成理工核辐射测量方法讲义03核辐射测量单位及核辐射防护.docx

第3章核辐射测量单位及核辐射防护3.1 核辐射测量常用单位为了度量放射性物质的量或其辐射量，需要有统一的单位，从原则上讲，完全可以用克和原子数作为单位来度量放射性物质的量，用库仑为单位来度量辐射能，但由于放射性物质具有衰变的特点，而且有些放射性物质的半衰期又极短，甚至在称量过程中这些放射性物质的量也在逐渐变少，所以不能完全用克，原子数等单位来准确地度量这些放射性物质的量，要求引入一些专门的单位来表示度量的放射性物质的量及其辐射量。在这一章中将扼要地介绍核辐射测量工作中常用的度量放射性物质的量及其辐射量的单位。3.1.1 放射性物质的重量，活度单位常用的放射性物质的重量、活度单位有千克，贝克（勒尔）等，分别介绍如下：（一）千克一放射性物质的重量单位一些长寿核素如铀、批等的量可用千克（或其导出单位克）为单位来表示。对这些核素可以用称量法测量。对于那些半衰期极短的放射性核素，因其衰变很快，且无法将他们提取到化学纯度来供测量，此外它们的量往往是极微小的，以致最精密的天平也无法称出其量，因此无法用称量法来确定其量，必须采用测量其放射性衰变率等方法来度量。（二）贝克勒尔（简称贝克）一放射性活度由于放射性核素具有衰变特性，因此可以用单位时间内核素核衰变的次数来描述核素的衰变量。放射性核素的活度是指在给定时刻，处于特定能态的一定量放射性核素在单位时间dt发生自发核跃迁的期望值。用法定计量单位（Sl单位）时放射性活度的单位名称是“贝可（勒尔）”，用Bq表示，IBq表示每秒跃迁一次。IBq=Is1居里（用Ci表示）是放射性活度的非国际制单位，现以废除，一居里表示每秒3.7X10K）次核跃迁，即：lCi=3.7×IO10Bq为了应用时换算方便，将贝可与居里之间的换算关系及居里的导出单位列于下面：lBq=0.27XlO10CiImCi=IO3Ci1Ci=IO-6CiIpCi=IO-l2Ci放射性核素的活度和该核素的质量之间存在着简单的关系，可以互相换算，若核素的活度是IBq,其相应的原子核数为M，即：入N=IS14=1/0.693刀/2（3-1）式中，久一衰变常数，S1TI/2半衰期，单位为S或min等。由阿佛加德罗常数可以求出相当于IBq活度核素的质量M/（g）M=ZJ二a：f=2.4×Iofa小1 6.023XItf36.023×IO23×0.6931/2式中，A原子量，go当7以d为单位时，相当于1Bq放射性物质的克数为：y=2.07×IO19ATzz23.1.2放射性物质的含量单位常用的放射性物质含量单位有gg,g/1等，现介绍如下：（一）固体物质中放射性核素的含量用1克岩石中放射性核素所占的克数“克（放射性核素）庾（岩石）”表示，或用100克岩石中含放射性核素的克数即“百分数”表示，例如矿石中含有1%的铀，表示100克岩石中含有1克铀。在放射性勘查工作中，常用克/吨（gt,相当于过去采用的PPm单位）作为岩石中放射性核素的含量单位，例如岩的铀含量为lgt,表示在1吨岩石中含有1克铀。1976年国际原子能机构（IAEA）建议，在丫总量测量时采用“放射性元素含量单位（Ur）”（或称“放射性元素单位”）来表小地质体中放射性元素的含量，它的定义是：具有个放射性元素含量单位的地质体使仪器产生的响应（即计数率）与仅含有lgl平衡铀的地质体使仪器产生的响应相同，即：一个放射性元素含量单位=lgl平衡铀含量：IUr=IgZt平衡铀或lUr=lgteU必须指出，由于测量时测量对象的放射性平衡情况常常是不清楚的，因此用“g/teU”表示岩石中放射性核素的含量时，对于铀系列核素，其中eU表示当量铀，即不考虑放射性平衡破坏情况。Ur单位目前尚为被广泛采用。（二）液体或气体中放射性物质的含量以体积含量表示，即单位体积中放射性物质的活度或质量，用Bq/1.,g1.,mg/1.等表水之。液体或气体中的氨含量可以用Bq/1.表示，原来用Ci/1.,爱曼（l°Ci1.）表示，这些单位现以废除（作为暂用单位），它们相互的换算式为：lBq1.=0.27爱曼1爱曼（em）=3.7Bq1.3.1.3 放射性辐射的物理量和单位放射性物质的重要特点之一是不断地放射出射线，工作中有时要度量这些放射性物质产生辐射量。粒子注量和粒子注量率、照射量和照射量率等就是描述这方面特征的物理量。（一）粒子注量和粒子注量率1、粒子注量0划出一小的球形区域，如果球体的截面积为dm从各则MV除以d得到的商定义为辐射场p点处的粒子注假若以辐射场中某点p为中心,个方向射入该球体的粒子总数为dN,量:=dNda可见，粒子注量率是射入小球单位面积的粒子数。粒子注量的单位是“m-22、粒子注量率粒子注量率是表示在单位时间力内粒子注量的增量，即：T=M/粒子注量率的单位是S（二）能注量和能注量率1、能注量能注量的定义为：在空间一给定点处，射入以该点为中信的小球体的所有粒子的能量总和必除以该球体的截面积曲，=虹da能注量的单位是焦耳每平方米”J112"2、能注量率中能注量率是表示在单位时间以内能注量的增量，即(3-3)d=d2ERdtdadt能注量率的单位为瓦每平方米“W/m?”，适用与度量各种致电离辐射。（三）照射量和照射量率1、照射量X以X射线或Y射线产生电离的本领而作出的一种量度，用来表示X射线或丫射线在空气中形成的辐射场。照射量（冷的定义为X=dQdm（3-4）式中，dm某体积元的空气质量dQ表示在质量为dm的某一体积元内的空气中，由X射线或丫射线释放出来的全部电子（正电子或负电子）被完全阻止于空气中时，在空气中产生的一种符号的离子的总电荷的绝对值。照射量的单位为库仑/千克，即C/Kg。伦琴（R）是照射量的专用单位（非法定单位），它们之间的关系是：lCKg=3.877XlO3R1R=2.58×10,CKg2、照射量率攵照射量率的定义是，在单位时间孔内照射量的增量，即照射量率的单位为库伦每千克秒"C/Kg.s，照射量率的专用单位(非法定单位)，有伦仑琴每秒R/s”、仑琴每小时“R/h”、微伦每小时“Rhw等。以前在放射性测量工作中常用Rh为单位，并将uR/h简称为伽玛“丫”。丫与法定单位之间的关系是：1=1Rh=7.17×10,4CKg.SlRh=106=7.17×108CKg.s3.1.4 点源丫辐射照射量率的计算在放射性测量工作中常常需要知道离某一已知含量的点源一定距离出的丫照射量率。现计算如下：设在。点处有一活度为mBq的丫辐射点源(各向同性)，求距点源d(cm)处A点的丫辐射照射量率。已知A点处的能注量率可表示成下式：小江坐=8XKr2立把I（竺。4j11*d'scm"式中，乙一每次衰变防除能量为%的光子的几率。上式给出了每秒钟在A点处传输的能量。若假定这一能量全部用来产生离子对，则每秒产生的离子对数为N-如4×IG(离子对/克.秒)WP式中，W-在空气中电子每产生一对离子所消耗的平均能量(W=33.7电子伏/离子对)；P/P能量为hvl的光子在空气中的质量吸收系数，表示能量被转移到物质中去的几率(cm2g)IO6由兆电子伏换算到电子伏的换算系数。则A点的照射量率可表示成*=8×炉小，%0小67XHi-'9<IO3X7pX1-8x/WQ2.8x104=2.98×10-×>S)36)dkgs式中，1.67X10/9为一离子对所具有的电量(库仑)。由(36)式可看出，点源在距离它d处某点的照射量率与放射源的或度成正比，与距离的平方成反比。下面作为一个实例，计算离或度为3.7X107Bq(ImCi)的点状60Co源ICm处的照射量率。60Co每次衰变防除的能量为1.17MeV和1.33MeV的光子各一个。空=3.5×IOW,代入(3-6)式得X=2.98XIO-10X3.7×10',0(1.17+1.33)X3.5×105=96.5×lO-sCkg.s距高一个或度为3.7×IO7Bp的点状放射性同位素源Icm处的照射量率，称为核放射性同位素的Y常数。所以60Co的丫常数为96.5X10-8cKgs0当用0.5mm的钳层做外壳时，镭的常数为59.2×IO-3CZKg-S（KRa）.若己知镭的Y常数，则可用下式计算离任意镭含量的点源任一距离处的照射量率X=1.n1.1.ckg,s（3-7）式中，C一以亳克为单位的镭含量；R离镭源的距离（cm）；例如一毫克的镭源在一米处的照射量率为V=2l11'2l=592×10-12C.5n23.2放射源与标准模型3.2. 1放射源分类根据放射性同位素与射线装置安全和防护条例（国务院令第449号）关于放射源实行分类管理的规定，国家环境保护总局发布了“放射源分类办法”（国家环境保护总局2005年第62号公告）。参照国际原子能机构的有关规定，按照放射源对人体健康和环境的潜在危害程度，从高到低将放射源分为I、II、III、IV、V类，V类源的下限活度值为该种核素的豁免活度。（）I类放射源为极高危险源。没有防护情况下，接触这类源几分钟到1小时就可致人死亡；（二）11类放射源为高危险源。没有防护情况下，接触这类源几小时至几天可致人死亡;（三）HI类放射源为危险源。没有防护情况下，接触这类源几小时就可对人造成永久性损伤，接触几天至几周也可致人死亡；（四）IV类放射源为低危险源。基本不会对人造成永久性损伤，但对长时间、近距离接触这些放射源的人可能造成可恢复的临时性损伤；（五）V类放射源为极低危险源。不会对人造成永久性损伤。常用不同核素的64种放射源按下列表进行分类如表3.1。核素份额不明的混合源，按其危险度最大的核素分类，其总活度视为该核素的活度。上述放射源分类原则对非密封源适用。非密封源工作场所按放射性核素日等效最大操作量分为甲、乙、丙三级，具体分级标准见电离辐射防护与辐射源安全标准（GB18871-2002）。甲级非密封源工作场所的安全管理参照I类放射源。乙级和丙级非密封源工作场所的安全管理参照11、In类放射源。表3-1放射源分类表核素名称I类源（贝可）U类源（贝可）HI类源（贝可）IV类源（贝可）V类源（贝可）m-2416×10l326X10”6×10,°26X1(F21X10'A11r241Be6×101126X10”26X1OH)>6×1(l×10,Au-19822X10”5:2×IOu>2X10"22X10'NlXKrBa-133>2×10nN2X10"22X10">2×109×C-145×10,>5XlOu25X10”>5X10"NIXKyCd-10922X10"22X10”N2X10”22X10”l×106Ce-141>l×10,s×IO'321X10"21XlOg21X10'Ce-14429X10"9×10,2>9X10"29XIO''>l×105Cf-25222X10”2×10">2×10,n>2×1(T>l×10,Cl-3622X10"=2X10”>2×IO13>2X10">l×106Cm-242>4×10,3>4XlOue4X10"N4X1(TNlXK)3Cm-244>5×10,3>5X10">5×10,025X1(F21X10'Co-577×10h>7×IO,227X10”27X10，l×106Co-60>3XlOu23X1OU23XlOn)>3×1(NIXlOSCr-512×10,s>2×IO'3>2×IO12>2XIO'0NIXK),Cs-1344×10,3>4×10"24X1OmN4XKTl×10,Cs-137>1×10h>l×10,2>1X10"NIXIOSNIXKrEu-15226X10”26X10”>6×IO1026X1(F21X10°Eu-1546×101126X10”26X1OH)>6×1(NlXlO6Fe-55>8XlO178×10,528XlOH>8×IO12NlXIo6Gd-153l×10,sl×10,sNIXIo)221XlOel×10Ge-68>7×10n7×10,27×10">7×109NIXK)Sl-32×10,82×10,b>2×IOw2×10,jNIXK)9llg-20323X10”3×1012>3X10"23X10"21X10'1-12522X10">2×IO1222X10”>2×109>l×1061-131>2×10h>2×IO1222X10”22X10"力XlO6Ir-1928×10,3>8×IOu>8×IOie28XKr云IX10'Kr-85>3×10,6>3×IOh23X10”23X10”NlXlO'Mo-99>3×10m>3×IO'2>3X10">3×IO9NlXKrNb-95>9×10,a29X10”>9×IO1029X1(Tl×106Ni-63>6XlO1626X10"26X10”26X10”l×10-Np-237(Pa-233)>7XlOu27X1OU27Xlon)>7×1(NIXlOSP-3221XlO-21X10"21X10”>1X10"NIXlOSPd-103>9×10,629X10“>9×IO'3>9X10"NlXKrPm-1474×10,6>4×IOu>4×IO'3>4X10"NIXKrPo-210>6×10,326X1OU>6×10,°N6X1(NIXKrPu-2386×10,326X1Ou>6×IOwN6XUT5=1X10'Pu-239Be>6×1011>6×IOu>6×IOw>6×1(TNlXlO'Pu-2396×10,3N6X10”>6×IO10N6XUTNlXlO'Pu-24026X1Oe6×10">6XlO1026X1(21X1OJPu-242>7×10u27X1Ou27X10m27X1(T21X10'Ra-226>4×10u24X10”4×10,°>4×1(T21X10'Re-188l×10,sNIXIOul>l×1012>l×10,°NlXlO'Ru-103(Rh-103m)21X10”l×10l221X10"l×109l×106Ru-106(Rh-106)>3×10h>3×10,2>3×101123X10'l×105S-35>6XlO166×1026X10”26X10”×o-Se-7522XlOH2×10,222X10”>2×109力XlO6Sr-8922X10"22X10”22XW22X1OUlXlO6Sr-90(Y-90)l×10,5>l×10,s>l×10,2l×10wl×10,Tc-99,>7×10">7XlO1227X10”27X10''>l×107Te-132(1-132)23X10"23X1Ou妾3X1Om>3×r妾IXK)7Th-230>7X10,3>7XlO117X1Om>7×1(T>1X10*Tl-20422X10历2X1OM>2×IO'3>2×10n>l×10,Tm-17022X10第22X10"22X10”22X10”NIXlO6Y-90>5×10,s>5×1O,3>5XlO1225XlOeNIXlOSY-91>8×10,s8×10,38×108×10,°力XlO6Yb-16923XlOH3×10,223X10”23X10'21X10：Zn-65>l×10"-IXIOI221X10”21X10*NlXIo6Zr-9524X10”4×10u24XlOn)4×1(NIXlO6注：1.Am-241用于固定式烟雾报警器时的豁免值为IXlO5贝可。3. 2.2标准源在工作中，经常需要用一些放射性核素含量或照射量率准确已知的放射源，作为同类型放射源的基准，用来标定辐射仪。在地质勘探中，将可作为基准的放射源称为标准源。在形态上，标准源可分为固体标准源（点状标准源及体状标准源），粉末状标准源和液体标准源等几类。当标准源本身的集合尺寸在所研究的问题里可以不加考虑时，这类标准源统称为点状标准源（点源）。例如常用的直径为1.5cm,高为7cm的圆柱形源，在距离几米远的地方测量它的照射量率时，就可以把这一放射源视为点源，因为这时源本身的集合尺寸比起机密的距离来说要小得多，对测量不会有什么影响。另一类标准源具有较大的几何尺寸，有一定的体积，而且是在靠近放射源的某一表面测量它的照射量率，标准源的几何尺寸在所研究的问题中必须予以考虑，这类标准源统称为体状标准源（体源），习惯上称为标准模型。作为一个好的标准源，要求：制作标准源的放射性物质应纯度高，含量准确已知，其衰变情况，能量成分等也应清楚；制作标准源的放射性物质的半衰期应长，以保持稳定的能注量率；标准源应制作容易，使用安全，接个较低等。从使用特点上标准源可以分为射线标准源和射气标准源两类。（一）射线标准源射线标准源利用标准源辐射的射线作为对比测量的标准的。按利用的射线性质的不同可将标准源分为射线标准源，B射线标准源，Y射线标准源和中子标准源。此外，在放射性分析工作中还常用粉末标准源（利用其B、Y射线）O1、 射线标准源B射线标准源从矿石中提炼出来的U28可以作a射线标准源。当/U与2，、以Pa达到平衡后，由于234Th和254Pa都是B辐射体，这时该放射源可以作为稳定的B射线标准源（用吸收屏滤除射线）。除利用天然放射性核素外，现在还广泛采用人工放射性同位素来制作a、射线标准源。丫射线标准源地质工作中用得最多的是与衰变子体处于平衡的纯镭制成的Y射线标准源。常用的镭标准源用镭盐外包0.5mm的钳壳（或面密度相当于0.5mm钳的金属管）制成，英制镭源外壳的表面标有指示源中心的刻痕，便于使用。标准源中镭的含量一般为Slmg和Img两种，当外包有0.5mm厚的钳管时，他们在Im远处的照射量率分别为591.5×1014Ckg.s和5.92×101,Ckg.s*o标准源的镭含量，标准源常数（八）,以及可能的A值误差范围，在标准源的说明书中都有记载。人工放射性核素中，支。有时也作为Y射线标准源，用来标定辐射仪。由于Co的半衰期较短（T2=525a）,它的活度随时间而减小，使用时标准源常数应按其衰减规律进行校正。60CO源放出的丫射线能量为1.17MeV和1.33MeV两种，而镭源放出多种能量的丫射线，两者能谱成分不同，使用时要考虑能谱成分不同对测量结果的影响。还有一类放射源，主要用于检查仪器工作状况等方面，他不能作为标准源使用，这类源习惯上称为“工作源”，常见的有rnCs源，却Am源和234PU源等。137Cs衰变时放出能量为0.66MeV的Y射线，因此常作为Y射线工作源用来检查Y谱仪的工作状况。137Cs的半衰期为总=30年。2用Am衰变时放出能量为5.477MeV,5.435MeV的Q射线和59.6KeV的丫射线，所以241Am源常用来作为a射线工作源或Y射线工作源用来检查a辐射仪或用作能谱仪自稳装置的参考源。241Am的半衰期是Iy2=458年。234Pu衰变时放出能量为5.155MeV、5.143MeV的a射线源，因此常作为a射线工作源用来检查a辐射仪的工作状况。234Pu的半衰期是Tk2=244Xl（）4年。l3a衰变是放出能量为0.081MeV、0.276MeV0.303MeV、0.356MeV和0.384MeV的Y射线，其中主要的能量为0.303MeV、0.356MeV两组。Ba源常用作能谱仪自稳装置的参考源。133Ba的半衰期是Th2=109年。3、中子标准源中子源分钟-被中子源和镭-被中子源等。针-被中子源的中子产额为23Xl6个中子，中子的最大能量为HMeV,伴随放出微弱的丫辐射。缺点是针的半衰期短，不能常期使用。镭-钺中子源的中子产额为1075X1（）6个中子，中子最大的能量为l3MeVo这种中子源的产额较高，镭的半衰期也长，可长久使用，缺点是伴随放出很强的丫射线。4、粉末标准源在放射性分析工作中常用到的粉末标准源是由铀矿石或钻矿石经粉碎、加工制成的。对粉末状铀标准源的要求是：标准源中铀、铉含量已准确测定，要求钮含量小于0.005%；铀-镭接近平衡（kp1）,射气系数小于10%o对粉末状牡标准源的要求是：标准源中的铀、牡含量已准确测定，要求不含铀；射气系数要小（小于10%）O无论是粉末状铀标准源还是粉末状包标准源，工作时选用的标准源含量应与待测样品的含量相近，标准源与样品的密度、原子序数的差别应较小。因此工作中要有一组不同含量级别和不同物质成分的标准源，以备选用。（二）射气标准源射气标准源分为氨气标准源和钮射气标准源两类，常用的为氨气标准源。常见的为氨气标准源由镭盐溶液支撑。保存在特制的玻璃管中，利用在容器中积累的氨气来标定仪器。溶液中镭含量一般为10-810-"g°钻射气标准源由牡化合物溶液制成，也保存在特制的玻璃管中。溶液中牡含量一般为I-IOmgo由于液体状氨气标准源携带不便等原因，前些年在一些国家中逐步采用固体镭盐作为氨气标准源（第二代气体标准源）。例如加拿大生产了两种较为轻便的标准源；Rn-150型氢气标准源和1025型氨气和钻射气标准源，Rn-150型源的外型呈圆筒型，内封两个独立的固体镭源；A源的氨气含量为4440÷56Bq,用于标定氢探测器。B源提供的总氨量为3.7Bqmin.1.,用于标定过滤器型的环境监测仪器。美国制成的标定射气仪的装置，内封有3.7×IO6Bq,3.7XlO5Bq,3.7XlO4Bq3.7×IO3Bq四种不同含量的镭，作为氨气源。由于液体状冢气标准源和上述固体氨标准源都不能准确地标定70年代发展起来地积累法测氨仪。近年来在国内出现了第三代氨气标准源一一氧室作为综合标定装置。氨室是一个四周密封地小室。其体积可以为12鬲，室内放置沥青铀矿和镭盐，作为氨气源，将氨气源分设若干档次地标准氧浓度，根据工作需要可选择使用某以档次的标准氧浓度。氨室配备了若干自动化和机械化装置，以便控制照明、通风以及顺利地放置待标定射气仪的探测器。氨室的出现不仅可以快速而有效地标定常规射气仪，而且能有效地标定各种累积法测氧仪。用氨室标定各种射气仪，可使各种类型策动以探测器地灵敏度有一个统一地衡量标准，便于对比各种射气测量结果。标准源使测量工作时地衡量准绳，制作应十分严格，使用和保存也应十分仔细，避免损坏和混淆。所有标准源地说明书应妥为保存，以备必要时查用。3.2.3标准模型为把仪器地测量结果直接表示成含量单位（gt,ppm等），以及测定Y能谱仪的换算系数，需要制备Y射线达到饱和厚度的标准源。这类标准源具有一定的体积，习惯上称为标准模型。标准模型实际上是一个人造辐射体，它是用铁皮制成的圆柱形或立方体形的密封箱子，箱内装含量已准确测定的铀（或牡等）矿粉，这类标准模型称为密封模型。近年来采用下列方法制作密封模型：将矿粉加水泥等粘固剂使矿粉固结成块状，然后在成型地矿粉块表面涂以环氧树脂薄层，使矿粉块密封。这种混凝土固结地模型快可制成大块的，（整个模型是一块），也可制成小块的。若是小块的，则可将多个模型块堆积成大块饱和模型，这种模型称为积木式模型。根据制作模型裁量地不同，密封模型可分为平衡铀模型、钻模型、铀-1.混合模型、钾模型及零值模型等五种，其中：平衡铀模型一一由达到放射性平衡地纯铀矿石制成，不含牡（ThU<l25-l30）;牡模型一一由纯牡矿石制成，不含铀（ThU>50）铀-社混合模型一一由铀、牡矿石混合加工而成，只要用于检验仪器换算系数测定地准确性；钾模型一一用钾盐等制成；“零值”模型一一用放射性核素含量极低的石英砂制成，用于测定仪器底数。对于不同用途的标准模型，其大小规格，制作模型地矿粉及其含量等都有不同地要求。国际原子能机构推荐的，制作模型的标准参数列于表3-1,供各国同行在制作标准模型时参考。根据模型制作质量上地差别，标准模型分为I级模型（国家级标准）、II级模型、小级模型等。我国已建立一套用于标定地面丫能谱仪、丫能谱测井仪和航空丫能谱仪地饱和标准模型（I级模型）、制作模型地有关参数及用途列于表3-2及表3-3中。表3-2IAEA惟荐的标准模型参数用途说明最小尺寸建议的U、Th、K含量地面测量丫总量测量均匀的混凝土模型板，上表面与地表齐平直径2m厚0.5m1、零值2、零值+50PPmU3、零值+500PPmU能谱测量均匀的混凝土模型板，上表面与地表齐平直径2m厚0.5m1、零值2、零值+5%K3、零值+20PPmU4、零值+400PPmTh航空测量地表标定（测量影响系数）均匀根状混凝土模型，上表面与地面齐平，相距1.5m直径8m厚0.5m1、磁2、零值+20PPmU3、零值+40PPmTh空中标定检查线（确定换算系数）含量均匀、天然平坦地带，其中心线易辨认5×0.5km地表含量由地表丫能谱仪实测确定，需要一定数量取样室内分析外检测井普查测井圆柱状混凝土中心开孔模型、顶面与地表齐平直径1.5m厚1.5m源4.5m中心孔下接延伸管中间15m为矿层，上、下两侧各1.5m为零值层勘探测井圆柱状混凝土中心开孔模型、顶面地表齐平直径1.5m厚1.5m源4.5m中心孔下接延伸管中间ISn为矿层，上、下两侧各1.5m为零值层根据需要可采用数层高、低铀含量不等的含矿层表3-2中列出地各类模型，体积较大，满足丫射线饱和层的条件，称为饱和模型。这类模型制作较困难，成本高，不宜搬运，只能固定在某一地点使用。在野外工作时为方便使用可用体积较小的模型（不饱和模型）代替大模型（饱和模型）测定和检查辐射仪的换算系数。能源部核工业总公司地质局制造的小模型尺寸为40X40X40Cm2。分为铀模型、钻模型、铀-牡混合模型三种。它们的饱和度（小模型上测到的换算系数与饱和模型上测到的换算系数的比值称为模型的饱和度）约为3040%.当用小模型测定仪器的换算系数后，将实测数据做模型饱和度修正，即可得到相当与饱和（标准）模型条件下测到的换算系数值。表3-3我国标准模型的几何尺寸及其用途模型种类几何尺寸饱和度主要用途第I类（圆柱体）<l>22m高0.6m>94（探测器高度为5cm）1、标定地面伽玛总量辐射仪，伽玛能谱仪2、标定高灵敏度Y剂量率仪器3、参数第H类（立方体）1.2X1.2X1.2m2（中心有一个689mm的模拟钻孔）>991、标定、总量伽玛射仪，伽玛能谱仪2、标定、伽玛取样辐射仪3、参数测定第In类（正六边形）边长7m的六边形厚度为0.5m>84（探测器高度为Im）1、标定航空辐射仪，汽车辐射仪2、标定各类高灵敏度剂量率仪器3、参数测定第IV类（由0.5X0.5×0.5m的模块堆砌而成）1.5X1.5X1.5m3>99主要用于参数研究，模拟水。铁吸收及不同孔径，倾角，厚度条件下伽玛场的变化及其定量计算，量板制作等表3-4我国各类标准模型主要参数表类别模型编号U、Th、K分析含量平衡系数（%）密度(gcm3)有效原子序数CU(gt)Ch(g)C(%)GP-Uj202100.7599.92.Il13.88GP-Thl115050.302.0813.66第GP-K4.24.15.591.7813.22GP-M11022990.95102.02.0713.34IGP-B13.56.80.18GP-U218.842.220.25类GP-Th21.(M57.310.20GP-K21.182.425.62GP-M27.121.52.78GP-B20.691.800.191.m-Ui10930IlO1.28102.22.1017.621.m-U25530401.49106.32.0715.511.m-U32110181.64105.52.0914.27第1.m-U4916151.931.m-U5999180.861.m-U6304131.6198.72.0813.55=1.m-Th781510()1.192.1318.771.m-Th25571901.322.1216.191.m-Th340303201.382.1214.58类1.m-Th46.84910.322.1113.591.m-Mi20507121.5998.12.0114.281.m-M269319601.5699.92.0914.151.m-M3993221.541.O2.0113.501.m-K2.34.05.551.7113.181.m-B3.22.60.222.1214.02Ap-U28.842.220.25第Ap-Th1.0457.310.20三Ap-K1.182.425.62类Ap-M18.4240.173.82Ap-B0.691.8()0.193.3核辐射防护如前所述，放射性射线与周围介质作用会引起电离，激发等效应。当射线与人体作用时也会产生同样的效应，使人的机体受到损害，引起疾病，因此有必要了解核辐射对人体健康的影响及其防护方法。3.3.1核辐射对人体的影响射线与生物机体作用的规律同射线与物质相互作用的规律是一致的。各种辐射引起的生物效应，最初主要是使机体分子产生电离、激发，破坏生物机体的正常机能。这种作用可以是直接的，即射线直接作用与组成机体的蛋白质，碳水化合物，酵素等而引起电离、激发，并使这些物质的原子结构发生变化，引起人体生命过程的改变。射线对人体的作用也可以是间接的，即射线与机体内的水分子起作用，产生强氧化剂（0H,压。等）和强还原剂，破坏机体的正常物质代谢，引起机体一系列反应，造成生物效应。由于水占人体重量的70%左右，所以射线的间接作用对人体健康的影响较直接作用更大。各种射线对人体的损害随射线电离本领不同而有差别。射线电离本领大，在IUnI的生物组织内能产生20006000对离子。粒子能量越大，对人体的破坏性也越大。射线致伤集中，细胞一死就是死一团，且机体不易恢复，所以a粒子进入人体后，它的危害性是很大的。但当它在体外辐射时，因不易透过皮肤，致伤程度便大为较小。B射线在IUln生物组织内产生310对粒子。因而相对a射线来说射线对对机体的损害程度较小且易恢复。X射线和Y射线虽然电离本领小，但它们穿透介质的能力很强，故该两种射线在体外对人体照射时同样具有很大的危害性。射线对人体的损害成都与人体受照射量的大小有关。小量射线作用后机体易恢复，不会引起明显损害，大量射线（例如nXSv）作用后就会引起放射病。射线对人体的损害程度还与射线的作用方式有关。对于同样的照射量，全身照射比局部照射危害大得多，因为全身照射时人体所吸收的总能量比局部照射时大得多。当人体受到大剂量射线的作用后，会引起急性放射病。这种情况在放射性方法勘查工作中不会出现。人体受到超剂量限值的小剂量射线长期照射后，可能引起慢性放射病。这种病症是以隐伏的形式发展起来的。慢性放射病可以是局部的，也可以是全身的。在局部慢性放射病中，最常见的是皮肤损伤，特别是手部皮肤损伤，表现为不同成都的皮肤干燥，粗糙，弹性减退，指纹变浅或消失，指甲脆裂等，严重的可引起溃烂。皮肤的改变常为局部慢性放射病的先兆。属于全身的慢性放射病，通常与血液病有关，白血球减少是机体对放射性射线照射最为灵敏的反应之一。长期吸入高浓度的氨及其衰变子体能引起肺癌。现在的资料表明，由核辐射引起的皮肤癌、白血病等都是大剂量作用后发生的，至今还没有充分证据说明，在通常的职业性的小剂量照射下，会引起同样的后果。对于从事地质工作的放射性测量人员来说，接触的放射性物质的量是很小的。国内外实践证明，只要工作中注意防护，一般情况下地质工作人员是不会引起放射病的。3.3.2剂量当量限值射线对生物机体的危害程度与机体吸收的辐射能量密切相关。电离辐射授予质量为（dm）的物质的平均能量（的除以办称为“吸收剂量”（）D=dEdm吸收剂量的法定单位为“戈瑞”（Gy）,IGy=J1.kgH暂用（应废除的）单位为“拉德”（rad）,Irad=O.01Gy（