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煤灰成分分析方面的讲义？ 那位好友有煤灰成分分析方面的讲义，急用，谢谢查看更多 4个回答 . 1人已关注

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DMF回收问题？ 意大利DMF回收设备中脱酸用的是什么工艺啊查看更多 9个回答 . 5人已关注

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板式换热器用304材质板片出现锈点？我最近接触一台板换，刚运行一天，拆开后发现板片支点处出现锈点，有的严重的地方还有点变兰，就像点焊的似的，只是板片的单面出现这种情况。、请各位高手尽管给予出招，究竟是怎么回事？什么原因？查看更多 7个回答 . 2人已关注

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淡盐水中游离氯的控制？【英文篇名】 Control of Free Chlorine in Brine 【作者中文名】李玉清【作者英文名】 LI Yu-qing（Shandong Aluminum Vocational College[/url]; Metallurgy Chemical Engeneering Department[/url]; Zibo 255065　China）【作者单位】山东铝业职业学院冶金化工系山东淄博【文献出处】山东化工 , Shandong Chemical Industry , 编辑部邮箱 2007 年 09期期刊荣誉：【关键词】游离氯 ; [真空脱氯 ; 化学脱氯【英文关键词】 free chlorine;vacuum antichloration];chemical antichloration; 【摘要】分析了氯碱厂盐水系统游离氯的来源及危害,介绍了脱氯方法及工艺流程。【英文摘要】 The origin and harm of free chlorine in salt water system were analyzed,the method and technical process of antichloration were introduced. [ 本帖最后由 yzhms 于 2008-5-14 23:30 编辑 ] .注← ） # ← ，。查看更多 1个回答 . 2人已关注

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建议把注册化工师考试的基础和专业分区！？ 如题建议把注册化工师考试进行分区，大家发帖很少写明是基础考试还是专业考试！！！！查看更多 8个回答 . 4人已关注

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有人使用过Aspen模拟多晶硅工艺么? 我现在想涉足，只是水平有限，希望不吝赐教查看更多 8个回答 . 2人已关注

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请问生产管理体系标准是干什么的？ 请问生产管理体系标准：DIN ENISO9001:2000 ，是什么标准，主要是规定什么的，里面有什么要求，谢谢查看更多 1个回答 . 2人已关注

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转发自《神华科技》神华费托合成催化剂SFT41 8应用性能 ...？不知这个源于浙工大的催化剂现在如何？神华费托合成催化剂SFT41 8应用性能研究石玉林门卓武卜亿锋王洪学姜元博李导 (中国神华煤制油化工有限公司北京研究院，北京，100011) 摘要：经过实验室配方和基础制备工艺研制、中试制备技术研发、工业放大试生产、固定床和搅拌釜浆态床评价研究等，开发出了神华具有“主一次双活性中心”结构的低温浆态床费托合成工业沉淀铁系催化剂SFT418，并在CEU中试装置上按工业化煤基浆态床费托合成油工艺对催化剂进行了试验。通过工业生产催化剂SFT418—7长周期运转，优化了催化剂工业应用的工艺条件，获得了有关物料平衡数据、产品分布和性质等数据。研究表明开发的新型催化剂SFT418在工业条件下：C0总转化率>92％，C5+占烃类产率>93mo1％，性能先进具备工业应用的条件。查看更多 10个回答 . 3人已关注

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离子法烷基化讨论！！？ 离子法烷基化讨论！！全国烷基化近期貌似很热，据说离子法已经放大工业化，希望大家讨论共同发展！查看更多 1个回答 . 2人已关注

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液化气压力控多少合适? 我们装置（100万吨催化）的液化气回流罐压力一直不是很好控，冷热路调节阀一直控不稳，有没有用不凝气控压力的，正常压力一般控多少？查看更多 6个回答 . 3人已关注

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模拟甲醇合成塔总是质量不守恒?！！？用Aspen plus 模拟了一个甲醇合成塔的整个循环回路，可是合成器的出口总是比入口多好多，请问是怎么回事儿啊！！！请各位支支招！！谢谢。查看更多 3个回答 . 2人已关注

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GB 8703-88 辐射防护规定？ UDC 614.898.5 GB 8703-88 （ 1988 年 3 月 11 日国家环境保护局批准 1988 年 6 月 1 日实施） 1 总则 1.1 为了保障放射工作人员和广大公众的安全与健康、保护环境，促进核科学技术、核能和其他辐射应用事业的发展，制定本规定。 1.2 伴有辐射照射的一切实践和设施的选址、设计、运行和退役，都必须遵守本规定。 1.3 开展伴有辐射照射的实践以及设施的新建、扩建、改建和退役，必须按照国家有关规定，事先向主管部门和环境保护部门提交辐射防护和环境影响报告书，经审查批准后方可实施。在假设中必须做到辐射防护和环境保护设施与主体工程同时设计、同时施工、同时投产。 1.4 符合附录 C 所列豁免限值的实践和设施，可免于办理 1.3 条中规定的手续。 1.5 从事下列实践活动必须事前得到批准后方可进行。 A 、给人服用或向人体注射放射性物质，以及对人施行辐射照射。 B 、玩具中含有放射性物质。 C 、在医用产品、化妆品和家用产品（附录 C3 所列的除外）的加工生产中添加放射性物质。 D 、销售经辐射保鲜或保存的食品。 1.6 一切伴有辐射照射的实践和设施，都应当符合实践的正当性和辐射防护最优化原则，并确保个人所受的照射低于相应的剂量限值。 1.7 从事辐射工作的单位应设置独立于生产运行部门的辐射防护和环境保护机构（或专、兼职人员）。这些机构应接受主管部门和所在省市自治区辐射防护和环境保护部门的监督和指导。 1.8 辐射工作单位保鲜建立辐射防护和环境防护的岗位责任制，建立职工安全防护教育和培训考核制度，认真执行和字据遵守有关辐射防护和环境保护的规定，防止各类辐射事故的发生。从事辐射工作的人员，必须具备辐射防护基本知识，理解辐射防护最优化的基本原则，熟悉辐射防护方面的规章制度，并经过培训考核取得辐射工作人员合格证后方可参加工作。 1.9 在存在辐射照射的场所，以及在能发射辐射的物件上（ 1.4 除外），必须有 “ 电离辐射 ” 的标志（附录 D ）。 1.10 各省、自治区、直辖市人民政府和有关部门应加强对辐射防护工作的领导，根据本规定的要求，结合本地区、本部门的特点，制定相应的辐射防护规程和管理方法。 1.11 要切实关心辐射工作人员的身体健康。应由授权的医疗机构对辐射工作人员进行定期常规医学监督和异常受照人员的医学处理。辐射工作人员应享受的劳动保护和相应待遇，按照有关部门的规定执行。 2 剂量限制体系 2 、 1 基本原则 2 、 1.1 为了防止发生非随机性效应，并将随机性效应的发生率降低到可以接受的水平，用下述的剂量限制体系对正常照射加以限制。 2 、 1.2 一切实践和设施的选址、设计、运行和退役，必须遵守辐射防护三原则： A ；实践的正当性：在施行伴有辐射照射的任何实践之前，都必须经过正当性判断，确认这种实践具有正当的理由，获得的利益大于代价（包括健康损害和非健康损害代价）。 B ：辐射防护的最优化：应避免一切不必要的照射，在考虑到经济和社会因素的条件下，所有辐射照射都应保持在可合理达到的尽量低的水平。 C ：个人剂量的限制：用剂量限值对个人所受的照射加以限制。 2 、 2 实践的正当性 2 、 2 、 1 判断伴有辐射照射的实践的正当性，应当在全面考虑经济和社会因素，并与作为替代的其他实践相比较的基础上作出。 2 、 2 、 2 当发生引起的损害称为主要的考虑因素时，正当性判断由本单位或上级辐射防护部门作出。 2 、 3 辐射防护的最优化 2 、 3 、 1 辐射防护的最优化时辐射防护的重要原则，必须贯穿于实践或设施的选址、设计、运行和退役的全过程。 2 、 3 、 2 各单位应制定辐射防护最优化纲要，并定期评审，以确定是否需要予以调整。 2 、 3 、 3 辐射防护最优化纲要应在防护机构设置、防护管理、防护人员的培训和资格的审定、各类人员的安全防护知识教育、发生控制措施和应急计划等工作中加以贯彻和体现。 2 、 3 、 4 发生防护最优化纲要评审主要由本单位或上级辐射防护部门负责。 2 、 3 、 5 各级领导及所有人员都应对辐射防护最优化原则有所了解，并为最优化纲要的实现承担各自的责任。 2 、 4 对个人剂量的限制 2 、 4 、 1 剂量限制剂量限制时不允许接受的剂量范围的下限，而不是允许接受的剂量范围的上限，是最优化过程的约束条件。剂量限制不能直接用于设计和各自安排的目的。 2 、 4 、 2 基本限值 2 、 4 、 2 、 1 个人受到由可控制的源和实践产生的辐射照射（包括内外照射），不得超过 2 、 4 、 2 、 4 ～ 2 、 4 、 2 、 8 中规定的剂量当量限值。 2 、 4 、 2 、 2 剂量当量限值不包括医疗照射和天然本底照射。 2 、 4 、 2 、 3 剂量当量限值分两类：一类适用于辐射工作人员（见 2 、 4 、 2 、 4 ），另一类适用于公众成员（见 2 、 4 、 2 、 8 ）。 2 、 4 、 2 、 4 为了限制随机效应，辐射负责人员的年有效剂量当量限值为 50MSV 。为了防止非随机效应，眼晶体的年剂量当量限值为 150MSV ；其他单个器官或组织的年剂量当量限值为 500MSV 。 2 、 4 、 2 、 5 辐射各自人员由于实现计划的特殊照射所受的有效剂量当量在因此事件中不得超过 100MSV ，在一生中不得超过 250MSV ；并同时受 2 、 4 、 2 、 4 中器官或组织的年剂量当量限值的限制。事先计划的特殊照射必须得到本单位或设计辐射防护部门的批准，并应经过周密的计划安排。对接受这种照射的人员，应进行个人剂量监测和医学观察，结果记入个人剂量和健康档案。下列人员不得接受事先计划的特殊照射：过去已接受过有效剂量当量超过 250MSV 的异常照射的工作人员；育龄妇女；年龄未满 18 岁者。 2 、 4 、 2 、 6 措施辐射工作的育龄妇女接受照射时，应按月大致均匀地加以控制。对已知怀孕的妇女接受的照射，除按均匀的剂量率加以控制外，在一年内接受的有效剂量当量应限制在 15MSV 以下。 2 、 4 、 2 、 7 年龄在 16 ～ 18 周岁的学生和学徒工，由于教学培训需要接受照射时，一年内受到的有效剂量当量不得超过 15MSV 。年龄小于 16 周岁按公众成员控制。 2 、 4 、 2 、 8 公众成员的年有效剂量当量不超过 1MSV 。如果按终生剂量平均的年有效剂量当量不超 1MSV 。则在某些年份里允许以每年 5MSV 作为剂量限制。公众成员的皮肤和眼晶体的年剂量当量限制为 50MSV 。 2 、 4 、 3 次级限值 2 、 4 、 3 、 1 内照射的次级限值用年慑入量限值（ ALI ）表示。职业性内照射的 ALI 值列于附录 E 。 2 、 4 、 3 、 2 辐射工作人员在吸入 222Rn 和 220Rn 的短寿命子体的情况下，内照射的次级限值用吸入的 A 潜能表示。 222Rn 和 220Rn 的 A 潜能年限值为： 222Rn:0.02J 220Rn:0.06J 2 、 4 、 3 、 3 在一年事件内既受到外照射又受到内照射时，应满足（ 1 ）式和 2 、 4 、 2 、 4 中关于器官或组织的年剂量当量限值的规定：式中： (HE)---- 外照射产生的有效剂量当量， mSV ； Ij---- 放射性核素 j 的年慑入量， Bq/ 年； (ALI)j---- 放射性核素 j 的年慑入量限值， Bq/ 年。 2 、 4 、 3 、 4 在公众成员受到照射的情况下，其内照射的次级限值取 ALI 值的五分之一，则在某些年份允许取 ALI 值的十分之一；当关键组高空婴儿或儿童时，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区 ALI 值的百分之一。 3 、 4 、 4 导出限值气载放射性浓度的导出限值用导出空气浓度（ DAC ）表示，其数值列于附录 E 。它可以用于评价工作场所空气污染状况时的参考。 2 、 4 、 5 管理限值为了管理目的，主管部门或企业负责人可以根据最优化原则，对辐射防护有关的任何量制定管理限值，但它们必须严于基本限制或导出限制。 2 、 4 、 6 参考水平为有效地实施防护，辐射防护部门可事先规定确定行动的参考水平，参考水平包括：记录水平、调查水平和干预水平。 A 记录水平：由辐射防护部门对某种量指定的一个量值。从辐射防护的观点来看，大于这个水平的记录有重要意义，值得记录和保存。 B 调查水平：有辐射防护部门指定的量值，大于此值的结果被认为足够重要，应当进行调查。 C 干预水平：对异常情况下辐射防护部门事先制定的某种水平，小于这个水平通常就没有必要采取干预行动。 2 、 5 公众照射的限制原则 2 、 5 、 1 对医疗照射的限制原则医疗照射必须遵守剂量限制体系的正当性和最优化原则。一切治疗和诊断照射的应用，必须由有合格证的医生认为必要时才可施行。使用的放射性药剂和照射装置必须符合有关标准。从事医疗照射的医生应接受辐射防护专业训练，并取得主管部门发给的合格证。 2 、 5 、 2 对向环境中排放放射性物质的限制将放射性物质排放到环境中去（包括固体放射性废物的处置）的具体要求见本规定第 4 章。 2 、 5 、 3 对使用含有放射源的产品所受照射的限制原则使用含有放射源的产品，除必须遵守有关剂量限制的规定外，还应按最优化原则加以限制。这些限制应体现在产品的技术标准中。公众中广泛使用的含有放射源的产品，应当接受辐射防护和环境保护部门的管理，保证每种产品引起的照射都有正当的理由。 2 、 5 、 4 对可能使天然本底辐射水平增加的实践的限制可能使天然本底辐射水平增加的一切实践，都应在得到正当性和最优化审定后才能进行，必要时可建立阶段性的挂历限值。对现有的超过限值的实践，应及时采取补救措施；对今后可能产生的照射应在计划设计和作出决定的阶段，就按最优化原则制定适当的限值。 3 辐射照射的控制措施 3 、 1 管理措施 3 、 1.1 为了便于管理，将从事辐射工作单位的场所分为三区： A 控制区：在其中连续工作的人员一年内受到的辐射照射可能超过年限值的十分之三的区域，应标以红色。 B 监督区：在其中连续工作的人员一年内受到的辐射照射一般不超过年限值的十分之三，而可能超过十分之一的区域，应标以橙色。 C 非限制区：在其中连续工作的人员一年内受到的辐射照射一般不超过年限值的十分之一的区域，应标以绿色。 3 、 1.2 为了便于监测，将工作人员所处的工作条件分为两类： A 、第一类：在此条件下，工作人员的年剂量可能超过个人剂量限值的十分之三。 B 、第二类：在此条件下，工作人员的年剂量不大可能超过个人年剂量限值的十分之三。 3 、 1.3 开放型放射源工作场所按操作量的大小分为三级，具体分级表见表 1 。级别日等效最大操作量 1),Bq 甲 >4×109 乙 2×107-4×109 丙 2×104-4×107 注： 1 ）日等效最大操作量的计算见附表 F 。 3 、 1.4 工作场所的工作台、设备、墙壁和地面等表面的放射性物质污染控制水平见表 2 。表 2 表面的放射性物质污染控制水平表面类型 α 放射性物质 β 放射性物质工作台、设备、墙壁、地面控制区监督区极毒性其他 4 4×10 4×10 非限制区 4×10-1 4 4 工作服、手套、工作鞋控制区监督区 4×10-1 4×10-1 4 非限制区 4×10-2 4×10-2 4×10-1 手、皮肤、内衣、工作袜　 4×10-2 4×10-2 4×10-1 注： ① 表 2 所列数值系指表面上固定污染和松散污染的总数。 ② 手、皮肤、内衣、工作袜污染时，应及时清洗，尽可能洗到本底水平。其他表面污染水平超过表 2 中所列数值时，应采取去污措施。 ③ 设备、墙壁、地面经采取适当的去污措施后，仍超过表 2 中所列数值时，可视为固定性污染，经辐射防护部门检查同意，可适当提高控制水平，但不得超过表 2 所列数值的 5 倍。 ④β 粒子最大能量小于 0.3MeV 的 β 放射性物质的表面污染控制水平，可为表 2 所列数值的 5 倍。 ⑤227Ac 、 210Pb 、 228Ra 等 β 放射性物质，按 α 放射性物质的表面污染控制水平执行。 ⑥ 氚和氚化水的表面污染控制水平，可为表 2 所列数值的 10 倍。 ⑦ 表面污染水平可按一定面积上的平均值计算：皮肤和工作服取 100cm2 ，设备取 300 cm2 ，地面取 1000cm2 。 3 、 1.5 工作场所的某些设备与用品，经去污使其污染水平降低到由表 2 中所列设备的控制区数值的五十分之一以下时，经辐射防护部门测量许可后，可当作普通物件使用（但不得用于炊具）。 3 、 1.6 一切伴有辐射照射的工作，应事先制定严格的操作程序，必要时应在辐射防护部门的监督下进行演习，使操作人员达到熟练掌握操作技能的程度。 3 、 1.7 要严格控制放射性分为向环境排放。排放口应设立有相应的标志。含放射性物质的工业废渣、副产品或废水的利用，必须首先作出评价，得到辐射防护和环境保护部门批准后方可进行。 3 、 1.8 产生辐射的产品销售应得到辐射防护和环境保护部门的批准。在产品质量和包装方面必须经过鉴定，随产品应附有载明红色名称、活度、状态、包装方式、表面剂量率和分装日期等内容的说明书，并且只允许售于持有辐射工作许可证的单位。 3 、 1.9 辐射工作单位要建立有效的辐射防护监测和监督制度，严格控制无关人员浸入辐射工作场所，经常检查辐射防护计划和措施有效性，发现异常情况，及时采取改进措施。 3 、 2 技术措施 3 、 2 、 1 一切直接从事辐射工作的场所，应根据放射源、工作场所的级别按有关规定进行设计和建造，其内部并做到合理布局，表面装修易于去污，合理采用各种操作器械和设备，设置净化装置，使各区域的辐射照射及对环境的影响控制在相应的数值之内。 3 、 2 、 2 对于外照射源，应根据需要设置永久性或临时性屏蔽、或确保人与源之间有适当距离的可靠防护措施。 3 、 2 、 3 对于辐射装置，除应满足 3 、 2 、 2 的要求外，还应设置联锁门、报警设备和其他安全装置。 3 、 2 、 4 在可能发生空气污染的区域，必须设有全面或局部的送、排风装置，如操作放射性物质的工作箱、手套箱和通风柜等，其换气速率、负压大小和气流组织应能防止污染的回流和扩散。 3 、 2 、 5 工作人员进入辐射工作场所时，必须穿戴相应的个人防护衣具。在开放型放射源工作场所入口处，一般应设置**室、淋浴室和污染监测装置。 4 放射性废物管理 4.1 放射性废物的分类。 4.1.1 放射性核素含量超过国家规定限值的固体、液体和气体废弃物，统称为放射性废物。 4.1.2 从处理和处置的角度，按比活度和半衰期将放射性废物分为高放长寿命、中放长寿命、低放长寿命、中放短寿命和低放短寿命等五类。 4.2 放射性废物管理原则 4.2.1 一切产生放射性废物的实践或设施，均应设立相应的放射性废物收集系统，并采取一切必要的措施，尽量减少或减小放射性废物的产生量或体积。 4.2.2 需要在环境中处置的各类放射性废物，必须按国家废物处置方针和环境保护部门的有关规定进行处置。 4.2.3 低放液体和气体废物向环境的常规性排放，必须事前经环境保护部门批准后方可进行。 4.2.4 每一个实践或设施都应确定向环境排放的限值，确定这些限值时应进行最优化分析，并留出余地。不止一个实践或设施影响同一个关键人群组时，应由环境保护部门对每一个实践或设施规定一个排放上界值。 4.2.5 除低放液体和气体废物可有控制地向环境排放外，其余废物必须转化为不同类型的固化物，经过最优化分析，在保证安全地与生物圈隔离的条件下，以固体废物的形态在环境中处置，并做好长期的管理和监测工作。 4.3 低放气体或所溶胶的排放 4.3.1 由气体或所溶胶的排放造成的公众生活环境中的气载放射性核素深度年平均不应超过附录 E 中 DAC 的 1/150 。 4.3.2 由于排放使关键人群组的摄入大于相应的年摄入量限值的 1/3 时，除对实践或设施的排放浓度限制外，必须对总排放量施加限制。 4.3.3 当气载放射性核素不止一种时，混合气体的导出空气浓度按式（ 2 ）确定：式中： Cj---- 第 j 种核素的浓度； L---- 该核素规定的相应限值。 4.4 低放废液的排放 4.4.1 低放废液排放使关键人群组一年所受的剂量只能是 2.4.2.8 的限值的一部分。 4.4.2 低放废液就尽量采用糟式排放。排放前必须进行监测，超过排放管理限值时不得排放。一般不得采用稀释方法，将超过排放管理限值的废液排入环境。 4.4.3 低放废液向江河和海洋排放时，在排放口位置、排放总活度和浓度等方面，都必须得到环境保护部门的批准。排放区域应避开经济鱼类产卵区、水生生物养殖场、盐场、海滨游泳和娱乐场所等；排放口应设在集中取水区的下游。含有长寿命放射性核素（放射性半衰期大于 30 年）的废液，严禁向封闭式湖泊排放。 4.4.4 下列低放废液可以直接排入流量大于 10 倍排放流量的普通下水道：每月排放的总活度不超地 10ALImin ，每一次排放的活度不超地 1ALImin(ALImin 是附录 E 中食入和吸入 ALI 值中的较少者）且每次排放后用水进行冲洗。 4.5 固体放射性废物处理 4.5.1 放射性同位素和辐射应用中产生的低放固体废物（包括废放射源），应分类收集在专用的放射性废物容器中，然后集中送往指定的废物库（场）存放或处置。废物容器及其暂存处应有电离辐射标志。 4.5.2 核设施中产生的中、低放固体废物，应采用区域性的浅地层废物埋藏场进行处置。 4.5.3 对于各类长寿命的超铀固体废物和不再进行后处理的乏燃料元件，应采用深地质层处置方案，使其与生物圈隔离。 4.5.4 含天然放射性核素的尾矿砂和废旷石及有关固体废物，当比活度处于（ 2 － 7 ） ×10Bq/kg 时，应建坝存放，退役时应妥状况管理，要防止污染物再悬浮和扩散。当比活度大于 7×10 Bq/kg 时，应建库存放。 5 放射性物质安全运输 5.1 放射性物质的分类为了放射性货物的安全运输，将放射性物质分为五类： a. 低比活度放射性物质； b. 表面污染物体； c. 可裂变物质； d. 特殊形式放射性物质； e. 其他形式放射性物质。 5.2 货包和包装的分类、分级和放射性活度限值 5.2.1 放射性物质运输中，货包分为豁免货包、工业型货包、 A 型货包和 B 型货包四类。相应的包装分为豁免型包装、工业型包装、 A 型包装和 B 型包装。 5.2.2 低比活度放射性物质和表面污染物体，一般用工业型包装。其他放射性物质的包装分为 A 型和 B 型两类。工业型包装允许的放射性活度限值见表 3 。表 3 在一个交通工具中的低比活度物质和表面污染物体的总放射性活度限值货物性质除内陆水路外的每一交通工具的放射性活度限值 * 内陆船舱或货舱中的放射性活度限值 * I 类低比活度物质不限不限 II 类和 III 类低比活度物质的非易燃性固体不限 100A2 II 类和 III 类低比活度物质的可燃性、液体和气体 100A2 10A2 表面污染物体 100A2 10A2 * 液态氚的浓度限值此处不适用，详见《放射性物质安全运输规定》。 A 型包装允许装入的物质的活度：特殊形式放射性物质的活度在 A 什以下；其他形式放射性物质的活度在 A 值以下（ A 、 A 值见附录 G ）。 B 型包装分为只需以货方主管部门批准的 B （ U ）型和需运出、运入方等主管部门多方批准的 B （ M ）型两种。 B 型包装可以装入的放射性物质的活度按批准证书所规定的限值加以限制。 5.2.3 按放射性物质货包和集装箱的表面剂量当量率及运输指数的大小，将放射性物质货包分为表 4 、表 5 所列的三个级别。表 4 货包的分级运输等级货包外表面任意一点的最大剂量当量率 HmSv/h 运输指数 TI I 级 ---- 白色 H=<0.005 （ 0.5 ） TI=0 II 级 ---- 黄色 0.005(0.5)<H=<0.5 （ 50 ） 0<TI=<1 III 级 ---- 黄色 0.5(50)<H=<2 （ 200 ） 1<TI=<10 表5外包装（包括用作外包装的集装箱）的分级运输等级运输指数 I 级 ---- 白色 TI=0 II 级 ---- 黄色 0<TI=<1 III 级 ---- 黄色 1<TI=<10 5.2.4 一切放射性物质的包装必须按照有关规定设计和检验，经辐射防护部门和承运部门审查批准后方能使用。 5.3 豁免和邮寄 5.3.1 当放射性物质货包外表面任何一点上的剂量当量率不超地 5 v/h ，且内容物的放射性活度总量不超过表 6 所列豁免限值时，可按豁免货包运输。 5.3.2 符合 5.3.1 豁免条件的放射性物质货包，其活度低于表 6 所列数值的十分之一时，经授权的辐射防护部门证明，可以在邮政部门办理邮寄。表 6 可按豁免货包运输的放射性活度限值内容物性质仪表或物件物质货包限值 1) 物品限值货包限值 1) 固体：特殊形式其他形式　 10-2A1 10-2A2 　 A1 A2 　 10-3A1 10-3A2 液态 10-3A2 10-1A1 10-4A2 气态：氚特殊形式其他形式　 2×10-2A2 10-3A1 10-3A2 　 2×10-1A2 10-2A1 10-2A2 　 2×10-2A2 10-3A1 10-3A2 注； 1 ）液态氚的浓度限值（附录 G 中规定的）此处不适用。名类货包外表面放射性物质非固定的污染水平不得超地表 7 所规定的限值。表 7 货包和运输工具表面放射性物质非固定污染限值 1) 货包类型活染限度 Bq/cm2 　　 β 、 γ 和低毒性 α 发射体 1) 其他 α 发射体豁免货包外表面，载有豁免货包的外包装、集装箱和运输工具的内、外表面 4×10-1 （ 10-5) 4×10-2 （ 10-6) 除豁免货包外的货包外表面，不载有豁免货包的外包装和集装箱的内、外表面 4 （ 10-5) 4×10-1 （ 10-5) 注： 1 ）表中限值允许在表面的任意部位的任何一个 300cm3 的面积上求平均。小于 300 者按实际污染面积平均。 2 ）低毒性的 a 发射体指的是：天然油、贫化铀、天然钍、 235U 、 238U 、 232Th ，在矿石和物理或化学浓缩物中的 228Th 、 230Th ，以及半衰期小于 10 天的放射性核素。 5.5 运输管理 5.5.1 不同等级的货包混装运输或整载运输时，各运输工具所装载的货包所造成的剂量当量率不得超过相应的限值。整载运输的车辆、货舱和甲板，其两对侧必须有 “ 电离辐射 ” 的标志牌（见附录 H ）。 5.5.2 放射性物质货包不得与食品、易燃易爆物品混装在同一车箱（舱）内运输。 II 、 III 级货包应与人员和未感光的胶片保持一定的距离，保证人员与胶片所受剂量和照射小于相应的限值。 5.5.3 承运放射性物质的站、场或港口，应有相应的放射性物质货包贮存库和其他专用工具。贮存库就有明显的 “ 电离辐射 ” 的标牌，严禁无关人员进入。对工作人员和场所应进行辐射监测和管理。 5.5.4 托运放射性物质的发货人，必须向承运部门提交有关放射性物质特性、包装容器性能和合格证等方面的报告书，以及授权的辐射防护部门所签发的 “ 放射性物质货包辐射水平检查证明书 ” ，经审查批准后才能办理发货等手续。首次发运放射性物质货包的单位，还应提交运输方案的专题报告，按 5.2.4 相应的管理办法审查批准后方可运输。 6 选址要求 6.1 选址的一般原则在选择伴有辐射照射设施的地址时，应根据该设施的污染源项、地理环境、生态、地质、水文、气象条件和人口分布等因素，在分析比较的基础上作出决策。凡被选取的地址均应同时考虑到正常运行和意外事件，并满足关键人群组所受的剂量当量不得超过相应限值的规定，公众所受的集体剂量符合可合理达到的尽量低的原则。 6.2 放射性同位素和辐射应用单位的选址。 6.2.1 开放型放射源工作场所的甲级实验室不得设于城市市区。有特殊必要时，经辐射防护和环境保护部门审查批准的方可设于市区。 6.2.2 密封型放射源、 X 射线机、加速器等辐照装置可以设于市区。这些装置均应采取有效屏蔽措施，使周围公众所受的照射不超过相应的限值。 6.2.3 产生并向环境排放放射性废物的辐照装置，在建设前应对所选地址周围环境影响作出预评价，报环境保护部门审查批准后方可建设。 6.3 核设施的选址 6.3.1 核设施选择厂址时，应首先考虑在事故情况下引起的放射性物质释放可能对公众的影响，同时考虑核设施正常运行期间放射性物质对环境的长远影响。 6.3.2 在评价和选定核设施的厂址时，必须考虑多方面的因素，其中主要有：厂址周围人口分布状况；厂址区域的地质、地震、水文、气象、生态和交通等条件；土地利用情况和远景规划；厂址区域外可能发生的事件对核设施安全的影响；放射性物质和放射性废物的贮存与运输等等。 6.3.3 核设施的厂址应选择人口密度较低、放射性流出物稀扩散条件较好的地点。 6.3.4 核设施厂址的确定，应进行最优化分析，从全面规划出发，至少选择三个候选厂址，进行综合评价，择优选定。 6.3.5 根据核设施的性质、规模和当地的环境条件，应在核设施厂址周围划定适当大小的非居住区。在非居住区外，应设置规划限制区，并控制该区人口的机械增长。 6.3.6 核设施的厂址应与城市市区保持适当的直线距离。　 7 辐射监测 7.1 一切伴有辐射的实践或设施，都应根据具体情况，按辐射防护最优化原则制定出相应的辐射监测计划，开展辐射监测。监测结果应定期向辐射防护和环境保护部门报告，发现异常情况时应随时报告。辐射防护和环境保护部门也应对这些辐射工作单位进行抽样性的监测。 7.2 个人监测 7.2.1 辐射工作单位必须对第一类工作条件下的工作人员进行个人监测。工作人员可能受到、 x 、高能射线或中子照射时，应佩带相应的个人剂量计。当内照射可能较大时，应定期进行内照射监测。个人监测结果要逐个记录、存档，其保存时间不少于停止辐射工作后 30 年。 7.2.2 在事故或应急情况下，根据情况可对有关人员以及少数有代表性的公众成员进行个人监测。 7.2.3 工作人员离开开放型放射源工作场所时，应该进行体表放射性污染检查。 7.3 工作场所监测 7.3.1 为检验工作环境在连续操作时是否符合辐射安全要求，鉴别是否有异常或紧急情况发生，工作场所应进行常规监测。依据辐射源的特点和操作方式，常规监测应对工作场所中的辐射水平、空气中放射性核素的浓度以及表面污染水平等进行监测。在可能出现高水平照射或事故照射的场合，必须配置可以自动报警的连续监测装置。测量结果，连同测量条件、测量方法和仪器、测量时间等一同记录并妥状况保存。 7.3.2 在实践或设施的运行过程中，会使工作人员所在环境的剂量当量率发生较大改变的岗位，应进行操作监测。 7.3.3 当工作环境安全控制的资料不够充分，或操作过程可能出现异常时，应进行特殊监测。 7.4 流出物（源项）监测 7.4.1 产生放射性流出物的单位必须根据设施的性质、规模及运行情况，制定相应的放射性流出物的监测计划，并实施监测。 7.4.2 要对流出物所有可能的流出途径进行监测。监测内容应包括流出物中放射性核素种类、浓度和排放总量等。 7.5 环境监测 7.5.1 运行前的调查辐射工作单位应开展运行前调查，调查的目的是：识别可能的关键核素，关键途径及关键人群组，确定出环境中辐射和放射性本底水平及变化规律。对于大型核设施，这种调查至少应连续进行两年。调查的内容包括环境介质中的放射性核素种类和浓度，以及环境辐射水平；设施附近的水文、地质、气象和生态资料；人口分布以及饮食及生活习惯等。 7.5.2 运行期间的监测运行时环境监测的目的在于评价核设施对环境的影响。关键核素、关键途径和关键人群组应作为考虑的重点。发现异常情况时，应追踪污染趋势并修正监测计划。运行期间除对与人有关的食物链的关键核素进行测量分析外，还应对能够浓集放射性核素的指示性生物进行调查。 7.6 事故调查 7.6.1 为减少在紧急或事故情况下工作人员以及公众所受的照射，辐射工作单位必须根据设施的特点、出现紧急或事故的可能情况，制订出相应的应急或事故监测计划，配备相应的监测设备，并对人员进行培训。应急或事帮监测必须灵活、快速。 7.6.2 出现紧急或事故时，首先要确定对人有直接危害的数据，以便采取必要的应急和防范措施。 7.6.3 在事故排放情况下，事故监测应包括放射性物质在环境中运动情况的调查。 7.7 监测质量保证监测质量保证要贯穿于从监测方案制定起直到监测结果评价的每一个阶段。任何监测计划必须包含有质量保证计划，以确保做到仪器设备能正常工作，测量程序能正确地建立和执行，分析能正确地进行，监测记录能得到及时妥状况的保存，测量所需的准确度能得到保证以及误差能得的控制。　 8 辐射事故管理 8.1 辐射工作单位必须贯彻预防为主的方针，坚持管生产必须管安全的原则，加强辐射防护知识和技能的教育与训练，严格事故管理，制定有效的事故处理方案，及时采取有效措施，切实消除不安全因素，防止各类事故的发生和扩大。 8.2 可能发生事故的单位，必须制定事故应急计划，确保在一旦出现此类事故时可立即采取相应行动。应急计划应报监督部门审批，主管部门备案。平时要组织适当的训练和演习。 8.3 辐射事故的分类和分级 8.3.1 辐射事故的类型，按其性质分为五类：超剂量照射事故、表面污染事故、丢失放射性物质事故、超临界事故和放射性物质泄漏事故。按其影响范围分为：发生在辐射工作单位管辖区（归辐射工作单位直接管辖的除生活区外的区域）内部的事故和管辖区外部的事故。 8.3.2 辐射事故按其危害程度分为三级：一般，较大和重大事故。 8.3.2.1 超剂量照射事故、表面污染事故和丢失放射性物质事故的分级见附录 I 。 8.3.2.2 凡是超临界事故均为重大事故，其他辐射事故的级别参照附录 I 确定。 8.4 事故报告和管理 8.4.1 为了加强对辐射事故的管理。辐射工作单位应建立事故报告和管理制度。 8.4.2 辐射工作单位的辐射防护和环境保护机构，应协助单位领导做好各类事故的预防、调查、分析及处理工作，并负责事故的统计和上报工作。 8.4.3 辐射工作单位否认发生何种辐射事故，均应及时按要求填报事故报告表（见附录 J ）。一个事故可作多种分类和分级时，按其中最高的一级上报和处理。重大事故应在事故发生后 24 小时内上报主管部门和监督部门。各单位的领导要对事故报告的及时性、全面性和真实性负责。对于隐瞒不报、虚报、漏报和无故拖延报告的，要追究责任。 8.4.4 辐射工作单位应建立全面、系统和完整的事故档案，认真总结经验教训，防止同类事故再次发生。　 9 辐射防护评价 9.1 伴有辐射照射实践和设施的单位，应按本规定进行辐射防护评价，并向上级辐射防护和环境保护部门上报评价报告。 9.2 在设施的选址、设计、运行和退役阶段，均应有相应的辐射防护评价、运行阶段的评价应定期进行。 9.3 辐射防护评价的基本要求，是评价辐射防护工作是否符合辐射防护最优化原则。辐射防护评价的内容包括辐射防护管理，技术措施和人员受照情况三个方面。 9.3.1 辐射防护管理评价，主要是评价辐射防护的机构设置、规章制度、人员素质、经费管理及统计报表等是否有效地实现了最优化纲要。 9.3.2 辐射防护技术措施评价，主要是评价辐射安全技术、排放控制、废物处理及辐射监测等技术措施，是否按辐射防护最优化原则进行设计，运行中效能是否符合设计要求。 9.3.3 辐射照射评价是辐射防护评价的重点，包括个人剂量当量的评价和集体剂量当量的评价。评价辐射照射时，应包括所有有关的源或实践所造成总的照射，评价集体剂量当量时，通常可以仅对给定的源或实践作出评价。计算集体剂量当量时，对核设施应计算给定源或实践周围 80km 范围内的所有人群。 9.4 在每次辐射防护评价中，应包括根据辐射照射评价的结果，提出改进辐射防护工作的意见。　 10 辐射工作人员的健康管理 10.1 常规医学监督 10.1.1 对辐射工作人员的医学监督根据一般职业医学原则进行。其目的是：评价职工健康情况；提供原始健康状况的资料；以及确保职工的健康情况在开始从业时和从业期间都能适应他们的工作。 10.1.2 对第一类工作条件下的工作人员必须进行常规医学监督。 10.1.3 从事辐射工作前的健康检查内容包括医学史的询问，特别是先前的辐射照射史和各种毒物接触史的调查：一般医学检查；末梢血化验检查；以及根据工作和健康情况，由负责医师提出的其他有关检查。 10.1.4 辐射工作从业期间的定期医学检查，内容根据其受照类型的程度，以及工作人员健康状况确定，除一般健康检查项目外，尚可追加对辐射照射敏感的检查指标。 10.1.5 定期医学检查频率一般为一年一次，如辐射照射情况和工作人员健康状况需要的话，则可将检查周期缩短或延长。 10.1.6 医学检查应由授权的医闻机构承担。医学监督记录与个人剂量监测数据一样，保存时间不得少于其停止辐射工作后 30 年。 10.1.7 授权的医疗机构的负责医师依据辐射工作人员健康标准（附录 K ），对受检工作人员适任性作出判断，以保证辐射工作人员在正常和异常情况下，都具有安全地执行任务的健康条件。 10.2 异常受照人员的医学处理 10.2.1 授权的医疗机构的负责医师应参与辐射应急计划的讨论和制定；参与对人员受照的异常事件的调查，负责对异常受照人员进行必要的医学检查、治疗和尽量完善的医疗照料。 10.2.2 对辐射照射或放射性核素摄入量超地年限值两倍的异常受照人员，授权的医疗机构的负责医师应根据情况给予迅速、正确的医学处理。 10.2.3 异常受照人员的医学处理包括就地的初期医学处理，就近医疗机构的医学检查和处理，以及将严重受照人员转入专门医疗机构的论断和治疗。 10.2.4 授权的医疗机构对那些受照剂量较高或健康检查中发现与辐射有关的健康改变的工作人员，应进行系统的医学追踪观察。 10.2.5 异常受照的工作人员是否继续从事其本职工作，由授权的医疗机构会同辐射防护部门，考虑其以往照射情况、工作需要、本人技能等情况后，可令其继续从事原任工作；也可改做受照剂量低的辐射工作，乃至调离辐射工作。　 11 名词术语的定义和解释为了便于理解和执行本规定，对本规定中使用的部分名词术语定义和解释如下： 11.1 辐射： “ 电离辐射 ” 的简称。 11.2 实践：伴有辐射照射的人类活动；有时也称 “ 伴有辐射照射的实践 ” 。 11.3 辐射工作人员：其职业岗位伴有辐射照射的工作人员，也称职业性受照人员或放射工作。 11.4 公众：除辐射工作人员以外的所有其他社会成员；离开工作岗位后的辐射工作人员也作公众看待。 11.5 职业性照射：辐射工作人员因从事本职工作而接受的辐射照射。 11.6 剂量：有效剂量当量、集体剂量当量或待积剂量当量的泛称。计算中所用的品质因数和权重因子列在附录 A 和附录 B 中。 11.7 个人剂量限值：个人在一年期间受到的外照射所着重的有效剂量当量与这一年内摄入的放射性核素气所着重的待积有效剂量当量两者之和的限值。 11.8 关键人群组：在某一给定实践所涉及的各受照人群组中，预期将受到最大辐射照射的人群组，简称关键组。关键人群组所受到的辐射照射是量度公众成员由于该实践所受剂量的上限。 11.9 辐射源：产生或能产生电离辐射的物质或装置。 11.10 放射（性）源：产生电离辐射的放射性物质。 11.11 密射（放射）源：密封在包壳或紧密覆盖层内的放射源。这种包壳具有足够的强度，使之在设计的使用条件下和正常磨损下，不会有放射性物质泄漏出来。 11.12 非密封（放射）源：除密封放射源以外的放射源。 11.13 损害：由辐射引起的所有有害影响，包括对健康的影响。 11.14 正常照射：人员在正常运行情况下受到的照射。 11.15 异常照射：人员在辐射源失控时受到的照射。 11.16 辐射事故：辐射源失控引起的异常事件，它能够直接或间接地产生对生命、健康的危害或财产的损失。 11.17 事故照射：辐射事故引起的且非自愿的、意外的辐射照射，它可能超过为辐射工作人员制定的一种或多种剂量限值，还可能导致公众成员受到异常情况的辐射照射。 11.18 应急照射：在异常情况下为抢救受危害的人员和财产，防止大量的人员受照和事态扩大，经判断为正当的照射。由此接受的剂量可能超地为辐射工作人员规定的剂量限值，从而也有可能超地事先计划的特殊照射的限值。这种照射应是自愿接受的。 11.19 事先计划的特殊照射：引起年剂量超过为辐射工作人员规定的年剂量当量限值的照射。正常运行期间的某种情况下，当不可能使用不包含这种照射的替代措施时，方可作为一种例外而得到允许。 11.20 糟式排放：拟排放的放射性废液先注入贮糟中，然后监测其放射性浓度，当浓度低于排放管理限值时可以排放，并同时记录排放总量和排放浓度。当浓度高于排放管理限值时，该糟度液要返回处理，不准排放。 11.21 退役：核设施、核装置、放射性固体废物处置场等的关闭。 11.22 低比活度放射物质：系指在不考虑周围屏蔽材料的情况下，其比活度等于或低于一定限值的放射性物质。 11.23 表面污染物体：系指物体本身不属于放射性物质，但表面散布着放射性核素的固体物体。 11.24 可裂变物质：系指或这些可裂变物质的任意组合。 11.25 特殊形式放射性物质：系指不会弥散的固体放射性物质或装有放射性物质的密封盒。 11.26 运输指数：系指给货包、外包装、罐或货物集装箱，或元包装的 I 类低比活度物质或 I 类表面污染物体指定的一个数字，利用它同时对核临界安全性和辐射照射量进行控制。附录 A 品质因数（补充件）计算剂量当量时所用的水中不同碰撞阻止本领（ L∞ ）值所对应的品质因数（ Q ）值如下表：水中的（ L∞ ） (keV/m) 品种因数 =<3.5 1 7 2 23 5 53 10 >=175 20 如果辐射按L ∞的分布不知，则可按初级辐射的类型使用品质因数有效值 Q的近似值，如下表所示（对外照射和内照射都可使用）：初级辐射类型 Q 近似值 X 射线、 γ 射线和电子 1 质子和静止质量大于 1 个原子质量单位的单电荷粒子 10 中子、 a 粒子和多电荷粒子 20 附录 B 相对危险度权重因子（补充件）计算有效剂量当量时所用的相对危险度权生因子（ WT ）如下表：组织名称（ T ）权重因子（ WT ）性腺 0.25 乳腺 0.15 红骨髓 0.12 肺 0.12 甲状腺 0.03 骨表面 0.03 其余组织（每一个） 1) 0.06 注： 1 ）选取其他五个在表中尚未指明的受到剂量当量最大的器官组织，每一个的 WT 为 0.06 。当胃肠道受到照射时，胃、小肠、上段大肠和下段大肠视为四个独立的器官。手、前臂、足、踝和眼晶体不包括在 “ 其余组织 ” 内，因此在计算 WTHT 时，这些组织应排除在外。　附录 C 豁免限值（补充件）伴有辐射照射的实践和设施，只要符合下列相应条件之一，即可免除输有关申报登记批准手续。 C1 涉及的放射性物质的日等效最大操作量小于 5×10 Bq 。 C2 比活度小于 70Bq/g 的放射性物质。对于固态天然放射性物质，小于 350Bq/g 。 C3 使用含有辐射以光涂料的舴仪表或时钟。但位于距装置可接近的表面 0.1m C4 在正常操作条件下，比活度虽然超地 C2 中规定，但仅位于距装置可接近的表面 0.1m 距离的任何一点的剂量当量率不大于 1μSv/h 。 C5 在正常操作条件下，位于距发射电离辐射（不带有任何放射性物质）的装置的可接近表面 0.1m 距离的任何一点的剂量当量率不大于 1μSv/h 。 C6 用于显示可见物象的阴极射线管，位于距装置可接近的表 0.05m 距离的任何一点的剂量当量率不大于 5μSv/h 。附录 D 电离辐射标志（补充件）附录 E 年摄入量限值（ ALI ）和导出空气浓度（ DAC ）（补充件） E1 表中每一种放射性核素均按化合物分类给出可供选择的适当的 ALI 值。 E2 对吸入情况下的 ALI 和 DAC ，是根据放射性物质在肺的生物学蓄积情况，按 ICRP 的三个分类（ D 、 W 、 Y ） 2 给出。这一分类相应的生物半减期的范围是： D 类，小于 10d ， W 类， 10 － 100d ， Y 类，大于 100d 。 E3 这些 ALI 和 DAC 值是 ICRP 报告中给出的工作人员的放射性核素摄入量限值（ ICRP ，第 30 号出版物，第 1 － 3 部分）。 E4 DAC 是导出限值，目的是控制直到一年的延续期间的照射。 DAC 和 ALI 的关系见式（ E1 ）： DAC ＝ ALI/ （ 2000×60×0.02 ）＝ ALI/2.4×10 Bq/m3 （ E1 ）式中： 0.02 －－ “ 参考人 ” 在轻体力活动工作条件下每分钟呼吸空气的体积， m /min 。 E5 ALI 和 DAC 是所指定的单一放射性核素由指定途径人体的摄入量数值，而且对母核在体内期间衰变产生的任一子体核素也留有余地。但是，包括母体和子体核素两者总摄入量时，应该用相应于混合物的一般性方法处理。 E6 在下述情况下， ALI 和 DAC 数值不能直接使用，工作人员食入并吸入同一放射性核素时，工作人员受多种放射性核素混合物照射时；工作人员同时受到内照射和外照射时。在这种情况下，应当使用式（ E2 ）、（ E3 ）求得： HI,S/500(mSv)≤1------------(E2) HI,d/500(mSv)+ Σ(Ij/Ij,L)≤1----------(E3) 式中： HI,S---- 浅表剂量当量指数； HI,d---- 深部剂量当量指数； Ij---- 放射性核素 j 的年摄入量； Ij,L---- 放射性核素 j 的年摄入量限值。 E7 在吸入 222Rn 和 220Rn 短寿命子体的特殊情况下， Ij,L 可以用吸入的 a 潜能来表示，其年限值是：对 222Rn 的子体为 0.02J ；对 220Rn 的子体为 0.06J 。若用累积照射量表示（已经广泛采用的实用性单位是工作水平月（ WLM ））其限值是：对 222Rn 的子体为 5WLM ；对 220Rn 的子体为 15WLM 。 E8 表 E1a-E1g 中给出每一元素的各个核素的年摄入量限值 ALI （ Bq ）和导出空气浓度 DAC （ Bq/m3 ），其数值根据每周工作 40h 计算。表 E1a 元素名称放射性核素　食入吸入氢 3H （氚水） 3H （元素氚） ALI DAC ALI DAC 3×109 －－－ 3×109 8×105 － 2×1010 对DAC的计算包括了氚经皮肤的吸收元素名称放射性核素　食入吸入 Ⅰ Ⅱ Ⅲ 铍 7 Be 10Be 　　　 ALI DAC ALI 　　 DAC 2 × 109 － 4 × 107 （4 × 107）下部大肠壁－ 8 × 108 3 × 105 6 × 106 　　 2 × 103 7 × 108 3 × 105 5 × 105 　　 2 × 102 I铍的所有化合物；II除III外的常见的铍的所有化合物；III铍的氧化物、卤素化合物和硝酸盐。元素名称　放射性核素　　　食入吸入 Ⅰ Ⅱ 碳 11 C 　 14C ALI DAC ALI DAC 2 × 1010 － 9 × 107 － 2 × 1010 6 × 106 9 × 107 4 × 104 Ⅰ、Ⅱ除一氧化碳和二氧化碳之外的所有标记的碳的有机化合物元素名称放射性核素　食入吸入一氧化碳 11 C 　 14C 　 ALI DAC ALI DAC 　 4 × 1010 2 × 107 6 × 1010 3 × 107 二氧化碳 11 C 　 14C ALI DAC ALI DAC 　 2 × 1010 1 × 107 8 × 109 3 × 106 元素名称放射性核素　食入吸入 Ⅰ Ⅱ Ⅲ Ⅳ 氟 18 F ALI 　　 DAC 2 × 109 （2 × 109）胃壁－ 3 × 109 　　 1 × 106 3 × 109 　　 1 × 106 3 × 109 　　 1 × 106 Ⅰ 氟的所有化合物； Ⅱ H 、 Li 、 Na 、 K 、 Rb 、 Cs 、 Fr 的氟化物； Ⅲ Be 、 Mg 、 Ca 、 Sr 、 Ba 、 Ra 、 Al 、 Ga 、 In 、 T1 、 As 、 Sb 、 Bi 、 Fe 、 Ru 、 Os 、 Co 、 Ph 、 Ir 、 Ni 、 Pd 、 Pt 、 Cu 、 Ag 、 Au 、 Zn 、 Cd 、 Hg 、 Sc 、 Y 、 Ti 、 Zr 、 Hf 、 V 、 Nb 、 Ta 、 Mn 、 Tc 、 Re 的氟化物； Ⅳ 镧系氟化物　元素名称放射性核素　食入吸入 Ⅰ Ⅱ 钠 22 Na 　 24Na ALI DAC ALI DAC 2 × 107 － 1 × 108 － 2 × 107 1 × 104 2 × 108 8 × 104 Ⅰ、Ⅱ 钠的所有化合物元素名称放射性核素　食入吸入 I II II III 镁 28 Mg ALI DAC 2*107 　 6*107 3*104 5*107 2*104 Ⅰ 镁的所有化合物；Ⅱ 除Ⅲ外的镁的所有化合物；Ⅲ 镁的氧化物、氢氧化物、碳化物、卤素化合物和硝酸盐元素名称放射性核素　食入吸入 I II III 铝 26Al ALI DAC 1*107 --- 2*106 1*103 3*106 1*103 Ⅰ 铝的所有化合物；Ⅱ 除Ⅲ外的铝的所有常见化合物；Ⅲ 金属铝、氧化物、氢氧化物、碳化物、卤素化合物和硝酸盐元素名称放射性核素　食入吸入 I II III IV 硅 31Si 　 32Si ALI DAC ALI 　　 DAC 3*108 ---- 8*107 (1*108) 下部大肠肠壁 ---- 9*108 4*105 9*106 　　 4*103 1*109 5*105 4*106 　　 2*103 1*109 4*105 2*105 　　 8*101 Ⅰ 硅的所有化合物；Ⅱ 除Ⅲ和Ⅳ以外的常见的硅的其他化合物；Ⅲ 硅的氧化物、氢氧化物、碳化物、硝酸盐；Ⅳ 硅酸铝玻璃元素名称放射性核素　食入吸入 I II III 磷 32P 　 33P ALI DAC ALI DAC 2*107 --- 2*108 ---- 3*107 1*104 3*108 1*105 1*107 6*103 1*108 4*104 Ⅰ 饮食中的磷经胃肠道吸收良好；Ⅱ 除Ⅲ给定的磷化合物之外的所有磷化合物；Ⅲ Zn2+ 、 Su3+ 、 Mg2+ 、 Fe3+ 、 Bi3+1 和镧系元素的磷化合物元素名称放射性核素　食入吸入 I II III IV 硫 35S ALI 　　 DAC 4*108 　　 ---- 2*108 (3*108) 下部大肠肠壁 ---- 6*108 　　 3*105 8*107 　　 3*104 二氧化硫 X 基硫硫化氢二硫化碳 35S 　 ALI DAC 　　　 5*108 2*105 　　 Ⅰ 硫的所有无机化合物；Ⅱ 元素硫；Ⅲ 除Ⅳ外的硫化合物和硫酸盐； Ⅳ 元素硫，Sr、Ba、Ge、Sm、Pb、As、Sb、Bi、Cu、Ag、Au、Zn、Cd、Hg、Mo、W的硫化物；Ca、Sr、Ba、Ra、As、Sb、Bi的硫酸盐元素名称放射性核素　食入吸入　　　氯 36Cl 　 38Cl 　　　 39Cl ALI DAC ALI 　　 DAC ALI 　　 DAC 6*107 --- 6*108 (9*108) 胃壁 --- 8*108 (1*109) 胃壁 --- 9*107 4*104 2*109 　　 6*105 2*109 　　 8*105 9*106 4*103 2*109 　　 7*105 2*109 　　 9*105 Ⅰ氯的所有化合物；ⅡH、Li、K、Na、Rb、Cs、Fr的氯化物；Ⅲ镧系核素，Be、Mg、Ca、Sr、Ba、Ra、Al、Ga、In、T1、Ge、Sn、Pb、As、Sb、Bi、Fe、Ru、Os、Co、Rh、Ir、Ni、Pd、Pt、Cu、Ag、Au、Zn、Cd、Hg、Sc、Y、Ti、Zr、Hf、V、Nb、Ta、Cr、Mo、W、Mn、Tc、Re的氯化物 [ ]查看更多 1个回答 . 3人已关注

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简介

职业：寰球工程项目管理（北京）有限公司 - 电气/仪表工程师

学校：西昌学院 - 生化系

地区：江苏省

个人简介：我渴望随着命运指引的方向，心平气和地、没有争吵、悔恨、羡慕，笔直走完人生旅途。查看更多

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