GBZ(卫生) 129-2016 职业性内照射个人监测规范

ICS13.100

C57

中华人民共和国国家职业卫生标准

—

GBZ1292016

代替—

GBZ1292002

职业性内照射个人监测规范

Secificationsforindividualmonitorinofoccuationalinternalexosure

pgpp

ㅤㅤㅤㅤ

2016-06-28发布2016-11-01实施

中华人民共和国

发布

国家卫生和计划生育委员会

—

GBZ1292016

目次

前言…………………………Ⅰ

1范围………………………1

2规范性引用文件…………………………1

3术语和定义………………1

4总则………………………2

5常规监测…………………3

6特殊监测和任务相关监测………………4

7监测方法…………………4

8评价方法…………………6

……………………

、

记录报告和档案要求7

9

10质量保证和不确定度要求………………8

()………………

附录A规范性附录不同放射性核素的实用监测方法9

()………………

附录B规范性附录摄入量及导出空气浓度估算方法11

()()…………

附录C资料性附录特殊监测中常用放射性核素的mt16

ㅤㅤㅤㅤ

()(/)………

附录资料性附录常规监测中常用放射性核素的

DmT237

()()………………

附录资料性附录内照射监测中常用放射性核素的剂量系数

Eeτ47

()……………………

附录资料性附录内照射监测和评价方法示例

F50

()………………

附录规范性附录内照射个人监测记录和报告格式

G55

()…………

附录H规范性附录内照射个人监测的不确定度分析方法56

参考文献……………………59

—

GBZ1292016

职业性内照射个人监测规范

1范围

本标准规定了内照射个人监测的原则和方法。

本标准适用于职业性内照射个人监测。

2规范性引用文件

。,

下列文件对于本文件的应用是必不可少的凡是注日期的引用文件仅注日期的版本适用于本文

。,()。

件凡是不注日期的引用文件其最新版本包括所有的修改单适用于本文件

GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准

GBZ128职业性外照射个人监测规范

/两种粒度放射性气溶胶年摄入量限值

GBZT154

3术语和定义

下列术语和定义适用于本文件。

3.1ㅤㅤㅤㅤ

内照射个人监测individualmonitorinofinternalexosure

gp

,

对体内或排泄物中放射性核素的种类和活度以及利用个人空气采样器对吸入放射性核素的种类

(,)。

和活度进行的测量及其对结果的解释除特别注明外以下简称个人监测

3.2

摄入量intake

、。

通过吸入或食入或经由完好皮肤或伤口进入体内的放射性核素的量

3.

3

胃肠道吸收系数fractionalabsortionintheastrointestinaltract

pg

f1

元素直接从消化道吸收到体液的分数值。

3.4

F类物质teFmaterial

yp

,

能被呼吸道以快速吸收速率吸收进入体液的沉积物质它100%以生物半吸收期为10min被

吸收。

3.5

M类物质teMmaterial

yp

,,

能被呼吸道以中等吸收速率吸收进入体液的沉积物质它的90%以生物半吸收期为140d被吸收

10%以生物半吸收期为10min被吸收。

3.6

S类物质teSmaterial

yp

,

能被呼吸道以慢吸收速率吸收进入体液的沉积物质它的99.9%以生物半吸收期为7000d被吸

1

—

GBZ1292016

收,以生物半吸收期为被吸收。

0.01%10min

3.7

个人空气采样器;

ersonalairsamlerPAS

pp

一种专门设计用来测量职业人员呼吸带空气中的放射性气溶胶或气体时间积分活度浓度以估算该

职业人员摄入量的便携装置。

3.8

固定空气采样器;

staticairsamlerSAS

p

,。

用来监测工作场所条件的装置并能就放射性核素的构成及粒子大小提供有用的资料

3.9

调查水平;

investiationlevelIL

g

、。

监管部门所规定的有效剂量摄入量或放射性污染等量的数值达到或超过这一数值时应进行

调查。

3.10

导出空气浓度;

derivedairconcentrationDAC

导出空气浓度是年摄入量限值除以参考人在一年工作或生活时间中吸入的空气体积所得的商。

3.11

记录水平;

recordinlevelRL

g

。

监管部门所规定的剂量或摄入量的一个数值当工作人员接受的剂量或摄入量达到或超过这一数

,。

值时则应记入他们的个人受照记录

3.12

有意义的最小活度;

minimumsinificantactivitMSA

gy

ㅤㅤㅤㅤ

,,。

一个判断水平对特定的测量方法测量值大于本底响应的最小的有意义的信息

3.13

最低可探测活度;

minimumdetectableactivitMDA

y

,(),。

探测限的描述在一定的置信水平通常取95%下可探测出的最小活度的净信号

3.14

常规监测routinemonitoring

,

按国家相关的法规和标准对未豁免的放射工作单位应开展的日常性规范化监测其监测结果是判

断放射工作是否符合国家法规和标准的依据。

3.15

任务相关监测task-relatedmonitoring

。,、

为特定操作提供有关操作和管理方面的即时决策而进行的个人监测例如在进入核电厂大型辐

,。

照场等的控制区时除佩戴常规个人剂量计外还应佩戴报警式个人剂量计所进行的监测

3.16

特殊监测torin

secialmonig

p

,。,,

为了说明某一特定问题而在一个有限期内进行的个人监测例如在进行辐射源事故处理时对

。。

事故应急处理人员所进行的个人监测伤口监测和医学应急监测属于特殊监测

4总则

4.1监测原则

,;,

对于在辐射控制区内工作并可能有放射性核素摄入的职业人员应进行常规个人监测如有可能

,

对所有受到职业照射的人员均应进行个人监测如果放射性核素年摄入量产生的待积有效剂量不可能

2

—

GBZ1292016

,,。

超过1mSv时可适当减少个人监测频度但应进行工作场所监测

4.2主要监测方法类型

4.2.1个人监测方法有:

),;

a全身或器官中放射性核素的体外直接测量简称体外直接测量

),;

b排泄物或其他生物样品中放射性核素的分析简称排泄物分析

),。

c空气样品中放射性核素的分析简称空气采样分析

、,

4.2.2每一种测量方法应能对放射性核素定性定量表述依据测量结果可进行摄入量或待积有效剂

量评价。

4.3监测种类

,、。

根据监测目的个人监测可分为常规监测特殊监测和任务相关监测伤口监测和医学应急监测均

属特殊监测。

5常规监测

5.1应用常规监测的情况

,:

一般应对下述情况进行常规内照射个人监测监测方法见4.2

),;

a操作大量气态和挥发性物质如在大规模生产过程中产生的氚及其化合物

)钚和其他超铀元素的处理;

b

)、;

c钍矿的开采选冶和处理以及钍及其化合物的应用

ㅤㅤㅤㅤ

)、;

d高品位铀矿石的采矿选冶和处理

)天然铀和低浓缩铀的处理及反应堆燃料的生产;

e

)放射性同位素生产和集中分装;

f

)在氡浓度超过行动水平的铀矿和其他工作场所工作;

g

)使用131进行甲状腺肿瘤治疗;

hI

)可引起裂变和活化产物照射的反应堆维修。

i

5.2常规监测的要求

,():

5.2.1内照射个人监测中通常用监测频率来表示监测周期它们的关系见式1

12

…………()

T=1

f

式中:

———,;

T监测周期单位为月

———,(/)。

f监测频率单位为次每年次a

131

,。

对接受内照射个人监测的人员应根据具体情况确定常规监测的周期空气中存在的工作

5.2.2I

,;。

场所至少每个月用体外测量方法监测甲状腺一次其他有职业内照射的情况可3~6个月监测一次

、(/,

5.2.3确定内照射常规监测周期应主要考虑探测方法的灵敏度限定的年剂量2mSva为年剂量限

//)、。,

值的摄入量的不确定度等因素用确定的监测周期进行监测时不应漏掉大于年

20mSva1105%

剂量限值相应的摄入量的监测。

,。

常规监测通常假定摄入发生在每个监测周期中间由此假定所造成的摄入量低估不应大于倍

5.2.43

,,

5.2.5对接受内照射个人监测的人员至少用一种适合的监测方法原则上应尽量采用灵敏的测量方

,。

法测量方法的最低可探测活度不应低于附录中的建议值

A

3

—

GBZ1292016

,,,

5.2.6从事5.1作业的新上岗工作人员在参加工作前应进行相关个人监测并在档案中记录作为基

线值。

6特殊监测和任务相关监测

,

6.1特殊监测和任务相关监测与实际发生或怀疑发生的特殊事件有关监测时应有明确摄入时刻和污

染物物理化学状态的资料。

、,。

6.2在已知或怀疑有摄入时发生事故或异常事件后应进行特殊监测当常规排泄物监测测量结果

,、

超过导出调查水平以及临时采集的鼻腔分泌物鼻拭等样品和其他监测结果发现异常时也应进行特殊

监测。

,

6.3对因工作需要短时期进入放射性污染地区或空气中放射性活度浓度水平高的场所的人员以及参

加事故干预行动可能受到内污染的人员应进行任务相关监测。

,。,

6.4进行伤口特殊监测时应确定伤口部位放射性物质的活度如已作切除手术则应测量切除组织

。、。

和留在伤口部位的放射性物质然后根据需要再作直接测量尿和粪监测

,。

如果已采用阻吸收或促排药物则不能直接采用第章推荐的一般方法推算摄入量此时应制定

6.58

,、,

特殊监测计划对该污染物在事故摄入者体内的分布滞留和排泄进行追踪监测并依个例情况估计该

摄入者的待积有效剂量。

,

6.6当放射性核素摄入量产生的待积有效剂量接近或超过年剂量限值时一般需要受照个体和污染物

,、、、

的有关数据包括放射性核素的理化状态粒子大小核素在受照个体内的滞留特性鼻腔分泌物及皮肤

、。,。

污染水平空气活度浓度和表面污染水平等然后综合分析利用这些数据给出合理的摄入量估计值

7监测方法ㅤㅤㅤㅤ

7.1全身或器官中放射性核素的体外直接测量

,、、

全身或器官中放射性物质含量的体外直接测量技术可用于发射特征射线射线正电子和

7.1.1Xγ

,。

高能粒子的放射性核素也可用于一些发射特征射线的辐射体

βXα

7.1.2用于全身或器官放射性核素含量的体外直接测量设备由一个或多个安装在低本底环境下的高

。。,

效率探测器组成探测器的几何位置应符合测量目的对于发射射线的裂变产物和活化产物如

γ

13113760

、,。

ICs和Co可用能在工作场所使用的较简单的探测器进行监测对少数放射性核素如钚的同位

,。

素则需要高灵敏度探测技术

,。

如果放射性核素污染的伤口中有发射高能量射线的放射性物质通常可用探测器当污

7.1.3γβ-γ

,。

染物为某些能发射特征射线的辐射体时可用射线探测器当伤口受到多种放射性核素污染

XαX

,。,

时应采用具有能量甄别本领的探测器伤口探测器应配有良好的准直器以便对放射性污染物进行

定位。

7.1.4在进行体外直接测量前应进行人体表面去污。

7.2排泄物及其他生物样品中放射性核素分析

,。、

对于不发射射线或只发射低能光子的放射性核素应采用排泄物监测技术对于发射高能

7.2.1γβ

,。,

γ射线的辐射体也可采用排泄物监测技术一般采用尿样分析进行排泄物监测对主要通过粪排泄或

需要评价吸入类物质自肺部的廓清时要求分析粪样。

S

,,;

7.2.2在一些特殊调查中也可分析其他生物样品例如可分析鼻腔分泌物或鼻拭样怀疑有高水平污

14226228

,;、,;

染时可分析血样在有C和的内污染情况下可采用呼出气活度监测技术在极毒放射性

RaTh

(),()。

核素如超铀元素污染伤口的情况下应对已切除的组织样品进行制样和或原样测量

4

—

GBZ1292016

、、:

7.2.3尿样收集储存处理和分析时应注意

)、、、;

a尿样的收集储存处理及分析应避免外来污染交叉污染和待测核素的损失

),。,,

b对于大多数常规分析应收集24h尿在常规监测情况下如收集不到24h尿应把尿量用肌

;,

酐量或其他量修正到24h尿氚是一个例外一般只取少量尿即能由所测尿氚浓度推算体液

浓度及摄入量;

)。,

c要求分析的样本体积应根据分析技术的灵敏度确定对于某些放射性核素需要分析累积几

天的尿样才能达到所要求的灵敏度;

)应规范样品处理和分析方法;

d

)(),,

e在某些情况下如特殊监测为减少核素经尿排出的日排量涨落对监测结果的影响应分别分

,,。

析连续3d的尿样或分析连续3d的混合样其平均值作为中间一天的日排量

,,

粪样监测常用于特殊调查尤其是已知吸入或怀疑吸入或类物质后的调查由于核素日粪

7.2.4MS

,,。。

排量涨落较大因此应连续收集几天的粪样7.2.3中的注意事项同样适用于粪样

。

7生物样品中辐射体可用闪烁探测器或半导体探测器直接测定对和辐射体应先化学分

.2.5γαβ

,。,,

离然后采用合适的测量技术可将样品中总或总活度的测量作为一项简单的筛选技术但它不

αβ

,。

能用来定量估算摄入量或待积有效剂量除非已知放射性核素的组成

7.3空气采样分析

7.3.1根据空气样品的测量结果估算摄入量带有很大不确定度。

,(3/)。

7.3.2PAS的采样头应处于呼吸带内采样速率最好能代表职业人员的典型吸气速率约1.2mh

,。

可在取样周期终了时用非破坏性技术测量滤膜上放射性以及时发现不正常的高水平照射然后将滤

,。

膜保留并合并较长时间积累的滤膜用放射化学分离提取方法和高灵敏度的测量技术进行测量

ㅤㅤㅤㅤ

对的要求如下:

7.3.3PAS

),

a应收集足够多的放射性物质收集量的多少主要取决于要求PAS能监测到的最低待积有效剂

。,/;

量的大小对于常规监测一般要求能监测到年摄入量限值的110

),

b采样器应抽取足够体积的空气以便对职业人员呼吸带空气活度浓度给出能满足统计学要求

的数值;

)采样器的粒子采集特性应是已知的。

c

,,

7.3.4要用PAS监测数据进行内照射剂量估算时应测定吸入粒子大小的分布在没有关于粒子大小

,()。

的专门资料的情况下可假定活度中值空气动力学直径为

AMAD5m

μ

,(),

7.3.5对于在空气中易于扩散的化合物如放射性气体和蒸气如二氧化碳和氚水可用SAS数据对

;,,

这些化合物的吸入量给出较合理的估计但对于其他物质如再悬浮颗粒一般不要用SAS测量结果进

行个人剂量估算。

,。

在缺乏个人监测资料时可利用和测量结果的比值来解释的测量结果当利用

7.3.6PASSASSAS

,。

SAS的测量结果估算个人剂量时应仔细评价照射条件及工作实践

7.4监测方法的选择原则

,:

7.4.1选择监测方法时应考虑以下几个因素

)放射性核素的辐射特性;

a

),射性衰变后污染物在体内的滞留特性;

b污染物的生物动力学行为特别是生物学廓清及放

)监测周期;

c

)、。

d测量设备的灵敏度适用性以及是否现有这种设备

,,。,,。

7.4.2对于常规监测如果灵敏度可以满足一般只用一种测量技术例如对于氚只需要尿氚分析

,,,。

对一些核素如钚的同位素由于测量和数据解释都有一定困难应结合使用不同的测量方法特殊监

5

—

GBZ1292016

测常采用两种或两种以上监测方法。

,:、、

7.4.3从数据解释的准确度考虑本章三种监测方法的选择顺序是体外直接测量排泄物分析空气

。。

采样分析附录列出了不同放射性核素常用的监测方法和应有的最低可探测活度

A

8评价方法

8.1摄入量估算

,()。()

体外直接测量和排泄物个人监测时应采用值估算摄入量是摄入单位活度后天

8.1.1mtmtt

-1

,(·)。

时体内或器官内放射性核素的活度或日排泄量Bd的预期值这个值主要用于内照射摄入量

q

,()。

估算也可以用于次级限值ALI和导出水平的估算

,。

摄入量的估算方法见附录估算中使用的参数见附录和附录

8.1.2BCD

8.2剂量估算及防护评价

,():

在辐射防护评价中内照射剂量用式计算

8.2.12

()()…………()

EτIeτ2

=

jpjp

式中:

()———,();

Eτ待积有效剂量单位为希沃特Sv

———,();

I类核素通过类途径摄入的摄入量单位为贝可Bq

jpjp

()———(),

eτ类核素通过类途径的剂量系数单位摄入量的待积有效剂量单位为希沃特每贝

jpjp

(/),。,

可SvBq其值参见附录E应注意在吸入途径中不同的吸收类型或形态以及在食

入和注射途径中的不同f1都会引起剂量系数的变化。

ㅤㅤㅤㅤ

,,,()

在有吸入途径没有个人监测数据的情况下可用固定空气采样器测量的空气浓度用式计

8.2.23

算待积有效剂量():

Eτ

0.02Cs

()…………()

Eτ≈3

DAC

式中:

———