ICS27.120 CCSF74 中华人民共和国国家标准 GB/T15847—2025 代替GB/T15847—1995 核临界事故剂量测定 Dosimetryfornuclearcriticalityaccidents 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前 言 本文件按照GB/T1.1—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/T15847—1995《核临界事故剂量测定》,与GB/T15847—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/T15847—1995; ———本次为第一次修订。 ⅠGB/T15847—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/T4960.5 核科学技术术语 第5部分:辐射防护与辐射源安全 GB/T15146.9 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 GB18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 GB/T28236 染色体畸变估算生物剂量方法 GB/T46475 急性照射加权吸收剂量估算方法 3 术语和定义 GB/T4960.5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。 1GB/T15847—2025 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0.1Gy~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/T15146.9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/T28236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 2GB/T15847—2025 织)的剂量估算值。 9.3 遭受大剂量急性照射人员,应按照GB/T46475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GB18871规定的工作人员剂量限值50mSv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1Gy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。 3GB/T15847—2025 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0.5Gy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0.1Gy(含)~0.5Gy(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0.1Gy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