环境核辐射监测规定(GB12379-90)

2020年10月10日发(作者：桂蓬)
环境核辐射监测规定(GB12379-90)
1 主题内容与适用范围
本标准规定了环境核辐射监测的一般性准则。
本标准适用于在中华人民共和国境内进行的一切环境核辐射监测。
2 引用标准
GB 8703 辐射防护规定
3 术语
3.1 源项单位
从事伴有 核辐射或放射性物质向环境中释放并且其辐射源的活度或放射性物质的操作
量大于从事伴有核辐射或放射 性物质向环境中释放并且其辐射源的活度或放射性物质
的操作量大于GB 8703规定的豁免限值的一切单位。
3.2 环境保护监督管理部门
国家和各省、自治区、直辖市及国家有关部门负责环境保护的行政监督管理部门。
3.3 核设施
从铀钍矿开采冶炼、核燃料元件制造、核能利用到核燃料后处理和放射性废物处臵等所
有必须考虑核安全和(或)辐射安全的核工程设施及高能加速器。
3.4 同位素应用
利用放射性同位素和辐射源进行科研。生产、医学检查、治疗以及辐照、示踪等实践。
3.5 环境本底调查
源项单位运行前对其周围环境中已存在的辐射水平、环境介质中放射性核素的含量，以< br>及为评价公众剂量所须的环境参数、社会状况等所进行的调查。
3.6 常规环境监测

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源项单位在正常运行期间对其周围环境中的辐射水平以及环境介质中放射性核素 的含
量所进行的定期测量。
3.7 监督性环境监测
环境保护监督管理部门为管理 目的对各核设施及放射性同位素应用单位对环境造成的
影响所进行的定期或不定期测量。
3.8 质量保证
为使监测结果足够可信，在整个监测过程中所进行的全部有计划有系统的活动。
3.9 质量控制
为实现质量保证所采取的各种措施。
3.10 代表性样品
采集到的样品与在取样期间的样品源具有相同的性质。
3.11 准确度
表示一组监测结果的平均值或一次监测结果与对应的正确值之间差别程度的量。
3.12 精密度
在数据处理中，用来表达一组数据相对于它们平均值偏高程度的量。
4 环境核辐射监测机构和职责
4.1 一切源项单位都必须设立或聘用环境核辐射监测机构来执行环境核 辐射监测。核设
施必须设立独立的环境核辐射监测机构。其他伴有核辐射的单位可以聘用有资格的单位< br>代行环境核辐射监测。
4.1.1 源项单位的核辐射监测机构的规模依据其向环境排放放射性 核素的性质、活度、
总量、排放方式以及潜在危险而定。
4.1.2 源项单位的环境核辐射监测机构负责本单位的环境核辐射监测，包括运行前环境

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本底调查，运行期间的常规监测以及事故时的应急监测；评价正常运行及事故排放时的
环境污染水平；调 查污染变化趋势，追踪测量异常排放时放射性核素的转移途径；并按
规定定期向有关环境保护监督管理部 门和主管部门报告环境核辐射监测结果。(发生环
境污染事故时要随时报告)。
4.2 各省、自治区、直辖市的环境保护管理部门要设立环境核辐射监测机构。
4.2.1 环境保护监督管 理部门的环境核辐射监测机构的规模依据所辖地区当前及预计发
展的伴有核辐射实践的规模而定。
4.2.2 环境保护监督管理部门的环境核辐射监测机构负责对本地区的各源项单位实施监
督 性环境监测；对所辖地区的环境核辐射水平和环境介质中放射性核素含量实施调查、
评价和定期发布监测 结果；在核污染事故时快速提供所辖地区的环境核辐射污染现状；
并负责审查和核实本地区各源项单位上 报的环境核辐射监测结果。
5 环境核辐射监测大纲
5.1 在实施环境核辐射监测之前，必须制定出切实可行的环境核辐射监测大纲。
5.2 制定环境核辐射监测大纲，要遵循辐射防护最优化原则。
5.2.1 制定环境核辐射监测大纲，首先要考虑实施监测所期望达到的目的：
a.评价核设施对放射性物质包容和排出流控制的有效性；
b.测定环境介质中放射性核素浓度或照射量率的变化；
c.评价公众受到的实际照射及潜在剂量，或估计可能的剂量上限值；
d.发现未知的照射途径和为确定放射性核素在环境中的传输模型提供依据；
e.出现事故排放时，保持能快速估计环境污染状态的能力；
f.鉴别由其他来源引起的污染；
g.对环境放射性本底水平实施调查；

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h.证明是否满足限制向环境排放放射性物质的规定和要求。
5.2.2 制定环境核辐射监测大纲，还要考虑下列客观因素：
a.源项单位排出流中放射性物质的含量，排放量，排放核素的相对毒性和潜在危险；
b.源项单位的运行规模，可能发生事故的类型、概率以及环境后果；
c.排出流监测现状，对实施环境核辐射监测的要求程度；
d.受照射群体的人数及其分布；
e.源项单位周围土地利用和物产情况；
f.实施环境核辐射监测的代价和效果；
g.实用环境核辐射监测仪器的可获得性；
h.环境核辐射监测中可能出现的各种干扰因素。
5.3 对于核设施，其环境核辐射监测大纲应包括运行前环境本底调查大纲和运行期间的
环境核辐射监测大纲。
5.3.1 运行前环境本底调查大纲
5.3.1.1 运行前环境本底调查大纲应体现下述 目的；鉴别出核设施向环境排放的关键核
素，关键途径和关键居民组；确定环境本底水平的变化；以及对 运行时准备采用的监测
方法和程序进行检查和模拟训练。
5.3.1.2 核设施运行前环境 本底调查的内容应包括环境介质中放射性核素的种类、浓度、
γ辐射水平及其变化；核设施附近的水文、 地质、地震和气象资料；主要生物(水生、
陆生)种群与分市；土地利用情况；人口分布、饮食及生活习 惯等。
5.3.1.3 核设施运行前放射性水平调查至少要取得运行前连续两年的调查资料，要了解
一年内放射性本底的变化情况以及年度间的可能变化范围。
5.3.1.4 运行前环境本底调查的地理范围决定于源项单位的运行规模，对于大型核设施

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供评价用的环境参数一般要调查到80km。
5.3.2 运行期间的环境监测大纲
5.3.2.1 核设施运行期间环境核辐射监测大纲的制定要依据监测对象的特点以及运行前
本底调查所取得的资料而定。
5.3.2.2 核设施运行期间的环境核辐射监测应考虑运行前本底调 查所确定的关键核素、
关键途径、关键居民组。测量或取样点至少必须有一部分与运行前本底调查时的测 量或
取样位臵相同。
5.3.2.3 对于存在事故排放危险的核设施，运行期间环境核辐射监测大纲必须包括应急
监测内容。
5.3.2.4 对于准备退役的核设施，必须制定退役期间以及退役后长期管理期间的环境核
辐射监测大纲。
5.4 对于放射性同位素及伴生放射性矿物资源的利用活动，环境核辐射监测大纲的内容
可相应简化。
5.4.1 对于5.4条中指出的实践，一般不需要进行广泛的运行前本底调查工作，但在运
行前应取得可以作为比较基础的环境放射性本底数据。
5.4.2 对于5.4条中所指明的实践，在 正常运行条件下，其环境核辐射监测主要应针对
放射性排出流的排放口或排放途径进行。
5.5 随着情况(源和环境)的变化，以及环境核辐射监测经验的积累，监测大纲要及时调
整 。一般在积累足够监测资料后，环境核辐射监测大纲应当从简。
6 就地测量
6.1 就地测量准备
6.1.1 就地核辐射测量之前必须先要制定详细的测量计划。作计划时，下列因素应予以

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考虑：
a.测量对象的性质，包括要测量核素的种类，预期活度范围，物理化学性质等；
b.环境条件(地形、水文、气象等)的可能影响；
c.测量仪器的适应性，包括量程范围，能量响应特性和最小可探测限值等；
d.设备及测量仪器在现场可能出现的故障及补救办法；
e.测量人员的技术素质；
f.测量的重要性以及资金的保障情况；
6.1.2 就地测量之前必须准备好仪器和设备。
6.1.2.1 对于常规性的就地测量，每次出发前均要清点仪器和设备，检查仪器工作状态。
6.1.2.2 作为应急响应的就地测量，事先必须准备好应急监测箱，应急监测箱内的仪表
必须保持随时可以工作状态。
6.1.3 从事就地核辐射监测的人员事先必须经过培训，使之熟悉监 测仪器的性能，在现
场可以进行简单维修，并应具备判所监测数据是否合理的能力。
6.2 就地测量实施
6.2.1 就地核辐射监测必须选在有代表性的地方进行，通常测量点应选择在平坦开阔的
地方。
6.2.2 在测量现场核对仪器的工作状态，确保仪器工作正常后方可读取数据。
6.2.3 当辐射场自身不稳定，应增加现场测量时间，以求测出辐射场的可能变化范围。
6.2.4 在现场进行放射性污染测量时，一定要防止测量仪器受到污染。
6.3 就地测量数据应在现场进行初步分析，判断数据是否有异常，以便及时采取补救措
施。
6.4 就地测量的一切原始数据必须仔细记录，对可能影响测量结果的环境参数应一并记

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录。所有需要记录的事项，事先均应编印在原始数据记录表中。
7 样品系集
7.1 样品采集的基本原则
7.1.1 环境样品采集必须按照事先制定好的采样程序进行。
7.1.2 采集环境样品时必须注意样品的代表性，除了特殊目的之外，采集环境样品时应
避开下列因素的影响：
a.天然放射性物质可能浓集的场合；
b.建筑物的影响；
c.降水冲刷和搅动的影响；
d.产生大量尘土的情况；
e.河流的口水区；
f.靠近岸边的水；
g.不定型的植物群落。
7.1.3 采集环境样品时参数记 载必须齐备，这些参数要包括采样点附近的环境参数，样
品性状描述参数以及采样日期和经手人等。
7.1.4 采样频度要合理。频度的确定决定于污染源的稳定性，待分析核素的半衰期以及
特定的监测目的等。
7.1.5 采样范围的大小决定于源项单位的运行规模和可能的影响区域。
7.1.5.1 对于核设施，采样范围应与其环境影响报告的评价范围相一致。
7.1.5.2 对于放射性同位素及伴生放射性矿物资源的应用实践，采样应在排出流的排放
点附近进行。、
7.1.6 环境样品的采集量要依据分析目的和采用的分析方法确定，现场采集时要留出余

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量。
7.1.7 采集的环境样品必须妥善保管，要防止运输及储存过程中损失 ，防止样品被污染
或交叉污染，样品长期存放时要防止由于化学和生物作用使核素损失于器壁上，要防止
样品标签的损坏和丢失。
7.2 空气取样
7.2.1 确定取样对象，并由此确定出合适的取样方法和取样程序。
7.2.2 确定取样时取样元件相对待取样空气的运动方式：主动流气式或被动吸附式。
7.2.2.1 采用主 动流气式取样时，流量误差必须予以控制。取样前，要校准流量器件，
要对整个取样系统的密封性要进行 检验。
7.2.2.2 采用被动吸附式取样时，取样材料要放在空气流动不受限制、湿度不是太大的
地方，并对取样现场的平均温度和湿度进行记录。
7.2.3 要确保取样效率稳定
7.2.3.1 采用主动流气式取样时，取样气流要稳定，要防止取样材料阻塞或使取样材料
达到饱和而出现穿透现象。
7.2.3.2 采用被动吸附式取样时，要注意湿度对取样效率的影响，必要时需进行温度修
正。
7.3 沉降物收集
7.3.1 沉降物收集的布点
7.3.1.1 对于特定的核设施，沉降物收 集器应布放在主导风向的下风向，沉降物要定期收
集并对其活度和核素种类进行分析。
7.3.1.2 监测大范围放射性沉降，沉降物收集器应该多布放几个，布放成收集网。
7.3.2 采集大气沉降物时，应使用合适的取样设备，要防止已收集到的样品的再悬浮，

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并尽量减小地面再悬浮物的干扰。
7.3.3 大气沉降物取样频度视沉降物中放射性核素活度变化的情况而定。
7.3.4 进行大气沉降取样时，必须同时记录气象资料。
7.4 水样采集
7.4.1 确定采样对象，并由此确定合适的采样计划和采样程序。
7.4.1.1 若放射性液体排出流的排放量和浓度变化较大，则应在排出流排放口来用连续正
比取样装臵采集样品。
7.4.1.2 在江、河、湖等放射性流出物的受纳水体采集地表水时，要避免取进水面上的
悬浮物和水底的沉渣。
7.4.1.3 对于大型流动水体应在不同断面和不同深度上采集水样。
7.4.1.4 取海水样时，河口淡水、交混水和远离河口的海水应分别采集。
7.4.2 采集水样时，采样管路和容器先要用待取水样冲刷数次。
7.4.3 采集到的水样必须进行预处理， 以便防止因化学或生物作用使水中核素浓度发生
变化。对水样的处理和保管要考虑下列因素；
a.在低浓度时，某些核素可能会被器皿构成材料中的特定元素交换；
b.容器及取样管路中的藻类植物可以吸收溶液中的放射性核素；
c.酸度较低，放射性核素有可能吸附在器壁上；
d.酸度过高时，可使悬浮粒子溶解，使可溶性放射性核素含量增加；
e.加酸会使碘的化合物变成元素状态的碘，引起挥发；
f.酸可以引起液体闪烁液产生猝灭现象，使低能β分析失效。
7.5 水底沉积物取样
7.5.1 为评价不溶性放射性物质的沉积情况，应对放射性排出流受纳水体的沉积物进行

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定期取样和分析。
7.5.2 采集沉积物样品的时间最好在春汛前。
7.5.3 采集沉积物样品时要采用合适的工具和办法，确保不同深度上的样品彼此不受干
扰。
7.5.4 采集沉积物样品时要同时记录水体情况。
7.5.5 采集沉积物样品需及时进行烘干处理，烘干温度要适宜。
7.6 土壤样品的采集
7.6.1 下列情况需要采集并分析土壤样品：
a.调查土壤中天然放射性水平含量；
b.确定核设施运行对其周围土壤的污染情况；
c.评价核事故对土壤的污染情况。
7.6.2 针对分析目的，选定合适的采样办法。
7.6.2.1 对于天然放射性水平调查，要取能代表基壤的作品，表层的浮土应铲除。
7.6.2.2 调查人工放射性核素的沉降污染，必须采集表层土壤。
7.6.2.3 评价液体排出流排放点附近污染，必须取不同深度的土壤。
7.6.3 采集土壤样品时必须对采样点附近的自然条件进行记录。7.6.4 土壤样品若需长
期保存，必须进行风干处理。
7.7 生物样品采集
7.7.1 对于确定的源项单位，需要采集的生物样品种类决定于当地的环境条件和评价目
的。
7.7.1.1 为评价对人的影响，要采集与人的食物链有关的生物，并且分析可食部分。
7.7.1.2 进行放射生态研究，还要采集虽不属于人类食物链但能够浓集放射性核素的生

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物。
7.7.2 生物样品要在源项单位液体排出流排放点附近及地面空气中放射性浓度最高的地
方采样。
7.7.3 生物样品如不能立即分析，必须进行预处理。
8 实验室分析测量
8.1 放化分析
8.1.1 样品处理要采用标准的或已证明是合适的程序处理样品。在对 样品进行处理中要
防止核素损失和使样品受到污染。
8.1.2 放化分离
8.1.2.1 要采用标准的或证明是合适的程序。
8.1.2.2 分析时要加进适量的平行样和放射性含量已知的加标样。但不能让分析者识别
出那些是平行样和加标作。
8.1.2.3 放化实验室应定期参加实验室间的比对活动。
8.1.3 测量样品制备
8.1.3.1 制备供放射性测量的样品必须严格操作，要保证样品厚薄均匀，大小一致，要防
止样品起皱变形。
8.1.3.2 对于精确的测量，要制备与样品同样形状和质量的本底样品和标准样品。
8.2 放射性测量
8.2.1 测量仪器选择
8.2.1.1 要根据待分析核素的种类，样品的活度范围，样品的理化状态选择出合适的仪器。
8.2.1.2 要选用的仪器必须足够灵敏，务使它的最小可探测限，见附录A(参考件)低于推
定的管理限值。

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8.2.2 测量准备
8.2.2.1 任何测量仪器在进行测量之前必须仔细检查，使之处于正常工作状态。
8.2.2.2 任何严格的测量，在测量样品之前要用与样品形状、几何尺寸以及质量相同的
标准源测定计数效率。
8.2.2.3 对于低本底a，β测量，事先必须进行本底检验。严格测量时应该用与样品形
状、几何尺寸以及质量相同的本底样品进行本底计数。
8.2.3 放射性测量
8.2.3.1 在进行放射性测量时，应采用本底、样品、本底，或本底、标准源、样品的程
序进行。
8.2.3.2 在用γ谱仪时，应定期用标准源进行仪器稳定性检验。
8.2.3.3 在用液体闪烁计数器测低能β时，必须注意猝灭校正。
8.2.3.4 对热释光剂量片测量时，须按环境热释光剂量计技术标准进行。
8.2.4 测量结果记录
测量结果记录必须完整，对任何显著影响测量值的因素应一并记录。
9 数据统计学处理
9.1 数据可靠性分析
9.1.1 为使环境监测数据可以有效地用于评价和相互比较，对任何监测结果均应给出准
确度估计和精密度估计。
9.1.1.1 准确度估计是给出监测数据最大可能的误差，它应包括取样、放化分离和放射性
测量等各个环节所致的误差。
9.1.1.2 精密度估计是给出一组监测数据(至少是10个)相对均值的偏差。
9.2 数据分布检验

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9.2.1 在对一组监测数据在进行平均之前，应首先进行统计学检验，以确定是否属于同
一整体。
9.2.2 对任何可疑数据的剔除均应进行统计分布检验。9.3 中心值和分散度估计
9.3.1 如果监测数据眼从正态分布，应计算算术平均值和标准差。如果服从对数正态分
布 ，应计算几何平均值和几何标准差，如果进行剂量评价，此时应同时给出算术平均值
和标准差。
9.3.2 在计算中心值时必须排除异常数据，以求平稳的平均值。
9.3.3 整筛平均值，见附录B(参考件)，是一种可获得平稳平均值的方法。
9.3.4 当环境放射性水平 非常低，数据有一多半小于仪器的探测限时，此时可用概率图
外推法确定中心值和偏差。
9.4 测量数据在最后上报之前要仔细检查，使之符合有效字、均值和标准差的表示规范。
10 环境监测结果评价与报告
10.1 评价
环境监测结果的评价要按事先确定的监测目的进行。
10.1.1 为评价公众受到的剂量， 必须根据有关模式、参数估算出公众剂量，并将计算得
到的剂量与有关剂量限值进行比较。
10.1.2 如果监测目的是估计放射性物质在环境中的积累憎况，监测结果应以比活度表
示 ，并且将之与运行前调查以及以往监测结果相比较，评价变化趋势。
10.1.3 如果监测目的是检 查源项单位向环境的排放是否满足所规定的排放限值，监测结
果应同时给出排放浓度和排放总量，并与规 定的排放导出限值和总量限值进行比较。
10.2 报告
10.2.1 各源项单位上报的环境监测报告的内容、格式及频度应根据报告的目的决定。

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10.2.2 各源项单位向主管部门和环境保护监督管理部门上报的监测报告的内容应包括：
a.取样或现场测量地点的几何位臵；
b.核素种类；
c.分析方法；
d.测量方法；
e.监测结果及其误差；
f.简单评价。
11 质量保证
11.1 质量保证必须贯穿于环境核辐射监测的整个过程。
11.2 环境核辐射监测所用的仪器仪表必须可靠，在选购时就需考虑其技术指标能满足环
境监测的要求。
11.3 测量仪器必须定期校准，校准时所用的标准源应能追踪到国家标准。当有重要元件
更 换或工作位臵变动或维修后必须重新进行校准，并做记录。
11.4 环境核辐射监测仪在开始测量前，应检查本底计数率和探测效率，并且将它们记人
质量控制图中。
11.5 环境核辐射监测仪必须执行日志登记制度。
11.6 环境样品的采集必须由有经验的人员按照事先制定的程序进行。
11.7 放化实验室必须建立严格的质量控制体系。
11.8 从事环境监测的人员必须经过专业训练，不经考试合格不能独立从事环境核辐射监
测工作。
11.9 监测数据必须经复核或复算并签字。
11.10 环境核辐射监测机构应建立并保存好完整的有关质量保证文件。

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附加说明：
本标准由国家环保局和中国核工业总公司联合提出。
本标准由核工业总公司华清公司负责起草。
本标准主要起草人赵亚民。



















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环境地表γ辐射剂量率测定规范(GBT14583-93)
1 主题内容与适用范围
本标准规定了环境地表γ辐射剂量率测定的原则和要求以及应遵守的技术规定。
本标准适用 于测定核设施和其他辐射装臵附近环境地表的γ辐射剂量率，也适用于其他
环境地表γ辐射剂量率的测定 。
2 引用标准
EJ 379 环境贯穿辐射监测一般规定
3 术语
3.1 环境
指人类生活的公共环境。而不涉及辐射工作场所。
3.2 环境监测
对核设施及其他辐射浆臵附近环境进行的监测。
3.3 环境地表γ辐射剂量率
田野、道路、森林、草地、广场以及建筑物内。地表上方一定高度处(通常为lm)由周围
物质 中的天然核素和人工核素发出的γ射线产生的空气吸收剂量率。
3.4 源相关的环境监测
指测量某一特定的源或实践所导致的地表γ剂量率水平。以确定特定源或实践所给出的
贡献。
3.5 人相关的环境监测
指在可能有几个源照射同一人群组的情况下进行的环境地表γ辐 射剂量率测量。主要目
的在于估算全部的源给出的剂量当量。
3.6 重要源

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日常流出物的排放量较大和可能产生较高的剂量率的源。从监测角度上被认为是重要
源。
3.7 次要源
在公共可以接近的地方其外照射剂量当量率非常低(年剂量当量约1μSv 左右)。流出物
中放射性核素的正常释放量也非常小，并且很少或者不存在事故性外泄的可能性。这一< br>类的各个独立的源在合适 的屏蔽和控制下被认为是次要的照射源。
3.8 中等性质的源
介于重要源和次要源之间的源被认为是中等性质的源。
3.9 公众
除辐射工作人员以外的所有其他社会成员，包括离开工作岗位后的辐射工作人员。
3.10 实践
指包含电离辐射照射的实践。
3.11 关键人群组 从某一给定实践受到的照射在 一定程度内是均匀的且高于受照射群体
中的其他成员的人群组，称为关键人群组。他们受到的照射可用以 量度该实践所产生的
个人剂量的上限。
4 测定目的和要求
4.1 测定目的 环境地表γ辐射剂量率测定是环境辐射监测的组成部分，其主要目的为：
a．为核设施或其他辐射装 臵正常运行和事故情况下，在环境中产生的γ辐射对关键人
群组或公众所致外照射剂量的估算提供数据资 料；
b．验证释放量符合管理限值和法规、标准要求的程度；
c．监视核设施及其他辐射装臵的源的状况，提供异常或意外情况的警告；
d．获得环境天然本底γ辐射水平及其分布资料和人类实践活动所引起的环境γ辐射水

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平变化的资料。
4.2 测定大纲的制定
4.2.1 根据源的性质制定测定大纲
4.2.1.1 重要源辐射工作单位必须制定测定大纲(例如核电厂等 大型核设施)。核电厂的环
境地表γ剂量率的测定应着重于连续测定γ放射性烟云和地表沉积物产生的γ 辐射剂
量率水平。还须获取当地某些气象参数，如：风向、风速和降雨(雪)量等，以便于区分
天然辐射变比对地表γ辐射剂量率的影响。
必须准备好应急测定计划，辐射工作单位的应急测定计划 应报送上级主管部门和所在地
省级环境保护部门备案，其内容应包括监测原则、方法与步骤、测量网点、 数据报告等。
4.2.1.2 中等性质的源 由辐射工作单位根据源的性质接近于重要源或次要源的程度决
定测定大纲的制定。
4.2.1.3 次要源例如某些工作中使用的密封源。对这类各个独立的源，在合适的屏蔽与
严格保管控制下，不需制订测定大纲。
4.2.2 测定大纲的内容：
a．测定的目的、规模和范围；
b．测定的源的类型和频数；
c．测点布设原则；
d．使用的仪表和方法；
e．测量程序；
f．数据处理方法及统计学检验程序；
g．工作记录和结果评价；
h．质量保证。

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4.2.3 测量点位的布设取决于测量目的，需根据源和照射途径以及人群分布和人为活动
情况仔细选择。
4.2.3.1 全国性或一定区域内的环境γ辐射本底调查，通常以适当距离的网格均匀布点。
4.2.3.2 核电厂等大型核设施，以反应堆为中心按不同距离和方位分成若干扇形进行布
设，包括关键人群组所在地区，距反应堆最近的厂区边界上，盛行风向的厂区边界上，
人群经常停留的地 方以及地表γ剂量率平均最高的地点(若此点在厂区外)。为了对照还
需包括一些不易受核设施影响的测 量点。
4.2.3.3 城市中的草坪和公园中的草地以及某些岛屿、山脉、原始森林等不易受人为 活
动影响的地方，可适当选设点位，定期观测，以研究和发现环境辐射水平的变化。
4．3 测定大纲的实施
4.3.1 环境地表γ辐射剂量宰测定 。 可分为源相关和人相关的γ剂量率测定。
4.3.2 源相关的环境地表γ辐射剂量率的测定。
4.3.2.1 属于重要源的核设施，辐射工作单位和环境保护部门在该设施运行前必须对周
围50km范围内进行环境地表γ辐射剂量率测量，以确定本底水平及变化规律。对于核
电厂等大型核设 施，此种测定至少应连续进行两年。
4.3.2.2 对于重要源，在固定测量点上进行连续、季度 或即时剂量率测量，由辐射工作
单位与当地的环境保护部门分别制定计划并付诸实施。
4.3.2.3 对于其他能够产生环境γ辐射的新装臵，例如高能加速器、微功率堆、工业探
伤用加速器和强网位素源，如果它们的隔离区比较小时，最可能的关键途径是γ相中子
的外照射。对于这 类设施在调试或投入使用的初期，辐射工作单位应进行环境地表γ辐
射剂量率测定。
4.3.2.4 事故情况下。辐射工作单位和当地环境保护部门接到事故应急监测指令后，按

19
所制定的应急计划迅速做出反应。采用现有的多种测量方法和手段，快速测定出事故影< br>响范围及γ辐射剂量率水平。
4.3.3 人相关的环境地表γ辐射剂量率的测定
该项测定通常由辐射防护和环境保护主管部门会同其他有关部门进行，内容一般包括：
a．调查全国或一定区域内的天然γ辐射水平与变化趋势；
b．调查为数甚多的源或广泛分 布、扩散的源产生的累积影响，例如大气层核武器实验
或者地下核实验泄漏以及核事故扩散至大气对公众 产生的烟云浸没γ照射和地表沉积
γ照射剂量。
5 测量仪器与方法
5.1 测量环境地表γ辐射利量率的仪表应具备以下主要性能和条件：
a．量程范围；
低量程：1×10-8Gy〃h-1－1×10-5Gy〃h-1
高量程：1×10-5Gy〃h-1一l×10-2Gy〃h-1
b．相对固有误差：＜±15％；
c．能量响应：50KeV～3MeV相对响应之差＜土30％(相对137Cs参考γ辐射源)；
d．角响应：0°～180°R／R≥0.8（137Csγ辐射源)；R：角响应平均值；R：刻度方
向上的响应值；
e．温度：-10～＋40℃(即时测量仪表)，-25～＋50℃(连续测量仪表)；
f．相对湿度：95％(＋35℃)。
5.2 环境地表γ辐射剂量的测定成采用高气压电 离室型、闪烁探测点型和具有能量补偿
的计数管型γ辐射剂量率仪等仪表。具有能量补偿的热释光剂量计 。可用于固定测点的
常规测量，也为发生事故时提供数据。

20
5.3 环境γ辐射剂量率连续监测系统，探测器采用高气压电离室或NaI(Tl)晶体，能量
补偿型G-M计 数管，数据应自动采集、存储或摇控传输，量程必须兼顾止常与事故情
况下的水平。
5.4 对核电厂等大型核设施可配备环境放射性监测车，该车具有测量地表γ剂量率测定
以及某些气象参数等功 能。核设施正常运行时，用于定期环境巡测。事故时配合固定式
环境监测系统以及气象观测资料可快速确 定环境地表γ辐射剂量率水平与分布状况。
5.5 发生重大核反应堆事故时，可由装载在飞机上大 体积Na(Tl)晶体探测器对污染地区
进行γ辐射测量以提供测区地面污染水平及γ放射性核素污染物 的浓度和空间分布。为
事故的最初评价提供资料。
5.6 环境地表γ辐射剂以率的测定方法：
5.6.1 环境地表γ辐射剂量率测量方式合两种：
a．即时测量。用各种γ剂量率仪直接测量出点位上的γ辐射空气吸收剂量率瞬时值。
b． 连续测量。在核电厂等大型核设施的环境固定监测点上，测量从本底水平到事故的
环境辐射场空气吸收剂 量率的连续变化值。布设在固定监测点位上的热释光剂量计测出
一定间隔时间内环境辐射场的累积剂量值 。
5.6.2 在进行γ辐射剂量率测量时需扣除仪表对宇宙射线的响应部分。不同仪表对宇宙射线的响应不同，可根据理论计算，或在水深大于3m，距岸边大于1km的淡水面上与
对宇宙射线 响应已知的仪表比较得出。
5.6.3 全国性或一定区域内的环境γ辐射本底调查，对同一网格点 的建筑物、道路和原
野(城市中的草坪和广场)，γ辐射剂量率的测量可同时进行。
5.6.3.1 建筑物内测量，要考虑建筑物的类型与层次，在室内中央距地面1m高度处进行。

21
5.6.3.2 在城市中的道路、草坪和广场测量时，测点距附近高大建筑 物的距离需大于
30m，并选择在道路和广场的中间地面上1m处。
5.6.4 环境地表 γ辐射剂量率水平与地下水位、土壤中水分、降雨的影响、冰雪的覆盖、
放射性物质的地面沉降、射气的 析出和扩散与植被的关系等环境因素有关，测量时应注
意其影响。
6 数据的记录、报告和测量估算
6.1 环境地表γ辐射剂量率测定数据必须详细记录，主要内容包括：
a.测量日期（年、月、日、时、分）；
b.测量者（对累积测量或连续测量而言剂量计或 记录磁带、纸带的收取者），数据处理
者（本人签名）；
c.测量仪的名称、型号和编号等；
d.固定测点的编号，非固定测点的点位名称及地理特征描述；
e.测量的原始数据必须登记造册保存，数据的单位必须是仪表实际给出的剂量单位；
f.环境气象参数，例如温度、湿度、风速、风向等。
6.2 环境地表γ辐射剂量率测定报告：
6.2.1 报告内容：
a.测定日期；
b.测量仪器名称、型号；
c.季度γ辐射空气吸收剂量率。
6.2.2 对测量结果的不确定度必须做出估算，测定报告必须由有关人员和负责人复核、
签署。
6.2.3 测定报告由辐射工作单位按有关规定，定期向主管部门和环境保护部门报告。全

22
年测定结果会同其他项目环境监测数据于第二年一季度内报送。事故测量数据随时报告< br>上级主管机构及地方应急管理中心。
6.2.4 大规模环境本底水平调查报告以及对某项实 践进行环境影响评价，在一定区域内
进行的本底水平调查报告，按主管部门的要求总结上报。
6.3 剂量估算：
环境γ辐射照射对居民产生的有效剂量当量可用下式进行估算：
He=Dγ〃K〃t
式中：He——有效剂量当量，SV；
Dγ——环境地表γ辐射空气吸收剂量率，Gy〃h-1；
K——有效剂量当量率与空气吸收剂量率比值，本标准采用0.7Sv〃Gy-1；
t——环境中停留时间，h
7 质量保证
7.1 制定质量保证计划应考虑以下因素：
a.测量设备和仪表的质量；
b.人员所受的训练和他们的经验；
c.仪表刻度标准的溯源性；
d.为证明已经达到并保持所要求的质量需提供的文件范围。
7.2 质量控制措施：
a.测量人员需经专门培训，考核合格后方可上岗工作；
b.仪表须定期校准，对某些仪表工作期间每天都应用检查源对仪表的工作状态进行检
验；
c.参加比对测量以发现不同类型仪表和方法间测量的系统偏差，统一量值，提高测量结

23
果的可比性；
d.在能够保持较稳定的室内、外环境辐射场中定期进行测量 ，绘出质量控制图，以检验
仪表工作状态的稳定性；
e.更新仪表和方法时，应在典型的和极端的辐射场条件下与原仪表和方法的测量结果进
行对照



































24
核辐射环境质量评价的一般规定(GB11215-89)
1 主题内容与适用范围
本标准规定了核辐射环境质量平价的一般原则和应遵循的技术规定。目的是提高核辐射
环境质量平价工 作的科学性改善环境质量，保证公众的辐射安全。
本标准适用于应进行核辐射环境质量评价的企、事业单位，这类单位包括：
A.核燃料循环系统的各个单位；
B.陆上固定式核动力厂和核热电厂；
C. 拥有生产或操作量相应于甲、乙级实验室（或操作场所）并向环境排放放射性物质的
研究、应用单位。
2 术语
2.1环境质量
一般是指在一个具体环境内，环境的总体或某些环境 要素（大气、水质、土壤、生态等）
对人群的生存、繁衍以及社会经济发展的适宜程度。是反映人类的具 体要求而形成的对
环境评定的一种概念。环境质量的优劣标识环境遭受污染的程度。
2.2环境质量评价
按照一定的评价标准和评价方法对一定区域内的环境质量进行估评和预 测。按时间因素
可分为环境质量回顾评价，环境评价现状评价和环境影响评价（预测评价）。
2.3环境影响评价
在一项工程动工兴建以前对它的选址、设计以及在建设施工过程中和建 成投产、退役后
可能对环境造成的影响进行分析、评估和预测。
2.4核辐射环境质量评价
按照剂量标准和最优化原则对释放到环境一定区域内的放射性物质对环境质量的影响

25
进行评定和预测。
2.5源项
释放到环境中的放射性污染物的数量、成分以及物化形态。
2.6环境监测
间断或连续地测定环境中污染物的浓度，观察分析其变化和对环境影响的过程。
2.7生物监测
利用生物个体、种群或群落对环境污染或变化所产生的反应，阐明环境污染 状况，从生
物学角度为环境质量的监测和评价提供依据。
2.8指示生物
不同 生物对环境因素的变化都有一定的适应范围和反应特点。生物的适应范围越小，反
应越典型，对环境因素 的指示越有意义。
2.9放射性污染指示生物
对放射性污染比较敏感的指示生物。该种 生物对某种或某几种放射性核素具有很高的浓
集因子，而且伴随有某些特征生物学指标的变异。
2.10环境监测质量保证
保证环境监测数据可靠性的全部活动和措施。其目的是为了避免 由于错误的监测数据造
成环境保护的失误。
2.11剂量当量
组织中某点处的剂量当量H是D、Ｑ和Ｎ的乘积，见式（1）所示：
H = DQN ........................（1）
式中： D──吸收剂量；
Q──品质因数；

26
N──其他修正因数的乘积1）。
注：1）目前国际放射防护委员会（ICRP）指定N＝1。
2.12有效剂量当量He
2.14关键人群组
从某一给定实践受到的照射在一定程度内是均匀的且高于受照射群体中的 其他成员的
人群组，称为关键人群组。它们受到的照射可用以量度该时间所产生的个人剂量的上限。
2.15关键核素
在某一给定实践所涉及到的各种照射途径中，就对人体照射来说，其中的 某一种核素比
其他的核素有更为重要的意义时，称作关键核素。
2.16关键照射途径
在某一给定实践所涉及到的各种照射途径中，就对人体的照射来说，其中的某一照射途
径比其他 的照射途径有更为重要的意义时，称为关键照射途径。
2.17大气稳定度等级
在污染气象学中，表征大气湍流扩散状态的一个基本系数。
2.18混合层高度
在污染气象学中，地面上空某一给定区域污染物可发生混合的垂直距离。
3 评价范围与评价子区
3.1评价区域
第1章所列的A、B类各单位应以主要放射性污染 物排放点为中心，半径80KM范围作
为评价区域。
3.1.1评价半径的圆心应以向环境释放放射性的主要排放点为中心来确定。
3.1.2核电站以及核燃料循环的大、中型企业以80KM半径为评价范围。

27
3.2评价子区
3.2.1子区划分原则：评价子区应以释放到环境中的放 射性核素的运输途径（气途径，
水途径），结合单位所在地的环境特性来划分。
3.2.2 子区划分方法：在评价范围内安一定距离划分同心圆，再按16个方位划分扇形区，
两相邻同心圆与两相 邻方位线围成小区域作为评价子区。
4 评价的剂量基本标准、指标和方法
4.1核辐射环境质量评价的剂量评价的剂量基本标准
4.1.1根据《辐射防护规定》中 对公众成员的年有效剂量当量的基本限值，核辐射环境质
量评价的剂量基本标准规定如下：
全身为1MSV（某些年份允许5MSVA）。
4.1.2第1章中所列的B类单位，其预 示的关键组个人平均有效剂量当量，在正常工况
下不得大于0.25MSV（25MREM）；第1章中 所列的A、C类单位在使用剂量基本标准
时，要考虑合理的分配份额。
4.3评价方法
4.3.1把环境的辐射减到可合理达到的最低水平是核辐射环境评价和管理的基本原则，
应贯 穿在整个核辐射环境质量评价工作中，特别是评价结论的分析和建议中。
4.3.2核辐射环境影响 评价系预断评价，应选用合适的模式和参数以模式估算正常工况
和事故工况下4.2条所述的两种剂量的 量值。
4.3.3核辐射环境质量现状评价应以模式计算为主，并结合环境监测资料估算正常工况< br>和事故工况下4.2条所述的两种剂量的量值。
4.3.4退役核设施的核辐射环境影响评价 内容，应包括核设施拆除过程和核设施封存后
的辐射环境质量评价。前者采用4.3.3所述方法估算剂 量；后者采用4.3.2所述方法估

28
算剂量。
4.3.5对核电站的环境影响评价，应按照核电站环境影响报告书的内容和格式的规定执
行。
5基础资料
5.1概况
5.1.1概述单位名称、用水来源、职工人数、主要原料、主要产品、生产规模。
5.1.2概述单位的主要设施及其位臵，提供单位总平面布臵图（含生活区）。
5.1.3概述与放射性物质排放、处理、贮存有关的主要设施和主要工艺。
5.2放射性废物处理设施
5.2.1概述气态、液态和固态放射性废物处理系统的主要技 术参数，处理净化能力，提
供三废处理工艺流程图。
5.2.2列表给出液态、气态、固态放射性废物产生量、贮存量和排放量。
5.3放射性物质的运输
5.3.1应给出运输放射性物质的种类、形态、总量、活度（或 比活度）、包装方式、装运
路线等资料。
5.3.2提供放射性物质卸载后车辆的残留放射 性的测定数据、沾污状况、沿途居民受照
时间及人数的资料。
5.4固体废物贮存场（库）和液体废物贮存罐
5.4.1概述废物设计贮存场或库的位臵，建筑面积，贮存方式，与生物圈隔离的程度。
5.4.2概述固体废物的收集包装、埋藏和贮存情况。
5.4.3概述临时废物（库）场的位臵，周围地域的环境特点，废物中核素成分和数量。
5.4.4提供废物贮存（库）场和（或）液体废物贮存大罐寿命及其周围土壤、岩石对核

29
素滞留影响和典型分析结果。调查和分析放射性物质可能渗漏的情况。
5.5区域自然环境
5.5.1地形
5.5.1.1简介单位周围的地形，地貌特征，提供必要的地形图。
5.5.1.2提供单位的区域图，标出单位排放点位臵及其距居民点的距离。
5.5.2水文
5.5.2.1必须调查和收集废水受纳水体的水文学和水力学参数，包括 河流、河深、河道分
布、水力坡度、水温、流速、流量（平均月流量、全年枯水期、丰水期的流量）、泥 沙
含量等资料。
5.5.2.2对有可能造成地下水污染的单位，评价中必须至少收集5K M范围内地下水分布
状况以及水位、流速、流向、流量的资料。
5.5.2.3提供废水受 纳水体的主要水化学特征（水质分类、PH值、硬度、化学需氧量
（COD）、生化需氧量（BOD）、 溶解氧（DO）、硫酸根、碳酸根等）的有关资料。
5.5.3气象
5.5.3.1收 集单位所在地气象概况资料，包括年均、月均气温、湿度、降水量以及数年中
气温、湿度、降水量的极端 值变化资料。
5.5.3.2至少应收集一年以上的单位附近或当地气象台（站）的地面逐时观测资 料，按
照帕斯奎尔天气类型分类方法列表给出16个方位、不同大气稳定度条件下、长期的平
均 风速、风向的联合频率。
5.5.3.3提供风玫瑰图和降水风玫瑰图。
5.5.3.4给出不同大气稳定度下混合层高度的资料。
5.5.3.5对需要进行事故工况下剂量估算的单位，应给出事故时的气象参数。

30
5.6区域社会环境
5.6.1人口分布
5.6.1.1列表 给出各评价子区的人口数、人口增长率和规划人口数，以及相应的各年龄组
（婴儿（小于1岁）、幼儿（ 1－4岁）、少年（5－15岁）、成人（大于16岁）的人口数。
5.6.1.2在适当比例尺的 地图上标出10－15ＫM范围内的重要城镇、工矿企业和水域娱
乐场所（游泳、钓鱼）等；标出评价范 围内10万人口以上城市、自然保护区、风景旅
游区、疗养区的位臵。
5.6.2生态资源
5.6.2.1图示标出单位边界、水源分布、森林、植被、农田、水利设施，交通线路和公元
等。
5.6.2.2必须收集评价范围内陆生和水生生物的种类、数量、生长期和销售地域和数量< br>等资料。应给出陆生作物（粮食、蔬菜、瓜果类、动物饲料），主要水生生物（鱼、虾、
食用藻类 ）单位面积产量、总产量、销售地域和数量。
5.6.2.3应收集评价范围内主要家畜、家禽（猪 、牛、羊、鸡、鸭）的商品提供（肉、
奶、蛋）、销售地域和数量。
5.6.2.4对放射 性碘排放量较大的企、事业单位，必须对周围供奶家禽饲料来源、品种、
日消费量和产自评价范围内的份 额进行调查。
5.6.2.5应提供评价范围内各年龄组人群对上述产品的年消费量及其产自评价范 围内的
份额。
5.6.3土地和水资源利用
5.6.3.1提供评价范围内现 有土地利用状况以及规划土地利用状况的统计资料。必要时应
收集对土地利用状况的历史变迁资料。

31
5.6.3.2概述评价范围内的水系分布，调查单位附近水系的人工利用状况。
5.6.3.3收集5ＫM范围内居民饮用水源分布、水位、饮水人数、饮水量等资料。
5 .6.3.4收集评价范围内农田、森林、牧场灌溉用水来源、水量，灌溉作物种类、面积
等资料。
5.6.3.5收集评价范围内动物饮用水来源、饮水量的有关资料。
5.6.3.6在适 当的图上标出排污沟、废物排放口、废物库的位臵。概述评价范围内的水
体（地表水、地下水）污染概况 ，主要污染物及其数量。
6 源项
6.1气态、液态流出物和固体废物
6.1.1气态流出物
6.1.1.1提供正常工况下气态流出物流量、核素成分、物化形态、年产生量和年排放量。 6.1.1.2提供事故工况下，气态流出物的核素成分、物化形态、释放方式、持续时间、释
放量 。
6.1.2液态流出物
6.1.2.1提供正常工况下，液态流出物量、浓度（范围 和均值）、核素成分、年产生量、
年排放量。
6.1.2.2提供事故工况下，液态流出物核素成分、释放方式、持续时间、释放量。
6.1.3固体废物
6.1.3.1列表给出固体放射性废物的种类、数量、活度或比活度。
6.2流出物监测
6.2.1一般规定
6.2.1.1取样分析监测方法应采用标准方法或经实践检验过的成熟方法。

32
6.2.1.2描述监测装臵及其性能（探测限、能量相依性、测量方法、刻度方法、流 量、效
率等）。
6.2.1.3测定仪器采用国家计量传递系统发放的标准源或经有关计量 单位核定的标准源
标定，以保证有足够的准确度。
6.2.2监测要求
6.2 .2.1在核实施运行时，气态流出物烟囱和液态流出物主要排放口的监测应采用连续取
样（或累积）监 测，其最小探测限应满足核辐射环境质量评价的一般要求。
6.2.2.2烟囱监测取样头的设计和 安装应考虑气流流速、取样代表性、气载放射性粒子
的吸附等因素。
6.2.2.3液态流 出物连续取样（或累积）监测中应考虑水流速度，取样代表性和探测器
的交叉沾污等因素。
6.2.2.4提供气态流出物各监测点的位臵、监测频度、核素及其年释放率。提供采样头
设计示意图 。
6.2.2.5提供液态流出物各监测点的位臵，监测频率、核素成分及其年排放率。
7 环境监测
7.1一般规定
7.1.1应按照环境质量评价的要求制订环境监测计划。
7.1.2制订环境监测计划应 充分利用本单位运行前的本底资料，充分考虑到厂址的大气
和水传输途径的特点，尽可能做到科学上先进 ，技术上合理，经济上核算，体现环境监
测的最优化。
7.1.3监测介质应以空气、水、 土壤和食用动植物（陆生和水生）为主要介质、结合评
价的需要可适当扩大。

33
7.1.4监测点的布臵应体现“鉴别监测”（来源于本单位以外同种核素对人体的剂量贡献
为 最小）和“三关键”（关键核素、关键途径和关键人群组）的原则，以保证监测数据
的可用性。 7.1.5监测频度应根据放射性核素的半衰期、环境介质的稳定性、污染源的特性、核素
在环境中 的迁移规律来具体确定。
7.1.6采样、监测分析方法应采用标准方法或国内成熟方法，其最小探 测限应保证至少
低于相应的排放限值的十分之一。
7.1.7在环境监测的全过程中（从采 样到给出结果）必须实行质量保证。质量控制样品
的数量应不少于样本总量的10％。
7. 1.8对环境监测的原始数据和监测结果必须按规定的统一格式整理，建立档案，长期
保存。
7.2辐射本底资料
7.2.1对大、中型核企业必须提供运行前的天然贯穿辐射水平和主 要环境介质中重要核
素含量的本底资料。为使调查结果能反映出本底的变化规律，至少应获得两年的调查 数
据。
7.2.2提供核设施运行后逐年的照射量率和主要环境介质中重要核素含量的变化 资料。
提供核设施运行时环境监测对照点的位臵。
7.3监测技术
7.3.1采样监测
7.3.1.1给出实验室所采用的分析方法，描述测量装臵及其性能（探测限，能量相依性等）。
7.3.1.2提供分析测量的样品名称，取样量、采样地点、频度、样品数目、核素及其浓度
（范围、均值、标准、误差）。

34
7.3.2就地监测
7.3.2.1描述所使用的测量仪表、装臵及其性能。
7.3.2.2提供监测点分布及其监测结果，绘制必要的图表。
7.3.3生物监测
7.3.3.1描述所采用的放射性污染指示生物的名称及其对污染物的反映特性。
7.3.3.2提供放射性污染指示生物的检验结果。
8 剂量评价
8.1正常工况下放射性物质释放的环境影响
8.1.1照射途径
8.1.1.1气途径
气态流出物的浸没外照射（、）和地面沉积外照射；吸入污染空气的 内照射；气载流出
物经食物链转移途径的内照射。
8.1.1.2水途径
岸边 照射；污染水域的水浸没照射；饮用污染水产生的内照射；食用污染水中水产品的
内照射；食用污灌作物 的内照射。
8.1.1.3其他途径
A.固体废物：固体废物的外照射及其他途径的照射；含放射性物质的废料的再利用。
B.放射性物质的运输。
8.2事故工况下放射性物质释放的环境影响。
8. 2.1概述本单位发生的放射性释放到环境的事故，事故分类、事故排放方式、事故持
续时间。列表给出 释放到环境的核素成分，状态及其总量。
8.2.2分析各类事故发生的频度、照射途径以及造成的损害环境的后果（包括生态损害

35
后果）。
8.3测量估算
8.3.1气途径
8. 3.1.1结合本单位自然环境特点和气象条件，选用合适的大气扩散模式和环境转移参
数，估算地面沉 积率、大气扩散因子。
8.3.1.2采用年平均气象条件，估算正常运行工况下放射性物质释放经 气途径造成的个人
年有效剂量当量、集体年有效剂量当量。
8.3.1.3对事故工况下放 射性物质释放经气途径的剂量估算，应采用事故时气象参数或本
地区短期最不利于扩散的气象条件，根据 事故排放方式，选用合适的扩散模式，估算最
大个人有效剂量当量、集体有效剂量当量。
8.3.2水途径
8.3.2.1结合单位所在地水体的特点，选用合适的扩散模式，提供 废水受纳水体的稀释因
子和有关参数。必要时给出水体中主要核素的沉积因子。
8.3.2 .2采用废水受纳水体年平均流量，计算放射性核素在不同河段水体中的平均浓度，
估算核设施正常运行 工况放射性物质释放经水途径造成的人群组年有效剂量当量。
8.3.2.3根据当地水域得的水生 物资源，结合照射途径，选用合适的计算模式，生物浓
集因子和有关参数，估算废水受纳水域中有意义的 水生动、植物体内重要核素的浓度和
辐照剂量。
8.3.2.4采用事故性液态排放的受纳 水体水温调查资料，计算放射性核素在不同河段水
体的平均浓度，估算核设施事故工况下放射性物质释放 经水途径造成的人群组的有效剂
量当量。
8.3.3其他途径

36
8.3.3.1固体废物
A.根据本单位固体废物收集、贮存、运输的实际状况，估算固体废物对人所致的外照射
剂量。
B.固体废物经淋溶或其他过程可能进入环境介质和地下水的，应估算其对人所造成的剂
量。
C.估计由含放射性物质的废料（铀、钍废矿石、废渣、煤灰渣等）的再利用对人所造成
的剂量 。
D.提供含放射性物质的废料中的核素成分、最大比活度、利用方式、计算模式和剂量转
换因子。
8.3.3.2放射性物质的运输
估算放射性物质运输过程对人产生的外照射剂量。
8.3.4剂量估算结果的表征 8.3.4.1按照8.3.1、8.3.2所列的各种途径，汇总给出气途径、水途径和其他途径对公众< br>成员中关键人群组的年平均有效剂量当量。
8.3.4.2按内、外照射的有效剂量当量，汇 总给出本单位正常运行工况和事故工况下放
射性物质释放对公众成员中关键人群组的年有效剂量当量。
8.3.4.3给出评价范围内集体有效剂量当量。
9 评价结论和建议
9. 1按照国家规定的核辐射环境剂量基本标准，结合本单位合理的分配份额，对8.3.4
剂量估算结果进 行分析评价。分析并预测核辐射环境质量的发展趋势，作出本单位核辐
射环境质量的结论。确定关键人群 组、关键核素、关键照射途径。
9.2应对8.3.4估算的剂量结果与本地区天然本底辐照剂量进行比较。

37
9.3依据把环境的辐射照射减到可合理达到的最低水平的原则，提出适合于本单位的剂
量管理目标值，进行环境治理的最优化分析。
9.4在充分搜集国内外同类型单位核辐射环 境管理、核辐射环境影响评价资料的基础上，
通过8.3.4剂量估算结果分析，应找出本单位污染环境 的主要途径及管理上的薄弱环节，
提出明确的环境治理对策和加强管理的有效措施以及核辐射环境治理工 程上的建议。
9.5通过事故环境影响的分析，应提出减少和防止事故的预防措施，制定切实可行的 事
故应急环保措施。
10 核辐射环境质量评价工作的管理
10.1对拟建核 设施的环境影响评价报告，应按国家基本建设项目环境影响报告书的编制
要求和审批程序进行。 10.2大、中型核设施退役前应编制退役设施的环境影响评价报告，经主管部门环保机构
审核签署 意见后，报国家环境保护局审批，同时抄报核设施所在地的省级环境保护部门。
小型核设施的退役环境影 响报告，报省级环境保护部门审批。
10.3对已批准投产的操作放射性物质的企事业单位，有本单 位组织或委托有资格承担核
辐射环境评价工作的单位编制核辐射环境质量现状评价报告，定期报给环境保 护部门和
本系统上级环境保护机构。
10.4根据国家经济建设和全国环境规划的需要，国 家和各省、自治区、直辖市环境保护
部门有权要求国家各主管部门环保机构提交本系统的核辐射环境质量 评价报告。各系统
主管部门应负责组织实施并提交报告。
10.5国家各主管部门的环保机 构，有权要求其所管辖的各营运单位提交本单位的核辐射
环境质量评价报告。各营运单位的主管部门应负 责组织实施并提交报告。
附录A 评价指标的附加说明（补充件）

38 < br>A1对向环境释放放射性碘和稀有气体和核设施和放射性操作场所，除本标准4.2条所列
的评价 指标外，尚需考虑甲状腺和皮肤的器官、组织剂量，不应超过GB8703《辐射防
护规定》中对公众成 员的器官、组织所规定的剂量限值。
A2对大、中型核设施的环境影响评价除估算本标准4.2条所 列的量值外，还要预测设
施对生态系统，社会经济、文化古迹、自然保护区、旅游风景区、温泉疗养区等 的影响。
应重视对生态系统的影响分析，特别要注意分析那些可能造成环境不可逆转的有害影
响 ，评价可能采取的减缓有害影响的工程措施及其效能。
A3对核电站的环境影响评价，应考虑化学污 染物和温排水的环境影响分析，其评价标
准按国家相应的有关规定执行。
附录B 个人有效剂量当量的附加说明（参考件）
附加说明：
本标准由国家环境保护局和核工业部提出。
本标准由中国原子能科学研究院负责起草。
本标准主要起草人刘书田、谢建伦。
本标准由国家环境保护局负责解释。















39
辐射防护规定(GB8703-88)
1 总则
1.1 为了保障放射工作人员和广大公众的安全与健康、保护环境，促进核科学 技术、核
能和其他辐射应用事业的发展，制定本规定。
1.2 伴有辐射照射的一切实践和设施的选址、设计、运行和退役，都必须遵守本规定。
1.3 开展伴有辐 射照射的实践以及设施的新建、扩建、改建和退役，必须按照国家有关
规定，事先向主管部门和环境保护 部门提交辐射防护和环境影响报告书，经审查批准后
方可实施。
在假设中必须做到辐射防护和环境保护设施与主体工程同时设计、同时施工、同时投产。
1.4 符合附录C所列豁免限值的实践和设施，可免于办理1.3条中规定的手续。
1.5 从事下列实践活动必须事前得到批准后方可进行。
A.给人服用或向人体注射放射性物质，以及对人施行辐射照射。
B.玩具中含有放射性物质。
C.在医用产品、化妆品和家用产品（附录C3所列的除外）的加工生产中添加放射性物
质。
D.销售经辐射保鲜或保存的食品。
1.6 一切伴有辐射照射的实践和设施，都应当符合实 践的正当性和辐射防护最优化原则，
并确保个人所受的照射低于相应的剂量限值。
1.7 从 事辐射工作的单位应设臵独立于生产运行部门的辐射防护和环境保护机构（或专、
兼职人员）。这些机构 应接受主管部门和所在省市自治区辐射防护和环境保护部门的监
督和指导。
1.8 辐射工作单位保鲜建立辐射防护和环境防护的岗位责任制，建立职工安全防护教育

40 和培训考核制度，认真执行和字据遵守有关辐射防护和环境保护的规定，防止各类辐射
事故的发生。
从事辐射工作的人员，必须具备辐射防护基本知识，理解辐射防护最优化的基本原则，
熟悉辐射 防护方面的规章制度，并经过培训考核取得辐射工作人员合格证后方可参加工
作。
1.9 在 存在辐射照射的场所，以及在能发射辐射的物件上（1.4除外），必须有“电离辐
射”的标志（附录D ）。
1.10 各省、自治区、直辖市人民政府和有关部门应加强对辐射防护工作的领导，根据本规定的要求，结合本地区、本部门的特点，制定相应的辐射防护规程和管理方法。
1.11 要切 实关心辐射工作人员的身体健康。应由授权的医疗机构对辐射工作人员进行定
期常规医学监督和异常受照 人员的医学处理。辐射工作人员应享受的劳动保护和相应待
遇，按照有关部门的规定执行。
2 剂量限制体系
2.1 基本原则
2.1.1 为了防止发生非随机性效应，并将随机性效 应的发生率降低到可以接受的水平，
用下述的剂量限制体系对正常照射加以限制。
2.1.2 一切实践和设施的选址、设计、运行和退役，必须遵守辐射防护三原则：
A.实践的正当性：在施行伴 有辐射照射的任何实践之前，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代价）。
B.辐射防护的最优化：应避免一切不必要的照射，在考虑到 经济和社会因素的条件下，
所有辐射照射都应保持在可合理达到的尽量低的水平。
C.个人剂量的限制：用剂量限值对个人所受的照射加以限制。

41
2.2 实践的正当性
2.2.1 判断伴有辐射照射的实践的正当性，应当在全面考虑经济 和社会因素，并与作为
替代的其他实践相比较的基础上作出。
2.2.2 当发生引起的损害称为主要的考虑因素时，正当性判断由本单位或上级辐射防护
部门作出。
2.3 辐射防护的最优化
2.3.1 辐射防护的最优化时辐射防护的重要原则，必须贯穿于实践或设施的选址、设计、
运行和退役的全过程。
2.3.2 各单位应制定辐射防护最优化纲要，并定期评审，以确定是否需要予以调整。
2.3.3 辐射防护最优化纲要应在防护机构设臵、防护管理、防护人员的培训和资格的审
定 、各类人员的安全防护知识教育、发生控制措施和应急计划等工作中加以贯彻和体现。
2.3.4 辐射防护最优化纲要评审主要由本单位或上级辐射防护部门负责。
2.3.5 各级领导及所有人员都应对辐射防护最优化原则有所了解，并为最优化纲要的实
现承担各自的责任。
2.4 对个人剂量的限制
2.4.1 剂量限制
剂量限制时不允许接受的剂量范 围的下限，而不是允许接受的剂量范围的上限，是最优
化过程的约束条件。剂量限制不能直接用于设计和 各自安排的目的。
2.4.2 基本限值
2.4.2.1 个人受到由可控制的源和实践产 生的辐射照射（包括内外照射），不得超过
2.4.2.4～2.4.2.8中规定的剂量当量限值。
2.4.2.2 剂量当量限值不包括医疗照射和天然本底照射。

42
2.4.2.3 剂量当量限值分两类：一类适用于辐射工作人员（见2.4.2.4），另一类适用于
公众成员（见2.4.2.8）。
2.4.2.4 为了限制随机效应，辐射负责人员的年有 效剂量当量限值为50MSV。为了防止
非随机效应，眼晶体的年剂量当量限值为150MSV；其他单 个器官或组织的年剂量当量
限值为500MSV。
2.4.2.5 辐射工作人员由于实现计 划的特殊照射所受的有效剂量当量在因此事件中不得
超过100MSV，在一生中不得超过250MSV ；并同时受2.4.2.4中器官或组织的年剂量
当量限值的限制。
事先计划的特殊照射必须 得到本单位或设计辐射防护部门的批准，并应经过周密的计划
安排。对接受这种照射的人员，应进行个人 剂量监测和医学观察，结果记入个人剂量和
健康档案。
下列人员不得接受事先计划的特殊照射 ：过去已接受过有效剂量当量超过250MSV的异
常照射的工作人员；育龄妇女；年龄未满18岁者。
2.4.2.6 从事辐射工作的育龄妇女接受照射时，应按月大致均匀地加以控制。对已知怀
孕的妇女接受的照射，除按均匀的剂量率加以控制外，在一年内接受的有效剂量当量应
限制在15MSV 以下。
2.4.2.7 年龄在16～18周岁的学生和学徒工，由于教学培训需要接受照射时，一年 内受
到的有效剂量当量不得超过15MSV。年龄小于16周岁按公众成员控制。
2.4.2.8 公众成员的年有效剂量当量不超过1MSV。如果按终生剂量平均的年有效剂量
当量不超1MSV。则在某些年份里允许以每年5MSV作为剂量限制。
公众成员的皮肤和眼晶体的年剂量当量限制为50MSV。
2.4.3 次级限值

43
2.4.3.1 内照射的次级限值用年摄入量限值（ALI）表示。职业性内照射的ALI值列于附
录E。
2.4.3.2 辐射工作人员在吸入222Rn和220Rn的短寿命子体的情况下，内照射的次级< br>限值用吸入的A潜能表示。222Rn和220Rn的A潜能年限值为：
222Rn:0.02J
220Rn:0.06J
2.4.3.4 在公众成员受 到照射的情况下，其内照射的次级限值取ALI值的五分之一，则
在某些年份允许取ALI值的十分之一 ；当关键组高空婴儿或儿童时，原则上应根据器官
大小和代谢方面与成人的差异估计应取的ALI值的份 额，在缺乏有关资料时可区ALI值
的百分之一。
3.4.4 导出限值气载放射性浓度的导 出限值用导出空气浓度（DAC）表示，其数值列于
附录E。它可以用于评价工作场所空气污染状况时的 参考。
2.4.5 管理限值
为了管理目的，主管部门或企业负责人可以根据最优化原则， 对辐射防护有关的任何量
制定管理限值，但它们必须严于基本限制或导出限制。
2.4.6 参考水平
为有效地实施防护，辐射防护部门可事先规定确定行动的参考水平，参考水平包括：记
录水平、调查水平和干预水平。
A记录水平：由辐射防护部门对某种量指定的一个量值。从辐射防护 的观点来看，大于
这个水平的记录有重要意义，值得记录和保存。
B调查水平：有辐射防护部门指定的量值，大于此值的结果被认为足够重要，应当进行
调查。

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C干预水平：对异常情况下辐射防护部门事先制定的某种水平，小于这个水平 通常就没
有必要采取干预行动。
2.5 公众照射的限制原则
2.5.1 对医疗照射的限制原则
医疗照射必须遵守剂量限制体系的正当性和最优化原则。一切治疗和诊断照射的 应用，
必须由有合格证的医生认为必要时才可施行。使用的放射性药剂和照射装臵必须符合有
关 标准。从事医疗照射的医生应接受辐射防护专业训练，并取得主管部门发给的合格证。
2.5.2 对向环境中排放放射性物质的限制
将放射性物质排放到环境中去（包括固体放射性废物的处臵）的具体要求见本规定第4
章。
2.5.3 对使用含有放射源的产品所受照射的限制原则
使用含有放射源的产品，除必须遵 守有关剂量限制的规定外，还应按最优化原则加以限
制。这些限制应体现在产品的技术标准中。
公众中广泛使用的含有放射源的产品，应当接受辐射防护和环境保护部门的管理，保证
每种产品引起的 照射都有正当的理由。
2.5.4 对可能使天然本底辐射水平增加的实践的限制
可能使天 然本底辐射水平增加的一切实践，都应在得到正当性和最优化审定后才能进
行，必要时可建立阶段性的管 理限值。对现有的超过限值的实践，应及时采取补救措施；
对今后可能产生的照射应在计划设计和作出决 定的阶段，就按最优化原则制定适当的限
值。
3 辐射照射的控制措施
3.1 管理措施

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3.1.1 为了便于管理，将从事辐射工作单位的场所分为三区：
A控制区：在其中连续工作的人员一年内受到的 辐射照射可能超过年限值的十分之三的
区域，应标以红色。
B监督区：在其中连续工作的人员 一年内受到的辐射照射一般不超过年限值的十分之三，
而可能超过十分之一的区域，应标以橙色。 C非限制区：在其中连续工作的人员一年内受到的辐射照射一般不超过年限值的十分之
一的区域，应 标以绿色。
3.1.2 为了便于监测，将工作人员所处的工作条件分为两类：
A.第一类：在此条件下，工作人员的年剂量可能超过个人剂量限值的十分之三。
B.第二类：在此条件下，工作人员的年剂量不大可能超过个人年剂量限值的十分之三

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