结合态的钚同位素，剂量可能要高达１００倍。
ｂ．除碘的两个同位素外（给出的是待积甲状腺剂量当量），表中给出的值是
待积有效剂量当量。
Ｂ２ 核事故时可能用到的剂量学参数
１．内剂量估算参数
由吸入和食入途径摄入单位活度核素所致的剂量（Ｄinh 和Ｄing ）分别见表３和表４。表中给出了对应于幼儿（１岁）、儿童（１０岁）和成人的剂量，除碘、碲同位素给出的是甲状腺的待积剂量当量外其余是待积有效剂量当量；吸入分类和肠转移份额适用于各核素的氧化物状态，在应用时应注意其它化学状态在吸入分类和肠转移份额中可能存在的差异。
２．沉积物γ外照射剂量
某些具有潜在重要意义的核素的地表面单位沉积水平产生的γ外照射剂量率和不同时间的积分量见表５。这些参数适用于在室外长时间停留人员的剂量估算，在室内的剂量估算应考虑建筑物的屏蔽作用与居留因子。为此必须选择适当的修正因子。按时间平均的有效屏蔽因子ＳＦｒ主要取决于建筑物的屏蔽和在室内的居留时间：
ＳＦｒ＝１＋Ｘ（Ｓ－１）
式中Ｓ为屏蔽因子，即建筑物内、外的剂量率之比；Ｘ为居民在建筑物内的居留因子，其它影响ＳＦｒ值的因素还有建筑物的大小、建材性质、式样、窗面积及受照者在其内的位置、生活习惯等。屏蔽因子Ｓ变化范围很大，因此，应根据具体情况确定给定环境屏蔽因子，作为例子，表６给出了联合国原子能辐射效应科学委员会（ＵＮＳＣＥＡＲ）１９８２年提供的屏蔽因子与我国秦山核电厂周围初步调查后分析得出的屏蔽因子。
３．气载放射性核素对皮肤的β外照射剂量当量（Ｄβ）
本照射途径主要指在体内无显著吸收或滞留，在皮肤上无显著沉积的惰性气体核素。某些重要的惰性气体核素在空气中的单位时间积分浓度β外照射对皮肤所致的剂量当量（Ｄβ）见表７。其中未考虑衣服的屏蔽作用及人处于坐、卧、躺等姿势所获得的有效屏蔽份额。而屏蔽程序往往与个人生活习惯、气候及白天的时间等因素有关。因此，必须根据给定环境的具体情况而确定其有效屏蔽因子ＳＦβ。一般其典型值可取０．５，保守值取１。
４．沉积在皮肤或衣服上的放射性核素对皮肤所致的β外照射剂量当量
气载放射性核素对皮肤所致的β剂量，取决于放射性物质从大气向或衣服的沉积速度及其后的滞留时间，但现在尚缺少其数据。如假设颗粒状物质和活性气体（如碘）向皮肤的沉积速度（Ｖsk）分别为３
－３ －１ －２ －１
×１０ ｍ·Ｓ 与１０ ｍ·Ｓ ，并同时又假设这些沉积物在经清洗而被全部清洗之前，在皮肤上滞留１２小时，据此估算的皮肤或衣服上单位沉积水平所相应的皮肤β外照射积分剂量当量和空气中单位时间积分浓度所相应的皮肤β外照射剂量当量见表８。
表５ 若干选定核素单位沉积量的γ外照射剂量
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沉积时 ７天内的积分剂量 １年内的积分剂量 ５０年内的积分剂量
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核素 剂量率Ａ Ｂ Ｃ Ｄ Ｅ Ｆ Ｇ
-1 -3 -2 -1 -2 -1 -2 -1
(Sv.S /Bq.m) (Sv/Bq.m) (Sv/Sv.S) (Sv/Bq.m) (Sv/Sv.S) (Sv/Bq.m) (Sv/Sv.S)
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-16 -10 5 -9 7 -9 7
Zr－95 6.0×10 3.7×10 6.2×10 9.1×10 1.5×10 9.4×10 1.6×10
-16 -10 5 -9 6 -9 8
Nb－95 6.2×10 3.5×10 5.6×10 2.7×10 4.3×10 2.7×10 4.3×10
-16 -10 5 -9 6 -9 6
Ru－103 4.1×10 2.3×10 5.7×10 2.0×10 4.8×10 2.0×10 4.8×10
-16 -10 5 -9 7 -9 7
Ru－106 1.7×10 1.0×10 6.0×10 3.7×10 2.2×10 6.8×10 3.9×10
-16 -10 6 -10 8 -10 5
Te－132 2.4×10 6.4×10 2.7×10 8.4×10 3.5×10 8.4×10 3.5×10
-16 -10 5 -10 6 -10 8
I－131 3.6×10 1.6×10 4.5×10 3.6×10 1.0×10 3.6×10 1.0×10
-15 -11 4 -11 4 -11 4
I－132 1.8×10 2.2×10 1.2×10 2.2×10 1.2×10 2.2×10 1.2×10
-16 -11 5 -11 5 -11 5
I－133 5.1×10 5.8×10 1.1×10 6.0×10 1.2×10 6.0×10 1.2×10
-15 -11 4 -11 4 -11 4
I－135 1.1×10 5.0×10 4.4×10 5.0×10 4.4×10 5.0×10 4.4×10
-15 -10 5 -8 7 -8 7
Ce－134 1.3×10 7.7×10 6.0×10 3.2×10 2.5×10 9.1×10 7.1×10
-16 -10 5 -8 7 -7 8
Ce－137 4.7×10 2.8×10 6.0×10 1.4×10 2.9×10 1.5×10 3.3×10
-18 -10 6 -9 7 -9 7
Ba－140 1.6×10 6.7×10 4.1×10 2.9×10 1.8×10 2.9×10 1.8×10
-17 -11 8 -10 7 -9 7
Ce－144 2.2×10 2.7×10 1.2×10 8.9×10 4.0×10 1.4×10 6.3×10
-18 -11 5 -11 5 -11 5
Np－239 1.9×10 5.0×10 2.6×10 5.7×10 2.9×10 5.7×10 2.9×10
-19 -14 5 -12 7 -11 8
Pu－238 1.6×10 9.9×10 6.0×10 4.6×10 2.8×10 2.4×10 1.5×10
-19 -14 5 -12 7 -11 8
Pu－239 1.1×10 6.4×10 6.1×10 3.1×10 2.9×10 2.8×10 2.7×10
-19 -14 5 -12 7 -11 8
Pu－240 1.6×10 9.8×10 6.0×10 4.6×10 2.8×10 2.6×10 1.6×10
-21 -15 6 -19 8 -11 10
Pu－241 2.1×10 2.1×10 1.0×10 5.9×10 2.9×10 7.6×10 3.7×10
-17 -11 5 -10 7 -9 8
Am－241 1.9×10 1.1×10 6.0×10 5.5×10 2.9×10 5.8×10 3.1×10
-19 -13 5 -12 7 -12 7
Cm－242 1.9×10 1.2×10 6.0×10 2.9×10 1.5×10 3.5×10 1.8×10
-19 -13 5 -12 7 -11 8
Cm－241 3.1×10 1.8×10 6.0×10 8.6×10 2.8×10 5.6×10 1.8×10
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注：表中数值未考虑在建筑物内的逗留和建筑物提供的屏蔽。表中Ｃ、Ｅ、Ｇ的积分剂量用开阔地面上方１米处的初始剂量率（Ｓｖ／ｓ）表示。
表６ γ辐射的屏蔽因子
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ＵＮＳＣＥＡＲ 中国秦山核电厂周围
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建筑物 ０．０５－０．３０ 平房（砖房） ０．１５－０．２０
小型多层建筑物 二层砖房 ０．１０－０．１５
地下室 ０．０１
第一、二层 ０．０５ 多层楼房 ０．０５－０．１０
大型多层建筑物 大型多层楼房 ０．０１－０．０５
地下室 ０．００５
地面上各层 ０．０１
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