*必要性说明
放射源的分类与其活度有关，即便低能射线放射源也具有对人体伤害的可能。根据*第449号令《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》规定，参照原子能机构的有关规定，按照放射源对人体健康和环境的潜在危害程度，从高到低将放射源分为I、II、III、IV、V类，第V类源的下限活度值为该种核素的豁免活度（活度：放射性物质单位时间内发生的核衰变数）。I类放射源为*危险源，没有防护情况下，接触这类源几分钟到1小时就可致人死亡；II类放射源为高危险源，没有防护情况下，接触这类源几小时至几天可致人死亡；III类放射源为危险源，没有防护情况下，接触这类源几小时就可对人造成*性损伤，接触几天至几周也可致人死亡；IV类放射源为低危险源，基本不会对人造成*性损伤，但对长时间、近距离接触这些放射源的人可能造成可恢复的临时性损伤；V类放射源为极低危险源，不会对人造成*性损伤。
辐射源和辐射装置豁免原则
根据国标GB13367-92《辐射源和实践的豁免管理原则》规定只有满足。下列要求之一才能直接予以豁免，其他情况均需要防护措施：
•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；
•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；
•产生的辐射能量低于5keV的辐射装置；
•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。
个人剂量极限
我国放射卫生防护基本标准中，对工作人在民年剂量当量限值，采用了ICRP（放射放护委员会）推荐规定的限值，为防止随机效应，规定放射性工作人员受到全身均匀照射时任何一年的年剂量当量不应超过50mSv，公众中个人受照射任何一年的年剂量当量应低于5mSv。当长期持续受放射性照射时，公众中个人在一生中每年全身受照射的年剂量当量限值不应高于1mSv，且以上这些限制不包括天然本底照射和医疗照射。
举例详解*的作用
例1：反应堆泄漏事件
核电站、核舰船等都具有反应堆，发生反应堆泄漏或管道破裂等低于3级的核事件，大量放射性物质外泄分散在环境中。在监测到的核素中，列举其中几个几种核素是常见的核素用于计算。设定抢险工作人员受到全身均匀照射剂量当量极限值为50mSv。计算比较有无屏蔽条件下达到剂量当量年极限50mSv所需的时间。
根据南京核安核能科技有限公司（http://www.esoexp。。ｃｏｍ）*的测试结果及内部测试值，选取前胸、后背、裆部、后脑的屏蔽率zui小值作为参考，30keV的γ射线屏蔽率取值83.2%，57.356keV的γ射线屏蔽率取值27.22%，80.99keV的γ射线屏蔽率取值35.5%，106keV的γ射线屏蔽率取值45.5%，364keV的γ射线屏蔽率取值5%。
根据传统*的测试结果及内部测试值，选取前胸、后背、裆部、后脑的屏蔽率zui小值作为参考，30keV的γ射线屏蔽率取值78.6%，57.356keV的γ射线屏蔽率取值25.6%，80.99keV的γ射线屏蔽率取值27.5%，106keV的γ射线屏蔽率取值20%，364keV的γ射线屏蔽率取值2%。
核电站、核舰船检修工作人员同样需要佩戴个人辐射防护设备。
核电站、核舰船的很多区域存在较强的射线辐射，虽不及反应堆泄漏事件释放的核素种类多、活度大，但依然需要辐射防护。在维修动工之前，必须对该区域进行辐射测量，只有在允许的辐射剂量范围内，维修人员才能穿戴防护装备开始作业。
例2：核爆试验
核科研试验后，为了检测相关数据，需要工作人员进入特定区域，此时辐射防护装备*。在监测到的核素中，列举其中几个几种核素是常见的核素用于计算。认为抢险工作人员受到全身均匀照射剂量当量极限值为50mSv。计算比较有无屏蔽条件下达到剂量当量年极限50mSv
所需的时间。
根据南京核安核能科技有限公司（http://www.esoexp。。ｃｏｍ）*的测试结果及内部测试值，选取前胸、后背、裆部、后脑的屏蔽率zui小值作为参考，30keV的γ射线屏蔽率取值83.2%，140keV的γ射线屏蔽率取值24.2%，80.99keV的γ射线屏蔽率取值35.5%，364keV的γ射线屏蔽率取值5%。
根据传统*的测试结果及内部测试值，选取前胸、后背、裆部、后脑的屏蔽率zui小值作为参考，30keV的γ射线屏蔽率取值78%，140keV的γ射线屏蔽率取值10.64%，80.99keV的γ射线屏蔽率取值27.5%，364keV的γ射线屏蔽率取值2%。
例3：放射源丢失
目前，放射技术在工业、农业、医疗等各行业得到了广泛应用。在其开发、使用、储存的过程中，一旦发生安全事故，将危及放射源周边的生态环境和广大人民群众的生命财产安全。如果用于无损检测的II类放射源170Tm，其γ射线能量72keV，活度5×1013Bq。出于某种原因放射源丢失了，为了减少放射源对于公众的辐射危害，有必要在短时间内寻回放射源。核应急工作人员在距离放射源不同时，计算比较有无屏蔽条件下达到剂量当量年极限50mSv所需的时间。
根据南京核安核能科技有限公司（http://www.esoexp。。ｃｏｍ）*和现役*的测试结果，选取前胸、后背、裆部、后脑的屏蔽率zui小值作为参考，70keV的γ射线屏蔽率取值52.5%；现役*70keV的γ射线屏蔽率取值21.53%。
1）根据计算在距170Tm放射源1m处的人体吸收剂量当量率为137mSv/h，此时不穿*人体在21.9min达到人体剂量当量年极限50mSv；穿上我院研制的*后，人体吸收剂量当量率为65.075mSv/h，人体在46.1min达到人体剂量当量年极限50mSv；穿上现役*后，人体吸收剂量当量率为107.5mSv/h，人体在27.9min达到人体剂量当量年极限50mSv。
2）根据计算在距170Tm放射源2m处的人体吸收剂量当量率为45.5mSv/h，此时不穿*人体在1.1h达到人体剂量当量年极限50mSv；穿上我院研制的*后，人体吸收剂量当量率为21.61mSv/h，人体在2.32h达到人体剂量当量年极限50mSv；穿上现役*后，人体吸收剂量当量率为35.7mSv/h，人体在1.4h达到人体剂量当量年极限50mSv。
3）根据计算在距170Tm放射源5m处的人体吸收剂量当量率为8.73mSv/h，此时不穿*人体在5.73h达到人体剂量当量年极限50mSv；穿上我院研制的*后，人体吸收剂量当量率为4.15mSv/h，人体在12.048h达到人体剂量当量年极限50mSv；穿上现役*后，人体吸收剂量当量率为6.85mSv/h，人体在7.3h达到人体剂量当量年极限50mSv。
4）根据计算在距170Tm放射源10m处的人体吸收剂量当量率为2.426mSv/h，此时不穿*人体在20.61h达到人体剂量当量年极限50mSv；穿上我院研制的*后，人体吸收剂量当量率为1.152mSv/h，人体在43.4h达到人体剂量当量年极限50mSv；穿上现役*后，人体吸收剂量当量率为1.9037mSv/h，人体在26.26h达到人体剂量当量年极限50mSv。
例4：常规防护
对于一些用于正常科研、探测、检测等方面的放射源，核工作人员在长期实际操作工程中也应该注意自身的辐射防护工作。例如用在穆斯堡尔谱仪和石油勘测设备中的Co-57源，活度适中为3.5×1010Bq，γ射线平均能量130keV。正常工作情况下，操作人员离放射源的距离1~2米，计算有无屏蔽条件下达到剂量当量年极限50mSv所需的时间。
根据南京核安核能科技有限公司（http://www.esoexp。。ｃｏｍ）*和传统*的内部测试结果，选取前胸、后背、裆部、后脑的屏蔽率zui小值作为参考，130keV的γ射线屏蔽率取值32.7%；现役*70keV的γ射线屏蔽率取值13.26%。
1）根据计算在距57Co放射源1m处的人体吸收剂量当量率为0.17mSv/h，此时不穿*人体在294.11h达到人体剂量当量年极限50mSv；穿上我院研制的*后，人体吸收剂量当量率为0.1145mSv/h，人体在436.68h达到人体剂量当量年极限50mSv；穿上现役*后，人体吸收剂量当量率为0.147458mSv/h，人体在339.08h达到人体剂量当量年极限50mSv。
2）根据计算在距57Co放射源2m处的人体吸收剂量当量率为0.0536mSv/h，此时不穿*人体在932.84h达到人体剂量当量年极限50mSv；穿上我院研制的*后，人体吸收剂量当量率为0.036mSv/h，人体在1388.89h达到人体剂量当量年极限50mSv；穿上现役*后，人体吸收剂量当量率为0.04649264mSv/h，人体在1075.44h达到人体剂量当量年极限50mSv。
由上述实例可以看出，辐射*在核电站、核舰船反应堆低级核事故，核爆试验，核电站、核舰船检修及低剂量率辐射环境中具有重要的作用。核事故发生时，穿戴*可以为抢险人员争取更多的时间，从而避免更多的财产损失和人员伤害。核爆试验，核电站、核舰船检修时*可以有效降低工作人员照射剂量。在科研、医疗、勘测等低剂量率辐射环境中，辐射*对长期从事核相关工作人员的辐射安全依然具有重要的作用。