gb16148-1995

【GB/T16148—1995】放射性核素摄入量及内照射剂量估算规范1主题内容与适用范围本标准规定了放射性核素摄入量及内照射剂量的速查表估算方法。本标准适用于职业性照射的内照射估算工作。2内照射的辐射防护评价量2．1评价内照射对受照器官（组织）所产生的确定性效应大小的基本量，是它所产生的待积器官（组织）剂量当量H50，T，它必须满足下列关系式：H50，T≤0．5Sv………………………（1）2．2评价内照射对全身所产生的随机性效应大小的基本量，是它所产生的待积有效剂量当量H50．E，它应满足下列关系式：H50，E≤0．05Sv………………………（2）2．3对同一个工作人员，应保证被摄入放射性核素所产生的H50，T和H50，E均低于它们相应的年限值，即保证公式（1）和（2）同时成立。2．4年摄入量限值是评价内照射的次级限值，是评价内照射大小更为实用的量1）。摄入量评价可以代替内照射剂量评价。利用年摄入量限值来评价时，应满足下列关系式：Ij≤ALIj（当摄入单种核素j时）……………………（3）式中：Ij——任何一年内以某种方式摄入体内的核素j的总活度，Bq；ALIj——对核素j在该种摄入方式下的相应年摄入量限值，Bq。或者，应满足下列关系式：2．5当既吸入又食入不同核素的混合物时，总的内照射应满足下列关系式：式中：n——食入核素的种类数；m——吸入核素的种类数；Ij——一年内被食入的核素j的总活度，Bq；注：1）各种核素的年摄入量限值见GB479284《放射卫生防护基本标准》。Ii——一年内被吸入的核素i的总活度，Bq；ALIj——对核素j通过食入途径的年摄入量限值，Bq；ALIi——对核素i通过吸入途径的年摄入量限值，Bq。2．6当在一年时间内同时受到内、外照射时，应同时满足上述关系式（1）以及下面关系式（6）：式中：（HE）外——该年内受到的外照射有效剂量当量，mSv。3内照射监测量3．1通常采用的内照射监测方法有下列两大类：a．活体测量：体外直接测定全身或器官内放射性核素的活度。如：全身计数器测量，甲状腺测量，肺中钚测量等；b．离体测量：人体排泄物（尿、粪便等）中放射性核素的活度。3．2活体测量的优点是快速和方便，它们适用于监测一切能发射X、γ或高能β射线的核素；离体测量的优点是成本比较低，并且也适用于监测不发射X、γ或高能β射线的核素。一般情况下，这两种方法并不互相排斥，而是应该互相补充。3．3利用个人空气取样器测定人员呼吸带中的空气污染水平，也可以作为直接估算吸入量的一种较好的辅助手段。3．4在有条件的地方，若能同时进行呼吸带内气溶胶粒径组成的分析，可以改进吸入核素内照射剂量评价工作的精确度。4摄入量的估算4．1根据各种内照射监测结果推算放射性核素的摄入量，需要利用由一定数目的生物学隔室组成的代谢模式。利用这些模式可以建立起描述放射性核素在体内减少、滞留、转移以及排泄过程的动力学方程，并据此导出摄入滞留函数或摄入排泄函数。4．2摄入量的具体推算可以利用下列公式进行：式中：I——估算得到的摄入量，Bq；M——对应于摄入后某时刻的内照射监测值（活体测量或离体测量结果），Bq；IRF——与上述摄入后时刻相对应的该监测项目的摄入滞留函数值或摄入排泄函数值。摄入量的推算实例见附录B，部分IRF值见表B2。4．3当摄入事件的发生日期不能确定时，可以采用常规监测周期的一半来代表从摄入到监测之间的近似时间间隔。4．4当已知吸入物质的粒径或摄入方式（如不是单次摄入）不同于导出摄入滞留函数或摄入排泄函数所依据的条件时，应按附录B中参考文献［1］中第B757～B763页上所规定的方法对摄入量的估计值作出相应的修正。4．5在有条件的时候，应注意收集来自受照个体本身的代谢资料。以便于验证和修正基于参考人模型导出的一般性滞留或排泄函数。4．6算得摄入量之后，即可按2．4或2．5或2．6条的规定作出摄入量评价。4．7由于内照射监测结果不仅常常伴有较大的统计涨落，而且人员代谢规律上的涨落和差异会对估算结果带来更大的影响，因此在条件许可的情况下，应该尽可能在较长的时间内（即在可以和该核素在体内的有效减少期相比较的时间间隔内）均匀地进行多次排泄物取样或活体测量，然后再按下式求得摄入量的昀佳估计值：式中：I——摄入量的昀佳估计值，Bq；（IRF）i——第i次取样或测量时刻的相应摄入滞留（或排泄）函数值；Ai——第i次取样的测量值，Bq。摄入量的昀佳估计的实例见附录B。5内照射剂量的估算5．1当需要知道摄入量所产生的相应待积有效剂量当量H5O，E，或待积器官（组织）剂量当量H50，T时，可按以下两种方法（A或B）中的任一种方法进行估算：5．1．1方法A式中：（ALI）随——该核素的随机性年摄入量限值，Bq；（ALI）确——该核素的确定性年摄入量限值，Bq。5．1．2方法BH50，E＝I×（DCF）50，E（Sv）…………………………………（11）H50，T＝I×（DCF）50，T（Sv）…………………………………（12）式中：（DCF）50，E——摄入量－剂量转换因子，等于摄入单位活度的放射性核素以后所产生的相应待积有效剂量当量，Sv/Bq；（DCF）50，T——摄入量－剂量转换因子，等于摄入单位活度的放射性核素以后所产生的待积器官（或组织）剂量当量，Sv/Bq。内照射剂量的估算实例见附录B。5．2当求得内照射剂量之后，即可按2．1或2．2条的规定进行内照射剂量评价。5．3有时为了辐射防护以外的目的，可能需要估算出放射性核素在摄入后t年内（不一定是50年）产生的累积有效剂量当量Ht，E或累积器官（组织）剂量当量Ht，T。这时，可以利用附录C中介绍的方法根据求得的待积剂量进行近似估算。附录A术语（补充件）A1摄入量intake进入人体的放射性核素的量。其进入途径有吸入、食入和通过伤口或完好皮肤。A2吸收量uptake摄入体内后进入细胞外液的放射性核素的量。A3滞留量retention在摄入后的不同时间，滞留在器官、组织或全身内的放射性核素量。被体液摄取的核素量称作系统滞留量。系统滞留量和在呼吸道及肠胃道内的滞留量之和称全身滞留量。A4沉积量deposition摄入体内后，在摄入器官内沉积下来的放射性核素量。例如在一次急性吸入之后沉积在胃肠道内的放射性核素量。A5D类化合物Dclasscompound在肺区中的半廓清期小于10天的化合物。A6W类化合物Wclasscompound在肺区中的半廓清期为10天到100天的化合物。A7Y类化合物Yclasscompound在肺区中的半廓清期大于100天的化合物。A8生物隔室bioassycompartment由诸如一个器官或组织，或一个特殊的细胞群所组成的一个生理学构体，进入该隔室的物质假定会和隔室内的原有物质瞬时均匀混合。A9摄入滞留函数（IRF）intakeretentionfunction单次摄入情况下，核素在全身、某器官或某组织中的滞留量占摄入量的分数随摄入后时间变化的数学表达式。A10摄入排泄函数（IEF）intakeexcretionfunction单次摄入情况下，核素经尿、粪便等排泄途径排出体外的量占摄入量的分数随摄入后时间变化的数学表达式。A11活度中值空气动力学直径（AMAD）activitymedianaerodynamicdiameter一个密度为1g/cm3的球体在空气中的沉降末速度与一个其活度是所有气溶胶粒子活度的中值的粒子的沉降末速度相同，这个球的直径称为该种气溶胶粒子的活度中值空气动力学直径。A12年摄入量限值（ALI）annuallimitsonintake一个人（由参考人来代表）只摄入一种放射性核素时引致的照射即达到国家规定的有关年剂量当量限值，这种条件下摄入的放射性核素的活度称为年摄入量限值。A13待积器官（或组织）剂量当量（H50，T）committedorganortissuesdoseequivalent某种放射性核素在被摄入体内以后的50年中，对器官（或组织）T所产生的按整个器官（或组织）平均的累积剂量当量。A14待积有效剂量当量（H50，E）committedeffectivedoseequivalent式中：WT——器官T的危险度权重因子，它等于组织T受照后在其中引起的确定性危险度与全身均匀受照射时引起的总危险度的比值。附录B摄入量及内照射剂量的估算和评价实例（参考件）例1：通过常规的全身计数器测量，发现甲、乙两名工作人员的体内存在着137CS和60Co内污染，其活度分别为：甲137Cs52Bq；60Co192Bq。乙137CS133Bq；60Co48Bq。假定根据回忆和有关记录，推测事故是发生在去年10月15日的一次爆炸（吸入）事故。全身计数器测量是今年10月15日进行的，因此从吸入到测量之间的时间的间隔t为365天。根据ICRP30号出版物的分类，他们所操作的含137Cs化合物属于D类、含60Co化合物属于W类。同时查得，吸入上述D类137Cs和W类60Co的相应确定性效应年摄入量限值都等于6×106Bq。由参考文献〔1〕1)查得单次吸入137Cs和60Co（W）后365天的全身摄入滞留分额分别为5．93×10-2和1．30×10-2（见B—111和B—212页）。即可进行下述估算和评价：注：1）参考文献［1］：E．T．莱萨德、夏益华等著，夏益华译《内照射摄入量估算手册》，世界图书出版公司，1988。a．摄入量估算：按本标准式（7）可估计出他们的摄入量分别为：b．内照射剂量估算：按本标准式（9）可求得上述摄入量所产生的待积有效剂量当量为：c．内照射摄入量评价：按2．4条中公式（4）进行摄入量评价：可见无论是按上面的剂量评价，或摄入量评价来看，本事故中甲、乙两名工作人员所受到的137Cs和60Co混合内照射均是比较轻微的。例2：发生了一次D类铀的吸入事故。由于当时就觉察到了事故的发生，因此立即开始收集尿样。为了改善统计误差，测量累积尿样比较有利。根据测到的尿中铀的平均浓度，采用参考人每日排尿量为1．4升的假定，就可以求出吸入后不同时刻的累积尿样中铀的含量。再利用本标准正文中公式（8），就可以求得铀摄入量的昀佳估计值，见表B1。表B1根据尿中铀的测定值估计摄入量的例子表B1中铀在累积尿样中的摄入量份额是由文献［1］中的速查表（B—163页）查得的。累积尿样中铀的含量可以这样估算：先求得第i次取得的尿样中的铀含量Ai△：A△i＝Ci×t△i×1．4L/d……………………………………（B1）式中：ci——第i个尿样的平均铀浓度，Bq/L；t△i--—第i次取样的时间ti与上一次取样时刻ti－1的差，即t△i＝ti－ti－i（1．4L/d为每天平均排尿量）。Ai＝A△1+A△2…＋A△i…………………………（B2）然后利用公式（8）即可求得每个人的摄入量昀佳估计值。表B2急性摄入的IRF值举例续表B2附录C累积内照射剂量的估算实例（参考件）C1估算方法在辐射防护领域中，评价内照射的大小通常均需估算50年内的累积剂量当量（专门称作待积剂量当量）。然而有时出于辐射防护目的以外的考虑，需要估算放射性核素进入人体以后t年（t不等于50年）内所产生的累积剂量当量。一般来讲为了计算这类剂量，昀好采取具体问题具体计算的办法。但是由于这种逐个解决的办法一般都比较麻烦，不易推广。因此在可能的范围内需作必要的简化。在本标准的适用范围之内，可以利用待积剂量当量的计算结果来推算t年内的累积剂量当量。Ht，E＝H50，E×f………………………………（C1）Ht，T＝H50，T×f………………………………（C2）式中：Ht，E——t年内产生的累积有效剂量当量；Ht，T——t年内产生的累积器官（组织）剂量当量；H50，E——相应的待积有效剂量当量；H50，T——相应的待积器官（组织）剂量当量；f——修正系数。f可以按下列三种情况分别确定：a．当满足20T1/2＜t或者IRFWB函数值在t年之前已基本趋于零，如小于1×10－6时（图C1）则f＝1这里，T1/2为该核素的物理半衰期，IRFWB为该