４．２ 核事故期间
按照制订的应急监测计划和方案，结合当时的具体特点执行：早期监测程序→中期监测程序→晚期监测程序→资料复核→总结上报→上级专门机构复审→资料建档→样品建档。
４．２．１ 早期监测程序
根据场内应急委员会提供的和一切可能获得的核事故信息，尽可能快地配合早期剂量预报，执行有关监测计划和内容→近地面烟羽中放射性核素和地面沉积物放射性核素监测；空气和地表的剂量率监测，回收并放置环境与个人剂量监测元件→对监测结果和有关资料评价→提出保护公众防护措施、依据→初步评价结果、快速上报。
４．２．２ 中期监测程序
剂量率、近地面空气或烟羽中放射性核素、地面沉积物中放射性核素、食品和饮水（特别是地面饮水）中放射性核素监测和累积剂量元件（计）回收测量并重新放置→初步评价→对公众采取措施的建立→及时上报。
４．２．３ 晚期监测程序
详细的剂量测定，食品、水、空气等样品中放射性核素的精确测量，追踪放射性核素随时间的变化情况→评价公众受照剂量→提出保护公众的安全措施→开展远后期效应研究→及时上报。
５．评价程序
收集与剂量估算有关的参数→全面审核监测资料→估算个体和集体剂量→剂量、放射性水平及污染程度和趋势的初步评价→复核→超过干预水平下限值的处理→专门评价机构审核与评价（必要时提出对公众应采取的保护措施）→及时上报→上级部门最终评价→建档。
６．制度
６．１ 监测制度
６．１．１ 监测计划与实施方案由所在地的省级卫生部门制订，报国家卫生部门审核与地方场外应急委员会备案。
６．１．２ 监测计划的实施应根据实际情况，由省、市（地）、县（区）级卫生部门分工负责，国家卫生部门负责监督并进行必要的监测和技术支援。
６．１．３ 监测计划可在实践中不断修订完善，但须经上级卫生部门批准。
６．１．４ 从采样、分析、测量、结果计算、数据处理等都必须严格执行相应规定，每一程序均应由实验者或当事人记录签字，主管技术人员复核签字。
６．１．５ 如测量值确为异常升高，则应立即补充采样，必要时应重复分析测量。
６．１．６ 核设施事故期间的监测应根据实际情况灵活掌握，并同时接受地方场外应急委员会的指导。
６．１．７ 对异常升高或认为有意义的样品应建立样品档案，保存期视核设施寿命及核素的物理半衰期而定，其它技术资料应按有关档案管理制度及时归档。
６．１．８ 对人群健康调查所获得的资料应及时进行复核与补充调查。
６．２ 评价制度
６．２．１ 剂量估算前必须对有关资料进行全面复核。
６．２．２ 剂量估算应由中级职称以上的专业技术人员担任，并对剂量、放射性水平及污染程度和趋势进行初步评价。
６．２．３ 核设施所在地的省级卫生部门应成立专门评价机构，常规期公众受照剂量评价每隔３～５年进行一次；人群健康调查阶段性评价按需进行；核事故时及时评价；必要时提出对公众应采取的保护措施。
６．２．４ 一般情况下，６．２．３条即可作为最终评价，遇特殊情况时，由国家卫生部门组织最终评价。
６．２．５ 全部技术资料应按档案管理制度及时归档。
６．３ 报告制度
６．３．１ 当样品中放射性水平超过导出干预水平下限值时应立即上报上级卫生行政部门与放射卫生防护部门。
６．３．２ 认为必要时可逐级与越级同时上报上级卫生行政部门和放射卫生防护部门。
６．３．３ 一般情况下当年的监测结果与评价报告应于下年第一季度前逐级上报上级卫生行政部门、放射卫生防护部门与地方场外应急委员会。
６．３．４ 核设施事故应急期间的监测结果与评价报告应及时上报各有关部门。
６．３．５ 核设施所在地的省级卫生行政部门必须负责建立并完善各级医疗卫生组织与人群健康调查内容有关的疾病报告制度。
附录Ａ 术语的定义和解释
Ａ１ 剂量：本规范中“剂量”泛指剂量当量、待积剂量当量、有效剂量当量、有效待积剂量当量与吸收剂量，具体计算后可定。
Ａ２ 关键核素：指在某一给定实践所涉及的对人体照射的各种核素中，具有最重要意义的核素。
Ａ３ 关键途径：一般包括关键转移和关键照射途径。关键转移途径指在某一给定实践排入环境的放射性核素转移到人体的各种途径中，具有决定意义的途径。关键照射途径指在某一给定实践所涉及到的对人体的各种照射途径中，具有决定意义的途径。
Ａ４ 关键人群组：在某一给定实践涉及的各受照人群组中，预限其受照水平最高的人群组，他们受到的照射可用以量度该实践所产生的个人剂量上限。
Ａ５ 核设施：
核动力厂（核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等）。
核反应堆（研究堆、实验堆、临界装置等）。
核燃料生产、加工、贮存及后处理设施。
放射性废物处理和处置设施。
其它需要严格监督管理的核设施。
Ａ６ 营运单位：持有国家核安全部门执照（许可证），负责经营和运行核设施的单位。
Ａ７ 常规期：本规范中“常规期”指除核事故期间外的选址期、运行前、运行期和退役后四个期间。
附录Ｂ 核事故时剂量估算的基本假设和参数
Ｂ１ 重要核素
在核燃料循环与某些核设施事故释放中，对放射卫生防护具有显著意义的重要核素见表１，有关核素的物理半衰期和衰变常数见表２。
表１ 对核设施事故可能具有潜在重要性的放射性核素
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
对反应堆事故有 对乏燃料后处理厂事
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－８７ Ｓｒ－９０
Ｋｒ－８８ Ｉ－１３１
Ｓｒ－８９ Ｒｕ－１０３
Ｓｒ－９０ Ｒｕ－１０６
Ｚｒ－９５ Ｃｓ－１３４
Ｒｕ－１０３ Ｃｓ－１３７
Ｒｕ－１０６ Ｃｅ－１４４
Ｔｅ－１３２ ｐｕ－２３８
Ｉ－１３１ ｐｕ－２３９
Ｉ－１３２ ｐｕ－２４０
Ｉ－１３３ ｐｕ－２４１
Ｉ－１３５ Ａｍ－２４１
Ｘｅ－１３３ Ｃｍ－２４２
Ｘｅ－１３５ Ｃｍ－２４４
Ｃｓ－１３４
Ｃｓ－１３７
Ｂａ－１４０
Ｌａ－１４０
Ｃｅ－１４４
Ｎｐ－２３９
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
表２ 有关核素的放射性半衰期和衰变常数
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衰 变 常 数
核 素 半 衰 期 －－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
－１ －１
（ＴU2） （Ｓ ） （ａ ）
－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－－
－９ －２
Ｋｒ－８５ １０．７ ａ ２．０５×１０ ６．４７×１０
－５ ３
Ｋｒ－８５ｍ ４．４８ ｈ ４．３０×１０ １．３６×１０
－４ ３
Ｋｒ－８７ １．２７ ｈ １．５２×１０ ４．７８×１０
－５ ３
Ｋｒ－８８ ２．８４ ｈ ６．７８×１０ ２．１４×１０
－７ ０
Ｓｒ－８９ ５０．５ ｄ １．５９×１０ ５．０１×１０
－１０ －２
Ｓｒ－９０ ２９．１ ａ ７．５４×１０ ２．３８×１０
－７ ０
Ｚｒ－９５ ６４ ｄ １．２５×１０ ３．９６×１０
－７ ０
Ｎｂ－９５ ３５．２ ｄ ２．２８×１０ ７．２０×１０
－７ ９
Ｒｕ－１０３ ３９．３ ｄ ２．０４×１０ ６．４５×１０
－８ －１
Ｒｕ－１０６ ３６８ ｄ ２．１８×１０ ６．８８×１０
－６ １
Ｔｅ－１３２ ３．２６ ｄ ２．４６×１０ ７．７７×１０
－７ １
Ｉ－１３１ ８．０４ ｄ ９．９８×１０ ３．１５×１０
－５ ３
Ｉ－１３２ ２．３ ｈ ８．３７×１０ ２．６４×１０
－６ ２
Ｉ－１３３ ２０．８ ｈ ９．２６×１０ ２．９２×１０
－５ ３
Ｉ－１３５ ６．６１ ｈ ２．９１×１０ ９．１９×１０
－６ １
Ｘｅ－１３３ ５．２５ ｄ １．５３×１０ ４．８３×１０
－５ ２
Ｘｅ－１３５ ９．０９ ｈ ２．１２×１０ ６．６８×１０
－８ －１
Ｃｓ－１３４ ２．０６ ａ １．０７×１０ ３．３６×１０
－１０ －３
Ｃｓ－１３７ ３０．０ ａ ７．３２×１０ ２．３１×１０
－７ １
Ｂａ－１４０ １２．７ ｄ ６．３０×１０ １．９９×１０
－６ ３
Ｌａ－１４０ １．６８ ｄ ４．７８×１０ １．５１×１０
－８ －１
Ｃｅ－１４４ ２８５ ｄ ２．８２×１０ ８．９１×１０
－６ ２
Ｎｐ－２３９ ２．３６ ｄ ３．４０×１０ １．０８×１０
－１０ －３
Ｐｕ－２３８ ８７．７ ａ ２．５０×１０ ７．９０×１０
－１３ －５
Ｐｕ－２３９ ２４１００ａ ９．１３×１０ ２．８８×１０
－１２ －４
Ｐｕ－２４０ ６５４０ ａ ３．３６×１０ １．０６×１０
－９ －２
Ｐｕ－２４１ １４．４ ａ １．５３×１０ ４．８１×１０
－１１ －３
Ａｍ－２４１ ４３２ ａ ５．０８×１０ １．６０×１０
－８ ０
Ｃｍ－２４２ １６３ ｄ ４．９３×１０ １．５６×１０
－９ －２
Ｃｍ－２４４ １８．１ ａ １．２１×１０ ３．３８×１０
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