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《放射性核素摄入量及内照射剂量估算规范》(以下简称本标准)为卫生部2007年标准制修订计划项目,中国医学科学院放射医学研究所受卫生部放射性疾病诊断标准委员会委托,承担了修订该标准的任务。
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标准正文第4~7章和附录A、B、C、D为标准的主要内容。第4章为“摄入途径和模式”,第5章为“摄入量的测量和估算”,第6章为“内照射剂量估算及方法”,第7章为“不确定度估算中应考虑的因素”;附录A为“生物动力学和剂量学模型”,附录B为“用直接和间接测量数据估算摄入量的方法”,附录C为“主要核素的剂量系数”,附录D为“摄入量和内照射剂量估算举例”。
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在放射性核素摄入量及内照射剂量估算时采用国际原子能机构的Safety Reports Series No. 37[9]中使用的生物动力学和剂量学模型。这些模型的主要内容已在标准附录A中作为资料性附录进行了介绍,这里不再重复。
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在放射性核素摄入量及内照射剂量估算时,采用了国际辐射防护委员会新的内照射剂量估算方法,即剂量系数方法[7, 9-10, 12],并采用了国际辐射防护委员会和国际原子能机构的相关文献中给出的参数[2-5, 7]。
在内照射剂量估算中,最常用的是待积器官当量剂量HT(τ)和待积有效剂量E(τ),可分别用以下公式计算:
$ {H_T}\left( \tau \right) = \int\limits_{{t_0}}^{t + {t_0}} {qs\left( {t, {\rm{ }}{t_0}} \right)} SEE\left( {T \leftarrow S;{\rm{ }}t} \right)dt $ $ E\left( \tau \right){\rm{ = }}\sum\limits_{T{\rm{ = }}1}^{12} {{W_T}{H_T}} \left( \tau \right) + {W_{{\rm{其余 }}}}{H_{{\rm{其余 }}}}\left( \tau \right) $ 式中,qs(t, t0)为t0时刻摄入,t时刻源器官内核素的放射性活度,单位为Bq;SEE(T←S; t)为比有效能量,它是t时刻源器官(S)内每次核蜕变引起靶器官(T)内的当量剂量,单位为Sv·(Bq·s)-1;WT为组织权重因子;H其余(τ)为其余器官的待积当量剂量。
HT(τ)和E(τ)是摄入放射性物质后,随时间积分的一个剂量学量。如果没有特殊说明,对成年人,t的值为50年,对于婴幼儿为70年;在职业照射的情况下,积分时间t0=20年,t+ t0=70年。
用上述公式直接计算HT(τ)和E(τ)比较困难。在辐射防护中我们并不需要这样复杂的计算,而是将采用简单的隔室模型代表器官中的放射性核素的转移、沉积和排除进行简化,此时,复杂的内照射估算可以简化。
采用国际原子能机构的Safety Reports Series No.37[9]中使用的生物动力学和剂量学模型时,放射性核素的代谢可用指数模式描述,从而有:
$ q\left( {t, {\rm{ }}{t_0}} \right) = \sum\limits_m {{A_0}{f_1}{f_s}{T_m}{a_m}} \left( {1 - {e^{ - 0.693t/T}}} \right) $ 式中,A0为t0时刻摄入的总活度,f1为放射性物质转移到体液的份数,fs为从体液转移到源器官(s)的份数,Tm为该放射性物质相应于m指数项(隔室)的有效半排出期,am为m指数项占的份数。将公式(3)代入公式(1),并定义hT(τ)为:
$ {h_T}\left( \tau \right) = \int_{{t_0}}^{{t_0} + \tau } {\sum\limits_s {\sum\limits_m {{A_0}{f_1}{f_s}{T_m}{a_m}} } } \left( {1 - {e^{ - 0.693t/T}}} \right)SEE\left( {T \leftarrow S;{\rm{ }}t} \right)dt $ 则公式(1)可改写为:
$ {H_T}\left( \tau \right) = {A_0}{h_T}\left( \tau \right) $ 式中,hT(τ)为待积器官当量剂量的剂量系数,即每单位摄入量的待积器官当量剂量的预定值,单位为Sv/Bq。
用同样的方法可以得出:
$ E\left( \tau \right) = {A_0}e\left( \tau \right) $ 在公式(5)和公式(6)中,A0为放射性核素的摄入量,单位为Bq;e(τ)为待积有效剂量的剂量系数,即每单位摄入量引起的待积有效剂量预定值,单位为Sv/Bq。
国际辐射防护委员会基于生物动力学和剂量学模型,对hT(τ)和e(τ)值进行了计算,并分别在国际辐射防护委员会的67号出版物[2]、71号出版物[4]、72号出版物[5]、69号出版物[16]中给出了计算的结果,国际原子能机构标准中也采用了相关的参数[9],在本标准的附录C中列出了主要核素的剂量系数值。
因此,只要我们能估算出摄入量(A0),再结合国际辐射防护委员会给出的hT(τ)或e(τ)值,就可以方便地计算出待积器官当量剂量HT(τ)或待积有效剂量E(τ)。
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在消耗量剂量模式中主要分为吸入和食入两大类。在进行吸入A0估算时除了要考虑空气污染监测结果外,还应考虑呼吸率和居留因子等因素对结果的影响。食入又分为饮水和食用两大类。
通过以上的分析,这时的摄入量(A0)可以用下式计算:
$ {A_0} = {A_{{\rm{吸}}}} + {A_{{\rm{饮水}}}} + {A_{{\rm{食用}}}} $ 式中,A吸为吸入空气造成的放射性核素摄入量,单位为Bq;A饮水为饮水造成的放射性核素摄入量,单位为Bq;A食用为食用各类食物造成的放射性核素摄入量,单位为Bq。
一般来说,只要测得空气放射性含量(Bq/m3)、呼吸率、居留系数就可方便的计算出A吸。空气监测结果通常以时间积分浓度(Bq·s/m3)表示。居留系数是指在污染地区停留的时间份额,除突发事件的情况外,可以不考虑。对于某一种核素j累计时间内的摄入量Aj吸可以用下式计算:
$ {A_{j{\rm{吸}}}}{\rm{ = }}{C_{j{\rm{空}}}}{B_{{\rm{空}}}} $ 式中,Cj空为核素j在空气中的时间积分浓度(Bq·s/m3);B空为人员呼吸率(m3/s)。
一般来说,只要测得水的放射性含量(Bq/ kg)、水系损失、饮用量就可方便的计算出A饮水。水系损失是指取监测样品的水中与饮用水中的放射性核素,由于各种原因的差异,只要我们尽可能适时地在实际的饮用水中取样监测,此时也可不考虑这种修正。对于某一种放射性核素j的摄入量Aj饮水可以用下式计算:
$ {A_{j{\rm{饮水}}}}{\rm{ = }}{C_{j{\rm{水}}}}{Q_{{\rm{水}}}} $ 式中,Cj水为放射性核素j在水中的含量(Bq/kg);Q水为饮水量(kg)。饮水量随地区、年龄、习惯等因素而异,一般在计算机系统中使用联合国原子辐射效应科学委员会的成人数据(500 kg/a)作为其系统的默认值。
对于某一种放射性核素j的摄入量Aj食用可以用下式计算:
$ {A_{j{\rm{食用}}}}{\rm{ = }}\sum\limits_m {{C_{ji{\rm{食}}}}{Q_{i{\rm{食}}}}} $ 式中,Cji食为放射性核素j在i类食品中的含量(Bq/kg);Qi食为i类食品的食用量(kg)。
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内照射个人监测方法[17]是在核与辐射事故情况下评价个人内照射剂量的一种十分重要的方法,它能够快速地给出比较直观、有效的结果。人们常常通过个人监测来检查核与辐射事故中受到内污染的人员,以及职业人员受到内照射的程度,它是评价个人体内放射性污染的主要根据。在核与辐射事故发生的情况下,常常需要个人监测方法来检测职业人员和公众是否受到了内照射。个人监测方法主要有空气个人监测方法、生物样品个人监测方法和体外个人监测方法。
空气个人监测方法通常是采用个人空气采样器直接对内污染进行监测,并用监测结果估计放射性核素吸入量。
若监测结果是监测周期内的累积放射性活度,则可直接视为此时的摄入量A0。若监测结果是核素空气浓度Cj空(kBq/m3),还需要有呼吸率(B空)和监测周期(T)的值,这时核素j的摄入量Aj0可用下式计算:
$ {A_{j0}} = {C_{j{\rm{空 }}}}{B_{{\rm{空 }}}}T $ 体外直接测量法是使用探测器直接从体外测量全身或器官内放射性核素的活度来估算摄入量的一种方法,其结果较生物样品测量法的结果更加可靠。这一方法在核与辐射事故应急测量中经常使用。但是,它仅适用于那些能发射可以逃逸出人体的射线的核素,即能发射X射线、γ射线、正电子(检测其湮灭后放出的γ射线)、高能β粒子(检测其发出的轫致辐射)以及某些α发射体(检测其特征X射线)的核素。直接从体外测量全身或器官内放射性核素的含量可以快速而简便地估算体内相应器官或组织的放射性活度,从而可首先估算出A0再估算内剂量。
用测量值M(Bq)推算A0的基本公式如下:
$ {A_0} = M/m\left( t \right) $ 式中,m(t)为摄入1 Bq某核素t d时体内或器官内核素的含量(Bq),m(t)在《职业性内照射个人监测规范》[17]中可查得。应当说明的是,公式(12)不适用于连续摄入的情况,此时可用m(T/2)代替m(t)进行计算,T为监测周期(d)。
对不释出γ射线或仅释出低能光子辐射的放射性核素,个人体内污染量的监测主要借助于排泄物的分析。用测量值M(Bq/d)推算A0的方法如下:
$ {A_0} = M/m\left( t \right) $ 其中m(t)为摄入1 Bq某核素t d时日排泄量(Bq/d)的预期值。m(t)在《职业性内照射个人监测规范》[17]中可查得。应当说明的是,公式(13)不适用于连续摄入的情况,此时可用m(T/2)代替m(t)进行计算,T为监测周期(d)。
《放射性核素摄入量及内照射剂量估算规范》解读
Explanation of Specification for Assessments of Intakes and Internal Doses of Radionuclides
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摘要: 国家职业卫生标准——《放射性核素摄入量及内照射剂量估算规范》已经卫生部批准并发布,此标准是在广泛调研国内外文献、阅读相关法律法规,并在明确了制定依据和原则的基础上制定的,此标准适用于职业内照射剂量估算。该文对此标准中的重要技术内容进行了解释说明,同时对该标准的宣传实施提出建议。Abstract: National occupational health standard—Specification for Assessments of Intakes and Internal Doses of Radionuclides has been approved and issued by the Ministry of Health. Based on the extensive research of literature, systematic study of the relevant laws and regulations related to the specification, this specification was enacted according to the principles about it. It is mainly used for estimating the occupational radiation internal dose. This article explained the important technical content and proposed suggestions for the publicity and implementation of the standard.
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Key words:
- Radioisotopes /
- Criteria /
- Internal doses
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[1] 国家技术监督局, 中华人民共和国卫生部. GB/T16148-1995放射性核素摄入量及内照射剂量估算规范.北京:中国标准出版社, 1996.
[2] International Commission on Radiological Protection. Age-depen-dent doses to members of the public from intake of radionuclides—part 2 ingestion dose coefficients. ICRP Publication 67. Ann ICRP, 1992, 22(3-4). [3] International Commission on Radiological Protection. Dose coeffi-cients for intakes of radionuclides by workers. ICRP Publication 68. Ann ICRP, 1994, 24(4). [4] International Commission on Radiological Protection. Age-depen-dent doses to members of the public from intake of radionuclides— part 4 inhalation dose coefficients. ICRP Publication 71. Ann ICRP, 1995, 25 (3-4). [5] International Commission on Radiological Protection. Age-depen-dent doses to the members of the public from intake of radionu-clides—part 5 compilation of ingestion and inhalation coefficients. ICRP Publication 72. Ann ICRP, 1995, 26 (1). [6] International Commission on Radiological Protection. General prin-ciples for the radiation protection of workers. ICRP Publication 75. Ann ICRP, 1997, 27 (1). [7] International Commission on Radiological Protection. Individual monitoring for internal exposure of workers. ICRP Publication 78. Ann ICRP, 1997, 27(3-4). [8] International Commission on Radiological Protection. Radiation dose to patients from radiopharmaceuticals (addendum 2 to ICRP publication 53, also includes addendum 1 to ICRP publication 72). ICRP Publication 80. Ann ICRP, 1998, 28 (3). [9] International Atomic Energy Agency. Methods for assessing occu-pational radiation doses due to intakes of radionuclides. Safety Reports Series No. 37. Vienna: IAEA, 2004. [10] International Atomic Energy Agency. Assessment of occupational exposure due to intakes of radionuclides. Safety Standards Series No. RS-G-1.2. Vienna: IAEA, 1999. [11] 中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局. GB18871-2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准.北京:中国标准出版社, 2002.
[12] Food and Agriculture Organization, International Atomic Energy Agency, International Labour Orgnazition, et al. International basic safety standards for protection against ionizing radiation and for the safety of radiation sources. Safety Series No.115. Vienna: IAEA, 1996. [13] International Commission Radiological Protection. Limits for intakes of radionuclides by workers. ICRP Publication 30(Part 1). Ann ICRP, 1979, 2 (3-4). [14] International Commission Radiological Protection. Age-dependent doses to members of the public from intake of radionuclides—part 1. ICRP Publication 56. Ann ICRP, 1990, 20 (2). [15] International Commission Radiological Protection. Human respira-tory tract model for radiological protection. ICRP Publication 66. Ann ICRP, 1994, 24 (1-3). [16] International Commission Radiological Protection. Age-dependent doses to members of the public from intake of radionuclides—part 3 ingestion dose coefficients. ICRP Publication 69. Ann ICRP, 1995, 25 (1). [17] 中华人民共和国卫生部. GBZ129-2002职业性内照射个人监测规范.北京:法律出版社, 2002.
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