７．２．１ 适用于事故早期防护措施的干预剂量水平见表３。
（１）若事故后一周内的预期受照剂量有可能超过引进确定性效应的剂量阈值时，应采取一切有效的防护措施（包括撤离），以减少公众的受照剂量。若预期剂量低于此水平时，则主管部门可视具体情况根据干预的基本原则（见６．１条）经代价－利益分析后选取适当的防护措施。
（２）主管部门应对６．２．６条提到的特殊受照组成员在防护上给予特别的关注。
７．２．２ 适用于事故中期防护措施的干预剂量水平见表４。
（１）在事故中期，大量释放的放射性物质已沉降到地面，同时放射性物质还可能继续向大气释放，因而除早期已实施的防护措施外，还应考虑控制当地生产的食品的销售和消费，以及控制饮水的使用。为了避免长时间受到过高的剂量照射，可采取有计划、有控制的避迁措施，将一些人群组从高污染区转移到安全区。
（２）中期采取防护措施的主要目的是保护公众在事故后的头一年内不致受到过高剂量的照射。
７．２．３ 在事故晚期，干预水平的建立主要着眼于干预的正当化考虑，同时充分注意对公众成员的健康影响和公众的可接受性。
（１）晚期决策所面临的主要问题是，早、中期已采取的防护措施的地区是否可以及何时可以恢复正常生活，或为了公众安全还需要进一步采取何种其他防护措施，如地区去污、封锁该地区并实施避迁等。
（２）上述决策可运用最优化的方法，即对人员返回污染区后预期将受辐射危害的代价，与继续采取原防护措施的代价，或采取其他旨在进一步减少辐射危害的新措施所花的代价相比，进行代价－利益分析（参见图１），根据图１中健康危害代价与防护措施代价之和的合成曲线的最低处，即可找到最优化的个人当量剂量水平（Ｈ－ｏｐｔ）
（３）若Ｈ－ｏｐｔ相当的剂量水平仍比较高，其危险仍高于社会可能接受的水平，则不管代价大小也应采取补救措施，以进一步降低剂量，使之尽量降到Ｈｏｐｔ点相当的剂量水平以下。
表３ 事故早期采取某些防护措施的干预剂量水平
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干预剂量（ｍＳｖ或ｍＧｙ）
措 施 －－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
全 身ｂ 肺ｃ、甲状腺或其他
主要的单个器官
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
隐 蔽 ５－５０ｄ ５０－５００
服稳定性碘 － ５０－５００ｅ
撤 离 ５０－５００ ５００－５０００
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注：ａ 短时间（常指１周）中的预期剂量。
ｂ 在几个器官或组织受低剂量水平照射时，也应计算有效剂量，并与全身剂量比较。
ｃ 在高剂量α粒子照射肺的情况下，数值也适用于相对生物效应（ＲＢＥ）与吸收剂量（ｍＧｙ）的乘积，制定计划时，建议ＲＢＥ取１０。
ｄ 或有效剂量。
ｅ 仅用于甲状腺。
表４ 事故中期采取某些防护措施的干预剂量水平ａ
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头一年内累积的当量剂量（ｍＳｖ）
措 施 －－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
全 身 主要受照的单个器官
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
控制食物和水 ５－５０ｂ ５０－５００
避 迁 ５０－５００ 未预定
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注：ａ 对孕妇和特殊人群的防护应特别关注。
ｂ 或有效当量剂量。
图１．撤销防护措施的最佳剂量水平之确定（图略）
（４）若一个人群的个人当量剂量率最佳水平虽已低于早、中期采取防护措施时所依据的干预当量剂量率水平，但在允许公众返回污染区前，仍应降低残余污染。
８．导出干预水平
８．１ 作用
８．１．１ 发生事故后，监测得到的结果往往是环境辐射水平和污染水平。为了使监测结果能与干预水平直接进行比较，有必要根据干预剂量水平建立相应的导出干预水平。导出干预水平是干预剂量水平的等价表示量。
８．１．２ 由干预水平推算出导出干预水平与许多参数有关，而多数参数随环境及释放特点等有很大的变化，因而不可能建立普遍适用的导出干预水平。因此，本规范仅给出估算导出干预水平的一般原则和方法，并在附录Ｆ中具体举例说明如何应用这些方法在特定条件下估算有关核素和照射途径的导出干预水平。
８．１．３ 在事故最初阶段，导出干预水平的应用有较大局限性，因为此时有关释放物数量、组成及事故可能进展等方面的资料只能从运营单位获得，而有关外环境的监测结果还很难得到或即使得到亦为数很少，因此，防护决策将主要基于核电站的事故状态，以及对该状态的预测和当时当地的气象资料等。
８．１．４ 本规范给出的导出干预水平估算方法及其应用，只限于核动力堆事故时大量放射性物质向大气释放的情况。
８．２ 估算原则
８．２．１ 当确认或怀疑有放射性物质异常释放时，应进行监测以证实有无环境污染，并取得释放严重程度的信息。将环境污染的监测结果与导出干预水平直接进行比较，作出是否需要采取防护措施及在多大范围内实施干预行动的决策。如果某地区的环境辐射或污染水平达到了某一导出干预水平，则预示着该地区的照射将达到与之相应的干预剂量水平。
８．２．２ 对每一种环境物质和每一种照射途径都可根据干预剂量水平估算出相应的导出干预剂量水平，表５概括了一些较重要的导出干预水平量，表中同时列出了相应的照射途径和防护措施。
８．２．３ 导出干预水平也可用事故中释放的或预期要释放的放射性核素数量业计算，这在事故早期对判断厂外可能造成的辐射影响及进行防护决策具有一定的实际意义。但在事故时很难准确测
表５ 有用的导出干预水平量
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导 出 量 单 位 相应的照射途径 相应的防护措施
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外照射γ Ｓｖ／ｓ 烟羽和地面沉积 隐蔽，撤离，避迁
剂量率 物的γ外照射
３
空气中放射 Ｂｑ·ｓ／ｍ 烟羽吸入内照射 隐蔽，撤离，服稳定性碘
性核素的时 烟羽β外照射
间积分浓度 皮肤沉积物β外照射
２
放射性核素 Ｂｑ／ｍ 沉积物β、γ外照射 撤离，避迁
地面沉积量 再悬浮物吸入内照射 撤离，避迁
食物、牧草 Ｂｑ／ｋｇ 食物和饮水 限制生产和销售
或饮水中放 或Ｂｑ／Ｌ 摄入内照射
射性深度
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定放射性核素的释放量（通常是基于工厂的实际及事先的假设条件来预测这个释放量），因而以它表示的导出干预水平只能作为是否采取防护措施的较粗略的判定指标。只有在特定的核设施和事故条件下，用释放量表示的导出干预水平才较为可靠。
８．２．４ 为估算与环境监测结果有关的导出干预水平，需将环境污染物向人体转移中涉及的各种过程进行模式化处理。对表５中列出的各种干预水平，其模式化处理如图２所示（图２略）。
８．２．５ 由图２可见，许多因素可能影响环境物质中放射性核素水平与干预剂量水平之间的换算关系，即影响到剂量转换因子的估算。比较重要的影响因素有：
（１）受员的生活习惯和特征；
（２）摄入体内核素的代谢机制；
（３）环境污染物的化学和物理性状；
（４）农业实践和制备及加工方法等。
以上因素中尤以前面两项最为关键。个人生活习惯和特征包括年龄、呼吸率、食谱、饮食量、制备食品的方法和在室内的停留时间等。但要谨慎地选择这些参数，不管是用居民中的平均个人还是比较极端的个人（如关键居民组）作为考虑对象。
８．２．６ 代谢和剂量学模式是计算导出干预水平的核心。在许多情况下，当假定全体居民接受同样水平的外照射时，其外照射剂量随年龄的变化可不予考虑。但放射性核素所致的内照射剂量与图２对单个核素建立的导出干预水平需要进行的模式化过程受照者的年龄关系较大，因而在计算与内照射途径有关的导出干预水平时，应当考虑它们与个体年龄之间的关系。原则上可以把导出干预水平作为年龄的连续函数计算。但是，考虑到计算导出干预水平的其他不确定度也较大和应用方便，本规范只对以下三个年龄组作了导出干预水平的计算：
（１）幼儿组（０－６岁）；
（２）少儿组（７－１７岁）；
（３）成人组（≥１８岁）；
８．２．７ 本规范主要考虑的是一些核设施事故性释放物中具有重要意义的放射性核素（见表６），其放射性半衰期和衰变常数见表７，针对这些核素分别估算早期和中期的各种导出干预水平。
表６ 对核设施事故可能具有重要意义的放射性核素
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对反应堆事故有 对核燃料后处理厂事
重要意义的核素 故有重要意义的核素
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Ｋｒ－８５ｍ Ｓｒ－８９
Ｋｒ－８５ Ｓｒ－９０
Ｋｒ－８８ Ｉ－１３１
Ｓｒ－８９ Ｒｕ－１０３
Ｚｒ－９５ Ｒｕ－１０６
Ｒｕ－１０３ Ｃｓ－１３４
Ｒｕ－１０６ Ｃｓ－１３７
Ｔｅ－１３２ Ｃｓ－１４４
Ｉ－１３１ Ｐｕ－２３８
Ｉ－１３２ Ｐｕ－２３９
Ｉ－１３３ Ｐｕ－２４０
Ｉ－１３５ Ｐｕ－２４１
Ｘｅ－１３３ Ａｍ－２４１
Ｘｅ－１３５ Ｃｍ－２４２
Ｃｓ－１３４ Ｃｍ－２４４
Ｃｓ－１３７
Ｂａ－１４０
Ｌａ－１４０
Ｃｅ－１４４
Ｎｐ－２３９
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９．导出干预水平的计算方法
９．１ 一般关系式
对于某种防护措施，在单个放射性核素和单一照射途径的情况下，其导出干预水平（以下简作ＤＩＬ）与干预剂量水平（以下简作ＩＬ）间关系的一般表示式为：
ＤＩＬ＝ＩＬ／ＤＣＦ
式中ＤＩＬ为有关环境物质中的导出干预水平；
表７ 被分析核索的放射性半衰期和衰变常数
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衰 变 常 数
核索 半衰期 －－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
－1 －1 －1
（ｓ ） （d ） （a ）
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Kr－85 10.7 a 2.05 E－9 1.77 E－4 6.47 E－2
Kr－85m 4.48 h 4.30 E－5 3.71 1.36 E＋3
Kr－87 1.27 h 1.52 E－4 1.31 E＋1 4.78 E＋3
Kr－88 2.84 h 6.78 E－5 5.86 2.14 E＋3
Sr－89 50.5 d 1.59 E－7 1.37 E－2 5.01
Sr－90 29.1 a 7.54 E－10 6.53 E－5 2.38 E－2
Zr－95 64 d 1.25 E－7 1.08 E－2 3.96
Nb－95 35.2 d 2.28 E－7 1.97 E－2 7.20
Ru－103 39.3 d 2.04 E－7 1.76 E－2 6.45
Ru－106 368 d 2.18 E－8 1.88 E－3 6.88 E－1
Te－132 3.26 d 2.46 E－6 2.13 E－1 7.77 E＋1
I－131 8.04 d 9.98 E－7 8.62 E＋2 3.15 E＋1
I－132 2.3 d 8.37 E－5 7.23 2.64 E＋3
I－133 20.8 h 9.26 E－6 8.00 E－1 2.92 E＋2
I－135 6.61 h 2.91 E－5 2.52 9.19 E＋2
XE－133 5.25 h 1.53 E－6 1.32 E－1 4.83 E＋1
Xe－135 9.09 d 2.12 E－5 1.83 6.68 E＋2
Cｓ－134 2.06 h 1.07 E－8 9.22 E－4 3.36 E－1
Cｓ－137 30.0 a 7.32 E－10 6.33 E－5 2.31 E－2
Ba－140 12.7 a 6.30 E－7 5.46 E－2 1.99 E＋1
La－140 1.68 d 4.78 E－6 4.13 E－1 1.51 E＋2
Ce－144 285 d 2.82 E－8 2.43 E－3 8.91 E－1
NP－239 2.36 d 3.40 E－6 2.94 E－1 1.08 E＋2
Pu－238 87.7 d 2.50 E－10 2.17 E－5 7.90 E－3
Pu－239 24100 a 9.13 E－13 7.88 E－8 2.88 E－5
Pu－240 6540 a 3.36 E－12 2.90 E－7 1.06 E－2
Pu－241 14.4 a 1.53 E－9 1.32 E－4 4.81 E－2
Am－241 432 a 5.08 E－11 4.40 E－6 1.60 E－3
Cm－242 163 a 4.93 E－8 4.25 E－3 1.56
Cm－244 18.1 a 1.21 E－9 1.05 E－5 3.83 E－2
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