第三节　核辐射卫生防护基本知识

一、基本剂量学量

电离辐射剂量学中的量是为了对辐射与物质相互作用产生的真实效应和潜在影响提供一种物理学上的量度。这些量的数值既依赖于辐射场的性质，又依赖于辐射与物质相互作用的程度。所以，剂量学中的量，一般可以通过辐射场的量与相互作用有关的系数的乘积来计算。鉴于剂量学的量一般可以直接测量，通常不采用乘积的形式来定义这些量。

（一）吸收剂量

1.授予能（ε）

是电离辐射以电离、激发的方式授予某一体积中物质的能量。其定义为：

公式中，Rin是进入该体积的辐射能，即进入该体积的所有带点和不带电粒子的能量（不包括静止质量能）的总和；Rout是从该体积逸出的辐射能，即离开该体积的所有带点和不带电粒子的能量（不包括静止质量能）的总和；∑Q是在该体积中发生的任何核变化时，所有原子核和基本粒子静止质量能变化的总和（“+”表示减少，“-”表示增加）。

授予能的单位是J。

由于辐射源发射的电离粒子以及它们与物质的相互作用都是随机的，在某一体积内发生的每一个过程，无论其发生的时间、位置，还是能量传递的多少，都具有统计涨落的性质。因此，授予能（ε）是一个随机量。但是，它的数学期望值，即平均授予能是非随机量。

2.吸收剂量（D）

是单位质量受照物质中所吸收的平均辐射能量。其定义为除以dm所得的商，即：

公式中，是电离辐射授予质量为dm的物质的平均能量。

吸收剂量的单位是J/m，专门名称是戈瑞（Gray），符号Gy。1Gy=1J/kg。

吸收剂量适用于任何类型的辐射和受照物质，并且是个与无限小体积相联系的辐射量，即受照物质中每一点都有特定的吸收剂量数值。因此，在给出吸收剂量数值时，必须指明辐射类型、介质种类和所在位置。

3.吸收剂量率（）

是单位时间内的吸收剂量，定义为dD除以dt所得的商，即：

公式中，dD是时间间隔dt内吸收剂量的增量（Gy/s）。

吸收剂量率的单位是J/（kg·s）或Gy/s。

（二）比释动能

1.转移能（εtr）

是不带电粒子在某一体积元内转移给次级带电粒子的初始动能的总和，其中包括在该体积内发生的次级过程所产生的任何带电粒子的能量。

转移能εtr同授予能ε一样也是随机量。其数学期望值，即平均转移能是非随机量。

2.比释动能（K）

不带电粒子授予物质的能量的过程可以分成两个阶段。第一，不带电粒子与物质相互作用释出次级带电粒子，不带电粒子的能量转移给次级的带电粒子；第二，带电粒子将通过电离、激发，把从不带电粒子那里得来的能量授予物质。吸收剂量是表示第二过程的结果。为了表示第一过程的结果，引进了另一个新辐射量，即比释动能（kinetic energy released in material，kerma）。

比释动能定义为除以dm所得的商，即：

公式中，是不带电粒子在质量dm的物质中释出的全部带电粒子的初始动能总和的平均值。它既包括这些带电粒子在韧致辐射过程中辐射出来的能量，也包括在该体积元内发生的次级过程所产生的任何带电粒子的能量。

比释动能K的单位与吸收剂量的单位相同，即J/kg或Gy。

比释动能只适用于不带电粒子，但适用于任何物质。它也是一个与无限小体积相联系的辐射量。在受照物质中，每一点上都有其特定的比释动能数值。所以在给出比释动能数值时，也必须同时指出与该比释动能相联系的物质和该物质的部位。

3.比释动能率（）

是dK除以dt所得的商，即：

公式中，dK是在时间间隔dt内比释动能的增量。

比释动能率的单位与吸收计量率相同，即J/（kg·s）或Gy/s。

（三）照射量

1.照射量（exposure）

是一个用来表示X或γ射线在空气中产生电离能力大小的辐射量。

照射量（X）定义为dQ除以dm所得的商，即：

公式中，dQ的值是X或γ射线在质量为dm的空气中，释放出来的全部电子（正、负电子）完全被空气阻止时，在空气中产生一种符号的离子的总电荷的绝对值。

定义中的dQ不包括光子在空气中释放出来的次级电子产生的轫致辐射被吸收后产生的电离。不过，这仅在光子能量很高时才有意义。

照射量的单位是C/kg。

照射量只用于量度X或γ射线在空气介质中产生的照射效能。但是，实际工作中，常说到除空气之外的其他介质中某点处的照射量为多少，这时的照射量数值应理解为所考察的那点处放置少量空气后测得的照射量值。

只有在满足电子平衡的条件下，才能严格按照定义精确测量照射量。因此，鉴于现有技术条件和对精确度的要求，能被精确测量照射量的光子能量限于10keV~3MeV范围以内。在辐射防护中，能量的上限可扩大到8MeV。

2.照射量率（）

是dX除以dt所得的商，即：

公式中，dX是时间间隔dt内照射量的增量。

照射量率的单位是C/（kg·s）。

3.照射量因子

对于单能X或γ射线，空气中某点的照射量（X）与同一点处的能量注量（Ψ）有下述关系：

公式中，μen/ρ是空气对给定的单能X或γ射线的质量能量吸收系数，单位是m2/kg；e是电子的电量，其值为1.602×10-19C；Wa是电子在干燥空气中每形成一对离子所消耗的平均能量，其值为33.85eV。

将单能光子的能量注量与粒子注量的关系Ψ=E·Φ代入公式（1-2-77），即得：

公式中，fx=E（μen/ρ）·（e/Wa）称为照射量因子，它表示与单位光子注量相应的照射量，其单位是C·kg-1·m2。

对于具有谱分布的X或γ射线，则公式（1-2-78）应写成如下形式：

公式中，ΦE是光子注量按光子能量的微分分布；fx（E）是光子能量为E的照射量因子。

（四）比释动能与吸收剂量的关系

在带电粒子平衡条件下，不带电粒子在某一体积元的物质中，转移给带电粒子的平均能量，就等于该体积元物质所吸收的平均能量。若该体积元物质的质量为dm，则：

应该指出的是：除了满足带电粒子平衡条件外，要使公式（1-2-80）成立的另一条件是带电粒子产生的轫致辐射效应可以忽略。在这个前提下，可以认为比释动能与吸收剂量在数值上相等。但这只对低能X或γ射线来说是成立的；而对于高能X或γ射线，由于次级带电粒子是电子，有一部分能量在物质中转变为轫致辐射而离开所相关的那个体积元，故使K≠D，此时的表达式为：

公式中，g是次级电子在慢化过程中，能量损失于轫致辐射的能量份额。

高能电子在高原子序数的物质内，g值比较大，但在低原子序数物质内，g值一般比较小，通常可忽略，这样可近似地认为吸收剂量与比释动能在数值上相等，即D=K。

吸收剂量与比释动能的数值差同入射的不带电粒子的能量有关。在辐射防护领域所用的能量范围内，对于X、γ光子或中子都可以近似地认为吸收剂量同比释动能在数值上是相等的，即D≈K。

（五）照射量与吸收剂量的关系

在带电粒子平衡条件下，由公式（1-2-71）（1-2-75）（1-12-77）可得单能X或γ射线在某物质中吸收剂量（D）和能量注量（Ψ）的关系为：

公式中，μem/ρ是单能X或γ射线对某物质的质量能量吸收系数，单位是m2/kg。

公式（1-2-81）是计算单能X或γ射线吸收剂量的基本公式。从公式（1-2-81）可知，当能量注量（Ψ）确定不变时，吸收剂量（D）与物质的质量能量吸收系数（μem/ρ）成正比。故有：

公式中，脚码1和2分别表示物质1与物质2。

因此，只要知道在一种物质中的吸收剂量，就可以用公式（1-2-83）求出在带电粒子平衡条件下另一种物质中的吸收剂量。

同时，也可得出在带电粒子平衡条件下，空气中照射量和吸收剂量的关系为：

公式中，Da是在空气中同一点处的吸收剂量。

将公式（1-2-84）代入公式（1-2-83），得：

公式中，Dm是处于空气中同一点处所求物质的吸收剂量，单位是Gy；X是照射量，单位是C/kg；Wa、e的意义、数值同前；fm=33.97（μen/ρ）m/（μen/ρ）a为由以C/kg为单位的照射量换算到以Gy为单位的吸收剂量的换算因子，其单位是J/C。

需要再次强调，只有当忽略轫致辐射和次级过程再产生的带电粒子，而且满足电子平衡条件时，照射量与吸收剂量数值上才有公式（1-2-84）和（1-2-85）所表示的关系。

（六）吸收剂量、比释动能和照射量的区别

吸收剂量、比释动能和照射量这3个辐射量之间的区别见表1-2-3。

二、辐射防护实践中常用的量和单位

在辐射防护实践中，进行测量和计算的一个主要目的是定量地说明个人或群体实际受到或可能受到的辐射照射，因而需要涉及对受照个人或受照群体相关的辐射量。与个人相关的辐射量可以度量个人受照的大小，进而可以推算其所造成的危险大小；与群体相关的辐射量，则可显示辐射照射对所关心的人群造成的全部健康影响。同时，个人或群体的辐射量还可以用来比较各种实践给个人或群体带来的辐射危害的大小。

（一）当量剂量

吸收剂量仅反映人体组织器官对辐射能量的沉积情况，电离辐射线的不同和能量的不同对机体的损伤效应是不一致的，因此出现辐射权重因子和当量剂量的概念。

1.辐射权重因子

在辐射防护中，关注的不是某一点的剂量，而是某一组织或器官吸收剂量的平均值，并按辐射的品质（quality）加权。为此目的的权重因子称为辐射权重因子（radiation weighting factor，WR）。对于特定种类与能量的辐射，其权重因子的数值是根据生物学资料，由国际辐射防护委员会（International Commission on Radiological Protection，ICRP）选定的，代表这种辐射在小剂量时诱发随机效应的相对生物效应（relative biological effectiveness，RBE）的数值。

一种辐射对于另一种辐射的相对生物效应，是产生同样程度的某一规定的生物学终点所需要的这两种辐射的吸收剂量的反比。

如果辐射场是由几种具有不同WR值的不同种类和能量的辐射组成，则应将吸收剂量分成几组，各自有其WR值，然后相加得出总当量剂量；另一种办法是把吸收剂量表示为按能量的连续分布，每一能量间隔E到E+dE间的吸收剂量乘以表1-2-4中相应各组的WR值[《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）]。但在ICRP第103号出版物对辐射权重因子又有所更改，为便于对比，在表1-2-5中列出。

需要说明的是，表1-2-5不包括由原子核向DNA发射的俄歇电子。因为按照当量剂量的定义，对整个DNA分子的质量求出吸收剂量的平均值是没有现实意义的，俄歇电子的效应需要用微剂量学的技术估算。

2.当量剂量

虽然吸收剂量可以用来说明各种介质的物质受到辐射照射时吸收能量的多少，适用于各种辐射类型，但是，它还不能反映所导致的生物效应的不同。而在辐射防护工作中，最关心的是受照后在机体内产生的生物效应。因此需要对吸收剂量进行修正，由此产生了当量剂量（equivalent dose，HT，R）的概念。

在ICRP 1990年建议书中，当量剂HT，R定义为：

公式中，DT，R是辐射R在器官或组织T内产生的平均吸收剂量；WR为辐射R的辐射权重因子，无量纲。当辐射场是由具有不同WR值的不同类型的辐射所组成时，当量剂量为：

当量剂量用来描述人体受辐射照射时的危害程度，可以反映不同种类、不同能量以及不同照射条件所导致的生物效应的差异。

当量剂量的SI单位是J/kg或希沃特（Sievert，Sv）。历史上曾使用雷姆（rem）作为当量剂量的单位，1rem为质量1g的受照物质吸收100erg的辐射能。

（二）有效剂量

相同的当量剂量，作用于不同的组织器官，产生的损伤效应也不同，原因在于人体的不同组织器官有着不同的辐射敏感性。

1.组织权重因子

随机性效应的概率与当量剂量的关系还与受到辐射照射的组织或器官有关。因此，从辐射防护的目的出发，需要再规定一个由当量剂量导出的量，以表示整个机体所受到的危害大小。对组织或器官T的当量剂量加权的因子称为组织权重因子（tissue weighting factor，WT），反映了在全身受到均匀照射下，各组织或器官对总危害的相对贡献，换言之，它反映了不同组织或器官对发生辐射随机性效应的敏感性。

辐射权重因子同辐射种类和能量有关，但与组织或器官无关。同样，组织权重因子的数值决定于关注的该组织或器官，而与辐射的种类或能量无关。由于通过归一化，使得全身的组织权重因子之和为1，当全身受到均匀的当量剂量时，其有效剂量在数值上等于均匀的当量剂量。

在辐射防护领域内，当量剂量和有效剂量是评价在远低于确定性效应阈值的吸收剂量下，发生随机性效应概率的依据。辐射权重因子和组织权重因子的数值，是ICRP根据放射生物学知识推荐的，随着放射生物学的发展，这些数值在不断变动。

表1-2-6是ICRP第60号出版物推荐的内容，也是《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871-2002）的内容。但ICRP第103号出版物对组织权重因子有所更改，为便于对比，在表1-2-7中列出。

2.有效剂量（effective dose，E）

定义是人体各组织或器官的当量剂量乘以相应的组织权重因子后的和，表示为：

公式中，HT为组织或器官T所受的当量剂量；WT是组织或器官T的组织权重因子。

由当量剂量的定义，可以得到：

公式中，WR是辐射R的辐射权重因子；DT，R是组织或器官T内的平均吸收剂量。可以看出，有效剂量是身体各组织或器官的双重加权的吸收剂量之和。

有效剂量的SI单位为焦耳每千克（J/kg）或希沃特（Sv）。

应该强调的是，有效剂量是应用于辐射防护管理的一个基本概念，可以用来对不同照射情景进行定量的比较。但不能用来对辐射照射所导致的生物效应或辐射危险度进行直接评价。

（三）待积剂量

当放射性核素通过某种途径被摄入体内后，可以在体内产生照射，即内照射。内照射剂量率在时间上的分布，会根据放射性核素的种类、化学形态、摄入方式等变化。待积剂量（committed dose）是用来评价内照射危害的量，包括待积当量剂量和待积有效剂量。

1.待积当量剂量[committed equivalent dose，HT（τ）]

个人在单次摄入放射性物质后，在某一特定的组织或器官T内的当量剂量率的时间积分为该组织或器官的待积当量剂量，表示为：

公式中，t0为摄入放射性物质的时刻；：为t时刻组织0或器官T的当量剂量率：τ为摄入物质之后经过的时间。未对τ加以特殊规定时，对成年人τ取50年；对儿童的摄入要算至70岁。

2.待积有效剂量[committed effective dose，E（τ）]

是待积当量剂量与涉及的组织权重因子的乘积之和，表示为：

公式中，HT（τ）为积分至τ时间时组织或器官T的待积当量剂量；WT为组织或器官T的组织权重因子。同样，未对τ加以特殊规定时，对成年人τ取50年，对儿童的摄入要算至70岁。

在实际工作中，由于估算待积有效剂量要花费大量时间去计算，所以ICRP不建议把它应用于实际工作中，而只是把它的计算当作制定内照射次级标准的一个步骤。

（四）集体剂量

以上是针对个人受到照射时的剂量学量。集体剂量（collective dose）是群体所受到的总辐射剂量的一种表示，定义为：受某一辐射源照射的群体的成员数与他们所受的平均辐射剂量的乘积。集体剂量的单位是人·希[沃特]（man·Sr）。

集体有效剂量（collective effective dose，S）对于一给定的辐射源，受照群体所受的总有效剂量S的定义为：

公式中，Ei为群体分组i中成员的平均有效剂量；Ni为该分组的成员数。

集体有效剂量还可以用积分定义：

公式中，为所受的有效剂量在E和E+dE之间的成员数。

集体剂量的概念最初用来表示人类的某一实践对靶（或称关键组）人群所导致的辐射剂量，借以进一步评价对受照群体所带来的总后果或健康危害。但此应用评价的前提是建立在危害与剂量之间的线性无阈假设上的，用集体剂量来评价健康危害显然会导致一些不合理的结论，产生误导。目前，ICRP在其新建议书（征求意见稿）中已经强调指出，线性无阈假设是一种慎重的假设，通常仅限于应用于辐射防护管理。因此，集体剂量的使用必须慎重，不建议用于受照人群的健康危害评价。

（五）剂量负担

对于某种给定的实践，由其产生的人均剂量率（或）对无限远时间的积分定义为该实践造成的剂量负担（dose commitment，HC，T或Ec），即：

剂量负担对于正当化或最优化并不是一个直接有用的量，只有在某种实践以同样的速率持续下去，同时其他有关因素假定保持恒定的前提下，按单位实践（如1年）计算，特定人群最大的未来人均剂量率在数值上等于单位实践所造成的剂量负担。这提供了估计连续性实践所产生的最大的未来人均年剂量的一种简单方法。

（六）剂量当量及其测量实用值

在外照射情况下，身体各部分的当量剂量是不均匀的，而且直接测量身体中的当量剂量也是不可能的。为此，有必要将实际测量的量与人体的有效剂量和皮肤当量剂量关联起来。人们曾用过诸如“自由空气中的吸收剂量”或“自由空气中小块组织内的吸收剂量”这样的术语。然而，这样的表述方法也只能给出粗略的近似值。

由于外照射防护最关心的身体部位是人体的躯干部，因此国际辐射单位和测量委员会（International Commission on Radiation Units and Measurements，ICRU）建议用直径为30cm的组织等效球作为人体躯干的模型，用以足够准确地估计人体躯干中的最大剂量，即采用这样一个人体躯干模型，就可以在辐射场中，通过测定此模型中不同部位的剂量，比较准确地估算人体躯干所受到的剂量。ICRU认为这是一种恰当表征辐射场的方法。

这里，直径30cm的组织等效球一般称为ICRU球，由密度为1g/cm3，成分为氧76.2%、氢10.1%、碳11.1%、氮2.6%的软组织等效材料组成。

1.剂量当量（dose equivalent，H）概念

组织中某点处的剂量当量H是D、Q和N的乘积，即：

式中，D为该点处的吸收剂量，Q为辐射品质因子；N为其他修正因子的乘积。

辐射品质因子（Q）是对吸收剂量进行修正，用来定义当量剂量的无量纲的因子，其数值是作为水中非限定传能线密度的函数Q（L）给出的（表1-2-8）。

为了便于说明实用测量辐射量，这里先介绍2个由实际辐射场导出的用来描述辐射场特性的术语。

（1）扩展场（expanded field）：

考察一个体积为V的空间区域，假若这一空间区域内，粒子的注量、角分布和能量分布与所研究的实际辐射场的数值相同，则称该区域为实际辐射场的扩展场。

（2）齐向扩展场（aligned and expanded fields）：

如果上述区域V内，粒子注量和其能量分布与所研究的实际辐射场相同，但粒子的运动方向是单向的，则称该区域为实际辐射场的齐向扩展场。

2.实用辐射量

在针对环境或工作场所的实际测量中，ICRU推荐如下2个实用辐射量：

（1）周围剂量当量[ambient dose equivalent，H*（d）]

是用来表征强贯穿辐射的实用量，也是用于估计有效剂量（E）的量。辐射场中某点处的H*（d）是相应的齐向扩展场在ICRU球体内逆向齐向辐射场方向半径上深度（d）处产生的剂量当量。对于强贯穿辐射，ICRU推荐d=10mm。所以，H*（d）可以写成H*（10）。

一个具有各向同性响应、按H*刻度的剂量仪表可用来测量任何辐射场中的H*值，只要该辐射场在仪表尺寸范围内是均匀的。

（2）定向剂量当量[H'（d，Ω）]

是用来测量弱贯穿辐射的实用量，也用于估计皮肤当量剂量。根据ICRU的报道，β辐射和能量约低于15keV的光子可视为弱贯穿辐射。辐射场中某点处的定向剂量当量[H'（d，Ω）]是相应的扩展场ICRU球体内，沿指定方向（Ω）的半径上深度（d）处产生的剂量当量。当指定方向（Ω）与辐射场入射方向的夹角为180°时，可以简单记作H'（d）。在弱贯穿辐射情况下，对于皮肤，ICRU推荐深度采用d=0.07mm。所以，H'（d，Ω）可以写成H'（0.07，Ω）；对于眼晶状体，深度采用d=3mm。

一个仪器，若能确定由组织等效材料构成的平板表面之下d处的剂量当量，并且组织等效材料板与指定方向（Ω）垂直在仪器入射窗范围内的辐射场是均匀的，它就适宜用来测定该点的弱贯穿辐射定向剂量当量。

针对个人剂量监测目的，引入个人剂量当量（personal dose equivalent）的概念：人体某一指定点下适当深度（d）处按ICRU球定义的软组织内的剂量当量。这一剂量学量既适用于强贯穿辐射，也适用于弱贯穿辐射。对强贯穿辐射，推荐深度d=10mm，称为深部个人剂量当量[Hp（d）]；对于弱贯穿辐射，推荐深度d=0.07mm，称为浅部个人剂量当量[Hs（d）]。

三、放射防护目的与基本原则

1895年伦琴发现X射线不到半年，一位工程师在《德国医学周刊》上最早报道X射线诱发放射性皮炎的辐射危害。辐射应用的早期，人们没有意识到需要放射防护，到20世纪20年代至少有336人的死亡归因于辐射，其中，251人死于皮肤癌，56人死于贫血或白血病。人们认识到放射防护的重要性以后，这类职业辐射的危害事件明显降低。

（一）放射防护的目的

放射防护的目的是避免发生有害的确定性效应，并将随机性效应的发生概率限制到可以接受的水平。

不能将辐射诱发的确定性效应和随机性效应相提并论。确定性效应有阈剂量。人体器官和组织受到的辐射照射剂量达到相应阈剂量时，必然出现确定性效应；超过阈剂量照射时确定性效应的严重程度也必然随着受照剂量的增加而加重。所以，人们只要把受照剂量保持在器官或组织相应阈剂量以下，就完全可以避免有害的确定性效应发生（把确定性效应的发生概率降低到零）。

与确定性效应不同，随机性效应不能完全被避免。因为在小剂量和低剂量率照射条件下，随机性效应和剂量之间呈线性关系，没有阈剂量。只能在放射防护方面采取有效措施或方法把随机性效应的发生概率（以10-2Sv-1为单位）限制到可以接受的水平。这个水平大约相当于职业人员的正常死亡率，即在10-5~10-4概率范围内。

（二）放射防护的基本原则

为了实现放射防护目的，应当严格遵守放射防护的3项基本原则，它们是一个完整的放射防护体系。这3项基本原则是相互关联的，在实践中任何一项都不可以偏废。在进行与辐射防护有关的设计、监督与管理时，必须遵守以下基本原则：实践的正当性、辐射防护的最优化、个人剂量的限值。要正确理解3原则，必须熟悉以下一些基本概念。

1.实践与干预

（1）实践：

即辐射实践，定义为任何引入新的照射或照射途径，或扩大受照人员范围，或改变现有照射途径，从而使人受到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。简单来说，实践就是指使总的辐射照射增加的受控的人类活动。

（2）干预：

即辐射干预，定义为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辐射源所致照射或潜在照射的活动，即通过影响现存形式而降低总照射的人类活动。干预需要采取防护行动或补救行动。干预一般有应急照射情况下的干预与持续照射情况下的干预两种情况。

2.人工照射类型

（1）职业照射（occupational exposure）：

指除了国家有关法规、标准所排除的照射以及按规定予以豁免的实践或源产生的照射以外，工作人员在其工作过程中所受到的所有照射。

（2）医疗照射（medical exposure）：

指受检者与患者接受存在电离辐射的医学检查或治疗而受到的照射。此外，在知情、自情况下愿帮助受检者/患者时所受到的照射，以及生物医学研究中志愿者所受的照射也属于医疗照射。

（3）公众照射（public exposure）：

指除职业性放射工作人员以外的其他社会成员所受的电离辐射照射，包括经批准的源和实践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的天然本底辐射的照射。

3.照射情况

（1）计划照射情况：

是指在照射发生之前可以对放射防护进行预先计划的，以及可以合理地对照射大小和范围进行预估的照射情况。所有类型的照射都有可能在计划照射中发生，包括职业照射、公众照射和医疗照射。

（2）应急照射情况：

是指在一个计划照射情况的运行期间发生的或由恶意行为产生的或其他意外情况所致的照射情况。由于辐射源失控而引起的照射称为异常照射，包括应急照射和事故照射。前者是在辐射事故中，为抢救生命、防止伤害或制止事故扩大而采取紧急行动中自愿接受的照射；后者则指因事故使工作人员非自愿接受的、意料之外的照射。

（3）现存照射情况：

或称既存照射情况，是指由早已就位的源（如天然源）引起的照射。

4.放射防护原则

（1）实践的正当性（justification of a practice）：

此处，实践（practice）指任何引入新的照射源或照射途径，或扩大受照人员范围，或改变现有辐射源的照射途径网络，使人员受照射或可能受到照射或受照射人数增加的人类活动。由实践获得的净利益远远超过付出的代价（包括对健康损害的代价）时，称为实践正当化。在施行伴有辐射照射的任何实践前，都必须经过正当性判断，确认这种实践具有正当的理由，获得的利益大于代价（包括健康损害和非健康损害的代价）。也就是说，进行任何一项有辐射的工作都应具有正当的理由，即通过代价-利益分析，全面考虑经济和社会因素，并与其他代替方案相比较，确定进行该项工作产生的总危险与总利益相比是微不足道的，才可以认为此项工作具有正当理由，合乎实践的正当性原则。这里所说的利益包括对于全社会的一切利益（当前利益和长远利益），而不仅仅是某些集团或个人所得的利益。因此，判断是否具有正当性，必须由被授权的部门做出。

在临床核医学诊疗中，正当性判断应从以下方面着手：

1）在确定实施核医学诊疗前应首先做出正当性判断，以确保按临床需要得到的诊疗预期利益将超过该诊疗可能带来的潜在危险。执业医师在申请放射性药物诊疗前，应注意查阅以往患者或受检者的检查资料，应避免不必要的重复检查。

2）所有新型临床核医学诊疗技术和方法，使用前都应通过正当性判断；已判断为正当的技术和方法，当取得新的或重要的证据并需要重新判断时，应对其重新进行正当性判断。

3）临床核医学医师应掌握相应医学影像诊断技术的特点及其适应证，使用时应严格控制其适应证范围。即使新型临床核医学技术和方法已做过正当性判断，在用于新的适应证前还应另行进行正当性判断。

4）用放射性药物诊断时，应参考有关医疗照射指导水平，采用能达到预期诊断目的所需要的最低放射性核素施用量。

5）对哺乳和怀孕女性施用诊断性放射性药物，应特别注意进行正当性判断。因特别需要对怀孕女性进行影像检查时，应对其胎儿所受吸收剂量进行评估。

6）除非是挽救生命的情况，孕妇不应接受放射性药物（特别是含131I和32P的放射性药物）的治疗。为挽救生命而进行放射性药物治疗时，应按相关标准要求对胎儿接受剂量进行评估，并书面告知患者或受检者胎儿可能存在潜在风险。

7）为了避免对胎儿和胚胎造成意外辐射照射，应对患者是否怀孕进行询问、检查和评估，并将有关咨询说明张贴在临床核医学部门有关场所，特别是入口处和候诊区。

8）仅当有明显的临床指征时才可以对儿童实施放射性核素显像检查，并应根据儿童的体重、身体表面积或其他适用准则尽可能减少放射性药物施用量，还应选择半衰期尽可能短的放射性核素。

9）除非是挽救生命的情况外，宜尽量避免对哺乳期女性进行放射性药物治疗；必须使用时，应建议患者或受检者按《临床核医学的患者防护与质量控制规范》（GB 16361—2012）的建议适当停止哺乳。

（2）辐射防护的最优化（optimization of radiation protection）：

即在考虑了社会和经济因素的前提下，符合一切辐射照射都应当保持在可合理达到的尽可能低的水平（as low as reasonably achievable，ALARA）原则。利益-代价分析是为达到放射防护最优化使用的最有效方法。

这是辐射防护的重要原则。应避免一切不必要的照射。对符合正当性原则的辐射工作，在防护设计中，对各项防护方案通过代价-利益分析，选择出一个最优的方案。这个方案考虑了现实经济和社会因素，使照射合理达到尽可能低的水平，得到最优纯利益。

“合理达到”即进一步改善防护条件所增加的防护代价会使总的利益减少；反之，如果降低一些防护要求则增加了危害的代价，同样使总的利益减少。根据最优化原则，既不能降低对辐射防护的要求，也不能一味追求尽可能低的辐射水平，而脱离现实情况，在防护上花费过多成本。正确执行这一原则，既可最大限度地降低各类人员的辐射危害，又可避免资源浪费，合理使用资金。因此，各单位都应制订辐射防护最优化纲要；各级领导和所有辐射工作人员都应对此有所了解，承担各自的责任，在工作中加以贯彻和体现，并定期评审。

在临床核医学诊疗中，最优化应包括以下方面：

1）一般要求

A.执业医师在开具放射性药物处方时，应做到：①在能实现预期的诊断目标情况下，使患者接受的剂量尽可能低；②充分应用已有的信息，避免一切不必要的重复照射；③应有实际医疗照射与放射性药物诊疗处方相一致的验证程序；④在实施核医学诊断检查时，应参考相应的医疗照射指导水平[参见《临床核医学的患者防护与质量控制规范》（GB 16361—2012）]。

B.执业医师、技术人员及其他影像工作人员应在能达到可接受的图像质量的情况下，使患者接受的剂量尽可能的低。为此，应采用以下措施：①根据不同患者的特点选用可供使用的适当放射性药物及其施用活度，特别是对儿童与器官功能损害患者；②对非检查器官使用阻断放射性药物吸收的方法，并加速排除；③注意采用适当的图像获取和处理技术；④执业医师、技术人员及其他影像工作人员除应具备相应专业技能外，还应接受核医学诊疗质量控制要求和防护知识等的技术培训。

C.除非有很明显的临床指征，对孕妇接受诊疗时所施用的放射性药物应注意控制。女性在施用放射性药物期间应避免怀孕。

2）临床核医学诊断中的最优化要求

A.应按技术说明书和相关标准要求建立核医学检查设备的运行条件，以便在取得最佳影像时，患者接受剂量最小。

B.核医学工作人员应对已施用放射性药物的患者提供书面和口头指导，以便他们在出院后还能有效地限制其护理人员和公众所受的照射，减少与其家庭成员如未成年人和孕妇，特别是与其配偶的接近。

C.对每一个患者应做到：①施用放射诊断药物之前，应按程序确定患者身份、施药前患者的准备和施药程序等有关信息。②对每个诊断程序，应适当考虑与该程序有关的医疗照射指导水平。③应正确、详细地记录患者的相关信息。④应选择适当的数据采集条件，以便能在达到必要的诊断预期目标下，患者接受的剂量最低。例如，为获取最佳品质影像，应适当选择准直器、能量窗、矩阵尺度、采集时间、准直器的张角等；在给女性施用放射性药物前，要判断患者是否怀孕或哺乳；单光子发射计算机断层成像（singlephoton emission computed tomography，SPECT）或正电子发射断层成像（positron emission tomography，PET）的有关参数和缩放（zoom）因子。⑤采用动态分析时，为获取最佳品质影像，也应适当选取帧的数量、时间间隔等参数。⑥应特别小心，以确保准直器表面或其他部位不会受到污染而导致影响影像质量。⑦在实施诊断后，尤其是在检查后的短时间内，应鼓励患者（特别是儿童）多饮水、多排泄，以加快肾脏排出放射性药物。⑧利尿剂或利胆剂等药物一般不干扰检查程序，却能影响放射性药物在特定器官内的贮存或沉积。这种方法有时被用来增加检查的特异性，而且也对辐射防护产生积极的影响。

D.对于接受放射性核素诊断的哺乳期女性，应按《临床核医学的患者防护与质量控制规范》（GB 16361—2012）的建议中断哺乳。

E.对于孕妇，应按以下方式进行医疗照射最优化处理：①采用99mTc及其放射性药物进行核医学诊断时，可直接采用较小的施用药量和延长成像时间来进行优化。此核素穿不过胎盘屏障，因而不会导致胎儿受到高剂量照射，此时通常不需要估算胎儿受照剂量。但若使用其他放射性核素（如碘或镓），宜进行胎儿剂量计算和风险评估。②应鼓励孕妇多喝水和多排尿，以便通过孕妇肾脏迅速清除放射性药物。对于易穿过胎盘屏障被胎儿摄入的放射性药物，如放射性碘，要避免引起胎儿事故性照射。

3）临床核医学治疗中的最优化要求

A.应有以下最优化措施：①在施用放射治疗药物之前，应按程序确定患者身份、施药前患者的准备和施药程序等有关信息；②在给女性施用放射性药物前，要判断患者是否怀孕或哺乳；③给患者口头或书面指导，以减少对其家庭成员和公众所造成的照射；④要特别注意防止由患者呕吐物和排泄物造成的放射性污染；⑤住院患者按治疗剂量接受放射性药物后，出院时间应符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）和《医疗照射放射防护基本要求》（GBZ 179—2006）的要求。

B.凡是接受放射性药物治疗的哺乳期女性，应按《临床核医学的患者防护与质量控制规范》（GB 16361—2012）的建议终止哺乳一段时间。

C.除非是挽救生命，不应对孕妇施行放射性药物治疗。已接受放射性药物治疗的女性应按《临床核医学的患者防护与质量控制规范》（GB 16361—2012）给出的建议在一段时期内避免怀孕。

D.若给男性施用治疗剂量的、处于离子化学状态且具有较长半衰期的放射性核素，有可能使精液中有大量此种放射性核素，影响精子质量。建议已接受131I（碘）、32P（磷酸盐）或放射性锶（氯化锶）治疗的男性，在4个月内不要行房事。

4）临床核医学使用放射源的校准要求

A.对于临床核医学使用的密封放射源，核医学单位应通过校准使之可追溯到标准剂量实验室。

B.对于临床核医学使用的非密封放射源，核医学单位应使用活度计测量其活度，并通过对活度计的定期校准使之可溯源到次级标准。

C.核医学单位应通过规范性质量控制来评价活度计等测量设备的有效性，并积极参加国家组织的相关比对。

5）加强患者剂量管理的要求

A.应确保给每例患者施用的放射性药物的活度与处方量一致，并在服药时记录。有可能存在放射性杂质时应特别注意，短寿命核素药物伴有较长寿命杂质会显著增加患者的吸收剂量。

B.对于供测量注射器或装注射剂的瓶内活度的活度计，应注意质量控制，通过对仪器的常规质量控制，包括对校准的期间核查，来保证测量的准确性，并可追溯到次级标准。

C.利用《临床核医学的患者防护与质量控制规范》（GB 16361—2012）中的剂量学方法可以计算各类诊断患者的吸收剂量或有效剂量的典型值，由此得到一份不同年龄组患者的主要器官吸收剂量或有效剂量的典型数据表。应在相关程序文件或作业指导书中给出这类方法和数据以供使用。在特殊情况下，如胚胎和胎儿受照时，应计算各例的剂量。

D.在治疗程序中，应由有专门知识的人员对每次治疗剂量进行计算并记录。

6）医疗照射指导水平

A.执业医师应参考医疗照射指导水平原则[参见《临床核医学的患者防护与质量控制规范》（GB 16361—2012）]使用医疗照射，以保证施用活度的合理性。

B.使用指导水平的原则如下：①当剂量或活度显著低于相应的指导水平，又不能提供有用的诊断信息或给患者带来预期的医疗利益时，应按需要采取纠正行动；②当剂量或活度显著超出相应的指导水平时，应考虑指导水平是否已达到辐射防护优化，或医学实践活动是否保持在适当良好水平；③《临床核医学的患者防护与质量控制规范》（GB 16361—2012）中的指导水平仅适用于一般成年患者，因此实施诊断检查的医师应对患者的体质、病理条件、身体大小和年龄等具体情况给予仔细考虑，有可能需要偏离通常的施用量；④当技术改进后，如有必要，应对指导水平的使用做出适当修正。

C.鼓励专业学术机构和核医学单位对常用诊断程序中典型成年患者所用的活度开展调查，并对施用活度与影像质量平行进行评估。

7）剂量约束

A.通常的公众剂量限值不适用于接受放射性药物诊断或治疗的患者对其探视者和家庭成员所造成的照射，此时可遵循下述剂量约束要求。注意，这些剂量约束不适用于患者在医疗诊断或治疗过程中受到的照射。

B.核医学单位应按照《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）所规定的，向探视者和家庭成员提供有关的辐射防护措施（如限定接触或接近患者的时间等）以及相应的书面指导，并对其所受剂量加以约束，使其在患者的诊断或治疗期间所受的剂量不超过5mSv。探视已食入放射性药物患者的婴儿和儿童所受剂量应不超过1mSv。

C.应对接受放射性药物治疗患者的家庭成员提供辐射防护的书面指导。对接受放射性药物治疗的住院患者，当其家庭成员中的成人所受剂量不可能超过5mSv，婴儿和儿童以及其他公众所受剂量不可能超过1mSv时，才能允许出院。探视者和家庭成员所受剂量的估算方法以及与剂量约束相对应的放射性药物施用量可参见《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）。

D.接受131I治疗患者在体内的放射性活度降至低于400MBq之前不得出院。

（3）个人剂量限值（personal dose limit）：

对在受控源实践中个人受到的有效剂量或当量剂量规定的不得超过的数值，称为个人剂量限值。用剂量限值对个人所受到的照射加以限制（该限值是不允许接受的剂量范围下限，而不是允许接受的剂量范围上限），是最优化过程的约束条件，不能直接作为设计和工作安排的目的。也就是说，剂量限值不是安全与不安全的界限，而是一种限制，不但不能超过，而且应合理地达到尽可能低的水平。我国辐射防护的基础标准——《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）中对职业人员、公众和医疗照射中慰问者或探视者的个人剂量做如下规定。

1）对职业照射人员个人的剂量限值规定

A.成年人：①连续5年间的年平均有效剂量限值为20mSv；②连续5年中任何一年的年有效剂量限值为50mSv，但连续5年的年平均有效剂量不超过20mSv；③眼晶状体的年当量剂量限值为150mSv；④四肢（手、足）或皮肤的年当量剂量限值为500mSv。

B.16~18岁人群：对于年龄在16~18岁接受职业照射就业培训的徒工和学习过程中需要使用放射源的学生，受照剂量应当遵守下述年剂量限值：①年有效剂量限值为6mSv；②眼晶状体的年当量剂量限值为50mSv；③四肢（手、足）或皮肤的年当量剂量限值为150mSv。

C.怀孕期女性：女性放射性工作人员一旦怀孕，就要避免电离辐射的影响。由于胎儿不属于职业人员，只能按一般公众对待。因此，国际电离辐射防护与辐射源安全基本标准（IBSS）规定在孕期内胚胎和胎儿接受的剂量不得超过1mSv。ICRP规定只要女性宣告怀孕，在孕期余下的时间内应施加补充的剂量限值，对腹部表面（下躯干）的剂量不得超过2mSv，为了保护胎儿的安全，还要限制放射性核素的摄入量，不得超过年摄入量限值的1/20。

D.特殊情况：在特殊情况下，可以对个人年剂量限值做下述临时变更。①按审管部门规定，连续5年的平均期可以破例延长到10个连续年；10年内任何一位职业照射人员个人的年平均有效剂量不得超过20mSv；在10个连续年期间的任何单一年份受到的年有效剂量不得超过50mSv；在10个连续年期间，自延长期以来任何一位职业照射人员受到的有效剂量累计达到100mSv时，应对这种情况进行审查。②对个人剂量限值的临时变更应遵守审管部门规定，任何一年内不得超过50mSv；临时的改变期限不得超过5年。

2）对公众个人规定的剂量限值：

广义的“公众”是指除职业照射人员和医疗照射人员以外的社会成员。而这里的“公众”则专指关键人群组，即来自某给定辐射源和给定照射途径，受照剂量相当均匀，能代表因该给定辐射源和该给定照射途径所受的有效剂量或当量剂量最高个体的一组公众成员。

获准的实践或源致公众关键人群组成员个人受到的年平均剂量的估计值不应当超过下述剂量限值：①年有效剂量限值为1mSv；②特殊情况下，若连续5年的年平均有效剂量不超过1mSv，其中某一单一年份的有效剂量限值可以提高到5mSv；③眼晶状体的年当量剂量限值为15mSv；④皮肤的年当量剂量限值为50mSv。

3）对医疗照射中慰问者或探视者的受照剂量约束：

虽然剂量限值不适于医疗照射，可是对接受医疗照射患者的慰问者或探视者的受照剂量却应当加以约束，即剂量约束（dose constraint），使他们在扶持或探视患者接受诊断或治疗过程所受的照射剂量不超过5mSv；探视接受核药物诊断或治疗患者的儿童的受照剂量应限制在1mSv以下。

四、外照射防护基本措施

通过发射辐射或释放放射性物质引起辐射照射的一切物质或实体，称为电离辐射源（简称为源）。辐射源可以分为密封源和非密封源及辐照装置。体外辐射源对人体的照射，称为外照射（external exposure）。减少人体外照射剂量的技术措施包括时间防护、距离防护和屏蔽防护。这3项技术措施通常被称为外照射防护原则。

1.时间防护

缩短操作时间以减少外照射剂量的防护措施，称为时间防护。因为，在一个相对恒定的辐射场内，外照射剂量率（）也相对稳定，人员在该辐射场内受到外照射累积剂量（D）与操作时间（t）成正比，即操作时间长，累积受照剂量就多。通过“冷试验”方法对某种操作动作或操作过程进行预试验可以熟练操作技术，节省操作时间，减少外照射剂量。所谓“冷试验”，即用非放射性物质替代放射性源进行的预试验。

2.距离防护

人员受到的外照射剂量与其离开放射源距离的平方成反比。依据这种规律降低外照射剂量率的防护措施，称为距离防护。例如，离开源1m处的剂量率为400Sv/h时，在2m处的剂量率则为100Sv/h，在10m处为4Sv/h，在20m处为1Sv/h。由此可见，增大人体与源之间的距离对减少外照射剂量率非常明显。所以，常用灵活可靠的长柄夹具操作点状源，或用遥控技术操作外照射源。

3.屏蔽防护

在人体与外照射源之间设置的能降低剂量率的实体屏障称为屏蔽体（shield）。利用屏蔽体减少人员受外照射剂量的防护措施称为屏蔽防护。屏蔽防护可为职业人员和公众提供安全的工作条件和生活环境。

（1）屏蔽的材料：

因辐射类型、辐射能量和源的活度不同而异。对于光子和X射线，常用原子序数高的材料，如贫化铀、铅、铸铁、混凝土或砖，以及含合适铅当量的复合材料作屏蔽体。对于中子，常用含硼的聚乙烯板或石蜡层或水等原子序数低的材料作屏蔽体。对于高能粒子，采用铝或有机玻璃板等低原子序数的材料作屏蔽体，可以减少轫致辐射的产额。

（2）屏蔽类型：

包括整体屏蔽、分离屏蔽、阴影屏蔽和局部屏蔽。

（3）屏蔽体的样式：

可分为可移动屏蔽体和不可移动屏蔽体。可移动屏蔽体包括贮源容器、手套箱、企口铅砖和合适铅当量的橡胶围裙、橡胶手套、橡胶背心、橡胶围颈、橡胶三角裤，以及合适铅当量的玻璃屏风和玻璃眼镜等。固定屏蔽体包括屏蔽墙、屏蔽地板、屏蔽天棚、屏蔽门和屏蔽玻璃观察窗等。

时间防护、距离防护和屏蔽防护都可以减少人员受外照射的剂量。应当根据具体情况综合应用这3项外照射防护技术。

五、内照射防护基本措施

非密封源又称开放源（unsealed source），其特点是极易扩散，因而可能污染工作场所表面或环境介质。因此，非密封源可能导致内照射危险。内照射防护的基本原则是：积极采取各种有效措施，切断放射性物质进入人体的各种途径，减少放射性核素进入人体内的一切机会，使进入人体内的放射性物质不超过《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）规定的放射性核素年摄入量限值，减少或防止人体受到内照射危害。内照射防护的基本措施如下。

1.围封包容

对于开放型放射性工作场所，必须采取严密而有效的围封包容措施：在开放源的周围设立一系列屏障，以限制可能被污染的体积和表面，防止放射性物质向周围环境扩散，将可能产生的放射性污染限制在尽量小的范围。

2.保洁去污

任何放射性核素的操作者都必须遵守安全操作规定，防止或减少污染的发生，保持工作场所内的整洁，对受污染表面及时去污，对污染空气进行合理通风，有条件者安装空气净化装置。

3.个人卫生防护

操作开放型放射性核素的人员，应根据工作性质正确穿戴相应的防护衣具（如工作服、工作帽、靴鞋、手套和口罩），必要时可穿戴隔绝式或活性炭过滤面具或特殊防护口罩。限制暴露于污染环境中的时间。遵守个人卫生规定，不提倡留长发和长指甲，禁止在开放型放射性工作场所或污染区存放和/或食用食品、饮用水，禁止吸烟等。

4.妥善治理放射性废物

开放型放射性工作都会产生一定量的放射性废物。采取合理而有效的措施治理放射性“三废”，是保护工作环境，减少放射性核素体内转移的重要步骤。

在贯彻实施上述基本措施时，必须同时抓住以下3个环节：①对开展开放型放射性物质工作的建筑物的设计和建造，按规定提出防护的特殊要求；②提出并认真实施与从事开放型放射性工作有关的若干卫生防护措施；③放射性工作操作的特殊要求。