放射源分類
　　
　　放射源的分類與其活度有關，即便低能射線放射源也具有對人體傷害的可能。根據*第449號令《放射性同位素與射線裝置安全和防護條例》規定，參照原子能機構的有關規定，按照放射源對人體健康和環境的潛在危害程度，從高到低將放射源分為I、II、III、IV、V類，第V類源的下限活度值為該種核素的豁免活度（活度：放射性物質單位時間內發生的核衰變數）。I類放射源為*危險源，沒有防護情況下，接觸這類源幾分鐘到1小時就可致人死亡；II類放射源為高危險源，沒有防護情況下，接觸這類源幾小時至幾天可致人死亡；III類放射源為危險源，沒有防護情況下，接觸這類源幾小時就可對人造成*性損傷，接觸幾天至幾周也可致人死亡；IV類放射源為低危險源，基本不會對人造成*性損傷，但對長時間、近距離接觸這些放射源的人可能造成可恢復的臨時性損傷；V類放射源為極低危險源，不會對人造成*性損傷。
　　
　　輻射源和輻射裝置豁免原則
　　
　　根據國標GB13367-92《輻射源和實踐的豁免管理原則》規定只有滿足。下列要求之一才能直接予以豁免，其他情況均需要防護措施：
　　
　　•其照射所導致的致死性癌癥或嚴重遺傳缺陷的年危險低于1×10-7的任何實踐；
　　
　　•對受照個人產生的年有效劑量當量不大于10μSv（對皮膚照射的年劑量當量不大于500μSv）、一年實踐所產生的集體劑量當量負擔不大于1人·Sv的實踐；
　　
　　•產生的輻射能量低于5keV的輻射裝置；
　　
　　•以在自然界出現的形態而存在，未經使其核素濃度增加處理的放射性物質。但不包括鈾、釷礦等。
　　
　　個人劑量極限
　　
　　我國放射衛生防護基本標準中，對工作人在民年劑量當量限值，采用了ICRP（放射放護委員會）推薦規定的限值，為防止隨機效應，規定放射性工作人員受到全身均勻照射時任何一年的年劑量當量不應超過50mSv，公眾中個人受照射任何一年的年劑量當量應低于5mSv。當長期持續受放射性照射時，公眾中個人在一生中每年全身受照射的年劑量當量限值不應高于1mSv，且以上這些限制不包括天然本底照射和醫療照射。
　　
　　舉例詳解*的作用
　　
　　例1：反應堆泄漏事件
　　
　　核電站、核艦船等都具有反應堆，發生反應堆泄漏或管道破裂等低于3級的核事件，大量放射性物質外泄分散在環境中。在監測到的核素中，列舉其中幾個幾種核素是常見的核素用于計算。設定搶險工作人員受到全身均勻照射劑量當量極限值為50mSv。計算比較有無屏蔽條件下達到劑量當量年極限50mSv所需的時間。
　　
　　根據南京核安核能科技有限公司（http://www.esoexp。。ｃｏｍ）*的測試結果及內部測試值，選取前胸、后背、襠部、后腦的屏蔽率zui小值作為參考，30keV的γ射線屏蔽率取值83.2%，57.356keV的γ射線屏蔽率取值27.22%，80.99keV的γ射線屏蔽率取值35.5%，106keV的γ射線屏蔽率取值45.5%，364keV的γ射線屏蔽率取值5%。
　　
　　根據傳統*的測試結果及內部測試值，選取前胸、后背、襠部、后腦的屏蔽率zui小值作為參考，30keV的γ射線屏蔽率取值78.6%，57.356keV的γ射線屏蔽率取值25.6%，80.99keV的γ射線屏蔽率取值27.5%，106keV的γ射線屏蔽率取值20%，364keV的γ射線屏蔽率取值2%。
　　
　　核電站、核艦船檢修工作人員同樣需要佩戴個人輻射防護設備。
　　
　　核電站、核艦船的很多區域存在較強的射線輻射，雖不及反應堆泄漏事件釋放的核素種類多、活度大，但依然需要輻射防護。在維修動工之前，必須對該區域進行輻射測量，只有在允許的輻射劑量范圍內，維修人員才能穿戴防護裝備開始作業。
　　
　　例2：核爆試驗
　　
　　核科研試驗后，為了檢測相關數據，需要工作人員進入特定區域，此時輻射防護裝備*。在監測到的核素中，列舉其中幾個幾種核素是常見的核素用于計算。認為搶險工作人員受到全身均勻照射劑量當量極限值為50mSv。計算比較有無屏蔽條件下達到劑量當量年極限50mSv
　　
　　所需的時間。
　　
　　根據南京核安核能科技有限公司（http://www.esoexp。。ｃｏｍ）*的測試結果及內部測試值，選取前胸、后背、襠部、后腦的屏蔽率zui小值作為參考，30keV的γ射線屏蔽率取值83.2%，140keV的γ射線屏蔽率取值24.2%，80.99keV的γ射線屏蔽率取值35.5%，364keV的γ射線屏蔽率取值5%。
　　
　　根據傳統*的測試結果及內部測試值，選取前胸、后背、襠部、后腦的屏蔽率zui小值作為參考，30keV的γ射線屏蔽率取值78%，140keV的γ射線屏蔽率取值10.64%，80.99keV的γ射線屏蔽率取值27.5%，364keV的γ射線屏蔽率取值2%。
　　
　　例3：放射源丟失
　　
　　目前，放射技術在工業、農業、醫療等各行業得到了廣泛應用。在其開發、使用、儲存的過程中，一旦發生安全事故，將危及放射源周邊的生態環境和廣大人民群眾的生命財產安全。如果用于無損檢測的II類放射源170Tm，其γ射線能量72keV，活度5×1013Bq。出于某種原因放射源丟失了，為了減少放射源對于公眾的輻射危害，有必要在短時間內尋回放射源。核應急工作人員在距離放射源不同時，計算比較有無屏蔽條件下達到劑量當量年極限50mSv所需的時間。
　　
　　根據南京核安核能科技有限公司（http://www.esoexp。。ｃｏｍ）*和現役*的測試結果，選取前胸、后背、襠部、后腦的屏蔽率zui小值作為參考，70keV的γ射線屏蔽率取值52.5%；現役*70keV的γ射線屏蔽率取值21.53%。
　　
　　1）根據計算在距170Tm放射源1m處的人體吸收劑量當量率為137mSv/h，此時不穿*人體在21.9min達到人體劑量當量年極限50mSv；穿上我院研制的*后，人體吸收劑量當量率為65.075mSv/h，人體在46.1min達到人體劑量當量年極限50mSv；穿上現役*后，人體吸收劑量當量率為107.5mSv/h，人體在27.9min達到人體劑量當量年極限50mSv。
　　
　　2）根據計算在距170Tm放射源2m處的人體吸收劑量當量率為45.5mSv/h，此時不穿*人體在1.1h達到人體劑量當量年極限50mSv；穿上我院研制的*后，人體吸收劑量當量率為21.61mSv/h，人體在2.32h達到人體劑量當量年極限50mSv；穿上現役*后，人體吸收劑量當量率為35.7mSv/h，人體在1.4h達到人體劑量當量年極限50mSv。
　　
　　3）根據計算在距170Tm放射源5m處的人體吸收劑量當量率為8.73mSv/h，此時不穿*人體在5.73h達到人體劑量當量年極限50mSv；穿上我院研制的*后，人體吸收劑量當量率為4.15mSv/h，人體在12.048h達到人體劑量當量年極限50mSv；穿上現役*后，人體吸收劑量當量率為6.85mSv/h，人體在7.3h達到人體劑量當量年極限50mSv。
　　
　　4）根據計算在距170Tm放射源10m處的人體吸收劑量當量率為2.426mSv/h，此時不穿*人體在20.61h達到人體劑量當量年極限50mSv；穿上我院研制的*后，人體吸收劑量當量率為1.152mSv/h，人體在43.4h達到人體劑量當量年極限50mSv；穿上現役*后，人體吸收劑量當量率為1.9037mSv/h，人體在26.26h達到人體劑量當量年極限50mSv。
　　
　　例4：常規防護
　　
　　對于一些用于正常科研、探測、檢測等方面的放射源，核工作人員在長期實際操作工程中也應該注意自身的輻射防護工作。例如用在穆斯堡爾譜儀和石油勘測設備中的Co-57源，活度適中為3.5×1010Bq，γ射線平均能量130keV。正常工作情況下，操作人員離放射源的距離1~2米，計算有無屏蔽條件下達到劑量當量年極限50mSv所需的時間。
　　
　　根據南京核安核能科技有限公司（http://www.esoexp。。ｃｏｍ）*和傳統*的內部測試結果，選取前胸、后背、襠部、后腦的屏蔽率zui小值作為參考，130keV的γ射線屏蔽率取值32.7%；現役*70keV的γ射線屏蔽率取值13.26%。
　　
　　1）根據計算在距57Co放射源1m處的人體吸收劑量當量率為0.17mSv/h，此時不穿*人體在294.11h達到人體劑量當量年極限50mSv；穿上我院研制的*后，人體吸收劑量當量率為0.1145mSv/h，人體在436.68h達到人體劑量當量年極限50mSv；穿上現役*后，人體吸收劑量當量率為0.147458mSv/h，人體在339.08h達到人體劑量當量年極限50mSv。
　　
　　2）根據計算在距57Co放射源2m處的人體吸收劑量當量率為0.0536mSv/h，此時不穿*人體在932.84h達到人體劑量當量年極限50mSv；穿上我院研制的*后，人體吸收劑量當量率為0.036mSv/h，人體在1388.89h達到人體劑量當量年極限50mSv；穿上現役*后，人體吸收劑量當量率為0.04649264mSv/h，人體在1075.44h達到人體劑量當量年極限50mSv。
　　
　　由上述實例可以看出，輻射*在核電站、核艦船反應堆低級核事故，核爆試驗，核電站、核艦船檢修及低劑量率輻射環境中具有重要的作用。核事故發生時，穿戴*可以為搶險人員爭取更多的時間，從而避免更多的財產損失和人員傷害。核爆試驗，核電站、核艦船檢修時*可以有效降低工作人員照射劑量。在科研、醫療、勘測等低劑量率輻射環境中，輻射*對長期從事核相關工作人員的輻射安全依然具有重要的作用。