环境核辐射监规定(GB1237990)

2020年10月10日发(作者：陆佃)
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置等所
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
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
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；
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
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
取样位置相同。
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
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
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
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，
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
比取样装置采集样品。
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
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
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。
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
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。
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置；
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 换或工作位置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。
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。


















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置附近环境地表的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置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
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 置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置的源的状况，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
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< br>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。
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辐射的新装置，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
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
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。
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。
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
3 0m，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
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
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
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


































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
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；
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。
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，