电离辐射应用的防护与安全.docx

电离辐射应用的防护与安全.docx

《电离辐射应用的防护与安全.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《电离辐射应用的防护与安全.docx（20页珍藏版）》请在冰点文库上搜索。

电离辐射应用的防护与安全

放射工作人员所受职业照射的防护

工作场所周围环境及相关公众的防护

受检者与患者所受医疗照射的防护

（医疗诊疗）

α粒子与物质的相互作用

β粒子与物质的相互作用

β衰变β-衰变

　　β衰变β+衰变

　　β衰变电子俘获

与物质的相互作用

中子与物质的相互作用

在实际工作中,大多数情况遇到的是快中子,快中子与轻物质发生弹性散射时,损失的能量要比与重物质作用时多得多,例如,当快中子与氢核碰撞时,交给反冲质子的能量可以达到中子能量的一半.因此含氢多的物质,像水和石蜡等均是屏蔽中子的最好材料。

辐射对人体的照射方式有外照射和照射两种。

外照射是体外辐射源对人体的照射；

照射是进入体的放射性核素作为对人体的照射。

由于两种照射防护的基本思路是不同的，因而所采取的防护措施与方法也是不同的。

外照射防护三要素：

时间、距离、屏蔽

时间防护

累积剂量与受照时间成正比

措施：

做好预试验，减少受照时间

距离防护

　剂量率与距离的平方成反比（点源）

措施：

远距离操作；

屏蔽防护

　措施：

设置屏蔽体

屏蔽材料和厚度的选择：

辐射源的类型、射线能量、活度

根据辐射源的辐射特性来选择；

屏蔽快中子：

一般选取含氢的材料；

屏蔽γ射线：

尽可能选取含重元素的材料；

屏蔽高能电子：

靠近辐射源处选用含轻元素高的材料，在含轻元素材料之后用含重元素高的材料。

正在探索辐射在细胞、DNA线度上的能量沉积过程，以至于最终与DNA损伤相联系。

方法包括微剂量学、MonteCarlo模拟（数学+物理学+计算机+辐射化学+辐射生物学），仅有初步结果。

确定性效应：

是指辐射效应的严重程度取决于所受剂量的大小。

当超过某一特定确定性效应的阈值后，病理改变的严重程度随剂量增加而增加的效应。

确定性效应（受到照射一定会发生，有阈值）：

基本明确。

已能利用血液学、染色体畸变分析及物理技术，给出合理、可靠的判断。

随机性效应stochasticeffect

其发生的几率（而非其严重程度）与剂量的大小有关的辐射效应。

假定这种效应发生的几率正比于剂量，且在辐射防护感兴趣的低剂量围不存在剂量的阈值。

辐射实践的正当化

对于一项实践，只有在考虑了社会、经济和其它有关因素之后，其对受照个人或社会所带来的利益足以弥补其可能引起的辐射危害时，该项实践才是正当的

实践的利益>付出的代价

辐射防护与安全的最优化

对于来自一项实践中的任一特定源的照射，应使防护与安全最优化，使得在考虑了经济和社会因素之后，个人受照剂量的大小、受照射的人数以及受照射的可能性均保持在可合理达到的尽量低水平；这种最优化应以该源所致个人剂量和潜在照射危险分别低于剂量约束和潜在照射危险约束为前提条件。

辐射实践的正当化

对于一项实践，只有在考虑了社会、经济和其它有关因素之后，其对受照个人或社会所带来的利益足以弥补其可能引起的辐射危害时，该项实践才是正当的

实践的利益>付出的代价

辐射防护与安全的最优化

对于来自一项实践中的任一特定源的照射，应使防护与安全最优化，使得在考虑了经济和社会因素之后，个人受照剂量的大小、受照射的人数以及受照射的可能性均保持在可合理达到的尽量低水平；这种最优化应以该源所致个人剂量和潜在照射危险分别低于剂量约束和潜在照射危险约束为前提条件。

剂量限值

依据

《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》

（GB-18871-2002）

《放射性同位素与射线装置安全与防护条例》国务院449号令

放射工作人员和公众剂量限值

受照群体照射条件剂量限值*

放射工作人员全身连续五年平均（但不可作任何追溯性平均）不超过20mSv；其中任何一年可达50mSv

眼晶体0.15Sv·a-1

其他单个器官或组织0.5Sv·a-1

计划的特殊照射一次0.1Sv·a-1,一生0.25Sv·a-1

育龄妇女按均匀月剂量率控制。

已知怀孕，还应保证年有效剂量当量低于15mSv.

一般公众全身1mSv；连续5年年平均剂量不超过1mSv，某单一年份的有效剂量可提高到5mSv

皮肤、眼晶体50mSv·a-1

在一年时间，放射工作人员既受到外照射又受到照射

时，应满足式

（1）和器官或组织的年剂量当量限值的规定。

铀矿冶工作人员的年有效剂量当量限值为50mSv。

眼晶体的年剂量限值为150mSv，手的年剂量限值为500mSv。

氡子体的α潜能年摄人量应小于0.02J（5WLM）。

铀系长寿命α气溶胶的年摄人量应小于1.7kBq。

为防止铀的化学毒性，工作人员对铀矿石浓缩物的周摄入量限值为9.6mg铀或240Bq。

核电站职业性辐射工作人员年有效剂量限值、单个组织或器官剂量限值同一般放射工作人员。

在正常运行条件下，核电站全体职业性辐射工作人员每年人均有效剂量当量应控制在5mSv（0.5rem）以下。

如果由于计划进行某种特殊操作，有可能使得年人均有效剂量当量超过该目标值时，应做代价与利益的分析。

反应堆退役工作人员年人均有效剂量当量目标值应控制在10mSv（1rem）以下。

受照剂量可按季度控制，当有可能超过季度剂量时，连续两个季度的受照剂量必须小于年限值的1/2。

放射工作人员导出限值参照GB8703-88“辐射防护规定”中附录E1a～E1g。

公众照射的次级限值取ALI值的五十分之一，某些年份允许取ALI值的十分之一。

当关键组包括婴儿或儿童时，原则上应根据器官大小和代谢方面与成人的差异估计应取的ALI值的份额，在缺乏有关资料时可取ALI值的百分之一。

表面污染

表放射性物质表面污染控制水平

表面类型α放射性物质β放射性物质

极毒性其它

工作台，设备，墙壁，地面控制区、监督区44×104×10

非限制区4×10-144

工作服，手套，工作鞋控制区、监督区4×10-14×10-14

非限制区4×10-24×10-24×10-1

手、皮肤、衣、工作袜4×10-24×10-24×10-1

低水平液态放射性废弃物的豁免

1/每个法人单位，每月排放到下水道系统的总活度不超过年摄入量限值中的最小值（ALI）；单次排放活度既不超过0.1ALI，也不超过10MBq。

2.在液体废弃物中含有多种放射性核素时，应按下式控制：

每月排放的活度必须满足:

（4）

单次排放的活度不超过10MBq，又必须满足：

（5）

机房要保持良好的通风，无机械通风装置的机房，应注意加强自然通风。

机房门外要安设工作指示灯。

各使用单位要因地制宜采用防护厚度为0.5毫米铅当量的各种摄影防护设施，如屏蔽室等。

各使用单位应根据需要，对每台X线机配备适量的各种辅助防护用品，如铅当量为0.25毫米的铅橡胶手套、铅橡胶围裙、铅坐椅等，并注意配备可供被检者使用的各种防护用品，供胃肠及其它特殊检查使用的铅橡胶手套应有较大铅当量。

介入放射学目前是辐射防护领域辐射剂量较高的行业，操作中工作人员、患者受照剂量高，某些操作造成工作人员、患者的损伤。

介入诊疗的辐射损伤：

皮肤：

红斑，甚至溃疡、坏死。

眼球晶体：

眼晶体混浊，重者能造成放射性白障。

致癌和遗传效应

辐射的血液学改变：

染色体畸变率、微核细胞率增高。

白细胞总数、血小板计数低于正常，淋巴细胞比值高于正常；红细胞降低。

治疗室符合“辐射防护防护标准”要求。

有用线束直接投照的防护墙按初级辐射屏蔽要求设计，其余墙壁按次级辐射屏蔽要求设计。

超过10MeV的加速器，屏蔽设计应考虑中子辐射防护。

治疗室和控制室之间必须安装监视和对讲设备。

入口处必须设置防护门和迷路。

防护门必须与加速器联锁。

治疗室外醒目处安装辐照指示灯及辐射危险标志。

治疗室通风换气次应达到每小时3～4次。

治疗室与控制室分开，面积应不小于30m2X3.5m。

治疗室建筑必须有足够屏蔽厚度。

防护墙开孔和穿线管的部位应屏蔽；防护门应能有效屏蔽散射线。

治疗室的入口必须采用迷路形式，门口必须安装指示灯。

必须设有防护门与治疗放射源的连锁装置。

治疗室与控制室之间应设监视或对讲装置。

。

治疗室应有良好的通风。

治疗室墙壁及防护门的屏蔽厚度应符合防护最优化的原则，确保工作人员及公众的受照剂量符合限值要求。

入口必须采用迷路设计。

使用面积应不小于20m2。

设置门机联锁并在治疗室门上安装声、光报警器。

设置使放射源迅速返回贮源器的应急开关与放射源监测器。

在控制室与治疗室之间应设观察窗（或监视器）与对讲机。

表1临床核医学工作场所分级

分级权重活度2），MBq

Ⅰ>50000

Ⅱ50～50000

Ⅲ<50

核医学常用放射性核素的毒性权重系数:

100,1,0.01

核医学工作场所分区：

分区年可能受照剂量举例

控制区可能超过年个人限值的3/10制备、分装放射性药物的操作室给药室、治疗病人的床位区等

监督区不超过年个人限值的3/10标记实验室、显像室、诊断病人的床位区、放射性贮存区、放射性废物贮存区

使用治疗量γ放射性药物的区域应划为控制区。

用药后病人床边1.5m处或单人病房应划为临床控制区。

控制区入口处应有放射性标志，除医护人员外，其他无关人员不得入，病人也不应该随便离开该区。

排气口应高于附近50m围建筑物屋脊3m，并设备有活性炭过滤装置或其他专用过滤装置，排出空气浓度不应超过有关限值。

应该遵循以下原则：

（1）纵深防御原则；

（2）冗余性；

（3）多元性；

（4）独立性。

独立性：

1）保证冗余性（多道联锁）各部件之间的独立性;

2）保证多级防御各部件之间的独立性;

3）保证多元性各部件之间的独立性;

4）保证重要安全物项和非重要安全物项之间的独立性。

八条基本安全要求

1）控制放射源的升降开关、辐射室人员通道门和货物通道门的开关必须采用联锁，同时与一台有效的便携式辐射检测报警仪联锁，随时监测。

2）便携式辐射检测报警仪。

在辐照室人员入口处应设置校验源。

3）固定式辐射监测仪。

探测辐照室的计量水平和确定源是在贮存位（安全位），还是在照射位（工作位），或是在升降途中。

4）警告标志。

5）辐照室人员通道门联锁装置

6）迷道防人误入联锁装置。

辐照室迷道（包括人员通道和货物进、出通道）应设置2～3道防人误入安全联锁装置（一般可采用光电装置），并与声光报警装置或降源联锁。

7）辐照室紧急制动装置。

8）控制台上紧急制动装置。

7条其它要求

1）货物进出口门的控制。

2）辐照室屋顶屏蔽塞联锁装置

3）贮源井水处理和自动补水系统。

4）通风系统

5）辐照室无人复位开关按钮

6）断电降源辐照装置。

7）烟雾报警

非医用加速器的辐射防护防护设施要求

加速器的辐射防护防护设施必须与主体工程三同时，并符合国家有关辐射防护规章和标准。

加速器装置必须具有安全、合理、可靠的辐射防护设施，如联锁、警报、应急、通风等放射安全装置，放射防护监测仪器设备。

加速器的安全联锁系统应有多重联锁装置，并做到在部分联锁装置发生故障时其余的安全联锁装置仍能保证安全。

当加速器装置可能产生中子和感生放射性物质时，必须具有相应的放射防护设施。

粒子加速器的辐射防护防护设施要求

规划与设计阶段必须对屏蔽体、所需设备、实验室和人员编制等给予充分考虑。

辐射防护设施应留有适当的余地。

设计阶段应有辐射防护工程师参加。

施工阶段，有辐射防护人员检查，以保证设计要求。

辐射防护设施与主体工程同时设计、施工、投产。

屏蔽体厚度设计即要考虑加速粒子的种类、能量和束流强度以及靶材料等综合因素，还要考虑相邻区域的类型及其人口数，并给予2倍安全系数。

必须设有通风装置，排放有毒气体（如臭氧）和气载放放射性物质。

粒子加速器的安全系统要求

产生辐射的主要控制系统应用开关钥匙控制。

加速器厅、靶厅的门均需安装联锁装置。

加速器厅、靶厅人员容易到达的地点安装紧急停机或紧急断束开关，并有醒目标志。

在通往辐射区的走廊，出入口和控制台上须安装工作状态批示灯。

在辐射区应该安装遥控辐射监测系统。

必须配备其他辐射监测装置，如个人剂量计，可携式监测仪，气体监测仪等。

钴-60辐照装置的总体设计要求

应保证照射室辐射屏蔽的完整性和安全性，即混凝土构筑物有足够厚度并保证无裂缝和空腔。

在辐射屏蔽薄弱的部位（如排风口，屏顶，穿墙管道周围等），应有防止漏束的补偿措施。

应保证水井辐射屏蔽的完整性和安全性，应设有水位控制系统和报警系统，水位低于容许值时应能自动补水系统。

有防止贮源井水对辐射源腐蚀的措施，有防止被照射物或容器倒在辐射源上的保护措施。

钴-60辐照装置的安全系统设计原则

多重性。

即对失效可能产生人身危害的重要安全措施须有足够冗余，至少应设置两种或两种以上的安全对策和硬件设备；

多样性。

即对重要的安全控制器件，应采用两个或两个以上不同结构和不同厂家的产品，以防止因同样原因同时失效；

独立性。

即各种安全措施应相互独立，以防止因同一原因造成两个或两个以上安全措施同时失效。

钴-60辐照装置的安全系统具体要求

照射室进出口必须设置安全联锁装置及断电保护装置。

照射时应有信号指示，此时联锁装置能阻止人员误入，或当人员强行进入时能够使辐射源自动降入贮源井水中。

升源前应有信号提示。

照射室出口处设有终止升源（并降源）同时开启出口的控制装置。

控制区必须设置固定式辐射监测仪表，并能区分出放射源在贮存位，照射位或在升降途中。

钴-60辐照装置的安全系统运行要求

对辐射防护设施进行验收，取得当地辐射防护主管部门发放的许可证，才能运行。

运行人员接受辐射防护基本知识和辐射安全系统的使用培训，考核合格后上岗。

制定运行操作规程，并严格执行。

没有特殊理由，不得切断联锁系统。

进入照射室人员必须携带使用便携式射线监测仪和报警仪。

射线探伤flawdetectionbyradiation

利用x或γ射线透过物体时，由于物体各部分密度不同，致使射线强度减弱程度不同的原理，来研究物体部结构缺陷的无损检测方法。

探伤室必须与操作室分开。

探伤室门的防护性能应与同侧墙的防护性能相同，并安装门机联锁安全装置和照射信号指示器，只有在门关闭后，X射线装置才能进行透照检查。

探伤室的窗口必须避开有用线束的照射方向，并应具有同侧墙的屏蔽防护性能。

透照检查时，被检物体周围的空气比释动能率在15μGy·h-1以上的围可划为控制区，在边界上必须设立清晰可见的“禁止进入X射线区”标牌。

探伤作业人员应在控制区边界外操作，否则必须采取防护措施。

透照检查时，空气比释动能率在2.5μGy·h-1以上的围可划为管理区，在边界应设警戒标志，并悬挂清晰可见的“无关人员禁止入”警告牌，必要时设专人警戒。

外照射防护中的几个特殊问题

屋顶的屏蔽和墙壁的反散射

迷道和防护门

贯穿空洞和工艺管道的屏蔽

安全连锁等

屋顶的屏蔽：

天空反散射

在贯穿辐射（如X、、中子等）穿过屋顶时，由于大气对辐射的散射作用，使辐射源所在的建筑物周围产生较强的辐射场，这种现场称为“天空反散射”。

对于这种辐射装置的设计，屋顶要具有足够的屏蔽能力，使“天空反散射”造成的辐射剂量控制在一定的剂量水平之下。

迷道和防护门

迷道和防护门是在工作场所的进出口设置的防护措施，根据辐射装置的实际情况，可单独采用迷道或防护门，或者同时采用二者。

迷道是利用辐射多次散射达到减弱辐射水平的一种进出通道

通常采用矩形截面的迷道

散射三次以上的迷道，能够保证迷道出口处人员的安全。

墙上设置防护门的位置需要避开主射线束的直射方向。

防护门与屏蔽墙具有等效的屏蔽效果。

为避免过大的辐射泄漏，门与墙的搭接宽度至少应为门与墙之间空隙的10倍。

另外，还需要对门的底部与地面之间的缝隙采取相应的措施。

管缝泄漏:

来源及意义

在辐射防护设计中，管缝泄漏问题是普遍存在的。

例如，屏蔽块装配时，块与块之间有缝隙；在屏蔽墙上安装铅玻璃窗时，在窗的边缘有缝隙；屏蔽物有管道时，就会减弱这些地方的屏蔽能力，等等。

管缝导致的辐射泄漏是工程设施屏蔽层外面辐射剂量的主要来源。

管缝泄漏：

防护措施

不允许与主射线束相对的屏蔽墙存在直通缝隙。

如果自然裂缝的宽度大于1mm，应灌注水泥砂浆将其堵死。

如果测量表明还有射线漏出时，应使用铅皮等适当的屏蔽材料进行覆盖，将泄漏辐射降低到预定的辐射水平之下。

为了防止射线的泄漏，通常将屏蔽构件做成台阶形式，并犬牙交错地装配，使射线经过多次弯折后才能漏出。

在有管道穿过屏蔽层时，应尽量将管道安排在适当的位置，并做成S形等适宜的形状，使之不影响人员经常活动的区域的辐射水平。

在电缆沟的出口处，应设置有足够屏蔽能力的盖板。

安全联锁系统

安全联锁技术：

声、光、电

门灯联锁

门机联锁

开机前声音报警

过程中语音提示等等

距源套外表面5cm的任何位置，射线的空气吸收剂量率不得超过25μGy·h-1（2.5mrad·h-1）。

仪器一切外表面5cm处，或防护罩、遮光器外表面5cm的任何位置，射线的空气吸收剂量率均不得超过25μGy·h-1（2.5mrad·h-1）：

闭束型分析仪的机壳必须具有联锁装置，一旦打开机壳，即刻自动切断X射线管的高压的高压电源或关闭有用线束的出口。

敞速型分析仪应当配备防护装置，并可以与X线管的高压或遮光器联锁；只有严密关闭可以平移的防护窗，才能射出有用线束；当分析仪正在工作时，一旦拉开防护窗，即刻切断高压或关闭遮光器，中断有用线束。

密封源分析仪必须具有能够防止密封源脱落并保护密封源免遭损坏的机械结构和保护措施，如源套。

带有密封源的敞束型分析仪应当具有遮光器及开、关标志。

维修和使用中，一切不使用的射线束出口必须关闭严密。

操作分析仪时，应特别注意防止手、头部等局部受照，采取防护措施。

不得在X射线管裸露的条件下调试分析仪。

校准、调试分析仪的有用线束，须以较低电压、较低电流操作，避开强射线束，并采取局部屏蔽防护措施。

核子密度计的测量原理是：

γ源发出的γ射线进入被测材料中与物质原子的外围电子发生碰撞作用，主要产生康普顿散射效应。

散射后的γ射线能量将减少，方向会改变。

若物质的密度越大，散射的γ射线越多，于是通过测量散射后的γ射线的数量，即可判断被测物质的密度。

各类放射源的防护

α放射源的防护

β放射源的防护

γ放射源的防护

中子放射源的防护

离子感烟火灾探测器的构造应当做到不用特殊工具不易暴露其中的放射源。

探测器上应当清晰、牢固地标示所用放射性核素的化学符号和活度和电离辐射标志。

离子感烟火灾探测器制造、装配和拆洗作业单位，应当具备开放型放射工作场所必要的放射防护条件。

必须建立、健全待用与弃用放射源、含放射源离子感烟火灾探测器半成品与成品的收付、保管、记帐制度。

同时建立、健全安全操作、外照射剂量监测和表面污染监测等制度。

从事离子感烟火灾探测器储运、安装、维修或者销售业务的单位，应当经过卫生主管部门核准，并持有放射性同位素工作许可登记证。

使用离子感烟火灾探测器的单位及个人，不得自行卸、更换、清洗和任意弃置离子感烟火灾探测器。

弃用的离子感烟火灾探测器及时按商品进货渠道，退回该商品生产单位、进口单位或者他们的委托回收单位。

一旦发现离子感烟火灾探测器丢失、被盗、应当及时报告卫生主管部门。

仪表的源容器外有醒目“电离辐射”标志；

在满足测量需求的条件下，应选用活度低，贯穿能力弱、放射毒性低的密封源；

对于发射α、低能β、低能X射线的含密封源仪表，距边界外5cm处的剂量当量率应小于2.5μSv/h；

在仪表的安装场所，应采取措施防止密封源丢失。

限制人员进入源容器与受检物之间的有用线束区域；

退役的仪表中密封源必须按放射性危险物品严格管理，并有永久档案。

源的防护罐应该用专门的锁锁住。

对1×106n·s-1以上的镅铍中子源，防护罐应设计成只有使用专门的工具才能将源从罐中取出，该工具与源同时发送使用单位。

豁免是不处在防护体系之的实践或源，解控是已处在防护体系管理控制之下的材料或物品，因降低到规定的水平从控制与管理之下解释出来。

豁免是一个剂量值，适用于实践的管理；解控是指对某一个行为的解控，适用于来自实践的物料。

豁免是从未进入管理体系的辐射源，清洁解控是从管理体系“清理”出来而可解除管理控制的辐射源。

豁免和清洁解控推导出来的豁免水平与清洁解控水平一般是不同的。

由于在清洁解控中源的体积和表面积较大，给出的剂量更高，所以推出的“清洁解控水平”一般要比同一核素的豁免水平低一些。

也就是清洁解控水平会更严。

判断是否是‘可忽略的’方法：

在风险评价中，将每年死亡的几率称为危险度，而可忽略危险度为（10-6~10-7）/年。

另外，剂量与辐射诱发致死性癌症和严重的遗传性损伤效应的几率之间的比例系数（称为辐射危险度系数）取为10-2/Sv的量级。

因此，10-4~10-5Sv/a。

也就是每年10µSv至100µSv之间。

将天然本底的照射作为相关的参考水平，比天然本底辐射还要小的剂量认为是“可忽略的”。

天然本底辐射产生的平均个人剂量约为2mSv/a，全身或有效剂量当量为天然本底的百分之一至百分之几，即每年20~100µSv的剂量水平是可忽略的。

单一实践或辐射源豁免

能够满足下列条件之一者，均可直接予以豁免：

1）其照射所导致的致死性癌症或严重遗传缺陷的年危险低于1×10-7的任何实践。

2）对受照个人产生的年有效剂量当量不大于10μSv（对皮肤照射的年剂量当量不大于500μSv）、一年实践所产生的集体剂量当量负担不大于1人•Sv的实践。

3）产生的辐射能量低于5KeV的辐射装置。

4）以在自然界出现的形态而存在，未经使其核素浓度增加处理的放射性物质。

但不包括铀、钍矿等。

多重实践的豁免

当涉及的人中可能同时受到一个以上实践的照射时，只要其中每一个实践均满足单一实践的豁免条件，该多重实践可予以豁免。

要防止对豁免原则和规定的误用、滥用。

如不应采用分散稀释的办法满足豁免要求。

低水平固态废弃物的豁免

比活度低于下表围下限的固态放射性废弃物均可予以直接豁免；比活度处于表中数值围之的，则需利用相应的评价模式和方法，在确认其符合上述要求以后，方可予以豁免。

获准豁免的固态放射性废弃物应送公共处置场，作为一般生活废弃物处置（土埋，焚烧等）。

核素组核素豁免比活度

高能β-γ发射体22Na,60Co,137Cs0.1～1.0

其他β-γ发射体54Mn,106Ru,131I1.0～102

α发射体239Pu,241Am,0.1～1.0

碳14C102～103

短寿命β发射体32P,35S,45Ca103～104

低水平固态废弃物的豁免

在固态废弃物中含有多种放射性核素时，应按式（3）控制。

式中：

Ci—放射性核素i在混合物中的实际比活度，Bq/g；

CLi—放射性核素i的豁免比活度，Bq/g（见表A1）；

n—混合物中放射性核素的数目。

低水平液态放射性废弃物的豁免

液体闪烁液在同时满足下列条件时，不作为放射性废物处理。

液体中不含α放射性核素；

低能β放射性核素的浓度不超过10Bq/mL，

溶液中只含有3H或14C，且浓度不超过100Bq/mL

放射性核素中等量的清洁解控水平a放射性核素中等量的清洁解控水平a

H-31×106Sr-891×103

C-141×104Y-901×103

Na-221×101Mo-991×