輻射防護監管范圍相關的重要概念、標準及其演變

中圖分類號：TL7文獻標志碼：A

事物都有其范圍，范圍的確定有易有難。對電離輻射防護而言，因為它具有以下兩個特性，使得確定它的監管范圍存在更多挑戰。

（1）電離輻射對人體隨機的生物效應及線性無閾模式的特殊性質（如圖1所示），要求所受劑量盡實際可能低。因此不可能從技術上給出整齊劃一的“安全”與“危險”分界點，只能基于“實踐正當性”和“輻射防護最優化”原則對實際情況綜合分析后作出決策。

（2）“電離輻射防護”與研究自然規律為宗旨的絕大多數“物理學”不完全相同。它的基本出發點是“保護人類生命健康和保護環境”。因此輻射防護的任何決策除考慮技術可行性和經濟利益代價等因素外，必然還涉及“生命價值觀”“公眾心理”“人權倫理”等難定量的社會因素。不同國家、不同時期、不同情況的防護決策，都必然受不同經濟（資源）、技術、社會倫理（生命價值）等因素的約束和限制。這正是國際放射防護委員會（ICRP，簡稱委員會）明確提出把“科學”“實踐”與“價值觀”作為輻射防護體系建立與發展的“三個基石”（如圖2所示）的原由。

ICRP2007年發表了專門論述“輻射防護管理范圍”的104號報告[1]，在其標題為：“應該監管什么，有限值嗎？”的特約評論中，把該問題列為“當代科技社會較棘手的問題之一”，并說：“對這個基本問題的可能有爭議的回答，不應當期望是不含糊的”。為什么社會要求對某些方面努力進行控制而忽視其他的控制呢？放射防護一直未能擺脫這個左右為難問題的影響：為什么相對較小的輻射照射一直受到嚴格的控制，而相對較高（和可以控制）的照射基本上一直未受到控制（有時基于半信半疑的理由是，照射是“天然”的來源）？考慮到國際放射防護委員會的建議假定，任何增加的輻射照射（無論多么小）都增加風險（無論多么小），因而可以假定所有照射源（無論多么的微小）都應當受到控制和監管。然而，某些輻射源是無處不在的，且從本質上講是不可能控制的。此外，花費不相稱的社會資源控制可以忽略的照射，可能不是執行委員會輻射防護最優化基本原則的最佳方法。因此，ICRP出版的這個報告，目的在于為國家主管當局和政府間組織提出建議，幫助他們界定特定放射防護控制措施的范圍。多年來，輻射防護工作者和監管者一直面臨著這個困境，至今仍沒有普遍接受的解決方案。

1 三個相關基本概念

ICRP104號報告論述[1]：與輻射防護法規監管范圍相關的主要概念為“排除”和“豁免”。豁免的一個特殊情況稱作“清潔解控（解控）”。為便于理解和記憶，三個概念定義表述如下：

（1）排除（Exclusion），是把所有“本質上不可控制”的照射懂慎地留在管理體系之外，關注的核

心對象是“照射”。

（2）豁免（Exemption），某一正當實踐和實踐中的源，如果對它進行監管是不必要的（不值得的），就予以豁免，關注的核心對象是“實踐和實踐中的‘源’”

（3）解控（Clearance），對已通知或已核準的設施和活動中的放射性物料或物件，如果不再值得監管，則可從輻射防護監管控制下移出，關注的核心對象是“物料和物件”。

排除、豁免和解控系統運作如圖3所示。

這里順便指出，存在和“解控”非常容易混淆的一個概念是“流出物的核準排放”，后者是指根據防護最優化原則，使受控實踐產生的液態和氣態流出物在受控條件下排入環境的過程。某些不符合解控水平的放射性物料，證明放棄控制是優化方案后，可在審管部門規定條件下放棄對它們管理控制。條件包括排放限值（約束值 0.1～ 1mSv/a ，我國排放標準 ）、物質的形態、排放的速率、排放所要求的周圍氣象和環境條件等。液態或氣態放射性流出物可通過“受控（核準）排放”排入環境。對已排放的物質失去了控制，但排人環境的過程仍在管理控制中。控制在排放點進行，監督在環境中完成。可見它和“解控”在概念、實施以及所依據的劑量水平等方面都是不同的。

1.1 “豁免”的實例

某些實踐其相應的輻射危險是微不足道的，也即加以管理控制是多余的。

在這種情況下，對這些實踐（必須是正當的）的最優管理方案可能是允許該實踐和實踐中的源豁免于標準的管理要求。例如：

（1）某些低濃度物料；

（2）某些低比活度放射性熒光產品的應用；

（3）低活度 Kr-85 源的檢漏；

（4）利用C-14膠囊檢查胃幽門螺旋桿菌；

（5）煙霧報警器的應用等。

1. 2 “排除”的實例

某些輻照本身是人類天然環境的一部分。“排除”是把所有“本質上不可控制的”照射留在了管理體系之外。如：

（1）地面高度宇宙線照射；（2）體內K-40照射；（3）濃度未受干擾的土壤中的天然放射性核素照射;（4）過去大氣核試驗沉降物。這類照射被認為是不可避免的，而且通過管理來實施控制是不現實的。管理體系“排除”了對它們進行管理的要求。

1.3 豁免的基本準則與劑量準則

確定一項實踐（實踐中的源）是否豁免，國際上采用兩個基本準則：

（1）期望可歸因個人危險是否低到不值得監管關注；

（2）考慮到監管所需輻射防護必須是優化的，實踐必須是正當的，實踐的源必須是固有安全的。

針對人工輻射源照射，每年 10μSv 的個人劑量準則已廣泛應用于無需進一步考慮的豁免目的，但這不應作為準許豁免的唯一準則，另外還有最優化原則也可作為豁免的基礎。針對天然放射性核素，國家主管部門可依據“在某些情況下，實施豁免可能是最佳的監管選擇”的原理，不是依據上述統一的劑量而是按最優化原則建立另外適當的豁免的水平。由此可見，對源的豁免是管理職能的一個重要組成部分，同時正如本文開頭中所述，“輻射防護的任何決策必然還會涉及社會因素”。在豁免問題的決策上，公眾在對天然和人工核素的豁免要求上存在雙重心理標準就是很好的例證。

1. 4 豁免分類

分為兩大類：

（1）無條件豁免。假若一種實踐或實踐中的源，在各種可能情況下均能滿足豁免準則，可無條件豁免，或無須進一步考慮地豁免。如某些低濃度物料、低比活度放射性熒光產品。

（2）有條件豁免。可由審管部門對豁免附加某些條件，實踐或源符合條件可豁免。如含 Am^- 241煙霧報警器是有條件豁免的例子，其“條件”是它們的制造要達到專用標準的要求。

近來也有將上述這兩類豁免稱為“通用豁免”（genericexemption）和“特定豁免”（specificexemption）的。

2 豁免和解控標準

2.1 國內豁免和解控標準

2. 1.1 《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB 18871—2002）[2]

GB18871中規定了豁免準則、豁免的一般準則以及可豁免的源與豁免水平（附錄A）。如果經審管部門確認在任何實際可能的情況下均能滿足：（1）被豁免實踐或源使任何公眾成員一年內所受的有效劑量預計為 10μSv 量級或更小；（2）實施該實踐一年內所引起的集體有效劑量不大于約1人·Sv，或防護最優化評價表明豁免是最優選擇；則可不作更進一步考慮而將實踐中的源予以豁免。

為了實際可操作性，GB18871又對一些可豁免的源及豁免水平作了規定。

（1）源（器件）：指審管部門認可的型式的輻射發生器和電子管件（如顯示用陰極射線管）。正常運行操作條件下，距設備的任何可達表面 0.1m 處所引起的周圍劑量當量率或定向劑量當量率不超過 1μSv/h ;或所產生輻射的最大能量不大于 。

（2）物料：任何時間段內，在進行實踐的場所存在的給定核素的總活度，或在實踐中使用的給定核素的活度濃度不超過GB18871中表A.1所給出的或審管部門所規定的豁免水平。

GB18871中豁免水平的應用應注意以下幾點：1）豁免水平原則上只適用于組織良好、人員訓練有素的涉及到小量（moderatequantity，少于1t）放射性物質的使用，物料量一般不超過1t左右；2）活度濃度或總活度豁免水平只滿足一種即可；3）嚴禁為了申報豁免采用人工稀釋等方法來滿足要求；4）豁免水平只能作為申報基礎，還需經過審管部門審定，審管部門可視情況要求采用不同的豁免水平，在我國“自動豁免”是不容許的；5）同時含有多種核素時，按公式 處理，式中， C_i 是實踐中源所含放射性核素 i 的活度濃度（或活度）， C_iE 相應于核素 i 的豁免水平（活度濃度或活度）。

2.1.2 《可免于輻射防護監管的物料中放射性核 素活度濃度》（GB27742—2011）[3]

GB 27742—2011適用于大量（bulk amounts，大于1t）物料的生產操作、貿易、填埋或再循環等活動，但不適用于以下情況：（1）食品、飲水、動物飼料和任何用于食品或動物飼料的物質；（2）空氣中的氫；（3）運輸中的物料；（4）已核準實踐所產生的液態和氣載流出物；（5）環境（包括場地土壤）中的放射性殘留物。

針對含天然放射性核素的物料，免管濃度以考慮自然界所有未經擾動的環境土壤中天然放射性核素的活度濃度為基礎，使得環境土壤得予免管（而對礦石、礦砂、工業廢渣和廢物則要有適當監管）。操作和使用具有此種活度濃度水平的物料活動，對公眾個人所產生的附加有效劑量（氫吸入劑量除外）通常不太可能超過 1mSv/a 。針對含人工放射性核素的物料，判定其是否可免于輻射防護監管的劑量準則是所致個人有效劑量在10μSv/a 量級或更小。考慮到可能導致更高輻照的低概率事件的出現，附加的準則是這類低概率事件所可能產生的有效劑量應當不超過 1mSv/a ，還假定對皮膚的當量劑量免管準則是 。免管判斷流程如圖4所示。

針對天然放射性核素，可免于監管的活度濃度值為 1Bq/g （具體可見GB27742表B.1）；申報免管活動的正當性得到確認的前提下，凡是涉及物料中天然放射性核素的活度濃度小于或等于1Bq/g 時，通常無需進行輻射防護監管。針對人工放射性核素，物料中人工放射性核素的活度濃度不大于GB27742中表B.2中所列數值，經審管部門核準后，該類物料的操作和使用可免于輻射防護監管，即這些被豁免或解控的物料不再進入實踐防護體系；除非審管部門對一些特殊情況或特殊用途提出特殊要求。免管判斷流程如圖5所示。

2.1.3 其他相關標準

（1）《核設施的鋼鐵、鋁、鎳和銅再循環、再利用的清潔解控水平》（GB/T17567—2009）

該標準[4]規定核設施的鋼鐵、鋁、鎳和銅清潔解控原則、劑量準則、解控水平。輕微污染的鋼鐵、鋁、鎳和銅物料，符合下列原則即可解除核安全審管體系對其的控制： ① 解控后再循環、再利用所產生的個人危險足夠低，以致于不值得繼續加以管理； ② 解控所產生的集體輻射危險足夠低，以至于在常見情況下施加（或繼續施加）管理控制是不值得的，或者包括管理控制的代價在內的優化分析表明，任何合理的管理幾乎已不可能使防護水平得到進一步改善； ③ 解控是以其固有安全性為基礎的，因此出現上述兩項原則失效的可能性是極小的。標準中采用的劑量判據同GB18871中規定。

（2）《擬開放場址土壤中剩余放射性可接受規定》（HJ53—2000）[5]（暫行）

退役的重要目標是場址開放的程度，其核心問題是開放后土壤中的放射性殘存水平需滿足何種要求。這種要求本來應根據開放后用途和場址具體特征等因素優化推定。采取不分情況一刀切的方式實際是不合適的，但出于臨時措施國家環境保護總局組織制定了本規定，并且該規定將于2025年6月1日被GB45437—2025取代。

因此HJ53—2000使用應注意： ① 是暫行標準； ② 以約束值 為例子給出推薦值，不同情況約束值不同，應作修正； ③ 附有計算模式參數，可以根據具體情況進行修正計算。

2.2 國際豁免和解控標準

除了國際電離輻射防護與輻射源安全基本標準（IBSS）中1996 版、GSR Part.3（2014）[7]和IAEARSG-1.7（2004）[8]以外，2023年IAEA以通用安全導則（GeneralSafetyGuide）系列發布了Application of the Concept of Exemption：IAEA GSG-17（2023）[9]和 Application of the Concept ofClearance：IAEA GSG-18（2023）[10]。GSG-17 和GSG-18用于取代上述2004年的RSG-1.7。

2.2.1 GSG-17（2023）要點

GSG-17（2023）[9]中豁免定義不變，有“通用豁免\"（genericexemption或“無條件豁免”）和“特定豁免”（specificexemption或“有條件豁免”）之分。豁免水平與GB18871中規定大同小異。小量物料中人工核素的豁免水平來自RSG-1.7和GSRPart.3，并明確適用于固、液、氣三態的物料。GSRPart.3發布后，國際采用三種“照射情況”的管理體系，通用豁免水平只用于計劃照射情況，不能直接用于流出物排放控制和環境中殘留物的控制，不允許故意稀釋來符合要求。

表面污染物料的豁免需依據具體的操作、處理情景推導豁免水平，待審定。豁免的符合性檢測不確定度可能涉及取樣相關不確定性（取樣位置、取樣量、樣品大小等）、測量和刻度相關統計性、本底輻射的選擇及漲落和分析方法相關不確定性。具體的使用可見附錄，如GSRPart.3附錄中的豁免水平和附錄Ⅰ中確定含有一種以上放射性核素的材料豁免的示例。

2.2.2 GSG-18要點

GSG-18^[10] 中解控定義為：“已通知或已核準的設施和活動中的放射性物料或物件從監管（輻射防護）控制下移出。”分為“通用（無條件）解控”與“特例（有條件）解控”兩類，含義不變。監管部門應對這種“移出”進行批準。除物料、物件外還包括廢物、退役范圍的建筑物，但此術語不適用于場址的開放，因為兩者所依據的準則不同。

通用準則：（1）解控物料所產生的危險足夠低，不值得加以監督，不存在會引發“通用解控準則”不能滿足的情況出現的可能性；（2）對物料繼續加以監管控制得不到凈的利益，可合理獲得個人劑量降低或健康風險降低這類回報的合理控制措施是不存在的。

劑量準則：（1）在通常合理可預期情況下（現實情景），任何個人預期所受有效劑量在 10μSv/a 量級，可通用解控。（2）在低概率照射情景下，個人預期有效劑量不超過 1mSv/a ，皮膚當量劑量不超過 50mSv/a 。

具體的使用可見附件，如附件1：基于表面污染測量得出放射性核素解控值的劑量建模；附件6：為解控目的選擇重要放射性核素的示例方法。

2.3 豁免和解控標準演變

國內外豁免和解控標準的比照見圖6。

我國現行標準 國際現行相關標準豁免水平取自 IAEAIBSS（國際安全標準）（1996版）GB18871—2002附錄A豁免ScheduleI：EXEMPTIONS① 人工與天然核素合并給出豁免水平② 共約300種核素，未明確指出物料形 ① IAEAIBSS（2014版）（即Safety StandardsSeriesNo.GSRPart.3）中的表1，取自1996年版的豁免水平。態但說明適于實驗室規模的小量（1噸以 豁免水平一致適于小量物料，固、液、氣三態。人工與天然共800下）物料 （小量物料） 種核素③ K-40為 100Bq/g ② 天然：K-40為 100Bq/g U-天然、Th-天然為1 Bq/g ④U 天然、Th-天然1 Bq/g ③ GSG-17（表2）小量人工核素豁免水平復制GSRPart.3表1;小量天然核素復制Part.3表1GB27742—2011 ① IAEARS-G-1.7（2004），大量物料① 可免于輻射防護監管的物料中放射 豁免水平一致② IAEAGSRPart.3表2，大量人工性核素活度濃度，參考RS-G-1.7（2004） （人工大量） ③ GSG-17（表3）大量人工核素GSRPart.3表2② 適用于大量物料（固態物料） 差異：③ 天然：K-40免管;U或Th系列為1 Bq/g 2天然 ④ 注：量料核素按 1mSv/a 準則請景評審；對對表面污染的物料按GB18871中B2.2執行 3）表面污染

圖6中可看到不同標準之間除了“大同”還有“演變”，分析這些演變可加深對概念和原則的理解。IBSS（1996）中人工核素與天然核素豁免水平是合并（相同推導）給出的，而RS-G-1.7中是分開給出的，人工核素仍采用個人劑量 10μSv/a 推導的，但對天然核素則根據控制的可行性，依據UNSCEAR中統計的土壤中天然核素濃度世界范圍分布的上邊界來制定。這體現了正當性原則，因為如果環境土壤中的天然核素濃度都需要控制（不能豁免），那么農民種地都需要防護監管了，這是不可行和不合理的。因此根據可行性正當性原則，原始物料中天然核素濃度參考未受干擾土壤中天然核素濃度世界范圍分布的上邊界來制定（濃縮物、廢物等除外），不依據個人劑量 10μSv/a 推導。

從DS-161 到 SafetyGuide No. RS-G-1.7導則名稱和數值的變化列于表1。從表1中可以看出，IAEA在征求意見稿和正式發布稿中給出的天然核素豁免水平之間存在明顯差異，這種差異并不來自同一基礎的數學推導，而是在聽取了各種意見和考慮后作出的綜合結果，這就是體現了“利益相關者參與”的原則，也就是最優化原則的應用。

3結語

本文針對電離輻射監管范圍進行了梳理分析，重點闡述了豁免相關的標準現狀和演變，得出以下重要結論與建議：

（1）正當性和最優化原則是確定輻射防護監管范圍的基礎。正確理解和應用“排除、豁免、解控”三個基本概念，分清物料解控與場址開放以及

流出物排放的準則差異是重要的。

（2）我國現行相關標準和新近國際相關標準基本準則和主要水平相符，但存在某些不同，在使用和標準修訂時應予關注。

（3）標準只能給出通用準則、水平和方法，滿足一般情況使用。針對特殊情況，還需針對具體情況進行情景設計和計算推導以供審批。

參考文獻：

[1]ICRP.Scope of radiological protection control measures[R].ICRPPublication104.Ann ICRP，2007，37（5）：1-105.

[2] 中華人民共和國衛生部，國家環境保護總局，原中國核工業總公司．電離輻射防護與輻射源安全基本標準：GB18871—2002[S]．北京：中國標準出版社，2002.

[3］中國核工業集團公司．可免于輻射防護監管的物料中放射性核素活度濃度：GB 27742—2011[S]．北京：中國標準出版社，2012.

[4] 中國核工業集團公司.核設施的鋼鐵、鋁、鎳和銅再循環，再利用的清潔解控水平：GB/T17567—2009[S]．北京：中國標準出版社，2009.

[5] ．擬開放場址土壤中剩余放射性可接受水平規定：HJ53—2000[S]．北京：中國標準出版社，2000.

[6] 中國核工業集團公司．推導退役后場址土壤中放射性殘存物可接受活度濃度的照射情景、計算模式和參數：EJ/T1191—2005[S]．北京：中國標準出版社，2005.

[7]IAEA.Radiation protectionand safetyofradiationsources：International basic safety standards：GSR Part3[S].Vienna：IAEA，2014.

[8]IAEA.Aplication of the concepts of exclusion exemption and clearance：No.RSG—1.7[S]. Vienna： IAEA，2004.

Some concepts， standards and their evolution related to the regulatory scope of radiation protection

XIA Yihua， SONG Weijie，NIE Peng，YUAN Yang，XU Yao （China Institute of Atomic Energy，Beijing 102413）

Abstract：This article sort outs the three basic concepts related to the regulatory scope of radiation protection. The principles for delineating regulatory scope and some diffcult issues were analyzied. The evolution of domestic and international standards as well as potential diferences between them was also discussed. Preliminary suggestion on their applicability in the revision of China’s relevant standards in the next step was put forward.

Key words： ionizing radiation regulation ;exclusion ; exemption，clearance