GB/T 15847-2025 核临界事故剂量测定

　　ICS 27. 120 CCS F 74

　　中 华 人 民 共 和 国 国 家 标 准

　　GB/T 15847—2025代替 GB/T 15847—1995

　　核临界事故剂量测定

　　Dosimetryfornuclearcriticality accidents

　　2025-10-31发布 2026-05-01实施

　　国家市场监督管理总局国家标准化管理委员会

　　

　　发

　　

　　布

　　GB/T 15847—2025

　　前 言

　　本文件按照 GB/T 1. 1—2020《标准化工作导则 第 1部分 :标准化文件的结构和起草规则》的规定起草 。

　　本文件代替 GB/T 15847—1995《核临界事故剂量测定》, 与 GB/T 15847—1995相比 , 除结构调整和编辑性改动外 ,主要技术变化如下 :

　　— 更改了范围(见第 1 章 ,1995年版的第 1 章) ;

　　— 删除了术语 “剂量测定系统 ”(见 1995年版的第 3 章) ;

　　— 增加了核临界事故剂量测定的记录要求(见 4. 6) ;

　　— 删除了“剂量测定系统 ”及其设置要求(见 1995年版的 4. 1、4. 2、4. 2. 1、4. 2. 2、4. 2. 3、4. 2. 5、5. 1、第6章) ;

　　— 删除了“程序”“措施 ”相关要求(见 1995年版的 4. 2. 4、5. 4) ;

　　— 增加了 “个人剂量计测定”“场所剂量仪测定”“生物剂量测定”“裂变次数估算 ”和 “剂量综合评估 ”要求(见第 5 章 ~第 9章) 。

　　请注意本文件的某些内容可能涉及专利 。本文件的发布机构不承担识别专利的责任 。

　　本文件由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC58)提出并归 口 。

　　本文件起草单位 :核工业标准化研究所 、中国辐射防护研究院 、国电投核能有限公司 、中国原子能科学研究院 、中国核电工程 有 限 公 司 、清 华 大 学 、中 核 浙 能 能 源 有 限 公 司 、中 核 核 电 运 行 管 理 有 限 公 司 、中国核动力研究设计院 、中核第七研究设计院有限公司 、中广核研究院有限公司 。

　　本文件主要起 草 人 : 于 浩 洋 、刘 立 坡 、董 芳 芳 、王 鑫 宇 、卞 逢 源 、曹 勤 剑 、唐 智 辉 、冯 梅 、李 建 伟 、许礼伦 、夏益华 、姚 永 刚 、刘 锋 、宋 卫 杰 、于 淼 、胡 小 利 、邱 睿 、张 伟 华 、刘 强 、杨 云 斐 、刘 旭 升 、彭 永 军 、漆明森 、马强 、罗勇 。

　　本文件及其所代替标准的历次版本发布情况为 :

　　— 1995年首次发布为 GB/T 15847—1995;

　　— 本次为第一次修订 。

　　Ⅰ

　　GB/T 15847—2025

　　核临界事故剂量测定

　　1 范围

　　本文件规定了核临界事故剂量测定的基本要求 ,基于个人剂量计 、场所剂量仪的测定要求 ,生物剂量的测定要求 ,裂变次数的估算要求 , 以及剂量综合评估的要求 。

　　本文件适用于反应堆外操作 、处理或贮存易裂变材料场所或设施的核临界事故导致人员所受到外照射剂量的测定 。

　　2 规范性引用文件

　　下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款 。其中 , 注 日期的引用文件 ,仅该日期对应的版本适用于本文件 ;不注日期的引用文件 ,其最新版本(包括所有的修改单) 适用于本文件 。

　　GB/T 4960. 5 核科学技术术语 第 5部分 :辐射防护与辐射源安全

　　GB/T 15146. 9 反应堆外易裂变材料的核临界安全 核临界事故探测与报警系统的性能及检验要求

　　GB 18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准

　　GB/T 28236 染色体畸变估算生物剂量方法

　　GB/T 46475 急性照射加权吸收剂量估算方法

　　3 术语和定义

　　GB/T 4960. 5 界定的术语和定义适用于本文件 。

　　4 基本要求

　　4. 1 在临界事故发生后 ,应利用一切资源 ,确保最大程度准确估定人员受到的吸收剂量 。 核临界事故剂量测定能为受照人员分类 、紧急医学处理 、减轻人员伤害提供技术支持 。

　　4.2 核临界事故剂量测量和评估的方法包括 :

　　a) 个人剂量计测量个人剂量 ;

　　b) 场所剂量仪估算个人剂量 ;

　　c) 生物剂量估算个人剂量 ;

　　d) 裂变次数估算个人剂量 。

　　4.3 核临界事故剂量测量和评估可基于模型 、已知几何效应和目击者报告等信息进行综合分析 。

　　4.4 个人剂量计和场所剂量仪测定方法用于快速获取个人剂量数据 ,生物剂量测定方法和裂变次数估算用于获得补充的剂量数据 。

　　4.5 应确保个人剂量计和场所剂量仪免遭放射性污染 。

　　4.6 应详细记录测量条件 、刻度方法 ,保存好原始资料 ,尤其是关键条件应有明确记载 , 为以后重复测量和修正提供真实可靠的依据 。

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　　4.7 核临界事故剂量测定相关补充信息见附录 A。

　　5 个人剂量计测定

　　5. 1 γ 和中子剂量计的响应范围应至少覆盖 0. 1 Gy~ 10Gy。个人 γ剂量计主要为热释光剂量计 。个人中子剂量计可选择主动式个人中子剂量计 、固体径迹中子剂量计或热释光中子剂量计 。

　　5.2 除 5. 1外 ,个人剂量的测定还可采用以下几种方法 :

　　a) 采用活化箔组成的特殊中子剂量计 ,根据箔活化程度 、中子能谱 、转化因子以及人员受照方位估算中子吸收剂量 ;

　　b) 在事故后通过从受照人体或其佩戴物以及事故现场环境材料中获取剂量信息进行个人 γ剂量测量 ,如利用牙齿 、指甲等的辐射热释光现象 ;骨 、牙齿 、棉织物纤维素 、有机纽扣的电子自旋共振波谱信号 ;

　　c) 在事故后通过从受照人体或其佩戴物以及事故现场环境材料中获取剂量信息进行个人中子剂量测量 ,如金 、铜 、铝和铁等金属元素的中子活化放射性活度 。

　　6 场所剂量仪测定

　　6. 1 场所剂量仪包括区域 γ辐射监测仪 、区域中子辐射监测仪 ,应保证对于在操作区任何位置发生的最小核临界事故都能获得可测量的响应 ,并定期进行维护 ,设置的场所与核临界事故可能发生点之间的屏蔽和障碍物应越少越好 ;核临界报警装置也可提供辅助信息 ,应满足 GB/T 15146. 9要求 。

　　6.2 核临界事故后 ,便携式 γ剂量仪和便携式中子剂量仪可提供场所 γ 和中子剂量率 。

　　6.3 可根据事故现场获取的环境材料获得场所 γ 和中子剂量信息 。

　　7 生物剂量测定

　　7. 1 生物剂量测定是指利用生物材料检测并尽可能定量辐射剂量的方法 ,包括受照者人体直接测量或从身上采集样本(如毛发和血液)的测量 ,样品应特异性强 、灵敏度高 、个体间差异小和取材方便 。

　　7.2 染色体畸变可作为生物剂量计 。在事故情况下 ,取受照者的血液 ,进行培养 、制片及畸变分析 ,并根据染色体畸变率估算人员受照剂量 ,详细测量方法按 GB/T 28236执行 。

　　7.3 受照者体内血液感生放射性测量 ,可估算人体的平均剂量和受照方位 ,包括全身测量24Na,血液 、头发和尿中测量24Na,头发和指甲中测量35S及32P等 。

　　8 裂变次数估算

　　8. 1 裂变次数可基于场所剂量仪读数实时估算和基于历史临界事故裂变次数与实验经验保守估算 。

　　8.2 根据事故后估算 的 临 界 事 故 裂 变 次 数 , 给 出 事 故 释 放 源 项 , 结 合 工 作 人 员 在 事 故 场 所 的 居 留 情况 ,估算个人受照剂量 。

　　9 剂量综合评估

　　9. 1 基于第 5 章 ~ 第 8 章的剂量测定结果 ,对受照者总剂量作出综合评估 ,并区分出显著的受照者 。受照者分类见 A. 1。

　　9.2 对于不均匀照射 ,应注意单个或几个器官(或组织) 是否受到大剂量照射 ,应给出这些器官(或组

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　　织)的剂量估算值 。

　　9.3 遭受大剂量急性照射人员 ,应按照 GB/T 46475估算相对生物学效能(RBE)加权吸收剂量 。

　　9.4 物理剂量估算的结果应与生物剂量结果 、临床指征判断等综合分析 ,最终确定较为准确的剂量 。

　　9.5 对 GB 18871规定的工作人员剂量限值 50 mSv 以下的事故受照者 ,一般不逐人估计剂量 ,可直接用仪表(如个人剂量计)读数表示当量剂量和有效剂量 。

　　9.6 对受照剂量在剂量限值以上到 1 Gy的工作人员 ,不应过度追求准确度 ;但从评价受照者是否还能继续放射工作以及累积剂量-效应关系上考虑 ,则应给出较可靠的剂量学参数 ,其中包括器官(或组织)的当量剂量 、有效剂量 ,还应给出躯干内的剂量分布 。

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　　附 录 A

　　(资料性)

　　核临界事故剂量测定相关补充信息

　　A. 1 快速分类技术

　　发生临界事故时 ,首先要考虑的是对个人造成的任何直接身体伤害 ,但辐射造成的身体伤害往往无法直接观察到 。 因此 ,需要一种技术来确定一个人是否因辐射而需要立即就医 、是否需要就医但不需要立即就医 、是否已经受到辐射但不需要就医 。

　　医疗从业人员通常会对受照人员进行对症治疗 , 即根据可观察到的生物反应 ,如催吐(呕吐)时间和淋巴细胞耗竭动力学 。 由于这些反应可能在几天内都无法真实反映出受照水平 , 因此最好根据可立即得出结果的现场技术来估算受照水平 。最受欢迎的两种技术包括 :

　　a) 使用铟箔 ,铟箔具有高中子截面 ,并伴有光子和 β辐射 ,很容易通过典型的现场监测仪器(如盖革-米勒计数器)检测到 ;

　　b) 通过将监测仪器放在腹部检测全身的 Na活性 。

　　宜将受照人员分为三类 :

　　a) 需要立即治疗的人群(一般在 0. 5 Gy以上) ;

　　b) 需要进一步剂量分析和可能的医疗救治的人群[一般在 0. 1 Gy(含) ~0. 5 Gy(含)] ;

　　c) 除非出现进一步症状否则不需要医疗救治的人群(一般在 0. 1 Gy以下) 。 A.2 角响应

　　在发生临界事故时 ,剂量计的方向可能与中子源成非正交角度 ,从而导致佩戴者身体产生不同程度的吸收和散射 。任何考虑到这些影响的剂量测定都可能低估实际剂量 。角响应校正能用于确定保守剂量或剂量上限 。照射角度也会影响吸收剂量 ,需要在剂量计算中加以考虑 。对事故进行重建有助于确定相对于人员头部方向的照射角度 。彻底的访谈和模拟对于确定方向性响应的适当修正非常有用 。

　　A.3 局部照射

　　在一些临界事故中 ,受照人员只有部分身体受到严重照射 。如果临界事故剂量计位于身体的屏蔽部分 ,则很可能会低估剂量 。有些剂量计使用无屏蔽的活化箔(例如无屏蔽的铟) , 以便对剂量计和可能受到较高照射的人员进行快速分类 。然而 , 由于部分身体照射情况下的剂量计可能被屏蔽 ,而身体其他部位受到的辐射水平远高于剂量计上显示的水平 , 因此快速分类法可能无法识别受到重大剂量照射的人员 。与快速分类方法结合使用的人员访谈技术能帮助确定是否发生了局部照射 。重新构建临界事故细节对于正确评估全身或局部照射至关重要 。

　　快速分类技术有时依赖于对体内活化钠的直接测量 。体内的钠会迅速通过循环系统重新分布 ,几分钟内活化钠就会相当均匀地分布到全身 。 当发生局部照射时 , 这种快速重新分布会导致确定的 “平均 ”剂量低得多 ,并可能误导对个人的初步医疗响应 。快速分类技术可能会低估身体局部照射的剂量严重程度 。

　　去除和测量身体多个部位的毛发是评估是否发生局部照射的绝佳方法 。 头发中含有硫 ,在中子场中受到照射后会被激活 。活化后的头发在照射后的几周内都可测量到 。

　　A.4 生物剂量测定

　　对天然钠模型进行均 匀 的 全 身 照 射 和 对 毛 发 样 本 进 行 活 化 , 已 证 明 能 提 供 相 当 准 确 的 中 子 剂 量

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　　测定 。

　　初步的剂量测定能通过使用体内全身计数技术活化钠(24Na)进行 。全身计数技术还能由临界剂量计进行的部分剂量测定确认 。快速分类技术旨在对外照射的个人进行排序 ; 然而 ,使用便携式探测器(如盖革-米勒探测器)进行全身测量的结果也能提供非常初步的全身剂量测定 。体内全身测量技术能用于确定主要来自约 1 MeV 以 下 中 子 能 量 的 剂 量 。 它 也 有 助 于 验 证 已 经 或 可 能 需 要 进 行 的 剂 量 确定 , 以确定方向校正 。该技术对低放射性活度非常敏感 ,但需要在照射后的前几天内使用 。体内测量技术将低估局部照射的剂量 。这些方法宜用作识别大多数照射人员的快速分类技术 。

　　血液学和血液化学(如血清淀粉酶活性)能作为照射指标 ,并用于确定临界事故的剂量 。

　　外周血淋巴细胞中的双着丝粒畸变被认为相对特异于辐射 ,仅有少数几种化学物质已知会干扰该检测 。外周血淋巴细胞中双中心染色体的本底水平较低 , 因此对辐射损伤的敏感度相对较高 ,全身剂量检测阈值为 0. 1 Gy~0. 2 Gy。对受照射血液样本进行双着丝粒测量的不同程序间比对表明 ,剂量范围为 0. 75 Gy~ 5 Gy时 ,剂量估算的误差范围为 10% ~ 20% 。对于超过 5 Gy的剂量测定 ,可能需要考虑其他方法 ,例如测量刺激淋巴细胞中的环状染色体 。 细胞遗传剂量测定被视为核临界剂量测定的一个方面 。细胞遗传剂量测定一般事先安排作为剂量测定方法的一部分 。

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