－－－－｜－－－－－－－－－－－
第三类 ｜＜３０
－－－－－－－－－－－－－－－－
１１．２放射工作单位按其所属类别，在其周围划出防护监测区（见第９６页
，表１），定期监测。
新建的第一、二类放射工作单位，应按当地最小频率的风向，布置在居住区的
上风侧；应避开原有的永久性建筑物，使其不在防护监测区内。新建居住区亦应设
在该区之外。当气象条件不利于排放时，应扩大防护监测区的范围。
大型放射厂、矿的防护监测区可根据需要适当扩大。
１１．３甲级工作场所可按三区原则布置。甲、乙级工作场所应设卫生通过间
。规模较大的放射工作单位，应根据操作性质和特点，将通风系统合理组合，排风
机应设在靠近排气口一端。排气口须超过周围（５０米范围内）最高屋脊３米以上
。在实际执行有困难时，征得放射卫生防护部门同意，适当降低高度，但应加强防
护措施减少放射性物质的排出量。
１１．４放射性废物与废水应合理处理。处理时符合本标准，不得影响工作人
员和居民的健康安全。
附录Ａ 品质因数
Ａ．１品质因数Ｑ表示吸收能量的微观分布对生物效应的影响的系数。其值由
辐射在水中的传能线密度（ＬＥＴ）值确定的。对于具有谱分布的辐射可
＿
计算Ｑ的有效值Ｑ。品质因数Ｑ与传能线密度的关 系如表１。
Ａ．２在实际防护工作中，为便于应用，可按初级
＿
辐射的类型使用Ｑ的近似值。为此，建议对外照射
＿
和内照射都可使用表２所列Ｑ值：
＿
Ａ．３建仪的Ｑ和Ｑ值只供放射防护用，不能用来评价严重事故（较大剂量）
照射所引起的人体急 性效应。 ＿
Ａ．４各种能量的中子，其平均品质因数Ｑ相差
＿
很大。表３是中子（在３０厘米模型中最大）的Ｑ值。
＿
对热能中子给出Ｑ＝２．３。
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
传能线密度（在水中每微米损失的能量）Ｋｅｖ｜Ｑ
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－｜－－
３．５及以下 ｜１
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－｜－－
７ ｜２
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－｜－－
２３ ｜５
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－｜－－
５３ ｜１０
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－｜－－
１７５及以上 ｜２０
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
表２
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
｜ ＿
射线种类 ｜Ｑ
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－｜－－
Ｘ射线、ｒ射线、电子 ｜１
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－｜－－
裂变中子和未知能量的中子、质子、静止质量｜１０
大于１原子量单位的单电荷电粒子 ｜
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－｜－－
在内照射中的α粒子、电荷数未知的粒子 ｜２０
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
表３ 中子平均品质因数
-------------------------------------------------------------------
中子能量| -8 | -7 | -6 | -5 | -4 | -2 | |
|2.5X10 |1X10 |1X10 |1X10 |1X10 |1X10 |0.1|0.5
(Mev) | | | | | | | |
--------|---------|-------|-------|-------|-------|-------|---|----
- | 2 | 2 | 2 | 2 | 2 | 2.5 |7.5|11
Q | | | | | | | |
--------|---------|-------|-------|-------|-------|-------|---|----
中子能量| 1 | 25 | 5 | 7 | 10 | 14 | 20|40
(Mev) | | | | | | | |
--------|---------|-------|-------|-------|-------|-------|---|----
- | | | | | | | |
Q | 11 | 9 | 8 | 7 | 6.5 | 7.5 | 8|7
--------|---------|-------|-------|-------|-------|-------|---|----
| | 2 | 2 | 2 | 2 | | |
中子能量| 60 |1X10 |2X10 |3X10 |4X10 | | |
(Mev) | | | | | | | |
--------|---------|-------|-------|-------|-------|-------|---|----
- | | | | | | | |
Q | 5.5 | 4 | 3.5 | 3.5 | 3.5 | | |
-------------------------------------------------------------------
附录Ｂ 放射性核素年摄入量限值和导出浓度
Ｂ．１表１（略）中列出了放射工作人员食入和吸入＊放射性核素的ＡＬＩ值
。公众成人ＡＬＩ值，可取放射工作人员ＡＬＩ值的１／１０。
Ｂ．２导出空气浓度（ＤＡＣ）亦列于表１，它是按下列条件算出的：
Ｂ．２．１对放射工作人员，按每周４０小时，每年
３
５０周，每分钟吸入空气量为０．０２ｍ 计：
３
ＤＡＣ＝ＡＬＩ／４０×５０×６０×０．０２＝ＡＬＩ／２．４×１０
３
（Ｂｑ／ｍ ）
Ｂ．２．２对公众成员每年按８７６０小时计：
ＤＡＣ（公众）＝ＡＬＩ（放射工作人员）／１．０５１２×
５ ３
１０ （Ｂｑ／ｍ ）
Ｂ．３导出食入浓度（ＤＩＣ）包括饮水和食物，按每天食入量２．２ｋｇ计
，见表１（略）。
Ｂ．３．１导出食入浓度仅用于公众。
Ｂ．３．２导出食入浓度如乘以２．２即得出导出日食入浓度。
Ｂ．４导出浓度只是为了设计、管理和监测的方便而给出，进行防护评价时仍
应以年摄入量限值为准。
Ｂ．５表２（略）列出了惰性气体的ＤＡＣ值（它是以浸没照射算出的，其中
放射工作人员对眼晶体是以０．１５ＳＶ为年限值；对皮肤以０．５ＳＶ为年限值
）。
Ｂ．６本标准未考虑化学毒性。
Ｂ．７同一核素不同化合物的ＡＬＩ和ＤＡＣ有的相差较多，对食入ＡＬＩ已
在表１（略）注明，吸入的分数见表３。
Ｂ．８表１、２（略）所列数字皆含两位，这是为了再运算的需要，由于内照
射剂量的计算是取通用的参考人数据，不确定度很大，因此，进行防护评价和最终
给出数据时，只要一位有效数字。
Ｂ．９由上节原因，如需对某个人较为准确的估计内照射剂量，应按该人具体
条件；包括年龄、器官大小和代谢参数进行估计，表１（略）中虽然列出了摄入单
位活度的待积有效剂量当量（Ｓｖ／Ｂｑ），只是为放射卫生防护中参照使用。
附录Ｃ 放射性核素毒性分组 极毒组：
１４８Ｇｄ ２２７ＡＣ ２２８Ｔｈ ２２９Ｔｈ ２３０Ｔｈ ２３１Ｐａ
２３２Ｕ ２３３Ｕ ２３４Ｕ ２３６Ｎｐ（Ｔ＝１１５０００ｙ） ２３７Ｎｐ
２１０Ｐｏ ２３６Ｐｕ ２３８Ｐｕ ２３９Ｐｕ ２４０Ｐｕ
２４２Ｐｕ ２４１Ａｍ ２４２Ａｍ ２４３Ａｍ ２４３Ｃｍ
２４４Ｃｍ ２４５Ｃｍ ２４６Ｃｍ ２４８Ｃｍ ２４７Ｂｋ
２４８Ｃｆ ２４９Ｃｆ ２５０Ｃｆ ２５１Ｃｆ ２５２Ｃｆ
２５４Ｃｆ ２５４Ｅｓ ２５７Ｆｍ 高毒组： １０Ｂｅ ３２Ｓｉ
４４Ｔｉ ６０Ｆｅ ９０Ｓｒ ９４Ｎｂ １０６Ｒｕ ｍ １１３ Ｃｄ
１４４Ｃｅ １４６Ｓｍ １５０Ｅｕ（Ｔ＝３４．２ｙ）１５２Ｅｕ
ｍ １５４Ｅｕ １５８Ｔｂ １７２Ｈｆ １７８Ｈｆ １９４Ｏｓ
１９２ Ｉｒ ｍ ２１０Ｐｂ ２１０ Ｂｉ ２２３Ｒａ ２２４Ｒａ
２２５Ｒａ ２２６Ｒａ ２２８Ｒａ ２２５Ａｃ ２２６Ａｃ
２２８Ａｃ ２２７Ｔｈ ２３２Ｐａ ２２８Ｐａ ２３０Ｐａ
２３０Ｕ ２３６Ｕ ２４１Ｐｕ ２４４Ｐｕ ２４０Ｃｍ ２４１Ｃｍ
２４２Ｃｍ ２４７Ｃｍ ２４９Ｂｋ ２４６Ｃｆ ｍ ２５３Ｃｆ
２５３Ｅｓ ２５４ Ｅｓ ２５２Ｆｍ ２５３Ｆｍ ２５５Ｆｍ
２５８Ｍｄ 中毒组： ２２Ｎａ ２８Ｍｇ ３２Ｓｉ ３２Ｐ ３５Ｓ
４５Ｃｄ ４７Ｃａ ｍ ４４ Ｓｃ ４６Ｓｃ ４８Ｓｃ ４８Ｖ
５２Ｍｎ ５４Ｍｎ ５５Ｆｅ ５９Ｆｅ ５６Ｃｏ ５７Ｃｏ ５８Ｃｏ
６０Ｃｏ ５６Ｎｉ（无机） ６３Ｎｉ（无机） ６６Ｎｉ（无机）
６５Ｚｎ ７２Ｚｎ ６８Ｇｅ ７２Ａｓ ７３Ａｓ ７４Ａｓ ７６Ａｓ
７５Ｓｅ ７９Ｓｅ ８３Ｒｂ ８４Ｒｂ ８６Ｒｂ ８５Ｓｒ ８９Ｓｒ
８８Ｙ ９０Ｙ ９１Ｙ ９３Ｙ ｍ ８６Ｚｒ ８８Ｚｒ ８９Ｚｒ
９５Ｚｒ ９７Ｚｒ ９０Ｎｂ ９３ Ｎｂ ｍ ｍ ９５ Ｎｂ ９５Ｎｂ
９３Ｍｏ ９９Ｍｏ ９６Ｔｃ ９７ Ｔｃ ９８Ｔｃ ｍ ｍ １０３Ｒｕ
９９Ｒｈ １０１ Ｒｈ １０２ Ｒｈ １０２Ｒｈ １００Ｐｄ ｍ ｍ ｍ
１０５Ａｇ １０６ Ａｇ １０８ Ａｇ １１０ Ａｇ １１１Ａｇ
１０９Ｃｄ ｍ ｍ ｍ ｍ １１５ Ｃｄ １１５Ｃｄ １１４ Ｉｎ
１１３Ｓｎ １１７ Ｓｎ １１９ Ｓｎ ｍ １２１ Ｓｎ １２３Ｓｎ
１２５Ｓｎ １２６Ｓｎ １２０Ｓｂ（Ｔ＝５．７６ｄ） ｍ
１２２Ｓｂ １２４Ｓｂ １２５Ｓｂ １２６Ｓｂ １２７Ｓｂ １２１
Ｔｅ ｍ ｍ ｍ ｍ １２３ Ｔｅ １２３Ｔｅ １２５Ｔｅ １２７ Ｔｅ
１２９ Ｔｅ １３１ Ｔｅ １３２Ｔｅ １２４Ｉ １２５Ｉ １２６Ｉ
１３０Ｉ １３１Ｉ １３３Ｉ １３５Ｉ １３４Ｃｓ １３６Ｃｓ
１３７Ｃｓ １２８Ｂａ １３３Ｂａ １４０Ｂａ １３４Ｃｅ
１３９Ｃｅ １４１Ｃｅ １４３Ｃｅ １４２Ｐｒ １４３Ｐｒ
１４７Ｎｄ １４３Ｐｍ １４４Ｐｍ １４５Ｐｍ １４６Ｐｍ ｍ
１４７Ｐｍ １４８ Ｐｍ １４８Ｐｍ １４９Ｐｍ １４５Ｓｍ
１５１Ｓｍ １４５Ｅｕ １４６Ｅｕ １４７Ｅｕ １４８Ｅｕ
１５５Ｅｕ １５６Ｅｕ １４６Ｇｄ １４９Ｇｄ １５１Ｇｄ
１５３Ｇｄ １４９Ｔｂ １５６Ｔｂ ｍ １５７Ｔｂ １６０Ｔｂ
１６１Ｔｂ １６６Ｄｙ １６６ Ｈｏ １６６Ｈｏ １７２Ｅｒ
１６７Ｔｍ １７０Ｔｍ １７１Ｔｍ １７２Ｔｍ １６６Ｙｂ ｍ
１６９Ｙｂ １７０Ｌｕ １７１Ｌｕ １７２Ｌｕ １７３Ｌｕ １７４
Ｌｕ ｍ ｍ １７４Ｌｕ １７７ Ｌｕ １７７Ｌｕ １７５Ｈｆ １７９
Ｈｆ １８１Ｈｆ １７９Ｔａ １８２Ｔａ １８３Ｔａ １８８Ｗ
１８２Ｒｅ（Ｔ＝６４ｈ） ｍ ｍ １８４ Ｒｅ １８４Ｒｅ １８６
Ｒｅ １８６Ｒｅ １８５Ｏｓ １９１Ｏｓ ｍ １９０Ｉｒ １９２Ｉｒ
１９４ Ｉｒ １９４Ｉｒ １８８Ｐｔ １９５Ａｕ ｍ １９８ Ａｕ
１９８Ａｕ １９４Ｈｇ（有机） １９４Ｈｇ（无机）
２０３Ｈｇ（有机） ２０３Ｈｇ（无机） ２０４Ｔｉ ２１１Ｐｂ
２１２Ｐｂ ２１４Ｐｂ ２０５Ｂｉ ２０６Ｂｉ ２０７Ｂｉ
２１０Ｂｉ ２１２Ｂｉ ２１３Ｂｉ ２１４Ｂｉ ２０７Ａｔ
２１１Ａｔ ２２２Ｆｒ ２２３Ｆｒ ２２４Ａｃ ２２６Ｔｈ
２３２Ｔｈ ２３４Ｔｈ（天然钍） ２２７Ｐａ ２３３Ｐｒ
２３５Ｕ ２３８Ｕ（天然铀） ２４０Ｕ ２３５Ｎｐ ２３８Ｎｐ
２３６Ｎｐ（Ｔ＝２２．５ｈ） ２３９Ｎｐ ２３４Ｐｕ ２４２Ａｍ
２４４Ａｍ ２３８Ｃｍ ２４５Ｂｋ ２５０Ｂｋ ２４４Ｃｆ
２５０Ｅｓ ２５１Ｅｓ ２５４Ｆｍ ２５７Ｍｄ 气态核素： １４Ｃ
５６Ｎｉ １９４Ｈｇ ２０３Ｈｇ 低毒组： ７Ｂｅ １８Ｆ ２４Ｎａ
２６Ａｌ ３１Ｓｉ ３３Ｐ ３５Ｓ ３６Ｃｌ ３８Ｃｌ ３９Ｃｌ
４０Ｋ ４２Ｋ ４３Ｋ ４４Ｋ ４５Ｋ ４１Ｃａ ４３Ｓｃ ４４Ｓｃ
４７Ｓｃ ４９Ｓｃ ４５Ｔｉ ４７Ｖ ４９Ｖ ４８Ｃｒ ｍ ４９Ｃｒ
５１Ｃｒ ５１Ｍｎ ５２ Ｍｎ ５３Ｎｍ ５６Ｎｍ ５２Ｆｅ ｍ ｍ ｍ
５５Ｃｏ ５８ Ｃｏ ６０ Ｃｏ ６１Ｃｏ ６２ Ｃｏ
５７Ｎｉ（无机） ５９Ｎｉ（无机） ６５Ｎｉ（无机） ６０Ｃｕ
６１Ｃｕ ６４Ｃｕ ｍ ｍ ６７Ｃｕ ６２Ｚｎ ６３Ｚｎ ６９ Ｚｎ
６９Ｚｎ ７１ Ｚｎ ６５Ｇａ ６６Ｇａ ６７Ｇａ ６８Ｇａ
７０Ｇａ ７２Ｇａ ７３Ｇａ ６６Ｇｅ ６７Ｇｅ ６９Ｇｅ ７１Ｇｅ
７５Ｇｅ ７７Ｇｅ ７８Ｇｅ ６９Ａｓ ｍ ７０Ａｓ ７１Ａｓ
７７Ａｓ ７８Ａｓ ７０Ｓｅ ７３ Ｓｅ ７３Ｓｅ ｍ ｍ ８１ Ｓｅ
８１Ｓｅ ８３Ｓｅ ７４ Ｂｒ ７４Ｂｒ ７５Ｂｒ ７６Ｂｒ ｍ
７７Ｂｒ ８０ Ｒｂ ８０Ｂｒ ８２Ｂｒ ８３Ｂｒ ８４Ｂｒ
７９Ｂｒ ｍ ｍ ８１ Ｒｂ ８１Ｒｂ ８２ Ｒｂ ８７Ｒｂ ８８Ｒｂ
８９Ｒｂ ８０Ｓｒ ｍ ｍ ｍ ８１Ｓｒ ８３Ｓｒ ８５ Ｓｒ ８７
Ｓｒ ９１Ｓｒ ９２Ｓｒ ８６ ｙ ｍ ｍ ８６ｙ ８７ｙ ９０ ｙ ９０
ｙ ９２ｙ ９３ｙ ９４ｙ ９５ｙ ９３Ｚｒ ８８Ｎｂ ９６Ｎｂ
８９Ｎｂ（Ｔ＝６６ｍ） ８９Ｎｂ（Ｔ＝ ｍ １２２ｍ） ９７Ｎｂ
９８Ｎｂ ９０Ｍｏ ９３ Ｍｏ １０１Ｍｏ ｍ ｍ ｍ ｍ ９３ Ｔｃ
９３Ｔｃ ９４ Ｔｃ ９４Ｔｃ ９６ Ｔｃ ９７Ｔｃ ９９ Ｔｃ
９９Ｔｃ １０１Ｔｃ １０４Ｔｃ ９４Ｒｕ ９７Ｒｕ １０５Ｒｕ ｍ
ｍ ｍ ｍ ９９ Ｒｈ １００Ｒｈ １０１ Ｒｈ １０３ Ｒｈ
１０５Ｒｈ １０６ Ｒｈ １０７Ｒｈ １０１Ｐｄ １０３Ｐｄ
１０７Ｐｄ １０９Ｐｄ １０２Ａｇ ｍ １０３Ａｇ １０４ Ａｇ
１０４Ａｇ １０６Ａｇ １１２Ａｇ １１５Ａｇ ｍ １０４Ｃｄ
１０７Ｃｄ １１３Ｃｄ １１７ Ｃｄ １１７Ｃｄ １０９Ｉｎ
１１０Ｉｎ（Ｔ＝６１．９ｍ） １１０Ｉｎ（Ｔ＝４．９ｈ）
１１１Ｉｎ ｍ ｍ ｍ ｍ １１２Ｉｎ １１３ Ｉｎ １１５ Ｉｎ
１１５Ｉｎ １１６ Ｉｎ １１７ Ｉｎ ｍ ｍ １１７Ｉｎ １１９ Ｉｎ
１１０Ｓｎ １１１Ｓｎ １２１Ｓｎ １２３ Ｓｎ ｍ １２７Ｓｎ
１２８Ｓｎ １１５Ｓｂ １１６ Ｓｂ １１６Ｓｂ １１７Ｓｂ ｍ
１１８ Ｓｂ １１９Ｓｂ １２９Ｓｂ
１２０Ｓｂ（Ｔ＝１５．８９ｍ） ｍ ｍ １２４ Ｓｂ １２６ Ｓｂ
１２８Ｓｂ（Ｔ＝９．０１ｈ） １２８Ｓｂ（Ｔ＝ １０．４ｍ）
１３０Ｓｂ １３１Ｓｂ １１６Ｔｅ １２１Ｔｅ １２７Ｔｅ ｍ ｍ
１２９Ｔｅ １３１Ｔｅ １３３ Ｔｅ １３３Ｔｅ １３４Ｔｅ １２０
Ｉ ｍ １２０Ｉ １２１Ｉ １２３Ｉ １２８Ｉ １２９Ｉ １３２ Ｉ
１３２Ｉ １３４Ｉ １２５Ｃｓ １２７Ｃｓ １２９Ｃｓ １３０Ｃｓ
１３１Ｃｓ ｍ ｍ １３２Ｃｓ １３４ Ｃｓ １３５ Ｃｓ １３５Ｃｓ
１３８Ｃｓ １２６Ｂａ ｍ ｍ ｍ １３１ Ｂａ １３１Ｂａ １３３
Ｂａ １３９Ｂａ １３５ Ｂａ １４１Ｂａ １４２Ｂａ １３１Ｌａ
１３２Ｌａ １３５Ｌａ １３８Ｌａ １４２Ｌａ ｍ １４２Ｌａ
１４３Ｌａ １３５Ｃｅ １３７ Ｃｅ １３７Ｃｅ １３６Ｐｒ ｍ ｍ
１３７Ｐｒ １３８ Ｐｒ １３９Ｐｒ １４２ Ｐｒ １４４Ｐｒ
１４５Ｐｒ ｍ １４７Ｐｒ １３６Ｎｄ １３８Ｎｄ １３９ Ｎｄ
１３９Ｎｄ １４１Ｎｄ ｍ １４９Ｎｄ １５１Ｎｄ １４１Ｐｍ
１５０Ｐｍ １５１Ｐｍ １４１ Ｓｍ １４１Ｓｍ １４２Ｓｍ
１４７Ｓｍ １５３Ｓｍ １５５Ｓｍ １５６Ｓｍ ｍ １４９Ｅｕ
１５０Ｅｕ（Ｔ＝１２．６２ｈ） １５２ Ｅｕ １５７Ｅｕ
１５８Ｅｕ １４５Ｇｄ １４７Ｇｄ １５２Ｇｄ １５９Ｇｄ
１４７Ｔｂ ｍ １５０Ｔｂ １５１Ｔｂ １５３Ｔｂ １５４Ｔｂ
１５５Ｔｂ １５６ Ｔｂ（Ｔ ｍ ＝２４．４ｈ） １５６
Ｔｂ（Ｔ＝５ｈ） １５５Ｄｙ １５７Ｄｙ １５９Ｄｙ １６５Ｄｙ
１５５Ｈｏ １６４Ｈｏ １６７Ｈｏ １６１Ｈｏ ｍ ｍ １６２ Ｈｏ
１６２Ｈｏ １６４ Ｈｏ １６４Ｈｏ １６７Ｈｏ １６１Ｅｒ
１６５Ｅｒ １６９Ｅｒ １７１Ｅｒ １６２Ｔｍ １６６Ｔｍ
１７３Ｔｍ １７５Ｔｍ １６２Ｙｂ １６７Ｙｂ １７５Ｙｂ
１７７Ｙｂ １７８Ｙｂ ｍ ｍ １６９Ｌｕ １７６ Ｌｕ １７６Ｌｕ
１７８ Ｌｕ １７９Ｌｕ １７０Ｈｆ ｍ ｍ ｍ １７３Ｈｆ １７７
Ｈｆ １８０ Ｈｆ １８２ Ｈｆ １８２Ｈｆ １８３Ｈｆ １８４Ｈｆ
１７２Ｔａ １７３Ｔａ １７４Ｔａ １７５Ｔａ １７６Ｔａ ｍ
１７７Ｔａ １７８Ｔａ １８０Ｔａ １８０Ｔａ １８２ Ｔａ
１８４Ｔａ １８５Ｔａ １８６Ｔａ １７６Ｗ １７７Ｗ １７８Ｗ
１７９Ｗ １８１Ｗ １８５Ｗ １８７Ｗ １７７Ｒｅ １７８Ｒｅ
１８１Ｒｅ ｍ １８２Ｒｅ（Ｔ＝１２．７ｈ） １８７Ｒｅ １８８
Ｒｅ １８８Ｒｅ ｍ ｍ １８９Ｒｅ １８０Ｏｓ １８１Ｏｓ
１８２Ｏｓ １８９ Ｏｓ １９１ Ｏｓ １９３Ｏｓ １８２Ｉｒ
１８４Ｉｒ １８５Ｉｒ １８６Ｉｒ １８７Ｉｒ １８８Ｉｒ
１８９Ｉｒ １９０ Ｉｒ １９５ Ｔｒ １９５Ｉｒ １８７Ｐｔ
１８９Ｐｔ ｍ ｍ ｍ １９１Ｐｔ １９３ Ｐｔ １９３Ｐｔ １９５
Ｐｔ １９７ Ｐｔ １９７Ｐｔ ｍ １９９Ｐｔ ２００Ｐｔ
１９３Ａｕ １９４Ａｕ １９９Ａｕ ２００ Ａｕ ｍ ｍ ２００Ａｕ
２０１Ａｕ １９３ Ｈｇ（有机） ３ Ｈｇ（无机） ｍ
１９３Ｈｇ（有机） １９３Ｈｇ（无机） １９５ Ｈｇ（有机） ｍ
１９５ Ｈｇ（无机） １９５Ｈｇ（有机） １９５Ｈｇ（无机） ｍ
ｍ １９７ Ｈｇ（有机） １９７ Ｈｇ（无机） １９７Ｈｇ（有机）
ｍ ｍ １９７Ｈｇ（无机） １９９ Ｈｇ（有机） １９９
Ｈｇ（无机） ｍ ｍ １９４ Ｔｉ １９５Ｔｉ １９７Ｔｉ １９８
Ｔｉ １９８Ｔｉ １９９Ｔｉ ｍ ２００Ｔｉ ２０１Ｔｉ ２０２Ｔｉ
１９５ Ｐｂ １９８Ｐｂ １９９Ｐｂ ｍ ２００Ｐｂ ２０１Ｐｂ
２０２Ｐｂ ２０２ Ｐｂ ２０３Ｐｂ ２０５Ｐｂ ２０９Ｐｂ
２００Ｂｉ ２０１Ｂｉ ２０２Ｂｉ ２０３Ｂｉ ２０３Ｐｏ
２０５Ｐｏ ２０７Ｐｏ ２２７Ｒａ ２３１Ｔｈ ２３４Ｐａ
２３１Ｕ ２３９Ｕ ２３２Ｎｐ ２３３Ｎｐ ２３４Ｎｐ ２４０Ｎｐ
２３５Ｐｕ ２３７Ｐｕ ２４３Ｐｕ ２４５Ｐｕ ２３７Ａｍ
２３８Ａｍ ２３９Ａｍ ｍ ｍ ２４０Ａｍ ２４４ Ａｍ ２４５Ａｍ
２４６ Ａｍ ２４６Ａｍ ２４９Ｃｍ ２４６Ｂｋ 气态核素：
３Ｈ（元素） ３Ｈ（水） １１Ｃ １１Ｃｏ １１Ｃｏ2 １４Ｃｏ
１４Ｃｏ2 ３５Ｓ ３７Ａｒ ３９Ａｒ ４１Ａｒ ５７Ｎｉ ５９Ｎｉ
６５Ｎｉ ６６Ｎｉ ７４Ｋｒ ７６Ｋｒ ７７Ｋｒ ７９Ｋｒ ８１Ｋｒ
ｍ ｍ ８３ Ｋｒ ８５ Ｋｒ ８５Ｋｒ ８７Ｋｒ ８８Ｋｒ １２０Ｘｅ
１２１Ｘｅ ｍ ｍ １２２Ｘｅ １２３Ｘｅ １２５Ｘｅ １２７Ｘｅ
１２９ Ｘｅ １３１ Ｘｅ ｍ ｍ ｍ １３３ Ｘｅ １３３Ｘｅ １３５
Ｘｅ １３５Ｘｅ １３８Ｘｅ １９３ Ｈｇ ｍ ｍ １９３Ｈｇ １９５
Ｈｇ １９５Ｈｇ １９７Ｈｇ １９７Ｈｇ １９９ Ｈｇ
注：天然铀、天然钍为中毒组。
附录Ｄ 放射工作人员的健康管理
Ｄ．１对健康管理的几项要求。
Ｄ．１．１放射工作单位须由指定的有关业务部门和医疗业务部门负责组织放
射工作人员就业前的体检，和就业后的定期体检。
Ｄ．１．２定期体检：在甲种工作条件下工作的人员每一年体检一次，其他放
射工作人员每２～３年体检一次。
Ｄ．１．３接受特殊照射的人员，其受照剂量接近１００ｍＳｖ（１０ｒｅｍ
ｎ），应及时进行医学检查，血细胞染色体畸变分析和必要的处理，并上报卫生部
防疫司。专业方面有困难的单位可请专门的医疗卫生单位协助处理。
Ｄ．１．４对放射病的诊断，应由指定的专业机构进行，将确诊的放射病病历
摘要上报卫生部防疫司。
Ｄ．１．５应建立放射工作人员的健康档案。
Ｄ．２体格检查项目，应包括一般体检的详细项目（主要是临床内科、外周血
象、肝功及尿常规检查），并注意以下项目：
Ｄ．２．１注意有无自觉症状、了解职业史及其它有害物质（包括工业粉尘或
其它化学毒物）的接触史。
Ｄ．２．２接触外照射的放射工作人员，要进行眼晶体的检查。
Ｄ．２．３对参加产生放射性气体、气溶胶及放射性粉尘作业的工作人员，应
注意呼吸系统的检查。必要时作痰涂片的细胞学检查。
Ｄ．２．４对从事开放型操作的工作人员，依所使用的放射性核素在人体内代
谢的特点，增加对不同脏器的检查。对疑有放射性核素进入体内的人员，可做尿、
粪或呼出气体的放射性测定，必要时进行全身或脏器的放射性测定。
Ｄ．２．５对受事故照射的男性人员，可增加精液常规检查；中子损伤事故可
增加相应的放射性分析。
Ｄ．２．６根据需要可进行皮肤、毛发、指甲及微循环的检查。
Ｄ．３除按一般工作人员健康标准要求外，具有以下情况不宜从事放射工作；
若已参加工作可根据情况建议给予减少接触、短期脱离、疗养或调离等处理。
Ｄ．３．１血红蛋白低于１１ｇ％（男）或１０ｇ％
６ ３ ６
（女）、红细胞数低于４×１０ ／ｍｍ（男）或３．５×１０ ／
３
ｍｍ（女）；血红蛋白高于１８ｇ％或红细胞数超过７×
６ ３
１０ ／ｍｍ ，高原地区可参照当地正常值范围处理。
Ｄ．３．２已参加放射工作的人员，白细胞总数持
３ ３ ４ ３
续低于４×１０ ／ｍｍ 或高于１．１×１０ ／ｍｍ ；准备参
加放射工作的人员，白细胞总数持续低于４．５×
３ ３
１０ ／ｍｍ 者。
５ ３
Ｄ．３．３血小板持续低于１×１０ ／ｍｍ 。
Ｄ．３．４严重的心血管、肝、肾、呼吸系统疾患、内分泌疾患、血液病、皮
肤疾患和严重的晶体混浊或高度近视者。
Ｄ．３．５神经、精神异常如癫痫等。
Ｄ．３．６其它器质性或功能性疾患，卫生防护部门可根据病情或接触放射性
的具体情况（包括放射工作种类、水平），本人工作能力、专业技术和需要情况等
酌情处理。
附录Ｅ 电离辐射监测
Ｅ．１电离辐射监测的主要目的是验证放射卫生防护标准及有关规定、细则的
执行情况，以利于评价放射防护效益和及早发现异常情况，保证工作人员和公众的
安全。
Ｅ．２所有放射工作单位或场所都应根据实际情况，制定相应的监测计划。
Ｅ．３所有放射工作单位或场所根据实际需要，开展以下全部或部分监测项目
：
个人监测：β、γ、ｘ射线及中子外照射；体表、工作服的表面污染；生物样
品的放射性监测和全身计数。
场所监测：β、γ、ｘ射线及中子辐射场水平；空气中放射性物质的浓度、粒
度；各种表面污染。
环境监测：各种环境介质内的主要放射性核素的活度；环境γ射线水平。
排出物监测：排出物内的主要放射性核素的活度，及总量。
Ｅ．４辐射监测结果应按有关规定进行记录，整理、保存并报上级主管部门和
所在地的放射卫生防护部门，接受监督和指导。
Ｅ．５监测方法和程序力求做到标准化。
附录Ｆ 名词术语的定义及解释
Ｆ．１电离辐射量ＳＩ单位及专用单位见表１。
表１ 电离辐射量、单位、名称及符号
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
｜ ＳＩ导出单位 ｜专用单位
量 ｜－－－－－－－－－－－－－－－－｜－－－－－－
｜ ｜ ｜ＳＩ单位 ｜ ｜
｜ 名称 ｜符号｜ ｜名称｜符号
｜ ｜ ｜ 表示式 ｜ ｜
－－－－－－－－｜－－－－－－－｜－－｜－－－－－｜－－｜－－－
｜ ｜ ｜ －１ ｜ ｜
照射量 ｜ － ｜－ ｜ Ｃｋｇ ｜伦琴｜Ｒ
｜ ｜ ｜ －１ ｜ ｜
吸收剂量 ｜ 戈〔瑞〕 ｜Ｇｙ｜ Ｊｋｇ ｜拉德｜ｒａｄ
｜ ｜ ｜ －１ ｜ ｜
剂量当量 ｜ 希〔沃特〕 ｜Ｓｖ｜ Ｊｋｇ ｜雷姆｜ｒｅｍ
〔放射性〕活度 ｜ 贝可〔勒尔〕｜Ｂｑ｜ － ｜居里｜Ｃｉ
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
－４ －１
注：１Ｒ＝２．５８×１０ Ｃｋｇ ；
－１ ３ ２ －１
１Ｃｋｇ ＝３．８７７×１０ Ｒ１ｒａｄ＝１０ Ｊｋｇ １；
－１ －２ －１
Ｇｙ＝１Ｊｋｇ ＝１００ｒａｄ １ｒｅｍ＝１０ Ｊｋｇ ；１ＳＶ＝
－１ １０
ＩＳＶ＝１Ｊｋｇ＝１００ｒｅｍ １Ｃｉ＝３．７×１０ 秒
－１ －１ －１１
１Ｂｑ＝１秒 ≈２．７×１０ Ｃｉ
Ｆ．２放射源（ｒａｄｉｏａｃｔｉｖ ｓｏｕｒｃｅ）：能发射电离辐射的
装置或物质。
Ｆ．３放射工作人员（ｒａｄｉｏｌｏｇｉｃｗｏｒｋｅｒ）：所从事的本职
工作属于放射工作的人员。
Ｆ．４医疗照射：为了医学诊断和治疗的目的，而使病人和受检者接受的照射
。
Ｆ．５放射防护评价（ａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ ｏｆ ｒａｄｉａｔｉｏｎ
ｐｒｏ－ｔｅｃｔｉｏｎ）：根据放射防护基本原则和标准对放射防护的质量与
效能所作的评价。
Ｆ．６放射损害（ｄｅｔｒｉｍｅｎｔ）：放射引起的所有有害影响，包括对
健康的影响和其它影响。
Ｆ．７随机性效应（ｓｔｏｃｈａｓｔｉｃ ｅｆｆｅｃｔ）：在放射防护中
，发生机率（而非其严重程度）与剂量的大小有关的效应。这种效应被认为不存在
剂量的阈值。
Ｆ．８非随机性效应（ｎｏｎ—ｓｔｏｃｈａｓｔｉｃ ｅｆｆｅｃｔ）：严
重程度随剂量而变化的生物效应。这种效应可能存在着剂量的阈值。如眼晶体的白
内障，皮肤的良性损伤等。
Ｆ．９躯体效应（ｓｏｍａｔｉｃ ｅｆｆｅｃｔ）：放射所致的显现在受照
者本人身上的有害效应。
Ｆ．１０遗传效应（ｇｅｎｅｔｉｃ ｅｆｆｅｃｔ）：放射所致的影响到受
照者后裔的有害效应。
Ｆ．１１剂量（ｄｏｓｅ）：吸收剂量的简称
Ｆ．１２剂量当量（Ｈ）（ｄｏｓｅ ｅｇｕｉｖａｌｅｎｔ）：组织中某点
处的剂量当量Ｈ是Ｄ、Ｑ和Ｎ的乘积，Ｈ＝ＤＱＮ式中，Ｄ是吸收剂量，Ｑ是品质
因数，Ｎ是其它修正因数的乘积。目前指定Ｎ值为１。剂量当量Ｈ只限于放射防护
中应用。
Ｆ．１３有效剂量当量（ＨＥ）（ｅｆｆｅｃｔｉｖｅ ｄｏｓｅ ｅｑｕｉ
ｖａ－ｌｅｎｔ）：当所考虑的效应是随机效应时，在全身受到非均匀照射的情况
下，受到危险的各组织或器官的剂量当量与相应的权重因子乘积的总和，即：
ＨＥ＝∑ＷT ＨT T 式中，ＷT 是权重因子，目前的ＷT值是由ＩＣＲＰ所建议的，
见表２。
表２ 各种组织和器官的放射效应的危险度和权重因子
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
｜ ｜ －１ ｜
组织和器官 ｜ 效 应 ｜ 危险度因数Ｓｖ ｜权重因子ＷT
－－－－－－｜－－－－－－－－－－｜－－－－－－－－－｜－－－－－－
｜ ｜ －２ ｜
生殖腺 ｜遗传效应（最初二代）｜０．４×１０ ｜０．２５
｜ ｜ －２ ｜
乳腺 ｜ 乳腺癌 ｜０．２５×１０ ｜０．１５
｜ ｜ －２ ｜
红骨髓 ｜ 白血病 ｜０．２×１０ ｜０．１２
｜ ｜ －２ ｜
肺 ｜ 肺癌 ｜０．２×１０ ｜０．１２
｜ ｜ －２ ｜
甲状腺 ｜ 甲状腺癌 ｜０．０５×１０ ｜０．０３
｜ ｜ －２ ｜
骨 ｜ 骨肉瘤 ｜０．０５×１０ ｜０．０３
｜ ｜ －２ ｜
其余组织 ｜ 其它癌 ｜０．５×１０ ｜０．３０
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
＊其余组织（不包括眼晶体和皮肤）取其余５个接受最高剂量当量的器官或组织，
每一个的危险度
－２ －１
因数取作０．１×１０ Ｓｖ ，ＷT取作０．０６。
Ｆ．１４集体剂量当量（Ｃｏｌｌｅｃｔｉｖｅ ｄｏｓｅ ｅｑｕｉｖａｌｅ
ｎｔ）：受给定辐射源照射的群体的各人群组平均每人在全身或任一特定器官或组
织所受的剂量当量与各组成员数的乘积的总和。
Ｆ．１５待积剂量当量（Ｈ50）（Ｃｏｍｍｉｔｔｅｄ ｄｏｓｅ ｅ－ｑｕ
ｉｖａｌｅｎｔ）：人体单次摄入的放射性物质对某一器官或组织在其后５０年内
将要累积的剂量当量，即： ｔ0＋５０ Ｈ50＝ Ｈ（ｔ）ｄｔ ｔ0
式中，Ｈ（ｔ）是有关的剂量当量率，ｔ0是摄入时刻。
Ｆ．１６剂量当量负担（Ｈｅ）（ｄｏｓｅ ｅｑｕｉｖａｌｅｎｔ ｃｏｍ－
ｍｉｔｍｅｎｔ）：由于某一决策或实践使特定的群体受到持续照射时，平均每人
的某一器官或组织所受的剂
＿
量当量率Ｈ（ｔ）在无限长时间内的积分，剂量当量 负担Ｈｃ为
∫∞ ＨＣ＝ Ｈ（ｔ）ｄｔ ∫∞
Ｆ．１７危险度（ｒｉｓｋ）：单位剂量当量引起的某种随机性有害效应的发
生几率。
为了防护的目的，对所有人群，不管其年龄、性别，使用同一危险度因数。
Ｆ．１８关键人群组（Ｃｒｉｔｉｃａｌ ｇｒｏｕｐ）：在某一给定实践涉
及的各受照人群组中，预期其受照水平最高的人群组，他们受到的照射可用以量度
该实践所产生的个人剂量的上限。 Ｆ．１９基本限值（ｂａｓｉｃ Ｌｉｍｉｔ）
：放射防护剂量限制体系中的基本限值之一。在全身接受外照射的情况下，外制体
系中的基本限值，包括剂量当量限值和次级限值。
Ｆ．２０次级限值（ｓｅｃｏｎｄａｒｙ ｌｉｍｉｔ）：放射防护标准的基
本限值之一。在全身接受外照射的情况下，外照射的次级限值是浅层剂量当量指数
限值和深部剂量当量指数限值。内照射的次级限值是年摄入量限值。
Ｆ．２１剂量当量限值（ｄｏｓｅ ｅｑｕｉｖａｌｅｎｔ ｌｉｍｉｔ）：
放射防护标准的基本限值之一，是为放射工作人员和公众中的成员规定的不应超过
的剂量当量值，其目的在于防止非随机效应的发生，或将随机效应的发生率限制在
可接受的水平。
Ｆ．２２导出限值（ｄｅｒｉｖｅｄ ｌｉｍｉｔ）：为放射防护实际工作的
需要，根据适合于某情况的一定模式由基本限值推导出来的限值如导出空气浓度和
表面污染的限值等。
Ｆ．２３年摄入限值ＡＬＩ（ａｎｎｕａｌ ｌｉｍｉｔ ｏｆ ｉｎｔａｋ
ｅ）：在一年时间内，摄入体内的某一种放射性核素的量，其所产生的对参考人的
待积剂量当量达到职业性照射的年剂量当量限值。
Ｆ．２４导出空气浓度（ｄｅｒｉｖｅｄ ａｉｒ ｃｏｎｃｅｎｔｒａｔｉｏ
ｎ）：
年摄入量限值除以参考人在一年工作时间中吸入的
３ ３
空气体积（即２．４×１０ ｍ ）所得的商。
Ｆ．２５表面污染导出限值（ｄｅｒｉｖｅｄ ｌｉｍｉｔ ｏｆ ｓｕｒｆ
ａｃｅｃｏｎｔａｒｎｉｎａｔｉｏｎ）：为控制人的体表、衣物、器械及场所表
面的放射性污染而规定的限值。
Ｆ．２６参考水平（ｒｅｆｅｒｅｎｃｅ ｌｅｖｅｌ）：在放射防护中为决
定采取某种行动而规定的水平。相应的参考水平分别称为记录水平、调查水平和干
预水平。
Ｆ．２７调查水平（ｉｎｖｅｓｔｉｇａｔｉｏｎ ｌｅｖｅｌ）：在放射防
护中，为需要进一步调查而规定的剂量当量或摄入量水平。
Ｆ．２８记录水平（ｒｅｃｏｒｄｉｎｇ ｌｅｖｅｌ）在放射防护中，为需
要记录、存档而规定的剂量当量或摄入量水平，在监测过程中，超过此水平的应记
录存档，低于此水平者可不记录。在评价年剂量当量或年摄入量时，可以当作零看
待。
Ｆ．２９干预水平（ｉｎｔｅｒｖｅｎｔｉｏｎ ｌｅｖｅｌ）：在放射防护
中，预先规定的某些放射量水平，超过或预料将超过这种水平时，就需要考虑进行
干预。
Ｆ．３０管理限值（ａｕｔｈｏｒｉｚｅｄ ｌｉｍｉｔ）：由主管当局或企
业负责人所制定的限值。通常，它比导出限值更严，在个别情况下也可等于导出限
值
Ｆ．３１放射防护最优化（ｅｐｔｉｍｉｚａｔｉｏｎ ｏｆ ｒａｄｉａｔ
ｉｏｎｐｒｏｔｅｃｔｉｏｎ）：对伴有辐射照射的实践选择防护水平时，必须在
实践带来的利益与付出的健康损害代价之间进行权衡，以期以最小的代价获得最大
的净利益。
附加说明Ｇ
Ｇ１我国政策一贯重视电离辐射的安全防护工作。在核工业发展和放射性核素
应用的早期国务院批准发布了《放射性工作卫生防护暂行规定》，根据《暂行规定
》，１９６０年由中华人民共和国科学技术委员会和中华人民共和国卫生部颁发了
电离辐射的最大容许标准等三个标准。随着我国核能事业的发展，积累了更多的实
践经验和研究成果。在原有标准的基础上经过补充、修改，编制成中华人民共和国
国家标准《放射防护规定》ＧＢＪ８—７４（以下简称《规定》）。由中华人民共
和国国家计划委员会、中华人民共和国国家基本建设委员会、中国人民解放军国防
科学技术委员会和中华人民共和国卫生部批准从１９７４年５月起在内部试行。１
０多年来，《规定》对保障工作人员和居民及其后代的健康与安全，对发展我国核
能事业，保护环境，起到了应有的积极作用。
Ｇ２本标准是以１９７４年《规定》为基础。修改、编制而成。本标准吸取了
近年来国内外放射防护方面的研究成果和实践经验，并采用了国际放射防护委员会
１９７７年２６号出版物中的正当化、最优化和个人的剂量限值三个概念做为放射
防护的综合原则。这就避免了以剂量限值或最大容许剂量为唯一标志可能带来的误
解，有助于重视小剂量对大群体的照射问题，本标准还强调了避免不必要的照射，
并使所有必要的电离辐射照射都保持在可以合理达到的尽可能低的水平。由于对伴
有电离辐射的实践要进行代价与利益的权衡分析，因而也更为重视经济和社会效益
。总之，按本标准执行，可以做到放射工作的危险程度不高于其它安全行业。
Ｇ３本标准由卫生部卫生防疫司提出。
本标准由中国预防医学中心工业卫生实验所、北京放射医学所负责起草。全国
卫生标准技术委员会放射卫生防护标准分委员会审查。
本标准自实施之日起，原国家计委、国家建委、国防科委、卫生部发布的《放
射防护规定》（ＧＢＪ８—７４）中的有关部分停止使用。
本标准由卫生部委托中国预防医学中心工业卫生实验所负责解释和修订。
