職業性內照射個人監測規范

Specifications of individual monitoring for occupational internal exposure

GBZ129-2002

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前  言

    本標準第3章為強制性的，其余為推薦性的。
    根據《中華人民共和國職業病防治法》制定本標準。
    本標準主要依據國際放射性防護委員會(ICRP)第60、75、78號出版物及國際原子能機構(IAEA)安全叢書No.RS—G—1.2編寫而成。
    本標準的附錄A是規范性附錄。
    本標準由中華人民共和國衛生部提出并歸口。
    本標準起草單位:中國輻射防護研究院。
    本標準主要起草人:周永增。
    本標準由中華人民共和國衛生部負責解釋。

1 范圍

本標準規定了放射工作人員內照射個人監測原則、監測方法、監測計劃及測量結果解釋的基本要求。
    本標準只適用于職業照射的內照射個人監測。

2 術語和定義

下列術語和定義適用于本標準。
2.1 內照射個人監測 individual monitoring of internal exposure
    對體內或排泄物中放射性核素的種類和活度進行的監測，以及利用工作人員所佩帶的個人空氣采樣器或呼吸保護器對吸入放射性核素的種類和活度進行的監測(除特別注明外，以下簡稱個人監測)。
2.2 攝入量 intake
    通過吸入或食入、或經由完好皮膚或傷口進入體內的放射性核素的量。
2.3 F類物質type F material
    以快吸收速率從呼吸道進入體液的物質，其全部物質以10min的生物半衰期被吸收人體液。
2.4 M類物質 type M material
    以中等吸收速率從呼吸道迸人體液的物質，其10%的物質以10min的生物半衰期被吸收，90%的物質以140d的生物半衰期被吸收。
2.5 S類物質 type S material
    以慢吸收速率從呼吸道進入體液的相對不溶解的物質，其0.1%的物質以10min的生物半衰期被吸收，99.9%的物質以7000d的生物半衰期被吸收。
2.6 個人空氣采樣器 personal air sampler(PAS)
    一種專門設計用來測量工作人員呼吸帶空氣中的放射性氣溶膠或氣體時間積分活度濃度以估算該工作人員攝入量的便攜裝置。
2.7 固定空氣采樣器 static air sampler(SAS)
用來監測工作場所條件的裝置，并能就放射性核素的構成及粒子大小提供有用的資料。
2.8 調查水平 investigation level(IL)
    指諸如有效劑量、攝入量或單位面積或單位體積的污染水平等量的規定值，達到或超過此值時應進行調查。
2.9 記錄水平 recording level(RL)
    審管部門所規定的劑量、暴露量或攝入量的一個水平，工作人員所接受的劑量、暴露量或攝入量達到或超過這一水平時，則應記入他們的個人受照記錄。
2.10 控制區 controlled area
    在輻射工作場所內劃分的一種區域，在這種區域內要求或可能要求采取專門的防護手段和安全措施，以便:
    a)在正常工作條件下控制工常照射或防止污染擴散;
    b)防止潛在照射或限制其程度。
2.11 監督區supervised area
    未被確定為控制區、通常不需要采取專門防護手段和安全措施但要不斷檢查其職業照射條件的任何區域。
2.12 常規監測 routine monitoring
    為確定工作條件是否適合繼續進行操作，在預定場所按預先規定的時間間隔所進行的監測。
2.13 任務相關監測 task-related monitoring
    任務相關監測用于特定操作，旨在為有關運行管理的當前決定提供數據資料，也可用于支持防護最優化。
2.14 特殊監測 special monitoring
    為了闡明某一特殊問題而在一個有限期間進行的監測。

3 總則

3.1 監測目的
    內照射個人監測的主要目的是:
    a)估算待積有效劑量，需要時估算嚴重受照組織的待積當量劑量，以驗證是否符合審管要求;
    b)有助于設施的設計和運行控制;
    c)在事故照射情況下，為啟動和支持任何適宜的健康監督和治療提供有價值的資料。
3.2 監測原則
    對于在控制區內工作并可能有放射性核素顯著攝入的工作人員，應進行常規個人監測;如有可能，對所有受到職業照射的人員均應進行個人監測，但如果經驗證明，放射性核素年攝入量產生的待積有效劑量不可能超過1mSv時，一般可不進行個人監測，但要進行工作場所監測。
3.3 監測方法
    為估算放射性核素攝入量而采用的個人監測方法有:
    a)全身或器官中放射性核素的直接測量;
    b)排泄物或其他生物樣品分析;
    c)空氣采樣分析。
    每一種測量方法應能對放射性核素定性、定量，其測量結果可用攝入量或待積有效劑量進行解釋。
3.4 監測種類
    根據監測目的，個人監測可分為常規監測、特殊監測和任務相關監測。傷口監測和醫學干預后監測均屬特殊監測。

4 監測方法及其選擇

4.1 全身或器官中放射性核素的直接測量
4.1.1 全身或器官中放射性物質含量的直接測量技術，可用于發射特征X射線、γ射線、正電子和高能β粒子的放射性核素，也可用于某些發射特征X射線的α輻射體。
4.1.2 用于直接測量全身或器官放射性核素含量的設備由一個或多個安裝在低本底環境下的高效率探測器組成。探測器的幾何位置應符合測量目的。對于發射γ射線的裂變產物和活化產物，如¹³¹I、¹³⁷Cs和⁶⁰Co，可用能在工作場所使用的較簡單的探測器進行監測。對少數放射性核素如壞的同位素，則需要高靈敏度探測技術。
4.1.3 傷口中能發射高能量γ射線的放射性物質，通常可用β-γ探測器加以探測。當污染物為某些能發射特征X射線的α輻射體的情況下，可用X射線探測器探測。當傷口受到多種放射性核素污染時，應采用具有能量甄別本領的探測器。傷口探測器應配有良好的準直器，以便對放射性污染物進行定位。
4.1.4 在進行直接測量前應進行人體表面去污。
4.2 排泄物及其他生物樣品分析
4.2.1 對于不發射γ射線或只發射低能光子的放射性核素，排泄物監測可能是唯一合適的監測技術。
    對于發射高能β、γ射線的輻射體，排泄物分析也是常用的監測技術。盡管在某些情況下，如當元素主要通過糞排泄或要評價吸入S類物質自肺部的廓清時，可能要求分析糞樣，但排泄物監測計劃一般只包括尿分析。
4.2.2 分析其他生物樣品是為了作一些特殊調查，例如，作為常規篩選技術可分析鼻涕或鼻拭樣;懷疑有高水平污染時，視情況可分析血樣;在¹⁴C、²²⁶Ra和²²⁸Th的內污染情況下，呼出氣活度測量是一項有用的監測技術。在極毒放射性核素(如超鈾元素)污染傷口的情況下，應對已切除的組織樣進行制樣和/原樣測量。
4.2.3 收集、儲存、處理和分析尿樣時應注意:
    a)尿樣的收集、儲存、處理及分析應避免外來污染、交叉污染和待測核素的損失;
    b)對于大多數常規分析，應收集24h尿。在常規監測情況下，如收集不到24h尿，應把尿量用肌酐量或其他量修正到24h尿;氚是一個例外，一般只取少量尿即能由所測尿氚濃度推算體液濃度、攝入量。
    c)要求分析的體積與分析技術的靈敏度有關。對于某些放射性核素，需要分析累積幾天的尿樣才能達到所要求的靈敏度;
    d)應按有關標準方法進行樣品處理和分析;
    e)在某些情況下(如特殊監測)，為減少核素經尿排出的日排量漲落對監測結果的影響，應分別分析連續三天的尿樣，或分析連續三天的混合樣，其平均值作為中間一天的日排量。
4.2.4 由于核素日糞排量漲落較大，使得糞樣常規監測數據的解釋含有較大不確定性，因此，應連續收集幾天的糞樣。糞樣監測常用于特殊調查，尤其是已知吸入或懷疑吸入M或S類物質后的調查。在這些情況下，日糞排量的測量對于評價從肺中的廓清和估算攝入量是很有益的。4.2.3條中的注意事項同樣適用于糞樣。
4.2.5 生物樣品中γ輻射體可用閃爍探測器或半導體探測器直接測定。對α和β輻射體則要求先化學分離，然后采用合適的測量技術進行測量。樣品中總α或總β活度的測量，作為一項簡單的篩選技術有時是有用的，但不能用來定量估算攝入量或待積有效劑量，除非放射性核素的組成是已知的。
4.3 空氣采樣分析
4.3.1 根據空氣樣品的測量結果估算攝入量帶有很大不確定度，對于不發射強貫穿輻射且在排泄物中濃度很低的放射性核素，如錒系元素，空氣樣品測量結果可用來估算攝入量。
4.3.2 PAS的采樣頭應處于呼吸帶內，采樣速率最好能代表工作人員的典型吸氣速率(～1.2m³h^-1)。可在取樣周期終了時對濾膜上的放射性用非破壞性技術進行測量，以及時發現不正常的高水平照射。然后將濾膜保留下來，把較長時間積累的濾膜合并在一起，用放射化學分離提取方法和高靈敏度的測量技術進行測量。
4.3.3 對PAS的要求如下:
    a.應收集足夠多的放射性物質，收集量的多少主要取決于對PAS能監測到的最低待積有效劑量的大小的要求。對于常規監測來說，一般要求能監測到年攝入量產生的待積有效劑量超過年劑量限值的1/10;
    b.采樣器應抽取足夠體積的空氣，以便對工作人員呼吸帶空氣活度濃度給出能滿足統計學要求的數值;
    c.采樣器的粒子采集特性應是已知的。
4.3.4 PAS不提供關于粒子大小的資料，而粒徑對估算粒子在呼吸道的沉積及其劑量有顯著影響，所以應實測確定吸入粒子大小的分布或對粒子大小分布作符合實際的假定。在沒有關于粒子大小的專門資料的情況下，可假定活度中值空氣動力學直徑(AMAD)為5μm。
4.3.5 對于在空氣中易于擴散的化合物，如放射性氣體和蒸氣 (如¹⁴CO₂和氚水)，SAS可對其吸入量給出一個較合理的估計，對于其他物質，如再懸浮顆粒，給出的誤差可能在一個量級或一個量級以上。
4.3.6 通過對PAS和SAS測量結果的比較，確定兩者的比值，可利用該比值解釋SAS的測量結果。
    利用SAS的測量結果估算個人劑量時，要求對照射條件及工作實踐進行仔細評價。
4.4 監測方法的選擇原則
4.4.1 選擇監測方法時，應考慮以下幾個因素:
    a)放射性核素的輻射特性;
    b)污染物的生物動力學行為;
    c)考慮生物學廓清及放射性衰變后污染物在體內的滯留特性;
    d)所要求的測量頻率;
    e)所考慮測量設備的靈敏度、方便程度以及是否具有這種設備。
4.4.2 對于常規監測，如果靈敏度可以滿足，一般只用一種測量技術。對于氚，只用尿氚分析即可。對另外一些核素，如壞的同位素，由于測量和數據解釋都有一定困難，應結合使用不同的測量方法。特殊監測常采用兩種或兩種以上監測方法。
4.4.3 從數據解釋的準確度考慮，一般來說第4章所述三種監測方法的選擇順序是:全身或器官中放射性核素的直接測量、排泄物及其他生物樣品分析、空氣采樣分析。

5 常規個人監測

5.1 常規監測的應用
依據3.2條，在下述情況下一般應進行常規個人監測:
    a)操作大量氣態和揮發性物質，如在大規模生產過程中產生的氚及其化合物;
    b)钚和其他超鈾元素的處理;
    c)钚礦開采、選冶和處理以及社及其化合物的應用;
    d)高品位鈾礦石的采礦、選冶和處理;
    e)天然鈾和低濃縮鈾的處理及反應堆燃料生產;
    f)大量放射性同位素生產;
    g)在氡水平超過行動水平的鈾礦和其他工作場所工作;
    h)處理大量¹³¹I標記的放射性藥物;
    i)可引起裂變和活化產物照射的反應堆維修;
    j)對于新的操作。
5.2 常規監測的頻率
5.2.1 常規監測的頻率與放射性核素的滯留及排出、測量技術的靈敏度、輻射類型以及在攝入量和待積當量劑量估算中所能接受的誤差有關。
5.2.2 確定監測頻率時，由于攝入時刻未知而采用攝入發生在每個監測周期中間一天的假定所造成的攝入量低估不應大于3倍。
5.2.3 一般來說，監測周期的選擇，不應使得與大于5%年劑量限值相應的攝入量被漏掉。
5.2.4 原則上應盡量采用靈敏的測量方法，但是在測量方法選定前應對利用最靈敏的探測技術和盡可能短的取樣周期所需費用，與因利用靈敏度較差的探測技術或較長監測周期而把劑量低估或漏掉產生的輻射危害進行權衡。

6 特殊監測和任務相關監測

6.1 由于特殊監測和任務相關監測均與實際發生或懷疑發生的特殊事件有關，因此攝入時刻是知道的，并且還可能獲得關于污染物的物理化學狀態的資料。解釋常規監測結果的有關規定，不適用于特殊監測和任務相關監測。
6.2 在已知或懷疑有攝入時，或發生事故或異常事件后，需要進行特殊監測。特殊監測也常因常規排泄物測量結果超過導出調查水平以及鼻涕、鼻拭等臨時采集的樣品和其他監測結果發現異常而進行。
6.3 傷口監測屬特殊監測。在這種情況下，應確定傷口部位放射性物質的數量。如已作切除手術，則應對切除組織和留在傷口部位的放射性物質進行測量。然后根據需要再作直接測量、尿和糞排泄監測。
6.4 醫學干預后的監測屬特殊監測。如果采用了阻吸收或促排藥物，則不能直接采用ICRP78號出版物附件中推薦的有關數據推算待積有效劑量。事故攝入后若進行了這種治療，則應制定特殊監測計劃，對該污染物在事故攝入者體內的分布、滯留和排泄進行追蹤監測，并根據這些數據對該攝入者的待積有效劑量作出專門估計。
6.5 當放射性核素攝入量產生的待積有效劑量接近或超過年劑量限值時，一般需要有關受照個體和污染物的數據，包括放射性核素的理化狀態、粒子大小、核素在受照個體內的滯留特性、鼻涕及皮膚污染水平、空氣活度濃度和表面污染水平等。然后綜合分析利用這些數據，給出合理的攝入量估計。

7 測量結果的解釋

7.1 常規監測
7.1.1 對于常規監測，假定攝入發生在監測周期T(天)的中點，則應利用該監測期末獲得的測量值M，按下式計算攝入量I:

                    I=M/m(T/2)     ..................(1)
式中:
    I—放射性核素攝入量，單位是貝可(Bq);
    M—攝入后t天所測得的體內或器官內核素的含量(Bq)，或日排泄量(Bqd^-1);
    m(T/2)—攝入單位活度后T/2天時體內或器官內核素的含量(Bq)，或日排泄量(Bqd^-1)的預期值。此處活度也可用攝入量的分數表示(氚水除外)。
    某些常用放射性核素m(T/2)值見附錄A(規范性附錄)。
7.1.2 在以前監測周期中產生的攝入可能影響當前監測周期的測量結果，如果當前測量值的約10%以上來自以前監測周期中的攝入，并已估算了其攝入量和劑量，那么就應對當前監測周期的測量結果進行校正。對常規監測計劃中的一系列測量，可遵從下列步驟:
    a)確定第一個監測周期攝入量數值;
    b)預計該攝入量對以后各監測周期測量結果的貢獻;
    c)從以后各監測周期的數據中扣除這次的貢獻;
    d)對于下一個監測周期，重復作a)至c)。
7.1.3 在常規監測計劃中，如果監測結果超過了事先確定的調查水平，則應進行進一步調查。調查的性質將取決于具體情況和監測結果超過調查水平的程度。在調查中，應考慮以下幾點:
    a)重復測量，以證實或改進初始評價;
    b)采用另外的監測技術;
    c)評價工作條件和照射情況;
    d)在初始評價中若采用了缺省參數值，如果需要，則應對實際污染物的粒子大小及其化學形態進行調查，并選擇更合適的數值;
    e)在大量攝入的情況下，將受污染者調離放射性工作，并對污染物在攝入者體內滯留和排泄特點進行監測，以改進劑量評價。
7.2 特殊監測和任務相關監測
   在這種情況下攝入時刻是已知的。如果只作一次測量，則攝入量I可由下式計算:

            I=M/m(t) ……………………………………… (2)

    I—放射性核素攝入量，單位是貝可(Bq);
    M—攝入后t天所測得的體內或器官內核素的含量(Bq)，或日排泄量(Bqd^-1);
    m(t)—攝入單位活度后t天時體內或器官內核素的含量(Bq)，或日排泄量(Bqd^-1)的預期值。此處活度也可用攝入量的分數表示(氚水除外)。
    吸入情況下某些常用放射性核素的m(t)值見附錄A(規范性附錄)，t>10天時的m(t)值可根據附錄A中有關的圖查出。如果取得了多次測量結果，可用最小乘法估算攝入量。
7.3 劑量計算及其評價
7.3.1 攝入量與劑量系數相乘，可求得待積有效劑量。將劑量計算結果與年劑量限值比較，即可實現對劑量的評價。由PAS獲得的時間積分空氣活度濃度與工作人員攝入期間吸入的空氣體積相乘，可求得放射性核素的攝入量。
7.3.2 在向工作人員個人通報監測結果可能產生的健康影響時，應考慮攝入時的實際年齡。進行防護評價時可將攝入量直接與年攝入量限值(ALI)比較。
7.4 多種放射性核素混合物
7.4.1 在攝入多種放射性核素混合物的情況下，一般只有少數幾個核素對待積有效劑量有顯著貢獻，這時原則上應先確認哪些核素是有重要放射生物學意義的核素，然后針對這些核素制定監測計劃。
7.4.2 當多種放射性核素混合物組成已知并保持不變時，可用代謝規律已知且易被測量的但放射生物學意義并不一定重要的核素作為"示蹤"，由此推算其他核素的攝入量。
7.5 調查水平與記錄水平
7.5.1 調查水平的制定與監測計劃的目的和將要進行的調查的類型有關。對于常規監測來說，可以根據對工作場所條件的了解及具體情況取年劑量限值或年攝入量限值的不同份額作為調查水平。對記錄水平采用同樣原則。
7.5.2 假如用1/10ALI制定調查水平，監測周期為T天，則常規監測的導出調查水平DIL為:

             ....................(3)

式中:
    365—一年的天數;
    T—監測周期，天;
    m(T/2)一意義同式(1)。
    當測量結果超過DIL時，應進一步調查。
7.5.3 假如用來工AL制定記錄水平，監測周期為T天，則常規監測的導出記錄水平DRL為

           ......................(4)

式中:365、T與m(T/2)的意義同式(3)。
    超過DRL的測量結果應記入個人受照記錄。
7.5.4 工作人員可能同時受到內、外照射，或混合放射性核素的照射，在事先制定調查水平和記錄水平時應對此予以考慮。

8 內照射監測的不確定度與質量保證

8.1 不確定度
8.1.1 劑量估算不確定度為個人監測測量、由測量結果估算攝入量和由攝入量估算劑量這三個階段不確定度分量的合成。
8.1.2 測量中的不確定度一般較易估計。當活度水平接近探測限時，計數統計漲落產生的不確定度是主要的。對于易測且活度足夠大的放射性核素，計數統計漲落產生的不確定度與其他來源不確定度相比是比較小的。另外還必須考慮測量過程中其它系統所引入的不確定度(如校準、直接測量中身材大小的校正等)以及樣品和體表污染帶來的誤差。
8.1.3 采用ICRP推薦的放射性核素的生物動力學模型估算攝入量。此估算值的可靠性與放射性核素生物動力學模型的準確性及其在特殊情況下應用的局限性有關。在采用促排藥物的情況下，不能用此標準生物動力學模型估算攝入量。
8.1.4 由給定攝入量估算劑量過程中存在不確定度。對于常規監測，當攝入量在年攝入量限值以內時，可用標準生物動力學模型的缺省參數足夠準確地估算攝入量;對于達到或超過年攝入量限值的照射，則需較詳細的有關攝入物質物理化學性質的資料及攝入者個體的生物動力學參數，以提高用模型估算的準確性。
8.1.5 較好估計攝入量估算值的不確定度是很困難的，因此可先根據標準模型估算攝入量，并將此估算結果視為攝入量標稱值，然后再根據照射所產生的健康后果較詳細地分析不確定度。
8.1.6 本標準規定，在選擇監測周期時，因假定攝入發生在監測周期中間一天而造成的攝入量低估不大于3倍。
8.2 質量保證
    制定內照射個人監測計劃時，必須同時制定質量保證計劃。質量保證至少應達到以下要求:
    a)選用符合要求，工作正常的設備和儀器;
    b)定期檢定/準和維修使用的設備和儀器;
    c)定期比對選用的測量方法;
    d)按有關標準收集樣品;
    e)按有關標準分析生物樣品中的活度;
    f)按有關規定記錄和保存監測數據;
    g)由合格的人員進行監測工作。