c.一般核能電廠輻射防護管制實務關切之主要輻射種類及能量範圍
一般核能電廠輻射防護管制實務關切的主要為加馬輻射，其能量範圍約在數百keV至數MeV之間。在核能電廠的管制區內並無純貝他（電子）的輻射場，在貝他與加馬混合的輻射場，貝他粒子由於射程短，除了少數發生接觸性的曝露（如hot particle）外，在體外劑量所占的比例微乎其微。至於中子，一般而言僅在反應器運轉時在反應器附近出現，通常這些地區並無人員出入，僅在極少的特殊情況下才有人員進入中子輻射區域工作（例如運轉中進入乾井），才進行中子之人員劑量監測。
d.體內曝露造成之約定有效劑量EC與約定有效等效劑量HE,C之計算與比較
體內曝露的情況較為複雜，在實務上通常包括兩個部分，首先為從體內曝露監測（如全身計測或生化分析）結果推算攝入量，其次是由攝入量計算約定有效劑量
EC與約定有效等效劑量
HE,C。本文將以從Co-60的全身計測結果推算攝入量及約定劑量為例，探討兩者之間的關係。
[1]（a）由體內曝露監測結果推算攝入量
在ICRP-26的防護系統，由體內曝露監測結果推算攝入量是依據ICRP-54提供的滯留函數數據為之；在ICRP-60的防護系統，由體內曝露監測結果推算攝入量則是依據ICRP-78提供的數據為之。
以Co-60的特別計測（針對單次曝露的全身計測，AMAD 1μm，吸入途徑）為例，ICRP-54提供的殘留率數據為
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攝入後時間（天）
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預估之活度殘留比率（Class W）＊
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預估之活度殘留比率（Class Y）＊
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1
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5.6×10-1
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5.7×10-1
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2
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4.2×10-1
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4.2×10-1
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3
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3.1×10-1
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2.9×10-1
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4
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2.4×10-1
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2.2×10-1
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5
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2.1×10-1
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1.9×10-1
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6
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1.9×10-1
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1.7×10-1
|
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7
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1.8×10-1
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1.7×10-1
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＊Class Y適用於鈷之氧化物、氫氧化物、鹵化物及硝酸鹽；鈷之其他化合物適用Class W。
ICRP-78提供的殘留率數據為（針對單次曝露的全身計測，吸入）
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攝入後時間（天）
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預估之活度殘留比率
（Type M）＊
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預估之活度殘留比率
（Type S）＊
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1
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4.9×10-1
|
4.9×10-1
|
|
2
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2.6×10-1
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2.5×10-1
|
|
3
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1.5×10-1
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1.4×10-1
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4
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1.1×10-1
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9.8×10-2
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5
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9.1×10-2
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8.0×10-2
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6
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8.3×10-2
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7.3×10-2
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7
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7.8×10-2
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6.9×10-2
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8
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7.6×10-2
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6.8×10-2
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9
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7.4×10-2
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6.6×10-2
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10
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7.2×10-2
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6.5×10-2
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＊TYPE S適用於鈷之氧化物、氫氧化物、鹵化物及硝酸鹽；鈷之其他化合物適用TYPE M。
由上列2表，以吸入鈷之氧化物1日實施全身計測之結果500貝克為例，依ICRP-54提供的殘留率數據推算攝入量，應為500÷(5.7×10-1)＝877貝克（Class Y）；依ICRP-78提供的殘留率數據推算攝入量500÷(4.9×10-1)＝1020貝克（Type S）。若吸入為氧化物、氫氧化物、鹵化物及硝酸鹽以外的其他鈷化合物，則依ICRP-54提供的殘留率數據推算攝入量，應為500÷(5.6×10-1)＝892貝克（Class W）；依ICRP-78提供的殘留率數據推算攝入量500÷(4.9×10-1)＝1020貝克（Type M）。
由表中的數據，對鈷-60而言，我們也可以看出：
－在ICRP-26的系統中，不同的放射性物質分級（W/Y），活度殘留比率在攝入7天內的差異要比ICRP-60的系統中來不同的肺吸收類別（M/S）之間的差異來得小。
－對於同一種鈷化合物，吸入後經過同一時間後的活度殘留比率，ICRP-78比ICRP-54為低，換言之對於同一計測結果，依ICRP-78推算的攝入量要比ICRP-54為高。且越晚實施計測，這種偏差越顯著。
（b）約定有效劑量EC與約定有效等效劑量HE,C之計算
在約定有效劑量
EC與約定有效等效劑量
HE,C之計算方面，本文將選取一個核種Co-60【以吸入途徑Type M，5μm AMAD（ICRP-60體系）；吸入途徑Class W，1μm AMAD（ICRP-26體系）為例】
[2]作為範例，以1貝克之攝入為基礎，分別查閱其約定有效劑量之劑量係數與約定有效等效劑量之劑量轉換因數供作計算參考。
－約定有效劑量之計算：
首先，查閱ICRP-68附錄B表B.1（如下表A.），
[3] Co-60吸入途徑Type M，5μm AMAD 對應之約定有效劑量之劑量係數為7.1×10
-9 Sv/Bq（若選1μm AMAD，則為9.6×10
-9）。若其化合物形式為鈷之氧化物、氫氧化物、鹵化物或硝酸鹽以外者，經查閱ICRP-68附錄F，可確認其屬於Type M（如下表B.），故直接將攝入量乘以劑量係數，即可得到對應之約定有效劑量。
表A . ICRP-68 Co-60劑量係數[4]
表B. ICRP-68 Co-60的肺吸收類型與化合物形式
－約定有效等效劑量之計算
首先，查閱ICRP-30 Part I有關Co-60的代謝參數（圖7.），
[5]若吸入化合物形式為鈷之氧化物、氫氧化物、鹵化物或硝酸鹽以外者，可確認其屬於Class W。 Co－60吸入途徑Class W，1μm AMAD 對應之器官約定等效劑量轉換係數可由ICRP-30 Part I 附冊查出（表C.）。再將各器官約定等效劑量轉換因數乘以各器官之組織加權因數，即可得到對應之約定有效等劑量之轉換因數7.5×10
-9，然後將攝入量乘以劑量轉換因數，即可得到對應之約定有效等效劑量（彙整如表D.所示）。
在核能電廠內發生之體內曝露，主要是呼吸途徑所造成，在確認攝入量時，即可依照所採行之法規體系按上述方法分別估算出所需體內劑量。以本例中Co－60在相同條件下獲得的約定有效劑量與約定有效等效劑量值相當接近，EC（5μm）/HE,C（1μm）約為0.95，若均以1μm AMAD 來比較EC（1μm）/HE,C（1μm）約為1.28。
本文另外隨機選取了數個核能電廠常見的核種（Mn-54、Co-58、Co-60、Sr-90、I-131、Cs-137）分別設定相同條件，以相同的方法比較其EC/HE,C（如表E-1及E-2所示），大致上來說，約定有效劑量與約定有效等效劑量差異並不太大。
4.結論
綜合前面之論述，可以得到下列結論：
（1）對於100keV以上所有能量的光子，在所有照射條件下，E與HE間之差異，不超過12％，且在1MeV以上時，E/HE值對所有照射條件而言都趨近於1。一般核能電廠加馬能量分佈在數百keV至數MeV，雖然核能電廠輻射場為貝他與加馬射線混合者，但電子射程甚短，佔有效劑量之比例極低對新舊劑量間之變化幾無影響，因此這也是國外核能電廠在實務上將體外曝露造成之新舊制全身劑量以1：1換算的主因。故對核能發電廠劑量管制實務而言，貝他與加馬射線體外曝露造成之有效劑量與有效等效劑量間採1：1換算是合理可接受的。
（2）對眼球水晶體、皮膚及四肢而言，管制眼球水晶體、皮膚及四肢之確定效應，過去所用的等效劑量及現在採用的等價劑量，雖然名稱不同，但本質上為等同者。故在劑量管制實務上，新舊劑量間應毋需換算，可直接比較與加成（即視為1：1）。
（3）一般國外來我國核能設施工作的人員所提供銜接管制的劑量紀錄幾乎都是體外劑量，且劑量的來源絕大多數都來自加馬射線。因此國外工作人員劑量紀錄若未特別聲明包括中子劑量、貝他劑量或體內劑量，在劑量銜接管制實務上，得視為來自加馬射線之體外劑量。故若需將有效劑量E與有效等效劑量HE比較或換算，得視為1：1。
（4）對中子來說，E與HE之間確有極為顯著的差別，在不同能量區間E與HE的比值變化極大（最高可達7倍多），除了對10MeV以上的高能中子外，E與HE不宜視為1：1，在劑量管制實務上需將新舊制劑量換算的機率微乎其微。惟萬一有特殊狀況而涉及新舊制劑量換算，不宜逕自以1：1換算，應依據相關中子能量估算，若中子能量資訊不充分，宜採合理保守之假設為之。
（5）在核能電廠的管制區內並無純貝他（電子）的輻射場，在貝他與加馬混合的輻射場，貝他粒子由於射程短，在體外劑量所占的比例微乎其微。故就劑量管制實務而言，原則上無需考慮新舊制貝他劑量換算。
（6）關於體內曝露，由於ICRP相關文獻已提供了相當完整的資料，通常可以按照適用的法規體系（ICRP-60或ICRP-26），分別計算其體內劑量（約定有效劑量EC與約定有效等效劑量HE,C），且一般國外來我國核能設施工作的人員所提出的供銜接管制的劑量紀錄幾乎都是體外劑量，故正常情況下並無換算之需求。若萬一有換算需求時，可按ICRP相關文獻建議估算。
圖7. ICRP-30 Co-60代謝參數
表C. ICRP-30 Co-60器官等效劑量轉換係數（Sv/Bq）
表D Co-60（呼吸途徑，Class W）約定有效等效劑量轉換因數
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器官
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器官劑量轉換因數
(Sv/Bq)
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組織加權因數
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單位攝入量造成之加權器官
等效劑量(Sv/Bq)
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|
GANADS
|
4.0E-09
|
0.25
|
1.0E-09
|
|
BREAST
|
4.2E-09
|
0.15
|
6.3E-10
|
|
R. MARROW
|
4.2E-09
|
0.12
|
5.0E-10
|
|
LUNG
|
3.6E-08
|
0.12
|
4.3E-09
|
|
THYROID
|
0.0E+00
|
0.03
|
0.0E+00
|
|
BONE SFS
|
0.0E+00
|
0.03
|
0.0E+00
|
|
SI WALL
|
0.0E+00
|
0.06
|
0.0E+00
|
|
ULI WALL
|
0.0E+00
|
0.06
|
0.0E+00
|
|
LLI WALL
|
8.2E-09
|
0.06
|
4.9E-10
|
|
LIVER
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9.2E-09
|
0.06
|
5.5E-10
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|
REMAINDER
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2.0E-10
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0.06
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1.2E-11
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約定有效等效劑量轉換因數(Sv/Bq)
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7.5E-09
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[1]單就審查赴我國核能設施之外國工作人員的劑量紀錄的管制作業需求而言，對於體內曝露而言，通常僅能考慮約定有效劑量與約定有效等效劑量間的比對或換算，無需也無法從更上游的攝入量評估著手，因為工作人員的劑量紀錄不會提供曝露與計測的細節資訊。本節只是就評估的完整性考量，提供這部分的介紹。
[2]在ICRP-60法規體系中，對氣膠（aerosol）之AMAD建議的預設值（default value）為5μm，ICRP認為在工作場所中AMAD值選5μm比ICRP-30建議的1μm更具代表性。（ICRP-68 （5）段）。
[3]ICRP Publication 68, Dose Coefficients for Intake of Radionuclides by Workers（Replacement of ICRP Publication 61）, Pergamon Press, Oxford, (1994).
[4]此一劑量係數已納入游離輻射防護安全標準附表三。
[5]ICRP Publication 30, Limitations for the Intake of Radionuclides by Workers, partⅠ. Pergamon Press, Oxford, (1979).
