附录C(资料性附录)不需要特殊防护措施即可处理的尸体含放射性核素活度上限值
前言为贯彻《中华人民共和国放射性污染防治法》和《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》等法律法规，保障人体健康，保护生态环境，规范核医学的辐射安全工作，制定本标准。
本标准规定了核医学辐射防护与安全要求，包括总则、选址和布局、工作场所的辐射安全和防护、放射性废物的管理、辐射监测等内容。
本标准的附录A～附录C为资料性附录。本标准为首次发布。
本标准由生态环境部核设施安全监管司、法规与标准司组织制订。
本标准主要起草单位：广东省辐射防护协会、生态环境部核与辐射安全中心、广东省环境辐射监测中心、华中科技大学同济医学院附属协和医院、中国医学科学院北京协和医院、苏州大学、首都医科大学附属北京友谊医院、复旦大学附属中山医院、暨南大学附属第一医院、中山大学孙逸仙纪念医院、山西医科大学第一医院、华克医疗科技(北京)股份公司。
本标准生态环境部2021年9月6日批准。
本标准自2021年11月1日起实施。
本标准由生态环境部负责解释。
核医学辐射防护与安全要求本标准规定了医疗机构利用放射性药物开展临床核医学诊疗、实验研究以及放射性药物制备活动中的辐射防护与安全要求。
本标准适用于医疗机构核医学工作场所的设计、建设及开展核医学相关活动的辐射防护与安全管理。
2 规范性引用文件本标准引用了下列文件或其中的条款。凡是注明日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本标准。凡是未注日期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改单)适用于本标准。
GB 18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准
3 术语和定义下列术语和定义适用于本标准。
3.1 核医学
应用放射性核素或放射性药物进行诊断、治疗疾病以及进行医学研究的学科。
3.2 放射性药物
用于疾病诊断、治疗或临床研究的放射性核素制剂或标记化合物。
3.3 医疗放射性废物
在核医学活动中产生的含有放射性核素或被放射性核素污染的气态、液态和固态废物。
3.4 衰变池
用于收集、贮存、排放放射性废液的容器，放射性废液在该容器中自然衰变。
4 总则4.1 一般要求
4.1.1 医疗机构应对所开展核医学活动的辐射防护与安全工作全面负责，实现保护辐射工作人员、公众和环境的目标。
4.1.2 医疗机构应对拟开展的核医学活动进行正当性判断，确保实施的活动都是正当的。
4.1.3 规划、设计、建设核医学工作场所和开展核医学活动的过程中，遵循辐射防护最优化原则，使得核医学活动涉及的相关个人受照剂量的大小、受到照射的人数和受到照射的可能性保持在可合理达到的尽量低的水平。
4.1.4 开展核医学活动的工作场所应实行分级管理。
4.1.5 开展核医学活动的辐射工作场所应划分出控制区和监督区，合理布局工作场所，规划好人流、物流、气流路径，妥善收集、暂存和处理核医学活动中产生的放射性废物。
4.1.6 医疗机构应对开展核医学活动的工作场所和周围环境进行定期的辐射监测和评估，证明采取的辐射防护与安全措施的合理性。
4.1.7 开展核医学活动的医疗机构应制定恰当的辐射事故应急预案，做好辐射事故应急准备和响应工作安排，有效防范辐射事故或缓解辐射事故的后果。
4.2 辐射工作场所分级
应按照GB 18871的规定，将辐射工作场所按放射性核素日等效最大操作量的大小分为甲级、乙级和丙级。核医学常用放射性核素的毒性与操作方式修正因子可参考附录A。
4.3 辐射工作场所分区
4.3.1 应按照GB 18871的要求将核医学工作场所划分出控制区和监督区，并进行相应的管理。
4.3.2 核医学工作场所的控制区主要包括回旋加速器机房、放射性药物合成和分装室、放射性药物贮存室、给药室、给药后候诊室、扫描室、核素治疗病房、给药后患者的专用卫生间、放射性废物暂存库、衰变池等区域。
4.3.3 核医学工作场所的监督区主要包括回旋加速器和显像设备控制室、卫生通过间以及与控制区相连的其他场所或区域。
4.3.4 控制区的入口应设置规范的电离辐射警告标志及标明控制区的标志，监督区入口处应设置标明监督区的标志。
4.4 剂量限值与剂量约束值
4.4.1 剂量限值
核医学工作人员职业照射剂量限值应符合GB 18871附录B中B 1.1的相关规定，核医学实践使公众成员所受到的剂量照射限值应符合GB 18871附录B中B 1.2的相关规定。
4.4.2 剂量约束值
4.4.2.1 一般情况下，职业照射的剂量约束值不超过5 mSv/a;
4.4.2.2 公众照射的剂量约束值不超过0.1 mSv/a。
4.4.3 放射性表面污染控制水平
核医学工作场所的放射性表面污染控制水平按照GB 18871执行。
4.5 服药患者出院要求
4.5.1 为确保放射性核素治疗患者出院后，不至于使接触患者的家庭成员及公众超过相关的剂量约束或剂量限值，出院患者体内放射性核素活度应符合附录B的相关规定。
4.5.2 接受碘-131治疗的患者，应在其体内的放射性活度降至400MBq以下或距离患者体表1米处的周围剂量当量率不大于25μSv/h方可出院。
5 选址和布局5.1 选址
5.1.1 核医学工作场所宜建在医疗机构内单独的建筑物内，或集中于无人长期居留的建筑物的一端或底层，设置相应的物理隔离和单独的人员、物流通道。
5.1.2 核医学工作场所不宜毗邻产科、儿科、食堂等部门及人员密集区，并应与非放射性工作场所有明确的分界隔离。
5.1.3 核医学工作场所排风口的位置尽可能远离周边高层建筑。
5.2 布局
5.2.1 核医学工作场所应合理布局，住院治疗场所和门诊诊断场所应相对分开布置;同一工作场所内应根据诊疗流程合理设计各功能区域的布局，控制区应相对集中，高活室集中在一端，防止交叉污染。尽量减小放射性药物、放射性废物的存放范围，限制给药后患者的活动空间。
5.2.2 核医学工作场所应设立相对独立的工作人员、患者、放射性药物和放射性废物路径。工作人员通道和患者通道分开，减少给药后患者对其他人员的照射。注射放射性药物后患者与注射放射性药物前患者不交叉，人员与放射性药物通道不交叉，放射性药物和放射性废物运送通道应尽可能短捷。
5.2.3 核医学工作场所宜采取合适的措施，控制无关人员随意进入控制区和给药后患者的随意流动，避免工作人员和公众受到不必要的照射。控制区的出入口应设立卫生缓冲区，为工作人员和患者提供必要的可更换衣物、防护用品、冲洗设施和表面污染监测设备。控制区内应设有给药后患者的专用卫生间。
6 工作场所的辐射安全与防护6.1 屏蔽要求
6.1.1 核医学场所屏蔽层设计应适当保守，按照可能使用的最大放射性活度、最长时间和最短距离进行计算。
6.1.2 设计核医学工作场所墙壁、地板及顶面的屏蔽层时，除应考虑室内的辐射源外，还要考虑相邻区域存在的辐射源影响以及散射辐射带来的照射。
6.1.3 回旋加速器机房的建造应避免采用富含铁矿物质的混凝土，避免混凝土中采用重晶石或铁作为骨料;不带自屏蔽的回旋加速器应有单独的设备间，机房选择不易中子活化的混凝土材料。
6.1.4 回旋加速器机房的电缆管沟、通风管道等穿过屏蔽体时，应采用地沟或S型、V型、Z型穿过墙壁，并进行屏蔽补偿，确保满足屏蔽体墙外的防护要求。防护门与墙体连接处应进行有效搭接，避免出现防护薄弱环节。
6.1.5 距核医学工作场所各控制区内房间防护门、观察窗和墙壁外表面30cm处的周围剂量当量率应小于2.5μSv/h，如屏蔽墙外的房间为人员偶尔居留的设备间等区域，其周围剂量当量率应小于10μSv/h。
6.1.6 放射性药物合成和分装的箱体、通风柜、注射窗等设备应设有屏蔽结构，以保证设备外表面30cm处人员操作位的周围剂量当量率小于2.5μSv/h，放射性药物合成和分装箱体非正对人员操作位表面的周围剂量当量率小于25μSv/h。
6.1.7 固体放射性废物收集桶、曝露于地面致使人员可以接近的放射性废液收集罐体和管道应增加相应屏蔽措施，以保证其外表面30cm处的周围剂量当量率小于2.5μSv/h。
6.1.8 放射性物质贮存在专门场所内，并应有适当屏蔽。
6.2 场所安全措施要求
6.2.1 核医学工作场所的放射性核素操作设备的表面、工作台台面等平整光滑，室内地面与墙壁衔接处应无接缝，易于清洗、去污。
6.2.2 操作放射性药物场所级别达到乙级应在手套箱中进行，丙级可在通风橱内进行。应为从事放射性药物操作的工作人员配备必要的防护用品。放射性药物给药器应有适当的屏蔽，给药后患者候诊室内、核素治疗病房的床位旁应设有铅屏风等屏蔽体，以减少对其他患者和医护人员的照射。
6.2.3 操作放射性药物的控制区出口应配有表面污染监测仪器，从控制区离开的人员和物品均应进行表面污染监测，如表面污染水平超出控制标准，应采取相应的去污措施。
6.2.4 放射性物质应贮存在专门场所的贮存容器或保险箱内，定期进行辐射水平监测，无关人员不应入内。贮存的放射性物质应建立台账，及时登记，确保账物相符。
6.2.5 应为核医学工作场所内部放射性物质运送配备有足够屏蔽的贮存、转运等容器，容器表面应张贴电离辐射标志，容器在运送时应有适当的固定措施。
6.2.6 粒籽源植入场所应配备辐射监测仪器，手术结束后应对手术床及周边区域进行辐射水平监测，以排除粒籽源在手术植入过程中遗漏或丢失。
6.2.7 敷贴器治疗场所应设置专门的治疗室，治疗时严禁将敷贴源带出治疗室外。敷贴治疗中，医务人员应采取有效的个人防护措施，对病人的正常组织应采用合适的屏蔽措施。敷贴器使用中应避免锐器损坏源窗面，不得将敷贴器浸入水、酒精等溶剂中，使用后应存放于干燥的贮源箱内。
6.2.8 回旋加速器机房应设置门机联锁装置和延时开门措施，机房内应设置紧急停机开关、紧急开门按钮及清场措施，并安装固定式剂量率报警仪。机房门口应有声光报警装置和工作状态指示灯，并与加速器联锁。
6.2.9 扫描机房外门框上方应设置工作状态指示灯。
6.3 密闭和通风要求
6.3.1 核医学工作场所应保持良好的通风，工作场所的气流流向应遵循自清洁区向监督区再向控制区的方向设计，保持工作场所的负压和各区之间的压差，以防止放射性气体及气溶胶对工作场所造成交叉污染。
6.3.2 使用回旋加速器制备放射性药物的工作场所应设有单独的通风系统，加速器自屏蔽区内应有单独排气管道，并相对加速器室呈负压状态。
6.3.3 碘-131治疗病房应设有单独的通风系统，病房的门窗应有封闭措施，保持治疗区域内的负压，治疗区域内的空气应经单独的排气管道有组织排放。
6.3.4 放射性物质的合成、分装以及挥发性放射性核素的操作应在手套箱、通风橱等密闭设备中进行，防止放射性液体泄漏或放射性气体及气溶胶逸出。手套箱、通风橱等密闭设备应设计单独的排风系统，并在密闭设备的顶壁安装活性炭或其他过滤装置。
6.3.5 通风橱应有足够的通风能力。制备放射性药物的回旋加速器工作区域、碘-131治疗病房以及设有通风橱、手套箱等场所的通风系统排气口应高于本建筑物屋顶，尽可能远离邻近的高层建筑。
7 放射性废物的管理
7.1 一般要求
7.1.1 应根据核医学实践中产生废物的形态及其中的放射性核素的种类、半衰期、活度水平和理化性质等，按放射性废物分类要求将放射性废物进行分类收集和分别处理。
7.1.2 应按照废物最小化的原则区分放射性废物与解控废物，不能混同处理，应尽量控制和减少放射性废物产生量。
7.1.3 核医学实践中产生的短寿命放射性废物，应尽量利用贮存衰变的方法进行处理，待放射性核素活度浓度满足解控水平后，实施解控。不能解控的放射性废物，应送交有资质的放射性废物收贮或处置机构进行处理。
7.1.4 应建立放射性废物收集、贮存、排放管理台账，做好记录并存档备案。
7.2 固体放射性废物的管理
7.2.1 固体放射性废物收集
7.2.1.1 固体放射性废物应收集于具有屏蔽结构和电离辐射标志的专用废物桶。废物桶内应放置专用塑料袋直接收纳废物。
7.2.1.2 含尖刺及棱角的放射性废物，应预先进行包装处理，再装入废物桶，防止刺破废物袋。
7.2.1.3 放射性废物每袋重量不超过20kg。装满废物的塑料袋应密封后及时转送至放射性废物暂存间贮存。
7.2.2 固体放射性废物贮存
7.2.2.1 产生少量放射性废物和利用贮存衰变方式处理放射性废物的单位，经审管部门批准可以将废物暂存在许可的场所和专用容器中。暂存时间和总活度不能超过审管部门批准的限制要求。
7.2.2.2 放射性废物贮存场所应安装通风换气装置，放射性废物中含有易挥发放射性核素的，通风换气装置应有单独的排风管道。入口处应设置电离辐射警告标志，采取有效的防火、防丢失、防射线泄漏等措施。
7.2.2.3 废物暂存间内应设置专用容器盛放固体放射性废物袋(桶)，不同类别废物应分开存放。容器表面应注明废物所含核素的名称、废物的类别、入库日期等信息，并做好登记记录。
7.2.2.4 含放射性的实验动物尸体或器官应装入废物袋做好防腐措施(如存放至专用冰柜内)，并做好屏蔽防护。不需要特殊防护措施即可处理的尸体含放射性常用核素的上限值见附录C。
7.2.2.5 废物暂存间内不得存放易燃、易爆、腐蚀性物品。
7.2.3 固体放射性废物处理
7.2.3.1 固体放射性废物暂存时间满足下列要求的，经监测辐射剂量率满足所处环境本底水平，α表面污染小于0.08 Bq/cm2、β表面污染小于0.8 Bq/cm2的，可对废物清洁解控并作为医疗废物处理：
a)所含核素半衰期小于24小时的放射性固体废物暂存时间超过30天;b)所含核素半衰期大于24小时的放射性固体废物暂存时间超过核素最长半衰期的10倍;c)含碘-131核素的放射性固体废物暂存超过180天。
7.2.3.2 不能解控的放射性固体废物应该按照放射性废物处理的相关规定予以收集、整备，并送交有资质的单位处理。放射性废物包装体外的表面剂量率应不超过0.1mSv/h，表面污染水平对β和γ发射体以及低毒性α发射体应小于4 Bq/cm2、其他α发射体应小于0.4 Bq/cm2。
7.2.3.3 固体放射性废物的存储和处理应安排专人负责，并建立废物存储和处理台账，详细记录放射性废物的核素名称、重量、废物产生起始日期、责任人员、出库时间和监测结果等信息。
7.3 液态放射性废物的管理
7.3.1 放射性废液收集
7.3.1.1 核医学工作场所应设置有槽式或推流式放射性废液衰变池或专用容器，收集放射性药物操作间、核素治疗病房、给药后患者卫生间、卫生通过间等场所产生的放射性废液和事故应急时清洗产生的放射性废液。
7.3.1.2 核医学工作场所放射性药物标记、分装、注射后的残留液和含放射性核素的其他废液应收集在专用容器中。含有长半衰期核素的放射性废液应单独收集存放。盛放放射性废液的容器表面应张贴电离辐射标志。
7.3.1.3 核医学工作场所的上水需配备洗消处理设备(包括洗消液)。控制区和卫生通过间内的淋浴间、盥洗水盆、清洗池等应选用脚踏式或自动感应式的开关，以减少场所内的设备放射性污染。头、眼和面部宜采用向上冲淋的流动水。
7.3.1.4 放射性废液收集的管道走向、阀门和管道的连接应设计成尽可能少的死区，下水道宜短，大水流管道应有标记，避免放射性废液集聚，便于检测和维修。
7.3.2 放射性废液贮存
7.3.2.1 经衰变池和专用容器收集的放射性废液，应贮存至满足排放要求。衰变池或专用容器的容积应充分考虑场所内操作的放射性药物的半衰期、日常核医学诊疗及研究中预期产生贮存的废液量以及事故应急时的清洗需要;衰变池池体应坚固、耐酸碱腐蚀、无渗透性、内壁光滑和具有可靠的防泄漏措施。
7.3.2.2 含碘-131治疗病房的核医学工作场所应设置槽式废液衰变池。槽式废液衰变池应由污泥池和槽式衰变池组成，衰变池本体设计为2组或以上槽式池体，交替贮存、衰变和排放废液。在废液池上预设取样口。有防止废液溢出、污泥硬化淤积、堵塞进出水口、废液衰变池超压的措施。
7.3.2.3 核医学诊断和门诊碘-131治疗场所，可设置推流式放射性废液衰变池。推流式衰变池应包括污泥池、衰变池和检测池。应采用有效措施确保放射性废液经污泥池过滤沉淀固形物，推流至衰变池，衰变池本体分为3-5级分隔连续式衰变池，池内设导流墙。污泥池池底有防止和去除污泥硬化淤积的措施。
7.3.3 放射性废液排放
7.3.3.1 对于槽式衰变池贮存方式：
a)所含核素半衰期小于24小时的放射性废液暂存时间超过30天后可直接解控排放;b)所含核素半衰期大于24小时的放射性废液暂存时间超过10倍最长半衰期(含碘-131核素的暂存超过180天)，监测结果经审管部门认可后，按照GB 18871中8.6.2规定方式进行排放。放射性废液总排放口总α不大于1 Bq/L、总β不大于10 Bq/L、碘-131的放射性活度浓度不大于10 Bq/L。
7.3.3.2 对于推流式衰变池贮存方式，所含核素半衰期大于24小时的，每年应对衰变池中的放射性废液进行监测，碘-131和最长半衰期核素的放射性活度浓度应满足GB 18871附录A表A1的要求。
7.3.3.3 放射性废液的暂存和处理应安排专人负责，并建立废物暂存和处理台账，详细记录放射性废液所含的核素名称、体积、废液产生起始日期、责任人员、排放时间、监测结果等信息。
7.4 气态放射性废物的管理
7.4.1 产生气态放射性废物的核医学场所应设置独立的通风系统，合理组织工作场所的气流，对排出工作场所的气体进行过滤净化，避免污染工作场所和环境。
7.4.2 应定期检查通风系统过滤净化器的有效性，及时更换失效的过滤器，更换周期不能超过厂家推荐的使用时间。更换下来的过滤器按放射性固体废物进行收集、处理。
8 辐射监测8.1 一般要求
8.1.1 开展核医学诊疗实践的医疗机构应制定辐射监测计划，并按照计划落实监测工作，不具备辐射监测能力的单位，可以委托有能力的单位进行监测。
8.1.2 所有辐射监测记录应建档保存，测量记录应包括测量对象、测量条件、测量方法、测量仪器、测量时间和测量人员等信息。
8.1.3 应定期对辐射监测结果进行评价，监测中发现异常情况应查找原因并及时报告，提出改进辐射防护工作的意见和建议。
8.2 工作场所监测
8.2.1 应根据使用放射性核素种类、数量和操作方式，对核医学工作场所的外照射剂量率水平和表面放射性污染水平进行监测。
8.2.2 核医学工作场所辐射监测点位、内容和频次应包括但不限于表1的内容。
表1 核医学工作场所辐射监测关注点位
|
|
|
|
|
辐射水平 |
控制区和监督区所有工作人员和公众可能居留的有代表性的点位和存有放射性物质的装置/设备的表面 |
不少于1次/月 |
|
表面放射性污染 |
放射性核素操作台面、设备表面、墙壁和地面，给药后患者候诊室，核素治疗场所的设施、墙壁和地面等，放射性废物桶和包装袋表面，工作人员的手、皮肤暴露部分及工作服、手套、鞋、帽等。 |
每次工作结束（出现放射性药物洒落应及时进行监测） |
8.3 环境监测
开展核医学相关活动的机构应自行或委托有能力的监测机构对工作场所周围环境的辐射水平进行监测，监测频次应不少于1次/年。
8.4 个人剂量监测
8.4.1 核医学工作场所的工作人员应佩戴个人剂量计，对个人外照射剂量进行监测。
8.4.2 对于操作大量气态和挥发性放射性物质的工作人员，应根据场所的放射性气溶胶浓度开展内照射评价，当怀疑其体内受到放射性污染时，应进行体内放射性监测。
8.4.3 个人剂量档案应按照要求妥善保存，监测数据异常时，及时进行调查。
附录A (资料性附录) 核医学常用放射性核素的毒性与操作方式修正因子
表A.1 给出了核医学常用放射性核素毒性组别修正因子，表A.2给 出了核医学常见放射性核素状态与操作方式修正因子。
表A.1 核医学常用放射性核素毒性组别修正因子
|
毒性组别 |
常用核素名称 |
毒性组别修正因子 |
|
高毒 |
90Sr |
1 |
|
中毒 |
22Na、32P、63Ni、67Ga、89Sr、90Y、99Mo、111In、125I、131I、153Sm |
0.1
|
|
低毒 |
3H、11C、11CO、11CO2、14CO、14CO2、18F、51Cr、99mTc、111mIn、123I、127Xe、133Xe、201Tl |
0.01
|
表A.2 核医学常见放射性核素状态与操作方式修正因子
|
活动类型 |
核素及状态 |
操作方式界定 |
操作方式修正因子 |
|
发生器淋洗 |
母体（液态） |
贮存 |
100 |
|
子体（液态） |
简单操作 |
1 |
|
|
医疗机构使用 |
18F、99mTc（液态） |
很简单操作 |
10 |
|
125I籽源（固态） |
很简单操作 |
100 |
|
|
放射性药品生产 |
分装、标记（液体） |
简单操作 |
1 |
|
分装、标记（固体） |
简单操作 |
10 |
|
|
核素治疗 |
131I（液态） |
简单操作 |
1 |
附录B(资料性附录) 患者出院的体内放射性核素活度控制
B.1 患者出院的体内放射性核素活度要求
为确保放射治疗患者出院后，不至于使接触患者的家庭成员及公众超过相关的剂量约束或剂量限值，放射治疗患者出院时体内放射性活度应符合表B.1的要求。
表B.1放射治疗患者出院时体内放射性核素活度的要求
|
放射性核素 |
主要发射（keV） |
半衰期（d） |
患者出院时体内放射性活度要求（MBq） |
||
|
βmax |
βave |
γ及X |
|||
|
32P |
1710 |
695 |
- |
14.26 |
≤800 |
|
89Sr |
1492 |
583 |
- |
50.53 |
≤200 |
|
90Y |
2284 |
934 |
- |
2.67 |
≤2500 |
|
111In |
245 |
- |
204 |
2.8047 |
≤780 |
|
131I |
606 |
- |
364 |
8.0207 |
≤400 |
|
153Sm |
881 |
224 |
103 |
1.93 |
≤2500 |
|
186Re |
1070 |
349 |
137 |
3.8 |
≤9000 |
|
188Re |
2120 |
- |
155 |
0.7 |
≤9000 |
|
198Au |
1372 |
- |
411 |
2.696 |
≤1000 |
|
201Tl |
167 |
- |
61 |
3.038 |
≤5100 |
注：资料来自IAEA63号安全报告(2009)。
B.2 患者出院时体内放射性活度测量估算方法
患者体内放射性活度(At)用式(B.1)估算。
At=A0Ht/H0......(B.1)
式中：
A0--施用给患者的放射性初始活度，MBq;
At--测量时刻t患者体内滞留的放射性活度，MBq;
H0--施药后首次测量的周围剂量当量率，µSv/h;
Ht--时刻t测量的周围剂量当量率，µSv/h。
测量H0和Ht时，探测器距离患者的水平距离为3米，探测器离地面垂直距离1米。应在给患者施用放射性核素后、还没有任何排泄以前，尽快地用防护巡测仪进行首次周围剂量当量率(H0)测量;到需关注的某一时刻(t)，在这个固定位置上，用上述防护巡测仪(而且校准因子相同)再次测量周围剂量当量率(Ht)。将相应的值带入式(B.1)得到关注时刻患者体内放射性活度(At)。
附录C(资料性附录) 不需要特殊防护措施即可处理的尸体含放射性核素活度上限值
表C.1给出了不需要特殊防护措施即可处理的尸体含放射性核素活度上限值。
表C.1 不需要特殊防护措施即可处理的尸体含放射性核素活度上限值
|
放射性核素 |
解剖/防腐（MBq） |
掩埋（MBq） |
火化（MBq） |
|
131I |
10 |
400 |
400 |
|
125I |
40 |
4000 |
4000 |
|
89Sr |
50 |
2000 |
20 |
|
32P |
100 |
2000 |
20 |
|
90Y |
200 |
2000 |
70 |
