放射源分類
　　
　　放射源的分類與其活度有關(guān)，即便低能射線放射源也具有對人體傷害的可能。根據(jù)*第449號令《放射性同位素與射線裝置安全和防護(hù)條例》規(guī)定，參照原子能機(jī)構(gòu)的有關(guān)規(guī)定，按照放射源對人體健康和環(huán)境的潛在危害程度，從高到低將放射源分為I、II、III、IV、V類，第V類源的下限活度值為該種核素的豁免活度（活度：放射性物質(zhì)單位時(shí)間內(nèi)發(fā)生的核衰變數(shù)）。I類放射源為*危險(xiǎn)源，沒有防護(hù)情況下，接觸這類源幾分鐘到1小時(shí)就可致人死亡；II類放射源為高危險(xiǎn)源，沒有防護(hù)情況下，接觸這類源幾小時(shí)至幾天可致人死亡；III類放射源為危險(xiǎn)源，沒有防護(hù)情況下，接觸這類源幾小時(shí)就可對人造成*性損傷，接觸幾天至幾周也可致人死亡；IV類放射源為低危險(xiǎn)源，基本不會對人造成*性損傷，但對長時(shí)間、近距離接觸這些放射源的人可能造成可恢復(fù)的臨時(shí)性損傷；V類放射源為極低危險(xiǎn)源，不會對人造成*性損傷。
　　
　　輻射源和輻射裝置豁免原則
　　
　　根據(jù)國標(biāo)GB13367-92《輻射源和實(shí)踐的豁免管理原則》規(guī)定只有滿足。下列要求之一才能直接予以豁免，其他情況均需要防護(hù)措施：
　　
　　•其照射所導(dǎo)致的致死性癌癥或嚴(yán)重遺傳缺陷的年危險(xiǎn)低于1×10-7的任何實(shí)踐；
　　
　　•對受照個(gè)人產(chǎn)生的年有效劑量當(dāng)量不大于10μSv（對皮膚照射的年劑量當(dāng)量不大于500μSv）、一年實(shí)踐所產(chǎn)生的集體劑量當(dāng)量負(fù)擔(dān)不大于1人·Sv的實(shí)踐；
　　
　　•產(chǎn)生的輻射能量低于5keV的輻射裝置；
　　
　　•以在自然界出現(xiàn)的形態(tài)而存在，未經(jīng)使其核素濃度增加處理的放射性物質(zhì)。但不包括鈾、釷礦等。
　　
　　個(gè)人劑量極限
　　
　　我國放射衛(wèi)生防護(hù)基本標(biāo)準(zhǔn)中，對工作人在民年劑量當(dāng)量限值，采用了ICRP（放射放護(hù)委員會）推薦規(guī)定的限值，為防止隨機(jī)效應(yīng)，規(guī)定放射性工作人員受到全身均勻照射時(shí)任何一年的年劑量當(dāng)量不應(yīng)超過50mSv，公眾中個(gè)人受照射任何一年的年劑量當(dāng)量應(yīng)低于5mSv。當(dāng)長期持續(xù)受放射性照射時(shí)，公眾中個(gè)人在一生中每年全身受照射的年劑量當(dāng)量限值不應(yīng)高于1mSv，且以上這些限制不包括天然本底照射和醫(yī)療照射。
　　
　　舉例詳解*的作用
　　
　　例1：反應(yīng)堆泄漏事件
　　
　　核電站、核艦船等都具有反應(yīng)堆，發(fā)生反應(yīng)堆泄漏或管道破裂等低于3級的核事件，大量放射性物質(zhì)外泄分散在環(huán)境中。在監(jiān)測到的核素中，列舉其中幾個(gè)幾種核素是常見的核素用于計(jì)算。設(shè)定搶險(xiǎn)工作人員受到全身均勻照射劑量當(dāng)量極限值為50mSv。計(jì)算比較有無屏蔽條件下達(dá)到劑量當(dāng)量年極限50mSv所需的時(shí)間。
　　
　　根據(jù)南京核安核能科技有限公司（http://www.esoexp。。ｃｏｍ）*的測試結(jié)果及內(nèi)部測試值，選取前胸、后背、襠部、后腦的屏蔽率zui小值作為參考，30keV的γ射線屏蔽率取值83.2%，57.356keV的γ射線屏蔽率取值27.22%，80.99keV的γ射線屏蔽率取值35.5%，106keV的γ射線屏蔽率取值45.5%，364keV的γ射線屏蔽率取值5%。
　　
　　根據(jù)傳統(tǒng)*的測試結(jié)果及內(nèi)部測試值，選取前胸、后背、襠部、后腦的屏蔽率zui小值作為參考，30keV的γ射線屏蔽率取值78.6%，57.356keV的γ射線屏蔽率取值25.6%，80.99keV的γ射線屏蔽率取值27.5%，106keV的γ射線屏蔽率取值20%，364keV的γ射線屏蔽率取值2%。
　　
　　核電站、核艦船檢修工作人員同樣需要佩戴個(gè)人輻射防護(hù)設(shè)備。
　　
　　核電站、核艦船的很多區(qū)域存在較強(qiáng)的射線輻射，雖不及反應(yīng)堆泄漏事件釋放的核素種類多、活度大，但依然需要輻射防護(hù)。在維修動工之前，必須對該區(qū)域進(jìn)行輻射測量，只有在允許的輻射劑量范圍內(nèi)，維修人員才能穿戴防護(hù)裝備開始作業(yè)。
　　
　　例2：核爆試驗(yàn)
　　
　　核科研試驗(yàn)后，為了檢測相關(guān)數(shù)據(jù)，需要工作人員進(jìn)入特定區(qū)域，此時(shí)輻射防護(hù)裝備*。在監(jiān)測到的核素中，列舉其中幾個(gè)幾種核素是常見的核素用于計(jì)算。認(rèn)為搶險(xiǎn)工作人員受到全身均勻照射劑量當(dāng)量極限值為50mSv。計(jì)算比較有無屏蔽條件下達(dá)到劑量當(dāng)量年極限50mSv
　　
　　所需的時(shí)間。
　　
　　根據(jù)南京核安核能科技有限公司（http://www.esoexp。。ｃｏｍ）*的測試結(jié)果及內(nèi)部測試值，選取前胸、后背、襠部、后腦的屏蔽率zui小值作為參考，30keV的γ射線屏蔽率取值83.2%，140keV的γ射線屏蔽率取值24.2%，80.99keV的γ射線屏蔽率取值35.5%，364keV的γ射線屏蔽率取值5%。
　　
　　根據(jù)傳統(tǒng)*的測試結(jié)果及內(nèi)部測試值，選取前胸、后背、襠部、后腦的屏蔽率zui小值作為參考，30keV的γ射線屏蔽率取值78%，140keV的γ射線屏蔽率取值10.64%，80.99keV的γ射線屏蔽率取值27.5%，364keV的γ射線屏蔽率取值2%。
　　
　　例3：放射源丟失
　　
　　目前，放射技術(shù)在工業(yè)、農(nóng)業(yè)、醫(yī)療等各行業(yè)得到了廣泛應(yīng)用。在其開發(fā)、使用、儲存的過程中，一旦發(fā)生安全事故，將危及放射源周邊的生態(tài)環(huán)境和廣大人民群眾的生命財(cái)產(chǎn)安全。如果用于無損檢測的II類放射源170Tm，其γ射線能量72keV，活度5×1013Bq。出于某種原因放射源丟失了，為了減少放射源對于公眾的輻射危害，有必要在短時(shí)間內(nèi)尋回放射源。核應(yīng)急工作人員在距離放射源不同時(shí)，計(jì)算比較有無屏蔽條件下達(dá)到劑量當(dāng)量年極限50mSv所需的時(shí)間。
　　
　　根據(jù)南京核安核能科技有限公司（http://www.esoexp。。ｃｏｍ）*和現(xiàn)役*的測試結(jié)果，選取前胸、后背、襠部、后腦的屏蔽率zui小值作為參考，70keV的γ射線屏蔽率取值52.5%；現(xiàn)役*70keV的γ射線屏蔽率取值21.53%。
　　
　　1）根據(jù)計(jì)算在距170Tm放射源1m處的人體吸收劑量當(dāng)量率為137mSv/h，此時(shí)不穿*人體在21.9min達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv；穿上我院研制的*后，人體吸收劑量當(dāng)量率為65.075mSv/h，人體在46.1min達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv；穿上現(xiàn)役*后，人體吸收劑量當(dāng)量率為107.5mSv/h，人體在27.9min達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv。
　　
　　2）根據(jù)計(jì)算在距170Tm放射源2m處的人體吸收劑量當(dāng)量率為45.5mSv/h，此時(shí)不穿*人體在1.1h達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv；穿上我院研制的*后，人體吸收劑量當(dāng)量率為21.61mSv/h，人體在2.32h達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv；穿上現(xiàn)役*后，人體吸收劑量當(dāng)量率為35.7mSv/h，人體在1.4h達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv。
　　
　　3）根據(jù)計(jì)算在距170Tm放射源5m處的人體吸收劑量當(dāng)量率為8.73mSv/h，此時(shí)不穿*人體在5.73h達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv；穿上我院研制的*后，人體吸收劑量當(dāng)量率為4.15mSv/h，人體在12.048h達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv；穿上現(xiàn)役*后，人體吸收劑量當(dāng)量率為6.85mSv/h，人體在7.3h達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv。
　　
　　4）根據(jù)計(jì)算在距170Tm放射源10m處的人體吸收劑量當(dāng)量率為2.426mSv/h，此時(shí)不穿*人體在20.61h達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv；穿上我院研制的*后，人體吸收劑量當(dāng)量率為1.152mSv/h，人體在43.4h達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv；穿上現(xiàn)役*后，人體吸收劑量當(dāng)量率為1.9037mSv/h，人體在26.26h達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv。
　　
　　例4：常規(guī)防護(hù)
　　
　　對于一些用于正?？蒲?、探測、檢測等方面的放射源，核工作人員在長期實(shí)際操作工程中也應(yīng)該注意自身的輻射防護(hù)工作。例如用在穆斯堡爾譜儀和石油勘測設(shè)備中的Co-57源，活度適中為3.5×1010Bq，γ射線平均能量130keV。正常工作情況下，操作人員離放射源的距離1~2米，計(jì)算有無屏蔽條件下達(dá)到劑量當(dāng)量年極限50mSv所需的時(shí)間。
　　
　　根據(jù)南京核安核能科技有限公司（http://www.esoexp。。ｃｏｍ）*和傳統(tǒng)*的內(nèi)部測試結(jié)果，選取前胸、后背、襠部、后腦的屏蔽率zui小值作為參考，130keV的γ射線屏蔽率取值32.7%；現(xiàn)役*70keV的γ射線屏蔽率取值13.26%。
　　
　　1）根據(jù)計(jì)算在距57Co放射源1m處的人體吸收劑量當(dāng)量率為0.17mSv/h，此時(shí)不穿*人體在294.11h達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv；穿上我院研制的*后，人體吸收劑量當(dāng)量率為0.1145mSv/h，人體在436.68h達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv；穿上現(xiàn)役*后，人體吸收劑量當(dāng)量率為0.147458mSv/h，人體在339.08h達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv。
　　
　　2）根據(jù)計(jì)算在距57Co放射源2m處的人體吸收劑量當(dāng)量率為0.0536mSv/h，此時(shí)不穿*人體在932.84h達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv；穿上我院研制的*后，人體吸收劑量當(dāng)量率為0.036mSv/h，人體在1388.89h達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv；穿上現(xiàn)役*后，人體吸收劑量當(dāng)量率為0.04649264mSv/h，人體在1075.44h達(dá)到人體劑量當(dāng)量年極限50mSv。
　　
　　由上述實(shí)例可以看出，輻射*在核電站、核艦船反應(yīng)堆低級核事故，核爆試驗(yàn)，核電站、核艦船檢修及低劑量率輻射環(huán)境中具有重要的作用。核事故發(fā)生時(shí)，穿戴*可以為搶險(xiǎn)人員爭取更多的時(shí)間，從而避免更多的財(cái)產(chǎn)損失和人員傷害。核爆試驗(yàn)，核電站、核艦船檢修時(shí)*可以有效降低工作人員照射劑量。在科研、醫(yī)療、勘測等低劑量率輻射環(huán)境中，輻射*對長期從事核相關(guān)工作人員的輻射安全依然具有重要的作用。