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1、人类受天然辐射源照射的全世界年平均有效剂量（表1.8），宇生放射性核素对人体产生的年有效剂量，核能发电造成的有效剂量。
答：天然本底照射（天然辐射总计）：2.4 mSv宇宙射线年有效剂量：0.38 mSv；【外照射为主】初级宇宙射线（银河宇宙射线、太阳辐射）宇生放射性核素（次级宇宙射线）：0.01mSv，（其中，14C是12μSv）；陆地辐射原生放射性核素（即天然放射性核素）：【内照射为主，尤其吸入Rn氡气】外照射（总计）：0.46 mSv；（室内：0.41 mSv室外：0.07mSv）内照射（Rn除外）：0.23mSvRn及其子体：1.2mSv（室内：1.0 mSv，室外0.13 mSv）增加的天然辐射照射（额外的天然辐射-人类工业活动，尤其磷酸盐生产和矿砂加工）人工辐射源对公众的人均年有效剂量：医疗照射（X射线诊断）：0.4mSv大气层核试验（核武器爆炸实验）：0.005mSv切尔诺贝利核电站事故（核事故）：0.002mSv核能发电：0.0002mSv对职业人员的年平均有效剂量（职业照射）：0.6mSv2、熟悉什么是宇生或原生放射性核素，主要有哪些？天然辐射：包括来自大气层外的宇宙辐射和来自地壳物质中存在的天然放射性核素产生的陆地辐射。
原生放射性核素：自地球形成以来就存在于地壳中的天然放射性核素，如40K、238U 系、232Th系等。
宇生放射性核素：初级宇宙射线与大气层粒子相互作用产生的放射性核素，如3H、7Be、14C及22Na等。
3、重要的地球辐射系，地球辐射对人体的照射方式①重要的地球辐射系：原生放射性核素：自地球形成以来就存在于地壳中的放射性核素(40K、238U系、232Th系) 氡的辐射②地球辐射对人类的照射方式：外照射、内照射（主要照射方式，最主要的贡献者是氡）4、海拔效应，地磁纬度效应海拔效应：在同纬度地区，宇宙射线的剂量率随着海拔的升高而增加的现象地磁纬度效应：在赤道有最小的辐射强度和剂量率，而接近地磁两极处则最大。
天然本底辐射剂量天然本底辐射剂量目前我国多地检测到的人工辐射是10的“-7”次方即0.0000001到0.0000009微希沃特小时，相当于0.1微希沃特小时的10万分之一啦，公众暴露在这样的环境中，一年之内所接受的附加辐射剂量，仅相当于乘坐飞机飞行两千公里所受辐射剂量的千分之一。
这个新的人工辐射成份加到天然本底的辐射上后相当于由0.1变成了0.1000001到0.1000009之间的辐射量，当然就不会对环境和公众健康造成影响，不需要采取任何防护措施。
第一，“天然本底辐射剂量”可以认为是空气中的背景辐射。
获取天然本底值的具体方法是在无放射性污染的平坦地面选3～5个点做为测量点，将检测仪探头置于测量点上方距地面1m高处，测定放射性剂量当量率，每10秒读取测量值，即计数探头面积秒，取10次读取的平均值，然后取各测量点的平均值即为天然本底辐射值。
第二，我国大部分地区，天然本底辐射剂量是0.06~0.15微希沃特小时。
第三，我国多地检测到的人工辐射是指空气中的新增的如“碘131”等人工放射性核素，并且以气溶胶的形式存在于空气中，可吸入到人体中，它不会被“本底辐射”淹没，只会与“本底辐射”叠加。
“本底辐射”虽然是在空气中测到的，但它的辐射源存在于环境的象砖、木材、家具等各种有形材料中，不会游离在空气中，也不会被人体吸入。
2020年度深圳市生态环境状况公报文章属性•【制定机关】深圳市生态环境局•【公布日期】2021.06.01•【字号】•【施行日期】2021.06.01•【效力等级】地方规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】环境保护综合规定正文2020年度深圳市生态环境状况公报2020年，全市生态环境质量总体保持良好水平。
环境空气中二氧化硫、二氧化氮、可吸入颗粒物（PM10）和细颗粒物（PM2.5）年平均浓度均符合国家二级标准。
水环境质量总体改善；饮用水源水质良好，符合饮用水源水质要求；河流水质实现历史性突破；东部近岸海域海水水质保持为优，西部近岸海域海水水质保持稳定。
城市区域环境噪声处于一般（三级）水平。
辐射环境状况良好。
一、环境空气（一）环境空气质量。
全市环境空气质量指数（AQI）达到国家一级（优）和二级（良）的天数共355天，占全年监测有效天数（366天）的97.0%（见图1），比上年上升6.0个百分点；空气中首要污染物为臭氧（见图2）。
全年灰霾天数3天，比上年减少6天。
图1 2020年深圳市空气质量级别天数图2 2020年全市环境空气污染物单项指数分担率二氧化硫、二氧化氮、可吸入颗粒物（PM10）、细颗粒物（PM2.5）、一氧化碳日平均浓度和臭氧日最大8小时平均浓度达到二级标准天数比例分别为100%、100%、100%、100%、100%和97.0%。
全年二氧化硫平均浓度为6微克/立方米，同比上升1微克/立方米；二氧化氮平均浓度为23微克/立方米，同比下降2微克/立方米；可吸入颗粒物（PM10）平均浓度为35微克/立方米，同比下降7微克/立方米；细颗粒物（PM2.5）平均浓度为19微克/立方米，同比下降5微克/立方米；一氧化碳平均浓度为0.6毫克/立方米，与上年持平；臭氧评价浓度为126微克/立方米，同比下降30微克/立方米。
降水pH年平均值为5.45，同比下降0.03；酸雨频率为26.6%，同比下降2.3个百分点。
福建省环境天然贯穿辐射水平调查陈夏冠;朱耀明;张宁;黄盛怒;林辉明【期刊名称】《辐射防护》【年(卷),期】1991(11)4【摘要】本文报道了福建省环境天然贯穿辐射剂量水平调查的方法和结果。
全省以25×25 km 网格均匀布点,共布设网格点173个,各类加密点170个。
调查结果表明:(1)原野天然γ辐射剂量率按测点、面积和人口的加权均值分别为9.26、9.23和8.71×10^(-8)Gy·h^(-1);(2)道路天然γ辐射剂量率按点平均为10.64×10^(-8)Gy·h^(-1);(3)建筑物室内天然γ辐射剂量率按测点和人口的加权平均值分别为15.58和15.65×10^(-8)Gy·h^(-1);(4)宇宙射线电离成分所致空气吸收剂量率按测点和人口的加权平均值,室内分别为2.42和2.39×10^(-8)Gy·h^(-1),室外分别为3.03和2.99×10^(-8)Gy·h^(-1);(5)天然贯穿辐射剂量率(不包括中子成分)按测点和人口的加权平均值,室内分别为18.00和18.05×10^(-8)Gy·h^(-1),室外分别为12.29和11.70×10^(-8)Gy·h^(-1);(6)天然γ辐射、宇宙射线和天然贯穿辐射所致福建人均年有效剂量当量分别为0.84、0.22和1.06 mSv,全省集体年有效剂量当量分别为2.31、0.60和2.91×10^(-4)人·Sv。
调查中发现“鬼头山”天然γ辐射异常本底区。
该区(约2km^2)的原野天然γ辐射剂量率平均值约为40.94×10^(-8)Gy·h^(-1),是全省平均值的4.4倍。
【总页数】10页(P266-274)【关键词】天然贯穿辐射;天然γ辐射;宇宙射线【作者】陈夏冠;朱耀明;张宁;黄盛怒;林辉明【作者单位】福建省环境监测中心站【正文语种】中文【中图分类】X591.08【相关文献】1.四川省广元市环境天然贯穿辐射水平调查 [J], 郑雪斌;丛力;严松;杨正亮2.武夷山原始森林公园环境天然外照射贯穿辐射剂量水平调查研究 [J], 杜平广3.阿拉山口口岸地区环境天然贯穿辐射水平的调查 [J], 徐振华4.甘肃省环境天然贯穿辐射水平调查研究 [J], 刘纯亭;白书明;任秀英;赵国英;孙骞5.福建省环境天然贯穿辐射累积照射剂量水平的调查 [J], 杨孝桐;陈文瑛;赖苏克;陈秀云;杨文光因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
某医院CT室辐射环境监测及评价探讨作者：李晓恒王桂花秦欢来源：《科技视界》2016年第23期【摘要】目的：监测和评价某医院两台CT正常运行时对周围环境及公众的辐射影响。
方法：依据国家相关标准规定的限值及监测方法为评价标准和监测方法。
结果：开机状态时，两CT室周围X-γ辐射剂量率范围分别为93.3nGy/h～108.4nGy/h与82.3nGy/h～95.7nGy/h。
结论：开机状态时，该医院CT室外环境符合国家标准要求，公众可正常活动。
【关键词】CT；开机状态；监测；评价据联合国辐射效应科学委员会的统计，医用X 射线诊断已成为最大的人工辐射来源[1]。
放射医学具有X 射线曝光量大、历时长、防护难度高等特点，在其施行以达到满意医学诊疗目的的同时，需要有效的保障医学放射工作人员、接受医疗照射的受检者与患者及有关公众三类人员的身体健康与放射安全[2-3]。
因此，CT室的屏蔽设计与防护就显得格外重要。
本文就针对某医院CT室辐射环境监测结果进行评价与讨论。
1 项目简介2009年8月，该公司委托有资质的环评单位进行了CT等应用项目的环境影响评价，并于2011年9月通过环境保护部门的审批。
两CT室位于该医院门诊楼一层。
室内四周防护墙、天花板铅当量为5 mmPb。
防护门及铅玻璃均达到2 mmPb铅当量。
CT室均设有明显的电离辐射警告标志与工作状态指示灯。
2 验收标准2.1 《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》[4] （GB18871-2002）2.2 《医用X射线诊断放射防护要求》[5]（GBZ130-2013）第5.4款规定：在距机房屏蔽体外表面0.3m处，机房的辐射屏蔽防护，应满足下列要求（其检测方法及检测条件按7.2和附录B中B.6的要求）a）具有透视功能的X射线机在透视条件下检测时，周围剂量当量率控制目标值应不大于2.5μSv/h，X射线机连续出束时间应大于仪器响应时间。
2.3 环境天然放射性水平3 监测结果分析3.1 监测项目CT主要由X射线管和高压电源组成。
核辐射检测标准数值需根据检测的辐射类型来判断，具体如下： * 外照射放射性监测。
工作人员外照射剂量率超过40μSv/h时应停止工作，离开现场；公众所处环境天然本底辐射剂量率一般≤2.5毫希/年；人体一年可承受的最大辐射剂量为5000微希。
* 内照射放射性监测。
被放射性核素污染的食品中放射性核素浓度应低于国家限定的最大容许浓度。
需要注意的是，不同国家和地区可能存在差异，因此实际检测标准和数值可能有所不同。
如需获取详细信息，建议您咨询当地卫生部门或专业机构。
辐射空气吸收剂量率正常值范围辐射空气吸收剂量率正常值范围一、引言辐射空气吸收剂量率，是指单位质量空气中由于电离辐射产生的电离损失与空气质量的比值。
它是评价辐射水平的重要指标之一。
正常范围内的辐射空气吸收剂量率有助于了解环境中的辐射水平是否安全，也对人体健康的影响具有重要意义。
二、辐射空气吸收剂量率的评估1. 辐射来源：辐射空气吸收剂量率的正常范围需结合辐射来源进行评估。
常见的辐射来源包括天然辐射和人工辐射两大类。
天然辐射主要来自地壳、宇宙射线和食物，而人工辐射则来自医疗、工业、生活中的放射性物质等。
2. 测量方法：测定辐射空气吸收剂量率需要依托专业的辐射检测设备，例如个人剂量仪、环境γ辐射监测仪等。
测量时要注意准确、可靠，并且需经过专业机构或单位的认证。
3. 正常范围：辐射空气吸收剂量率的正常范围一般是指特定环境下的辐射水平。
根据国际上的相关标准和规定，不同场所对辐射的限值也各有不同。
4. 影响因素：影响辐射空气吸收剂量率的因素有很多，包括地理位置、气候、海拔、环境中的放射性物质含量等。
在评估正常范围时，这些因素也需要进行考虑。
三、辐射空气吸收剂量率的重要性1. 环境监测：通过对辐射空气吸收剂量率的评估，可以及时了解环境中的辐射水平，及时发现和解决可能存在的辐射污染问题，保障人民的健康和生命安全。
2. 辐射防护：了解辐射水平的正常范围，有利于做好辐射防护工作，正确使用个人防护装备，减少辐射对人体的危害。
3. 健康风险评估：辐射空气吸收剂量率正常范围的评估还有助于对辐射对人体健康的影响进行科学合理的评估，从而采取相应的预防和控制措施。
四、个人观点和理解辐射空气吸收剂量率，是一个涉及生命安全的重要指标。
它的正常范围不仅关乎环境的安全，也直接影响到人类的生存健康。
在日常生活和工作中，对辐射空气吸收剂量率的评估和监测至关重要。
辐射空气吸收剂量率的正常范围是一个科学的标准，它可以帮助我们了解环境中的辐射水平是否安全，对人体健康的影响具有重要意义。
中国的天然γ辐射剂量率水平【摘要】目的弄清中国天然γ辐射剂量率水平到底是多少。
方法用实际的数据资料分析和讨论各调查采用的仪器和方法的可靠性。
结果文献［1］在调查中使用的质量控制仪器(RSS-111)和方法与国际标准一致，是可行的；文献［2］在调查中使用的质量控制仪器(AEI)比国际标准偏低10%，扣除仪器对宇宙辐射响应的方法导致其结果明显的系统偏低。
结论文献［1］的结果较好地代表了中国天然γ辐射水平的实际情况。
室内空气吸收剂量率人口加权平均值为119.5 nGy．h-1，室外为80.3 nGy．h-1，道路为79.5 nGy．h-1，所致全国居民人均年有效剂量为684 μSv，集体年有效剂量为9.6×105人．Sv。
一、概况评价人类受天然辐射源照射的辐射剂量具有特别重大的意义，一贯倍受有关国际组织和许多国家的重视。
国内也十分重视这个问题。
国家卫生部自1978年组织酝酿全国本底调查的计划，于1984年基本完成全国天然γ辐射剂量率水平的调查工作，并相继发表了有关数据资料［1，3，4］。
本文作者针对中国的天然γ辐射水平明显高于当时联合国原子辐射效应科学委员会(UNSCEAR)报告书公布的世界平均值，也高于各国报告的水平这一事实，发表了《关于中国天然γ辐射水平的讨论》［5］，描述中国天然γ辐射水平的悬殊变化及其地理分布特点，与国际同类资料比较，重点讨论了调查使用的FD-71型闪烁辐射仪和中国天然γ辐射水平比国外偏高的原因。
本调查有RSS-111型高压电离室在全国约3 000个点上的测量数据作后盾［1，3-6］，我们至今对当年的调查数据是很有信心的。
随后，国家环保局也于1983～1990年期间完成了类似的调查工作［2，7］。
不幸的是两个调查结果之间存在明显的系统偏差，某些作者曾先后对二者差别进行过讨论或评述［7-10］，本文作者发表这篇文章的目的是为了进一步弄清我国天然γ辐射水平的实际情况。
二、有关天然γ辐射水平的比较表1分别为文献［1］和文献［2］调查的全国天然γ辐射剂量率数据，表中同时列出了UNSCEAR于1998年收集的54个国家和地区的数据，以及根据中国土壤中天然放射性核素的比活度［11］和UNSCEAR1998年收集的世界40个国家和地区土壤中天然放射性核素比活度及其在此资料中采用的“比活度～剂量率”转换系数(nGy*h-1/Bq*kg-1)计算的天然γ辐射剂量率。
由表1可见：(1)文献［1］实测的数据高于世界平均值，这与中国土壤中天然放射性核素的比活度(产生的剂量率)高于世界平均值是一致的；(2)文献［1］的室外天然γ辐射剂量率的实测值与土壤计算值相当一致，偏差约为2.9%，UNSCEAR的二者偏差约为1.7%，但文献［2］的实测值却比其计算值约偏低17.3%，而文献［2］土壤计算值与文献［1］的实测值又比较一致；(3)文献［2］的实测数据比文献［1］明显偏低，室内约偏低17.5%，室外约偏低22.5%，道路约偏低22.3%。
由文献［1］和文献［7］可知，不仅全国平均值二者存在明显的系统偏差，而且各省区市的室内、室外和道路的数据也无一不存在明显的系统偏差，说明二者偏差确实是系统性的。
表1 天然γ辐射剂量率人口加权平均值的比较(nGy·h-1)注：*不包括约1.2 nGy*h-1［12］的137Cs的贡献；**区域加权均值。
由文献［11］和UNSCEAR(1998)显示，人口加权均值略高于其他均值(高2%～5%)三、关于FD-71的讨论为了与国际标准接轨，在文献［1］的调查中专门引进了两台美制RSS-111型高压电离室作为质量控制仪器。
为了保持RSS-111的标准，采取了下列措施：(1)用226Ra γ源阴影屏蔽法刻度仪器；(2)建立长期稳定的环境参考点；(3)及时与新引进的RSS-111进行现场比对测量［13］(曾先后与北京核仪器厂、湖北医科院、北京放射医学研究所等单位新引进的同型号仪器比对)。
FD-71是文献［1］的现场调查采用的仪器，它对环境本底辐射的响应，它的读数修正公式，它的现场刻度，它的质量控制等，都是以RSS-111为标准的。
自80年代以来，发表过许多专门讨论FD-71用于天然γ辐射剂量率测量的文章［5，14-20］。
本文仅对FD-71再做一些必要的讨论。
1.FD-71对天然γ辐射的响应用226Ra γ源阴影屏蔽法刻度的FD-71，根据其能量响应曲线和典型环境γ辐射能谱，计算了它对天然γ辐射的响应系数，对40K为1.45，对232Th系为1.94，对238U系为2.31，对典型环境γ谱的响应系数为1.84。
对日本、美国、意大利的多个γ能谱计算的响应系数在1.80～2.02之间［5］。
在全国各省区市土壤中天然放射性核素比活度广泛变化的情况下［12］，计算的响应系数的范围值为1.82(北京)～2.08(广西)，全国算术平均值为1.94，1倍标准偏差为0.063(见表2)。
由于232Th系，40K和238U系对全国γ辐射剂量率的相对贡献分别为48%、31%和21%［12］，所以，加权平均的FD-71响应系数为1.87，因此，在实际应用中，平均响应系数取“2”，不会高估全国天然γ辐射剂量率水平，对某一个省区市的平均值一般也不会明显的高估。
根据与RSS-111广泛比较测量的结果，估计对单点测量由此带来的误差约在10%以内(95%置信度)［14，16］。
2.FD-71的读数修正公式由于FD-71的能响特性差，所以，它的读数如果不加修正，那么，在绝大多数情况下将不能代表实际的环境辐射水平。
经过与RSS-111的广泛比较测量研究，得出了它对天然γ辐射的响应系数，对宇宙辐射的响应系数及其自身本底辐射剂量率，得出了适用于FD-71的修正公式［14，16］。
许多作者对此修正公式进行过实际测量检验，除卫生系统以外，还有核工业系统和环保系统的一些作者，例如北京401所，北京三所、国营七一二矿、国营二七二厂、湖南环保所、武汉环保所等单位的作者，而且他们获得了较好的比对测量结果［5，17］(另见中国核学会辐射防护学会1983年10月杭州会议资料和1984年11月石家庄会议资料汇编)。
3.FD-71的现场刻度和比对测量作者曾经指出［14，16］，本方法只适用于环境本底测量，而且必须用较高级的环境监测仪器，并利用环境谱对FD-71进行现场刻度，这是更简便更切合实际的刻度方法。
为了得到较好的调查结果，以及使FD-71的调查数据容易解释，在全国调查期间，两台RSS-111先后到全国各省区市的一些典型地区对各地FD-71进行现场刻度，并使FD-71与RSS-111在各省区市进行广泛的现场比对测量，表2为比对测量的结果。
由表2可见，二者结果符合很好，说明FD-71仪器的测量结果与RSS-111基本是等效的。
由于天然γ辐射水平低，影响测量结果的因素多，所以，其他仪器与FD-71单点比对测量的数据之间有时出现较大偏差，甚至在多点比对测量时出现系统偏差，这都是可能的。
单点测量二者出现大偏差平时可以见到，但不能统统归结为是由于FD-71的能响特性造成的。
因为除了仪器的能响特性外，还有稳定性、重复性、直线性、角响应，以及更复杂的环境条件的影响等。
能响特性都较好的仪器之间，甚至同类仪器之间，比对测量结果之间仍会出现较大的偏差。
文献［21］表明，在一般环境点，8台高压电离室之间的最大偏差为30%；8台塑料闪烁仪之间的最大偏差为50%；6台G-M计数器之间为70%；全部比对测量仪器之间的最大差别达2.3倍。
在文献［22］中，同是FT-620型塑料闪烁仪，在6个地面环境点上比对测量，它们在每个点上的最大偏差分别为49%、41%、29%、36%、41%和34%。
FT-620和SG-102之间的最大偏差为65%。
因此，FD-71和其他类型的仪器之间有时出现大偏差也是可以理解的。
至于FD-71与其他仪器之间出现系统偏差问题［10］，不排除实验者对FD-71采用的刻度方法不符合修正公式本身的要求造成的。
FD-71的修正公式是在特定刻度条件下得到的，如果FD-71的刻度方法偏离了修正公式要求的条件，就必定会出现系统偏差。
四、文献［2］数据偏低的原因分析由前面的数据和分析表明，文献［1］的数据是可信的，既然文献［1］的数据没有偏高，那么就是文献［2］的数据系统偏低了。
文献［2］的数据为什么系统偏低，主要由两个原因引起的：一是文献［2］使用的质量控制仪器AEI对环境辐射的响应比RSS-111系统偏低；二是文献［2］从调查仪器读数中扣除对宇宙辐射响应的方法存在问题。
1.AEI对环境辐射的响应明显偏低文献［2］的质量控制仪器AEI对环境辐射的响应比国际标准仪器RSS-111系统偏低约10%，但对镭源γ辐射场的测量值二者仅相差1%［22］，这是文献［2］在调查期间内部仪器比对时得到的结果(表3)。
这一结果与欧洲共同体委托丹麦RISö国家实验所组织的一次环境剂量率仪的刻度检验中出现的情况是一致的［21］。
同样是一台非RSS-111型的高压电离室，在137Cs、60Co、226Raγ辐射场中，测量的结果与RSS-111基本一致，但在环境辐射场中，其测量结果就明显的低于RSS-111的结果(表3)。
表2 FD-71与RSS-111在全国现场测量结果的比较及FD-71响应系数的变化*注：*变异系数C.V.=σ/×100%，σ为标准偏差，为平均值；由于测量点的选择并非是完全随机性的，所以变异系数C.V.的值不一定反映该省区市天然γ辐射场变异的实际情况；比值=FD-71测量值/RSS-111测量值；比对测量总点数，室内为1039个，室外为936个，道路为750个；计算FD-71响应系数涉及的环境γ谱总数为1 848个，谱数最少的省区市为24个，最多的为208个AEI与德国技术物理研究所(PTB)的PTB-7201型闪烁剂量仪(塑料闪烁体)在北京、太原、西安3城市17个环境点上比对测量的结果表明，AEI比PTB-7201平均偏低13%［23］。
AEI对环境本底辐射的响应比RSS-111等国际次级标准仪器系统偏低是客观存在的事实，国内生产塑料闪烁仪的厂家也及时发现AEI比该厂引进的RSS-111系统偏低，并提出过他们今后生产塑料闪烁仪是以RSS-111为标准还是仍然以AEI为标准的问题，最终还是让以AEI为标准。
表3 文献［2］及欧共体环境辐射监测仪器比对测量结果摘录(nGy·h-1)*注：*表中数据引自文献［21，22］(剂量率的单位与原文不同；文献［21］取了6台RSS-111的平均值；比值=RSS-111/IGS/A8·5N11·5是本文作者计算的) 为什么AEI测量环境辐射的结果偏低，原因之一可能是由于AEI对宇宙辐射的响应偏低引起的。
