111 高普考高考三級 輻射安全 輻射防護法規 考古題詳解

核心觀念

本題以命題當年（民國 111 年）之《游離輻射防護安全標準》附表三「工作人員體內曝露之年攝入限度與推定空氣濃度及體外曝露之推定空氣濃度」之規定為準（現行法規條文與數值維持一致，僅主管機關後續改制為核子安全委員會）。

本題旨在測驗輻射防護中推定空氣濃度（Derived Air Concentration, DAC）的基本推導原理與法定常數設定：

1. 推定空氣濃度（DAC）之定義：指在特定工作條件下，使輻射工作人員一年所接受之劑量恰等於年劑量限度時，空氣中放射性核種之放射性活度濃度，單位為貝克／立方公尺（$\text{Bq/m}^3$）。
2. 體內曝露（吸入）：受約定有效劑量（Committed Effective Dose）限制。工作人員吸入放射性核種之年攝入限度（ALI）除以一年工作期間吸入之空氣總體積，即為 DAC。
3. 體外曝露（氣態瀰漫）：對非吸收性之放射性氣體（如惰性氣體），其在人體內之約定劑量極低，主要危害來自人體浸入半無限大放射性空氣雲團所受之全身體外浸入劑量率。年劑量限度除以單位濃度之劑量率及一年工作總時數，即為 DAC。
4. 標準工作條件假設（ICRP 參考人規範）：

• 每年工作時間：$50\ \text{週/年} \times 40\ \text{小時/週} = 2000\ \text{小時/年}$。
• 輕度勞動呼吸率：$1.2\ \text{m}^3/\text{h}$（即每分鐘 $20\ \text{L}$）。

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解題方法

(一) 以攝入（約定有效劑量）為主要限制之核種

1. 年攝入限度（ALI）推導： 依輻射工作人員年有效劑量限度 $50\ \text{mSv}$（即 $0.05\ \text{Sv}$），若核種吸入每單位活度之約定有效劑量轉換因數為 $\text{DCF}$（單位為 $\text{Sv/Bq}$），則年攝入限度為：

$$\text{ALI} = \frac{0.05\ \text{Sv}}{\text{DCF}\ (\text{Sv/Bq})} = \frac{50\ \text{mSv}}{\text{DCF} \times 1000\ (\text{mSv/Sv})} \quad (\text{Bq})$$

2. 工作人員年吸入空氣體積推導： 依標準工作條件，工作人員一年工作時數 $T$ 為 $2000\ \text{小時}$，平均呼吸率 $R$ 為 $1.2\ \text{m}^3/\text{h}$，則一年吸入之空氣體積 $V$ 為：

$$V = T \times R = 2000\ \text{h} \times 1.2\ \text{m}^3/\text{h} = 2400\ \text{m}^3$$

3. 推定空氣濃度（DAC）公式：

$$\text{DAC} = \frac{\text{ALI}}{V} = \frac{50\ \text{mSv}}{\text{DCF} \times 1000 \times 2400} \quad (\text{Bq/m}^3)$$

因此，公式中空格之數字為 $2400$（或表示為 $2.4 \times 10^3$）。

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(二) 對以氣態瀰漫（體外曝露）為主要限制之核種

1. 體外曝露劑量率關係： 對惰性氣體等氣態瀰漫核種，附表三之十所列之惰性氣體劑量轉換因數 $\text{DCN}$ 為有效劑量率，其物理單位為 $(\text{Sv/h}) / (\text{Bq/m}^3)$。若工作環境之空氣濃度為 $\text{DAC}$（$\text{Bq/m}^3$），則工作人員所受之每小時有效劑量率 $\dot{E}$ 為：

$$\dot{E} = \text{DAC} \times \text{DCN} \quad (\text{Sv/h})$$

2. 年曝露時數與年劑量限度平衡： 輻射工作人員標準年工作時數依勞動基準設定為每年工作 $50\ \text{週}$、每週 $40\ \text{小時}$：

$$T = 50\ \text{週} \times 40\ \text{小時/週} = 2000\ \text{小時}$$

工作人員全年在該濃度下作業所受之體外年有效劑量不得超過法定上限 $50\ \text{mSv}$（即 $0.05\ \text{Sv}$）：

$$E = \dot{E} \times T = \text{DAC} \times \text{DCN} \times 2000 \le \frac{50\ \text{mSv}}{1000\ (\text{mSv/Sv})}$$

3. 推定空氣濃度（DAC）公式： 移項求解 $\text{DAC}$ 可得：

$$\text{DAC} = \frac{50\ \text{mSv}}{\text{DCN} \times 1000 \times 2000} \quad (\text{Bq/m}^3)$$

因此，公式中空格之數字為 $2000$（或表示為 $2 \times 10^3$）。

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核心觀念

1. 輻射加權因數（Radiation Weighting Factor, $w_R$）之定義： 輻射加權因數為評估游離輻射對人體組織造成生物效應（特別是隨機效應，如致癌與遺傳效應）之相對危險度加權倍數，其物理本質與輻射微觀能量沉積特性（即線質、線性能量轉移 $\text{LET}$）及相對生物效應（$\text{RBE}$）密切相關。
2. 等價劑量計算公式： 根據游離輻射防護基本架構，組織或器官 $T$ 之等價劑量（Equivalent dose, $H_T$）定義為該組織或器官所受各類輻射平均吸收劑量 $D_{T,R}$ 與其對應輻射加權因數 $w_R$ 乘積之總和： $H_T = \sum_R w_R \cdot D_{T,R}$ 其中吸收劑量單位為戈雷（$\text{Gy}$），等價劑量單位為西弗（$\text{Sv}$）。
3. 法規與國際標準依據： 本題以命題當年（民國 111 年）法規為準，我國《游離輻射防護法》授權訂定之《游離輻射防護安全標準》第 2 條及附表一規範之輻射加權因數，係沿用國際放射防護委員會第 60 號報告（ICRP 60，1990 年）之數值架構；而 ICRP 103 號報告（2007 年）則為新一代建議書，考量最新流行病學與微劑量學實驗數據進行了修訂。

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解題方法

本題屬於法規標準與劑量學規範的對照記憶題。解題切入點應鎖定在 ICRP 60 至 ICRP 103 之兩大核心邏輯：

1. 「不變」之基準項目：低 $\text{LET}$ 輻射（光子、電子）定義為基準輻射，加權因數皆為 $1$；極高 $\text{LET}$ 粒子（阿伐粒子、分裂碎片與重核粒子）因造成複雜且難以修復的雙股 DNA 斷裂，加權因數維持 $20$。
2. 「修訂」之關鍵項目：

• 質子：隨機效應實驗數據修正，由 $5$ 調降為 $2$（ICRP 103 同時將帶電 $\pi$ 介子納入評估）。
• 中子：ICRP 60 採用「階梯式步階數值」（Step function），導致能量邊界處產生不合理的人為數值突變；ICRP 103 全面廢除步階分段，改以中子能量 $E_n$ 之「連續函數」（Continuous function）計算。

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欄位與數值詳細分析

以下針對表格中每一類輻射在兩代報告間的數值演進進行逐項說明：

1. 光子（Photons，所有能量）：

• ICRP 60：$1$
• ICRP 103：$1$
• 分析：X 光與 $\gamma$ 射線屬於低 $\text{LET}$ 輻射，為劑量學之參考基準，定義其 $w_R = 1$。

2. 電子（Electrons）與渺子（Muons，所有能量）：

• ICRP 60：$1$
• ICRP 103：$1$
• 分析：屬於輕帶電粒子，沿徑跡造成的電離密度較低，生長之 $\text{RBE}$ 與光子相當，加權因數定為 $1$。

3. 質子（Protons）：

• ICRP 60：$5$（限反衝質子以外、能量 $> 2\ \text{MeV}$ 之質子）
• ICRP 103：$2$（包含質子與帶電 $\pi$ 介子）
• 分析：早期流行病學與細胞實驗保守估計質子具有較高危害；後續研究證實高能質子在人體主要穿透區域的 $\text{LET}$ 不如預期高，故 ICRP 103 調降為 $2$。

4. 中子（Neutrons，依能量分段）：

• ICRP 60：採用步階分段值，數值隨能量呈現「升高再降低」的峰值分布：
• $E < 10\ \text{keV}$：$w_R = 5$
• $10\text{--}100\ \text{keV}$：$w_R = 10$

核心觀念

本題測驗考生對於我國游離輻射管制法規中「二階段許可制度」及「非密封放射性物質作業安全管理」之法定要件掌握度。

1. 法源依據： 依據《游離輻射防護法》第 7 條第 1 項規定，放射性物質之使用、分裝等作業，應向主管機關申請許可；其具體檢附文件規範於**《放射性物質與可發生游離輻射設備及其輻射作業管理辦法》第 16 條第 1 項**。
2. 管制制度架構： 我國對於高風險之非密封放射性物質作業場所，採取「先審查安裝、後檢驗使用」之二階段許可管制：

• 第一階段：申請安裝許可（審查作業場所實體隔離、屏蔽安全及廢棄物規劃）。
• 第二階段：安裝完工並實施安全測試後，檢附測試報告申請使用許可。

3. 安全考量重點： 非密封放射性物質（Unsealed Radioactive Material）因具有易散逸、易擴散、易附著污染人體與環境之特性，其作業場所之實體屏蔽、通風負壓、外洩防護及衍生之氣／液／固態放射性廢棄物處理，為安裝審查之核心要件。
4. 法規基準註記： 本題以命題當年（民國 111 年）法規為準；現行法因配合行政院組織改造，主管機關已修正為「核子安全委員會」（原為「行政院原子能委員會」），但本條文規範之法定檢附文件內容與實質要求均維持不變。

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解題方法

本題為標準的法規記憶與申論條列題。解題應採取「法源條文定位 $\to$ 完整列出法定檢附文件 $\to$ 深入說明技術內涵」之三層次結構切入：

1. 準確引用法條：點出《放射性物質與可發生游離輻射設備及其輻射作業管理辦法》第 16 條第 1 項。
2. 完整列舉法定文件：法規明定之 5 款文件缺一不可，須以標準法規用語精確作答。
3. 闡述技術理由：說明各項文件在輻射安全評估上的必要性，展現應考深度。

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選項分析（法定檢附文件要件剖析）

本題為申論題，依《放射性物質與可發生游離輻射設備及其輻射作業管理辦法》第 16 條第 1 項，申請安裝許可應檢附之文件逐一深度剖析如下：

1. 作業場所平面圖及屏蔽規劃：

• 實質意涵：申請人須提供作業場所之建築配置、管制區與監測區之劃分、排氣櫃、熱室（Hot Cell）、手套箱及放射源儲存庫之位置，並詳細說明牆壁、天花板、地面及防護屏風所採用之屏蔽材質（如鉛、混凝土）與厚度計算，確保作業場所邊界之劑量率符合法規要求。

2. 輻射安全評估：

核心觀念

本題評量我國游離輻射防護法規中，關於「體內劑量防護量」與「體外環境監測操作量」之法定名詞定義、數學表示式及幾何深度的規範。 以命題當年（民國 111 年）法規為準，本題的核心法源為《游離輻射防護安全標準》第 2 條。相關名詞在原子能委員會改制為核能安全委員會後，定義與數值規定均維持一致。

1. 約定等價劑量（Committed Equivalent Dose）：放射性核種進入人體後，隨時間衰變並持續照射組織器官，屬於「體內劑量（Internal Dose）」之積算量，考驗積分公式與法定受照射時間長度。
2. 周圍等效劑量（Ambient Dose Equivalent，法規亦稱周圍等價劑量）：為評估體外強穿透輻射環境所引入的「操作量（Operational Quantity）」，考驗 ICRU 球（International Commission on Radiation Units and Measurements Sphere）幾何場之定義，以及深部、淺層與水晶體所對應的度量深度（$10\text{ mm}$、$0.07\text{ mm}$、$3\text{ mm}$）。

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解題方法

本題為名詞解釋與申論簡答題，作答時切忌僅憑直覺敘述，應依「法規法定文字」、「國際放射防護委員會（ICRP）標準符號與數學積分式」、「分類條件」三層次逐項展開：

1. 第 (一) 小題切入點：

• 定義引用《游離輻射防護安全標準》第 2 條第 16 款。
• 列出連續積分數學式 $H_T(\tau) = \int_{t_0}^{t_0+\tau} \dot{H}_T(t) \, dt$，並標明每個符號所代表的物理意義。
• 清楚區分成人（50 年）與非成人（算至 70 歲）的時間規定。

2. 第 (二) 小題切入點：

• 定義引用《游離輻射防護安全標準》第 2 條第 18 款，點出關鍵字「擴展且單向排列輻射場（expanded and aligned field）」、「ICRU 球」、「反對向輻射方向（opposite to the direction of the aligned field）」。
• 針對「輻射分類深度」，點明周圍等效劑量主要適用於「強穿透輻射」，取深度 $d = 10\text{ mm}$；並補充體外監測操作量體系中，針對「弱穿透輻射」之淺層組織（皮膚取 $0.07\text{ mm}$、眼球水晶體取 $3\text{ mm}$）的判定準則，使答案完整無漏。

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選項分析（申論評分要點解析）

本題為申論簡答題，非選擇題，評卷採分項給分，各要點配分剖析如下：

• (一) 約定等價劑量（5 分）：
• 定義正確性（2 分）：必須寫出「放射性核種進入體內後」、「歷經特定時間內」、「某一組織或器官所接受之等價劑量」。若漏寫「特定時間」或誤寫為「全身」，將被酌予扣分。
• 公式與符號說明（1.5 分）：必須包含積分符號、劑量率 $\dot{H}_T(t)$ 與時間區間 $\tau$。
• 時間規定（1.5 分）：成人與 18 歲以下之區隔必須完全精確（成年人 50 年；18 歲以下算至 70 歲）。若僅寫「50 年」未提及孩童，無法拿滿 5 分。
• (二) 周圍等效劑量（5 分）：
• 定義完整性（2.5 分）：需答出「擴展且單向排列之輻射場」、「ICRU 球」、「特定深度 $d$」、「反對向輻射方向之半徑上」。任一關鍵幾何條件缺失均會失分。

本題以命題當年（民國 111 年）法規為準進行解析。相關法規於命題後條文內容維持穩定；惟組織法規部分，原主管機關行政院原子能委員會已於民國 112 年改制為核能安全委員會（核安會）。

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核心觀念

1. 法源位階與授權依據：

• 母法規定：《游離輻射防護法》第 $7$ 條第 $1$ 項規定：「設施經營者應依其輻射作業之規模及性質，先擬訂輻射防護計畫，報請主管機關核准後實施；其有變更者，亦同。」
• 子法授權：《游離輻射防護法施行細則》第 $5$ 條明定輻射防護計畫應涵蓋之實質法定項目與彈性裁量要件。

2. 制度立法精神：

• 輻射防護計畫為設施經營者落實「自主管理」與「縱深防禦」之核心文件。
• 核心原則包含落實作業正當化、輻射防護最適化（合理抑低，As Low As Reasonably Achievable, ALARA）與個人劑量限度管制。

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解題方法

本題為國家考試標準的法規記憶與體系申論題。解題關鍵架構如下：

1. 法源引申：先指出母法第 $7$ 條第 $1$ 項之擬訂義務與「規模及性質」原則。
2. 完整列舉法定要件：精確引述《游離輻射防護法施行細則》第 $5$ 條第 $1$ 項所定之 $9$ 大事項。
3. 論述彈性裁量條款：補充同條第 $2$ 項關於依規模與性質「酌予增減」之彈性規定，使答案兼具法條文字與實務運作之完整性。

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選項分析

本題為高普考申論題，非選擇題，故無選項對錯分析。以下針對法定輻射防護計畫 $9$ 大事項之法意與實務管制重點逐項解析：

1. 輻射防護管理組織及權責：明定輻射防護業務主管、輻射防護人員之設置、權限及與管理階層之指揮監督系統。
2. 人員防護及教育訓練：規範工作人員進入管制區之防護裝備配戴要求，以及定期接受輻射防護在職教育訓練（每年至少 $3$ 小時）。
3. 作業管制及合理抑低措施：界定管制區與監視區之劃分、屏蔽設計、出入動線及落實 ALARA 原則之抑低程序。