IAEA最新医学应急标准及剂量估算计算机系统课件.ppt

1、ExitIAEA最新医学应急标准及剂最新医学应急标准及剂量估算计算机系统量估算计算机系统Exit一、一、IAEA应急准备与响应基本标准应急准备与响应基本标准 (GSR Part7)二、二、IAEA应急通用安全导则应急通用安全导则(GSG-2)三、剂量三、剂量监测和估算的主要依据 四、新的应急术语五、五、应急剂量估算系列软件Exit一、一、IAEA应急准备与响应基本应急准备与响应基本标准标准(GSR Part7)ExitExitExitExit20022015Exit2016Exit 1 1、应急基本标形成背景、应急基本标形成背景 2015年国际原子能机构（IAEA）以安全标准丛书第GSR Pa

2、rt 7号发布了由联合国粮食及农业组织、IAEA、国际民用航空组织、国际劳工组织、国际海事组织、国际刑警组织、经济合作与发展组织核能机构、泛美卫生组织、全面禁止核试验条约组织筹备委员会、联合国环境规划署、联合国人道主义事务协调厅、世界卫生组织和世界气象组织等13个国际组织共同倡议编写的核或辐射应急的准备与响应国际应急基本标准（以下简称为应急基本标准）。Exit 应急基本标准的前身是IAEA安全标准丛书第GS-R-2号核或放射紧急情况的应急准备与响应，它是由联合国粮食及农业组织、IAEA、国际劳工组织、经济合作与发展组织核能机构、泛美卫生组织、联合国人道主义事务协调厅和世界卫生组织等七个国际组织

3、共同倡议和编制，并于2002年11月发布的。安全标准丛书第GS-R-2号属于IAEA安全标准的安全导则，它是就如何遵守安全要求提出建议和指导性意见，并表明需要采取建议的措施（或等效的可替代措施）的国际共识，“安全导则”中的建议用“应当”来表述，是对IAEA成员国是指导性的。而应急基本标准属于IAEA安全标准的安全要求类，它是一套统筹兼顾和协调一致的“安全要求”确定为确保现在和将来保护人类与环境所必须满足的各项要求。这些要求包括带编号的“总体”要求用“必须”来表述，并要求相关各方负责履行这些要求，对IAEA成员国带有强制性的特征。由此看来，IAEA等13个国际组织已将核或辐射应急的准备与响应标准

4、从导则类提升为安全要求，与IAEA安全标准丛书第GSR Part 3 号国际辐射防护和辐射源安全基本安全标准处于同一类。Exit2 2、应急准备和响应的目标应急准备和响应的目标及分类及分类 应急准备的目标是确保在营运组织内部以及在地方、地区和国家一级并酌情在国际一级具备在核或辐射应急中作出有效响应的适当能力。该能力涉及一整套基础结构要素，包括但不限于：授权和责任；组织和工作人员配置；协调；预案和程序；工具、设备和设施；培训、训练和演习；以及管理系统。在核或辐射应急中，应急响应的目标是：(a)重新控制局面和减轻后果；(b)拯救生命；(c)避免或最大程度减少严重确定性效应；(d)提供急救、提供关键

5、医疗和设法处理辐射损伤；(e)减少随机效应危险；(f)随时向公众通报情况和维持公众信任；(g)尽实际可能减轻非放射后果；(h)尽实际可能保护财产和环境；(i)尽实际可能为恢复正常的社会和经济活动做准备。Exit3 3、新基本标准的有关要求新基本标准的有关要求 新基本标准总的由26条要求，其中：一般要求5条，职能要求14条，基础设施和措施要求7条。表1中列出了新基本标准的有关要求的内容。ExitExitExitExit4 4、限制应急工作人员受照的指导值限制应急工作人员受照的指导值Exit5 5、用于应急准备和响应的一般准则用于应急准备和响应的一般准则ExitExitExitExitExit二、

6、二、IAEA 应急应急 通用通用 安全导则安全导则 （GSG-2）2011Exit1 1、应急响应准则框架、应急响应准则框架Exit2 2、实用干预水平（、实用干预水平（OILsOILs）实用干预水平OIL是是基于通用标准的导出量。如果超出OILs，应及时采用适当的防护措施。OILs 通常表示为剂量率或释放的放射性物质的活度，时间积分空气浓度，地下水或地表的浓度，或环境、食品、水或生物样品中放射性核素的活度浓度。OILs 可用仪器在现场测量，或通过实验室分析测定或评估。为保护工作人员和公众须作出安排，及时评估对人污染监测和环境监测结果，以决定或实施紧急防护行动，包括在紧急情况下应用实用干预水平

7、（OILs）和考虑到实际情况对OILs的修改。此外，建立的默认OILs 可以根据环境测量（如由于沉积和沉积密度的剂量率），食物浓度和现场地面污染的及时监测，的食物和水的取样分析，以及实施农业对策进行修改。Exit（1 1）环境污染用）环境污染用OILsOILs Exit(2 2）皮肤污染用）皮肤污染用OILsOILs及响应行动及响应行动 表2中列出了皮肤污染用OILs及响应行动。表表2 2 皮肤污染用皮肤污染用OILs及响应行动及响应行动OILOIL值超过应采取的响应行动OIL4 1 Sv/h 离源或表面1 m 处1000 计数/s 表面污染直接测量 50 计数/s 表面污染直接测量 进行皮肤

8、去污和减少意外摄入 登记和进行医学检查Exit(3 3）食品、牛奶和水用）食品、牛奶和水用OILsOILs及响应行动及响应行动 表3 和表4中列出了食品、牛奶和水污染用OILs及响应行动。表表2 2 实验室分析的食品，牛奶和水浓度普查用实验室分析的食品，牛奶和水浓度普查用OILsOILs默认值默认值OILOIL值超过应采取的响应行动OIL5总 100 Bq/kg 或总 5 Bq/kg 超过OIL5，应用OIL6评价 不超过OIL5，在应急期间可安全 食用Exit表表4 4 实验室分析的实验室分析的食品，牛奶和水浓度的食品，牛奶和水浓度的部分部分放射性核素放射性核素OILs的默认值的默认值放射性

9、核素OIL6 (Bq/kg)放射性核素OIL6 (Bq/kg)H-3 2 105I-125 1 103C-14 1 104I-131 3 103Co-60 8 102Cs-134 1 103Sr-89 6103Cs-137 2 103Sr-90 2 102Pu-238 5 101Zr-95+6 103Pu-239 5 101Nb-95 5 104Pu-240 5 101Ru-103+3 104Am-241 5 101Ru-106+6 102Cf-252 4 101Exit(4(4)用于大面积污染的实用干预水平的评估过程用于大面积污染的实用干预水平的评估过程Exit图图 3 3 食品，牛奶和水的

10、放射性核素食品，牛奶和水的放射性核素活度活度浓度的评估过程浓度的评估过程（5 5）用于）用于食品，牛奶和水食品，牛奶和水污染的评估过程污染的评估过程Exit当满足以下公式时，就应判断当满足以下公式时，就应判断OIL6 6超过：超过：式中：式中：Cf,i 是是食品，牛奶和水食品，牛奶和水中中的放射性核素的放射性核素活度活度浓度浓度(Bq/kg)。如果如果OIL6 6超过，应采取如下行动：超过，应采取如下行动：停止非必要食品，牛奶或水的消耗，并停止非必要食品，牛奶或水的消耗，并在在实际的消费率基础上进行评估实际的消费率基础上进行评估。及时更换必不可少的食品，牛奶和水，或如果不可能更换必不可少食品及

11、时更换必不可少的食品，牛奶和水，或如果不可能更换必不可少食品 ，牛奶和水牛奶和水，应，应搬迁搬迁相应相应人人员；员；如有如有裂变产物（如含有碘）和碘污染，裂变产物（如含有碘）和碘污染，当当无法立即更换必不可少食品无法立即更换必不可少食品 ，牛奶或水牛奶或水时，应时，应考虑碘甲状腺阻断考虑碘甲状腺阻断；为确定是否需为确定是否需要要进行进行医疗检查医疗检查，应，应估计食用限制地区的食品，牛奶或估计食用限制地区的食品，牛奶或 雨水雨水的的剂量。剂量。Exit（6 6）实用干预水平说明）实用干预水平说明 当当已知实际参与的放射性核素已知实际参与的放射性核素时，时，尽快修订尽快修订OILsOILs。为与

12、在应急响应。为与在应急响应区间使用的仪器一致，区间使用的仪器一致，作为作为应急应急准备过程的一部分，准备过程的一部分，OILsOILs也应该进行修也应该进行修改改。然而，在上述讲到的默认然而，在上述讲到的默认OILsOILs未经修改使用，未经修改使用，是一种是一种保守的估计。保守的估计。还需要说明的是，还需要说明的是，IAEA的实用干预水平的实用干预水平OIL6与与CAC用于食用于食品污染控制品污染控制的指导水平（的指导水平（GLs）值的相同，但与）值的相同，但与WHO用于日常水用于日常水质量控制的指导水平（质量控制的指导水平（GLs）值是不相同的；）值是不相同的；IAEAIAEA的实用干预水

13、的实用干预水平平OIL5和和OIL6与与WHO日常水质控制标准比，前者基于公众剂量日常水质控制标准比，前者基于公众剂量10 mSv/a，后者基于公众剂量，后者基于公众剂量0.1mSv/a。也就是说，应急控制的。也就是说，应急控制的实用干预水平比日常控制水平要高很多。因此，对现场仪器或实实用干预水平比日常控制水平要高很多。因此，对现场仪器或实验室分析方法，应急监测和分析时，探测限不是主要问题，快速验室分析方法，应急监测和分析时，探测限不是主要问题，快速可靠是关键。可靠是关键。Exit三、三、剂量剂量监测和估算的主要依据（一）应急事故剂量监测与估算方法的依据1、主要国家标准(1)GBZ/T 261

14、-2015 外照射辐射事故中受照人员器官剂量重建规范(2)GBZ/T244-2017 电离辐射所致皮肤剂量估算方法(3)GBZ/T301-2017 电离辐射所致眼晶状体剂量估算方法(4)GBZ 129-2016 职业性内照射个人监测规范(5)GB/T16148-2009放射性核素摄入量及内照射剂量估算规范(6)GB/T17982-2000 核事故应急情况下公众受照剂量估算的模式和参数2、主要参考书 苏旭 张良安主编 实用辐射防护与剂量学，原子能出版社，2014（放射事故MC估算方法主要参考此书）Exit3、急事故剂量监测与估算中依据的主要国际标准(1)ICRP，Conversion Coeff

15、icients for Radiological Protection Quantities for External Radiation Exposures.ICRP Publication 116.2010(2)ISO 15382 Radiological protection Procedures for monitoring the dose to the lens of the eye,the skin and the extremities，2015(3)ISO 27048，Radiation protection Dose assessment for the monitorin

16、g of workers for internal radiation exposure，2011(4)IAEA Safety Reports Series.37(2004)，Methods for Assessing Occupational Radiation Doses Due to Intakes of Radionuclides(5)IAEA Safety Standards,No.GSR Part 7,Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency,2015(6)IAEA Safety Standa

17、rds,No.GSR Part 3,Radiation Protection and Safety of Radiation Sources:International Basic Safety Standards,2014Exit（二）应急情况的 剂量学量ExitADred marrow represents the average relative biological effectiveness(RBE)weighted absorbed dose to internal tissues or organs(e.g.red marrow,lung,small intestine,gona

18、ds,thyroid)and to the lens of the eye from exposure in a uniform field of strongly penetrating radiation.AD()is the RBE weighted absorbed dose delivered over a period of time by the intake(I05)that will result in a severe deterministic effect in 5%of exposed individuals.，相对生物效能（RBE）加权吸收剂量，ADTExitExi

19、t四、新的应急术语ExitExitExit体内不同吸收速度的物质Exit五、应急剂量估算系列软件Exit（一）事故外照射剂量估算方法1、估算方法选择 这个估算方块主要包括烟羽外照射剂量重建、烟羽、烟羽、沉积核素、光子外照射和电子外照射等五个外照射剂量估算用户界面。Exit 下图是烟羽外照射剂量重建的用户界面。这个界面包括两种估算方法，一是不需要实际测量数据的早期粗略估算，另一种是用实际现场测量数据的估算。在事故发生后，制订应急方案时可用第一种方法，对事故结果评价时应采用第二种方法。2、烟羽外照射剂量估算Exit（1）早期粗略估算 这时需要输入五个信息，其中压水堆类型、下风向轴向距离、下风向侧向

20、距离和事故释放量四个是选择框；事故时的风速是文本框，需要直接输入数值。可以选择的压水堆类型有PWR1、PWR2、PWR3、PWR4、PWR5、PWR6、PWR7、PWR8和PWR9。可以估算的下风向轴向距离有：-200、200、500、1000、2000、3000、5000、8000、10000、15000、20000米。可以估算的下风向侧向距离有0、100、200、300、500、1000、1500、2000米。事故释放量是一个极其粗略的估计，分高、一般、轻三级。Exit（2）用现场测量数据的估算 这种估算主要包括共用信息、方法1和方法2。共用信息中主要包括核素选择和屏蔽因子录入这两个信息框

21、，这两个信息框均需用户给出。本程序中提供的可选择核素有Ar-41、Co-60、Kr-85、Kr-83m、Kr-85m、Kr-87、Kr-88、Sr-89、Sr-90、Ru-103、Ru-106、I-131、I-132、I-133、I-134、I-135、Xe-131m、Xe-133m、Xe-133、Xe-135、Cs-137、Np-239等核素。屏蔽因子对于个体计算时用1为宜，群体取为0.7。方法 1：需要有近地空气核素的活度浓度近地空气核素的活度浓度(kBq.m-3)的测量值的测量值，它是烟羽经过期近地空气核素活度浓度测量值的均值，烟羽核素经过时间可输入实际时间，其默认值为168h(一周)。

22、方法2：需要测量地面上方测量地面上方1m处的平均周围剂量当量率处的平均周围剂量当量率(Sv/h)，平均剂量当量率是指事故后7天内的测量均值。Exit 选择方法，并完成信息输入后，计算后可得到如下图的相应的剂量当量。本模块的计算结果可保存在一个Excel文件中，其路径是“D:剂量估算烟羽剂量.xls”。Exit3、烟羽外照射剂量估算 下图是烟羽外照射剂量重建的用户界面。这个界面主要包括烟羽惰性气体、非惰性气体二种计算Exit 在界面中的事故姓名、性别、编码和事件时间均由计算机按先前录入的信息生成，用户不必再输入这些个文本框。对图中烟羽惰性气体造成的剂量当量的计算模块，烟羽惰性气体核素烟羽惰性气体

23、核素可选择Kr-85、Kr-85m、Kr-87、Kr-88、Xe-133和 Xe-135等6种核素。再输入近地空气核近地空气核素的时间积分浓度素的时间积分浓度(GBq.s.m-3)和屏蔽因子后，按开始计算，便可得出剂量当量值，并显示在相应的文本框中。对图中烟羽非惰性气体造成的剂量当量的计算模块中，烟羽其他核素可选择Sr-89、Sr-90、Zr-95、Nb-95、Ru-103、Ru-106、Te-132、I-131、I-132、I-133、I-135、Cs-134、Cs-137、Ba-140、La-140、Ce-144、Np-239、Pu-241等18种核素。再输入近地空气核素的时间积分浓度(G

24、Bq.s.m-3)和屏蔽因子后，按开始计算，便可得出剂量当量值，并显示在相应的文本框中。本界面中的近地空气核素的时间积分浓度是近地空气核素浓度在事故期间的时间积分值，对烟羽为事故后的7天。屏蔽因子根据估算的需要而定，如是进行应急和防护决策，应取保守值(1)为宜，若用于群体评价，用均值(0.5)更为合理。Exit 选择方法并完成信息输入后，计算后就可得到下图的计算结果。本模块的计算结果可保存在一个Excel文件中，其路径是“D:剂量估算烟羽剂量.xls”。Exit4、地面沉积核素外照射剂量估算 下图是地面沉积核素外照射剂量重建的用户界面。这个界面主要包括共用信息、地面沉积和衣物表面沉积等三节。E

25、xit 共用信息这一节中主要包括核素选择、居留因子和屏蔽因子选择等几个需要输入或选择的信息。居留因子可以按实际情况取值，若实际情况不清楚时可使用机器的默认值(0.8)。屏蔽因子选择实际是选择地面的建筑物，燃后由机器根据建筑物的类型自动赋予屏蔽因子。本次选择中的建筑物的类型有平房、二层地下、二层地上、多层地下、多层地上等五种。他们的屏蔽因子分别为0.25、0.01、0.1、0.005、0.01。地面沉积核素外照射剂量重建中可选择以下核素：Zr-95、Nb-95、Ru-103、Ru-106、Te-132、I-131、I-132、I-133、I-135、Cs-134、Cs-137、Ba-140、Ce

26、-144、Np-239、Pu-238、Pu-239、Pu-240、Pu-241、Am-241、Cm-242、Cm-244等21种。地面沉积的情况可基于地面沉积核素表面比活度（地面沉积核素表面比活度（kBqm-2）这个测量值进行估算，也可以基于测量地面上方地面上方1米处的剂量当量率米处的剂量当量率(mSv/h)进行的估算，但两者只能选其中一种方法。应当注意的是这两个值随时间变化，事故发生后应尽快测量这个值，也可以是一段时期的平均值。若事故后第一天未能测得这个数值，则可用以后6天测得的数据外推求得第一天的值。Exit 表面比活度和地面上方1米处的剂量当量率选择其中一个值输入后，计算机计算出三个结果

27、：一是早期剂量当量(Sv)（前7天累积剂量当量），二是中期剂量当量(mSv)（前一年累积剂量当量），和50年累积剂量当量。Exit 皮肤和衣服污染核素造成的剂量当量的计算模块。本模块中的核素可选择Sr-89、Sr-90、Zr-95、Nb-95、Ru-103、Ru-106、Te-132、I-131、I-132、I-133、I-135、Cs-134、Cs-137、Ba-140、La-140、Ce-144、Np-239、Pu-241等18种核素。再输入皮肤和衣服污染核素的表面比活度(kBq.m-2)和屏蔽因子后，按开始计算，便可得出剂量当量值，并显示在相应的文本框中。本模块的计算结果可保存在一个Ex

28、cel文件中，其路径是“D:剂量估算沉积核素剂量.xls”。Exit5、光子外照射剂量方法 光子外照射剂量估算模块的用户使用界面。这里主要包括MC模拟方法和ICRP方法。Exit 本界面提供了蒙特卡洛（MC）和ICRP两种估算方法。MC方法是基于蒙特卡洛随机模拟算法的剂量估算；ICRP方法是基于平时很容易获取的监测资料的算法，它是由ICRP74和ICRP116建议的方法和参数的一种剂量估算方法。但应注意，在器官剂量估算时，在非均匀照射情况下，仅当获得检测值的空间位置与被估算器官十分靠近时才是有效的。Exit（1）MC剂量估算方法 下图是光子外照射MC方法剂量估算模块的用户使用界面。Exit人员

29、信息：Exit 源项信息：源类型包括Am-241、Au-198、Ra-226、Ir-192、Cs-137、I-131、I-125、Tc-99m、Co-60、F-18等放射性核素；当使用空气比释动能进行估算时，还有X线诊断设备和介入操作。放射源形状有：点源、圆柱源、线源、面源和球源Exit 受照模式信息MIRD坐标原点是指受照人员躯干底部中心点坐标原点是指受照人员躯干底部中心点。Exit 源围绕Z轴转起点在源在人的背面中间位置，其转动方向和各点的赋值关系如下图：源与Z轴夹角变化关系的起点是源在头顶部位值，其转动方向和各点的赋值关系如下图：Exit 估算方法选择：主要有基于放射源活度和离源1m处空

30、气比释动能两种方式。估算结果：选定估算方法，完成有关信息的录入后，按“开始估算”便开始计算，计算结果显示在下图中。结果还分别存入了“D:剂量估算光子剂量信息.xls”和“D:剂量估算常用剂量估算结果.xls”两个Excel文件中ExitExitExitExitExit（2）ICRP方法剂量估算 下图 是光子外照射ICRP方法剂量估算模块的用户使用界面。Exit 人员信息：包括姓名、性别和编号等信息，这些信息直接由主用户界面传递赋值，不用再输入。Exit源项信息 源类型包括Am-241、Au-198、Ra-226、Ir-192、Cs-137、I-131、I-125、Tc-99m、Co-60、F-

31、18等放射性核素，还包括X线乳腺、X线诊断、X线CT、和介入操作 能量包括有 0.01、0.015、0.02、0.03、0.04、0.05、0.06、0.07、0.08、0.1、0.15、0.2、0.3、0.4、0.5、0.6、0.8、1、1.25、1.5、2、3、4、5、6、8、10、15和20MeV等29个不同级别的能量。Exit射线入射方向：前后入射(AP)：垂直于人体长轴（Z 轴）从人体正面的入射；后前入射(PA)：垂直于人体长轴（Z 轴）从人体背面的入射；侧向入射(LAT)：垂直于人体长轴（Z 轴）从人体侧面的入射，若需要更详细 的描述时，从左侧的表示为LLAT，从右侧的表示为RLA

32、T；转动入射(ROT)：垂直于人体长轴（Z 轴）围绕着长轴均匀速度转动方式的入 射，也可以认为是身体在围绕着长轴均匀速度转动；各向同性入射(ISO)：每单位立体角注量不随角度变化的辐射入射。Exit 估算方法选择：主要有基于放射源活度，关注点空气比释动率、关注点周围剂量当量及定向当量剂量率、个人剂量当量的监测数据，以及X射线诊断工作着的归一化剂量估算方法等5种Exit6、中子及质子剂量估算方法（1）估算方法选择 下图是重粒子外照射剂量估算模块的用户使用界面。在这个用户界面中提供了中子剂量估算、氦核剂量估算和质子剂量估算三种方法供选择。Exit（2）质子剂量估算 下图是质子外照射剂量估算的用户使

33、用界面。Exit 人员信息：Exit 源项信息：包括粒子能量和射线入射方向等。射线能量包括有：1、1.5、2、3、4、5、6、8、10、15、20、30、40、50、60、80、100、150、200、和300MeV等20个不同级别的能量。Exit 基于注量的计算：输入注量率，粒子能量、受照时间和射线入射方向的信息后，就可运行程序。Exit 估算结果：选定估算方法，完成有关信息的录入后，按“开始估算”便开始计算，下图是质子外照射剂量估算结果,此时，仅有有效剂量的估算值。Exit7、电子外照射和皮肤污染剂量估算方法 （1）电子外照射剂量估算 下图是电子及其皮肤污染外照射剂量估算模块的用户使用界面

34、，这个方法基于ICRP116号出版物和74号出版物推荐的方法。在这个用户界面中提供了电子外照射剂量估算和表面污染外照射剂量估算两种方法供选择。Exit 人员信息：包括姓名、性别和编号等信息，这些信息均直接由主用户界面传递赋值，不用再输入。Exit 源项信息：包括源类型、放射性活度、射线能量、和射线入射方向等。这里的源活度主要用于计算电子的注量。Exit 源类型包括磷-32、氩-41、钾-40、砷-76、铷-86、锶-89、锶-90、钇-90、和铊-210等放射性核素。射线能量包括有 0.01、0.015、0.02、0.03、0.04、0.05、0.06、0.08、0.1、0.15、0.2、0.

35、3、0.4、0.5、0.6、0.7、0.8、1、1.5、2、3、4、5、6、8、10、15、20、30、40、50、60、80、100、150、200、和300MeV等37个不同级别的能量。在电子剂量估算中，在大多数情况下，眼晶状体的剂量仅需对电子能量大于0.1MeV的情况进行估算。在用定向剂量当量H(0.07)测量值进行剂量估算时，电子能量在0.0610MeV范围才有估算用的相关参数，其它能量没有估算参数，不能估算；在用定向剂量当量H(10)测量值进行剂量估算时，电子能量在210MeV范围才有估算用的相关参数，其它能量没有估算参数，不能估算。Exit 估算方法选择：主要有基于放射源的源活度、

36、关注点的注量率、关注点定向剂量当量H(0.07)的率、和关注点定向剂量当量H(10)的率值等4种剂量估算方法Exit 估算结果：选定估算方法，完成有关信息的录入后，按“开始估算”便开始计算，下图是电子外照射剂量估算结果。剂量估算结果仅可以给出皮肤、眼晶体躯和有效剂量。结果还分别存入了“D:剂量估算常用剂量估算结果.xls”两个Excel文件中。Exit（2）表面污染外照射剂量估算 下图是表面污染外照射剂量估算用户界面。Exit 源项信息：包括源类型和射线入射方向等。源类型包括Ag-110、Ag-110m、Ba-137m、C-14、Co-60、Cr-51、Cs-137、Fe-59、Ga-67、I

37、-131、In-111、La-140、Na-24、Nb-95、P-32、Sb-124、Sr-90、Sr-89、Tl-201、和Tc-99m，其他等放射性核素类型。估算方法选择：选择表面污染剂量估算，需要输入污染核素源的类型，若不知道是何种放射性核素，在源类型中可选择”其他”类，还需要输入污染时间和污染开始时单位面积的放射性活度（Bq cm2），这个值可用用表面污染仪测量。Exit（二）核事故内照射剂量估算方法 1、计算机软件的方法依据 GB/T 17982-2000 核事故应急情况下公众受照剂量估算的模式和参数。2、主用户界面 下图是核事故内照射剂量估算方法模块的用户界面。这里包含两个用户界面

38、，即：早期内照射剂量估算和中期内照射剂量估算用户界面。ExitExit3、事故早期内照射剂量估算 下图是事故早期内照射剂量估算用户界面。在这一估算界面中，有两种情况，即：吸入烟羽核素和吸入再悬浮放射性核素的内照射剂量估算。这两种情况既可以同时计算，也可以分别计算。Exit 吸入烟羽核素情况下，需要向“主要核素选择”、“核素进入体液速度类别”、“近地空气放射性核素的时间积分浓度(kBq.s.m-3)”、“人的呼吸率(m3h-1)”等文本框录入相关的信息。可供选择的放射性核素包括：89，90Sr；95Zr；103，106Ru；132Te；131，132，133，135I；134，137Cs；140

39、Ba；144Ce；239Np；238，239，240，241Pu；241Am以及242，244Cm。核素进入体液速度类别分为三种：快速(F)、中速(M)和慢速(S)。“人的呼吸率”可根据具体情况录入，UNSCEAR的成人数据为0.83 m3/h，被选做本系统成人的默认值，1岁以下、1岁、5岁、10岁和15岁的机器默认值分别取为0.13、0.23、0.37、0.60、0.77 m3/h。近地空气放射性核素的活度浓度(Bq.m-3)应是停留时间内多次测量的平均值，测量次数应仅可能的多些。应注意，这里的停留时间是指被估算人员在该场所停留的时间，不是内照射待积剂量的待积估算时间（例如，早期7天）。但活

40、度浓度随时间变化很大时，更应注意测量的时间布点。Exit 吸入再悬浮放射性核素情况下，需要向“主要核素选择”、“核素进入体液速度类别”、地面沉积放射性核素的表面比活度(kBq.m-2)、“人的呼吸率(m3h-1)”等文本框录入相关的信息。可供选择的放射性核素、核素进入体液速度类别选择及人的呼吸率(m3h-1)方式均与吸入烟羽核素相同，不再重复。地面沉积放射性核素的表面比活度(MBq.m-2)在测量时应尽可能的多进行一些测量，而且还应注意时空分布不均匀的问题。吸入烟羽核素和吸入再悬浮放射性核素情况下可同时计算，也可分别计算。选择好相应的参数并输入相应的测量值后，按“开始计算”按钮，即可得到相应的

41、剂量当量结果，并在相应的信息框中显示出来。本模块的计算结果可保存在一个Excel文件中，其路径是“D:剂量估算事故内照射早期结果.xls”。Exit4、事故中期内照射剂量估算 下图是事故中期内照射剂量估算用户界面。在这一估算界面中，有三种情况，即：食入途径、饮水途径和吸入再悬浮放射性核素的内照射剂量估算。这三种情况既可以同时计算，也可以分别计算。这三种情况下可供选择的放射性核素包括：89 Sr；90Sr；95Zr；103 Ru；106Ru；131 I；133I；134 Cs；137Cs；144Ce；239Pu；241Am以及242 Cm；244Cm。ExitExit 对食入途径，食物种类的选择

42、包括：牛奶、奶制品、暴露的水果和蔬菜、其它水果和蔬菜、肉类等。如果对水果和蔬菜等进行了清洗、去皮等处理，则在是否去污处理的选择框中应该选择“是”；此外，还需录入食物年食入量(kga-1)和食物中核素的峰值比活度(Bqkg-1)，在这些信息皆录入后，便可进行估算。对饮水途径，这时需要录入主要核素选择、水中核素在峰值时刻的比活度(BqL-1)、污染水的年饮用量(kga-1)等信息。应注意的是，这里是污染水的年饮用量，而不是水的年饮用量。对吸入再悬浮放射性核素时，所需信息与事故早期内照射剂量估算时完全一致，这里不再重述。本模块的计算结果可保存在一个Excel文件中，其路径是“D剂量估算事故内照射中期

43、结果.xls”。Exit（三）事故特殊内照射个人监测的剂量估算 下图是基于特殊个人监测结果的内照射剂量估算模块。特殊个人监测内照射剂量估算主要分体外监测、排泄物监测、空气监测三个子模块，选择并按确认钮后，立即进入相应的工作界面。摄入天数必须按实际情况输入，指的是事件发生到测量时的天数（千万注意，不是到估算时）。Exit1、体外监测内剂量估算 下图是特殊体外个人监测监测子模块的用户界面，该界面包括了体外监测的四个方面：全身监测、甲状腺监测、肺部监测和骨监测。这个界面中，需要输入的信息是核素选择、摄入核素的溶解类型、监测周期和测量值等。Exit 可供选择的放射性核素包括：57，58，60Co；59

44、Fe；85Sr；106Ru；125，129，131I；134，137Cs；226，228Ra；228，232Th；235U；237Np；238，239，240Pu；241Am；242，244Cm以及252Cf。在特殊个人监测仅考虑吸入的情况下，需要进一步对放射性核素进入体液的溶解速度类型进行选择，摄入核素溶解类型的选择中，inhF、inhM和inhS分别表示放射性核素进入体液的溶解速度为快(F)、中(M)、慢(S)。在同位素碘摄入时，Vap表示气态，Inge表示食入的情况。要特别注意不同核素，可能有不同类型特殊个人监测的要求，例如：Fe-59、Sr-85、Ru-106、Cs-134、Cs-13

45、7、Ra-226、Bi-214、Ra-228、Th-228、Th-232等要求进行全身监测；Co-57、Co-58、Co-60、PB-214、Ra-226Tl要求进行全身和肺监测；Pu-239、Pu-240、Cm-242、Cm-244、Cf-252、U-235要求进行肺监测；I-125、I-129、I-131要求进行甲状腺监测。Exit 有关放射性核素的信息输入完毕后，相应地可以使用的体外监测方法则会被激活，在界面上为可使用状态，在摄入核素的溶解类型信息录入完成后，再输入测量值，这时摄入1Bq该核素应测的数值（Bq/Bq）信息框中将由计算机自动赋值，而且可得到相应的剂量估算结果，并在对应的信息

46、框中显示出来。如需保存屏幕估算结果，按屏幕保存键，计算结果保存在一个Excel文件中，其路径是“D剂量估算特殊个人监测估算结果.xls”。部分核素有器官剂量参数，这时仅需按器官剂量估算健，就可得到其结果（下图）。应说明的是不是所有核素都有器官剂量估算参数。Exit 器官剂量结果可保存在一个Excel文件中，其路径是“D:剂量估算器官剂量结果.xls”。Exit2、特殊排泄物监测估算 下图是特殊排泄物监测子模块的用户界面，该界面包括尿样监测和粪样监测的二个界面。这个界面中，需要输入的信息是核素选择、监测类型、摄入方式和测量值等。Exit 可供选择的放射性核素包括：3H；57，58，60Co；59

47、Fe；85，89，90Sr；106Ru；125，129，131I；134，137Cs；226，228Ra；228，232Th；234，235，238U；237Np；238，239，240Pu；241Am；242，244Cm以及252Cf。监测类型指尿样和粪样。核素溶解类型主要有inhF、inhM和inhS三种，它们的含义对应于溶解速度类型F、M和S。对于职业照射，可仅考虑吸入的情况。要特别注意不同核素，可能有不同类型特殊个人监测的要求，例如：Co-57、Co-58、U-234、Th-228、Th-232、Co-60、U-235、U-238、Np-237、Pu-238、Pu-239、Pu-240

48、、Am-241、Cm-242、Cm-244、Cf-252等除进行尿样分析外，还应进行粪样分析。Exit 有关放射性核素和监测类型的信息输入完毕后，相应的可以使用的排泄物监测方法则会被激活，在界面上为可使用状态，在摄入核素的溶解类型信息录入完成后，再输入测量值，这时摄入1Bq该核素应测的数值（Bq/Bq）信息框中将由计算机自动赋值，而且可得到相应的剂量估算结果，并在对应的信息框中显示出来。本模块的计算的结果可保存在一个Excel文件中，其路径是“D剂量估算特殊个人监测估算结果.xls”。部分核素有器官剂量参数，这时仅需按器官剂量估算健，就可得到其结果（下图）。应说明的是不是所有核素都有器官剂量估

49、算参数。Exit 器官剂量结果可保存在一个Excel文件中，其路径是“D:剂量估算器官剂量结果.xls”。Exit3、特殊个人空气采样监测估算 当有PAS监测结果，它是监测周期或某一特定时期内的累积放射性活度，则可直接视为此时的摄入量。下图是特殊空气监测子模块的用户界面。Exit 这个界面中，需要输入的信息是核素选择、监测类型、核素空气浓度(Bq/m3)、待测者呼吸率(m3/h)、核素的累计活度(kBq)等。这时要注意的是输入核素空气浓度(Bq/m3)和待测者呼吸率(m3/h)后，不必再输入核素的累计活度，系统将自动给该信息框赋值。可供选择的放射性核素包括：89，90Sr；95Zr；103，1

50、06Ru；132Te；131，132，133，135I；134，137Cs；140Ba；144Ce；239Np；238，239，240，241Pu；241Am以及242，244Cm。“人的呼吸率”可根据具体情况录入，UNSCEAR的成人数据为0.83 m3/h，被选做本系统成人的默认值，1岁以下、1岁、5岁、10岁和15岁的机器默认值分别取为0.13、0.23、0.37、0.60、0.77 m3/h。核素溶解类型主要指该核素进入体液的溶解速度类型F、M和S。这一用户界面主要是为佩戴了个人空气采样器的人员进行吸入放射性核素的剂量估算而设置的。Exit 值得注意的是，到监测的累积天数，若是用的个人