辐射防护概念.docx

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1、1、照射量（I）照射量的定义和单位照射量是用来表征X射线或Y射线对空气电离本领大小的物理量。定义：所谓照射量是指X射线或丫射线的光子在单位质量的空气中释放出来的所有电次级电子（负电子或正电子），当它们被空气完全阻止时，在空气中形成的任何一种符号的（带正电或负电的）离子的总电荷的绝对值。其定义为QQ除以，力”的所得的商，即：P=d%m用图表示1立方厘米的干燥空气，其质量为0.001293克，这些次级电子是光子从0.001293克空气中打出来的，它们在0.001293克空气中的里面和外面都形成离子，所有这些离子都计算在内,而在0.001293克外产生的次级电子发射形成的离子则不计算在内。照射量（P

2、）的Sl单位为库仑/千克，用称号CKg-表示，沿用的专用单位为伦琴，用字母R表示。1伦的照射量相当于在标准的状况下（即0,1大气压）1立方厘米的干燥空气产生1静电位（或2.083XlOg对离子）的照射量叫1伦琴。.1静电单位=3.33IO10库伦1Cin3干燥空气质量为0.001293克=1.293XIO七千克333IO101伦=J2.58X1OT库伦/千克1.29310-6一个正（负）离子所带的电量为4.8X1OTD静电单位，1伦是在干燥空气中产生1静电单位的电量，所以产生的电子对数为1/4.8X10radGyrad换算关系ICKgT=3.877XlO3T?IGy=IO2radIGy=IO2

3、rad1、当量剂量和单位（1）当量剂量HT吸收剂量只反映被照射物质吸收了多少电离辐射的能量，吸收能量越多产生的生物效应就厉害。同样的吸收剂量由于射线的种类不同，和能量不同，引起的生物效应就不同，改变这一因素，应该有一个与辐射种类和能量有关的因子对吸收剂量进行修正。这个因子叫做辐射权重因子（%）。（用于对不同种类和能量的辐射进行修正）。用辐射权重因子修正吸收剂量叫当量剂量。在辐射防护中，我们关心的往往不是受照体某点的吸收剂量，而是某个器官或组织吸收剂量的平均值。辐射权重因子正是用来对某组织或器官的平均吸收剂量进行修正的。用辐射权重因子修正的平均吸收剂量即为当量剂量。对于某种辐射R在某个组织或器官

4、中的当量剂量HTR可由下式给出：H,/Dtr.Wr式中：辐射R的辐射权重因子DTR一辐射R在器官或组织T内产生吸收剂量如果某一器官或组织受到几种不同种类和能量的辐射的照射，则应分别将吸收剂量用不同的WR所对应的辐射种类进行修正，而后相加即可得出总的当量剂量。对于受到多种辐射的组织或器官其当量剂量应表示为：HT=EWR.DrR辐射权重因子的数值的大小是由国际放射防护委员会选定的。其数值的大小表示特定种类和能量的辐射在小剂量时诱发生物效应的机率大小。X、射线不论其能量大小其辐射权重因子WZe=I（2）当量剂量的单位由于WR是无量纲的，当量剂量的si单位为Kg-,专用名称为希沃特（si,因此，ISv

5、=UKg-此外还有毫希沃特（BiSv）和微希沃特（USY）ISv=1O371Sv=10Sv2、当量剂量率及单位月7是单位时间内的当量剂量。SI单位为希沃特秒I（S-S-i）3、有效剂量（1）组织权重因子：辐射防护中通常遇到的情况是小剂量慢性照射，在这种情况下引起的辐射效应主要是随机性效应。随机性效应发生机率与受照器官与组织有关，也就是不同的器官或组织虽然吸收相同当量剂量的射线，但发生随机性效应的机率可能不一样。为了考虑不同器官或组织对发生辐射随机性效应的不同敏感性，引入一个新的权重因子对当量剂量进行修正，使其修正后的当量剂量能够正确的反映出受照组织或器官吸收射线后所受的危险程度。这个对组织或器

6、官T的当量剂量进行修正的因子称为组织权重因子，用WT表示。每个M均小于1,对射线越敏感的组织，WT越大，所有组织的权重因子的总和为1。（2）有效剂量及单位：经过组织权重因子WT加权修正后的当量剂量称为有效剂量，用字母E表示。由于M为无量纲,所以E的单位与当量剂量HT单位相同为JKg”,专用单位SY通常在接受照射中，会同时涉及几个器官或组织，所以应该有不同组织或器官的M分别对相应的器官或组织的剂量当量进行修正，所以有效剂量E是对所有组织或器官加权修正的当量剂量的总和。用公式表示如下：E=YjWtHt由当量剂量定义可得到：HT=EWMTRR5=%TR式中：Hr一一组织或器官T所受的当量剂量%一组织

7、或器官T的组织权重因子WR一一辐射R的辐射权重因子Dtr一一组织或器官T内的平均剂量E一一有效剂量，单位：JKg”,称为希沃特（SV）4、国际放射防护委员会60号文告出版物的一些新规定（1） 以“确定性效应”取代“非随机性效应”随机性效应是指发生机率与剂量成正比而严重程度与剂量无关的辐射效应。一般认为在辐射防护感兴趣的低剂量范围内这种效应的发生不存在剂量阈值。确定性效应：是指通常情况下存在剂量阈值的种辐射效应，超过阈值时，剂量愈高则效应的严重程度愈大。（2） 进一步明确吸收剂量定义：吸收剂量均指某一组织或器官的平均吸收剂量（。丁）单位为专用名称：戈瑞（Gy）对于随机性效应的概率，可以用平均剂量

8、来指示：这主要基于这样一种关系：即诱发某一个效应的概率与剂量的关系是线性的，这在有限的范围内是合理的近似。对确定性效应：剂量与效应的关系不是线性的，所以除非剂量在整个器官或组织内分布是相当均匀的，把平均吸收剂量直接用于确定性效应是不贴切的。（3） 新定义的放射防护剂量单位一一当量剂量新：HTR=DTRWr10：剂量当量，=OQND吸收剂量Q品质因素N其它修正因素7.2剂量测定方法和仪器7.2.1辐射监测的内容及分类：1、工作场所监测（1）透照室内辐射场测定（2）周围环境剂量场分布测定（3） 控制区和监督区剂量场分布测定控制区是指辐射工作场所划分的一种区域，在该区域内要求采取专门的防护手段和安全

9、措施，以便在正常工作条件下能有效控制照射剂量和防止潜在照射。监督（管理）区：是指控制区以外通常不需要采取专门防护手段和安全措施，但要不断检查其职业照射条件的区域。现行标准规定：X射线照相：控制区边界的空气比释动能率40来划分。/射线照相：控制区边界以空气比释动能率2.5GvT来划分。2、个人剂量监测根据GB18871-2002电离辐射防护及辐射源安全基本标准的规定个人剂量监测的三种情况：（1） 对于任何在控制区工作的工作人员（2） 有时进入控制区工作并可能受到显著职业照射的工作人员（3）职业照射剂量可能大于5mSva的工作人员，均应进行个人监测。在进行个人检测不现实或不可行的情况下，经审管部门

10、认可后可根据工作场所监测结果和受照地点和时间的资料对工作人员的职业照射做出评价。对在监督区或只偶尔进入控制区工作的工作人员，如果预计其职业照射剂量在lmSva-5mSva范围内，则应尽可能进行个人监测。应对这类人员的职业照射进行评价，这种评价应以个人监测或工作场所监测的结果为基础。如果可能，对所有受到职.业照射的人员均应进行个人监测，但对于受照剂量始终不可能大于ImSvZa的工作人员，般可不进行个人监测。辐射防护的目的和基本原理目的：（1）防止有害的确定性效应；（2）限制随机性效应的发生率使之达到被认为可以接受的水平。原则：（1）辐射实践的正当化；（2）辐射防护的最优化；（3）个人剂量限值。7

11、.3.2剂量限值规定根据GB18771-2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准的规定：1、职业照射剂量限值：（1）应对任何工作人员的职业水平进行控制，使之不超过下述限值：a）由审管部门决定的连续5年的年平均有效剂量（但不可作任何追溯性平均）20mSvob）任何一年中的有效剂量：50mSvoc）眼晶体的年当量剂量：150mSvod）四肢（手和足）或皮肤年当量剂量：500mSvo（2）对于年龄为16-18岁接受涉及辐射照射就业培训的徒工和年龄为16-18岁在学习过程中需要使用放射源的学生应控制其职业照射使之不超过下述限值：a）年有效剂量：6mSvob）眼晶体的年剂量：50mSvoc）四肢或皮肤的

12、年当量剂量：150mSvo（3）特殊情况照射:a）依照审管部门的规定，可将剂量平均期由5个连续年延长到10个连续年；并且，在此期间内，任何工作人员所接受的平均有效剂量不应超过20mSv,任何单一年份不应超过50mSv；此外，当任何一个工作人员自此延长平均期开始以来所接受的剂量累计达到100mSv时，应对这种情况进行审查。b）剂量限制的临时变更应遵循审管部门的规定，但任何一年内不得超过50mSv,临时变更的期限不得超过5年。2、公众照射剂量限值：a）年有效剂量：1mSvob）特殊情况下如果5个连续年的平均剂量不超过ImSv,则某一单一年份的有效剂量可提高到5mSvoc）眼晶体的年当量剂量：15m

13、Svod）四肢（手和足）或皮肤年当量剂量：50mSvo3、辐射损伤的机理：（1）射线的间接作用一一游离基理论射线首先与细胞中的水起作用生成一种自由基（游离基），再去破坏生物大分子导致细胞损伤。这个过程叫射线的间接作用。“2。.（%。）+4次电子）辐射H2O+e（H2Y水的正、负离子不稳定要分解：（H2O）+H+OH（H2O）-H+OH-OH和H叫自由基OH和H很不稳定，相当活泼，它继续与生物大分子相互作用，用RH代表生物大分子：RH+HR+H2RH+OHR+H2OR一生物大分子的自由基可见生物大分子遭到破坏引起的生物效应。（2）射线的直接作用射线直接与生物大分子作用将生物大分子的化学链轰断引起

14、生物大分子的损伤：只有在含水量为3%以下的化合物受到几十万伦的照射时，才有可能产生直接作用。7.4辐射防护的基本方法和防护计算7.4.1辐射防护的基本方法时间防护一一缩短人体接触射线的时间。距离防护一一远离射线源。屏蔽防护一一在射源和人体之间加一层屏蔽物。1、时间：剂量=剂量率X时间2、距离：在辐射源一定时，照射剂量或剂量率与距离平方成反比，即：圣=，甄R；=。2用2Kl式中：D距射源Ri处的剂量或剂量率Dz距射源Rz处的剂量或剂量率R1距射源到1点的距离R2距射源到2点的距离3、屏蔽根据/=Ioe在人体与射源之间加一层足够厚的（d）的屏蔽材料，则人体所受的射线强度将大大的削弱，直到降到安全剂

15、量为止。（1）屏蔽方式：固定式和活动式（2）屏蔽材料：铅和混凝土为优。7. 4.2照射量的计算1、照射量和毫克镭当量的关系：nSAMt二厂R2式中：P照射量（R）M亳克镭当量为单位的射源强度R到射源的距离（cm）t受照射时间（h）8.41亳克镭当量的丫源在空气中距射源ICnl处的照射率为&4Rh（伦/时）。照射率与毫克镭当量的关系：nSAMP=厂R2例：已知丫源的放射性强度为3克镭当量，计算离源5米处的剂量率和5小时的照射量？解：3克镭当量:3000毫克镭当量5米=500厘米P=幽学=。1伦/时P=x=0.1x5=0.5伦2、照射量和居里的关系式：P-J4R2式中：P照射量（R）A放射性强度（

16、Ci）Ky照射率常数（Rfn%.Q）R到射源的距离（III）t受照时间（h）照射率和居里的关系：6_Wp-表7-6常见丫源的Ky常数和Y当量表Y源名称K(Rm2hCi)K0(cn2KghBq)Ci相当gReCo601.32921.57Cs1370.3222.30.39Tml700.00140.0970.0017Irl920.47232.90.56Se750.2013.90.02例：有一个Co60源放射性强度为Ioei,在离源2米处有一个工作人员工作，受照2小时，问受照多少剂量？（要求用二种射源强度公式计算）7.4.3防护计算1、时间防护剂量二剂量率X时间例：已知辐射场中某点的剂量率为0.025

17、MSW时，在不超过一周的最大允许剂量情况下，问工作人员每周最多只能工作几小时？2、距离防护根据。1尺：=。2氏；例1：今有一台X机，已知在射线柜后方1米处的剂量率为8.35mSv/，以每天工作8小时计（1）在不超过一天的安全剂量情况下，工作人员在射线柜后方最小安全距离离靶多少米？（2）10米处的剂量率为多少？例2：已知辐射场中距射源2米处的剂量率为IOmSY（1）工作人员每天工作6小时，问工作人员在多远处工作所接受的剂量不超过一天的最大允许剂量？（2）如果工作人员在20米处工作8小时是否安全？3、屏蔽防护的近似计算利用半价层近似计算屏蔽层厚度。所谓半价层是指X、丫射线照射率或照射量减弱一半所需

18、屏蔽层厚度。常用符号“1/2表示。利用半价层计算屏蔽层厚度的公式：1-T1OnL0Lg2=Lg：n=Lg-/Lgld=Z2d12式中：I。一一屏蔽前的辐射线强度I屏蔽后的辐射线强度n半价层个数4/2半价层厚度d屏蔽层厚度计算步骤：1、先求出屏蔽前的射线强度2、确定屏蔽后的安全剂量3、根据屏蔽要求，求出n值4、根据射线能量和屏蔽物质的种类由表7-8查出d”2值5、求出d=例1：已知Co68源，强度为5Ci,工作地点离源6米，工作点的允许剂量为4.17毫伦/时，试计算在源与工作点之间需加防的厚度为多少？例2：（1）假设某物质对某线质的X射线的4/2=1.6mm,若线质在透过物质后不变，则其1/20

19、值层为多少？（2）上述假设是否符合实际？若不符合则实际的1/20值是比计算值大还是小？为什么？例3：某单位95年1月1日进口了一台Co60源，当时的射源强度为50Ci,2005年9月1日使用该源探伤，工作人员离源10米工作5分钟，问受照剂量多少伦？如果每天的安全剂量为4.17毫伦/时，问是否安全？如果不安全，应离射源多少米方才安全？例4：如丫射线的能量为L25Mev,用Pb作屏蔽层，欲使射线强度减弱到原来的1/16,问需多厚的Pb?（Pb的U=O.693/厘米）例5：透照无加强高的焊缝，射线穿过有缺陷和无缺陷部位后的剂量率分别为165亳伦/分和150亳伦/分，缺陷对射线的吸收忽略不计，散射比为

20、2.5,材料对该射线的吸收系数为1.75CnfI求缺陷的厚度？例6：今有一个Irl92源，源强为15Ci,用来作球罐的周向曝光，该球外径为10米，壁厚为30mm（钢）试计算球罐外表面照射率为多少？如果安全剂量为2.5毫伦/时，工作人员在球罐外表的工作是否安全？为不安全需离球罐表面多少米才安全？或加铅屏蔽多少厚度？（pe=0.67cm-,ph=0.693cm1）4、精确计算确定屏蔽层厚度时应考虑的因素：（I）当量剂量限制的最优化：射线的屏蔽计算，首先应根据剂量控制原则进行，工作人员和公众的受照剂量均不得超过规定的当量剂量限值，并按最优化原则处理，即在考虑了经济和社会因素后，使辐射照射保持在可以合

21、理做到的最低水平。（2）屏蔽用途和距离：被屏蔽的射线分为有用射线、散射线和漏射线。防御有用射线的屏蔽为初级防护屏；防御散、漏射线的屏蔽为次级防护屏蔽。应根据屏蔽用途、射线的种类、强度及距离，设计各种防护设施和防护用品的厚度。（3）屏蔽材料的防护性能：（4）工作负荷（W）：工作负荷（工作量）W,指周工作负荷，在数值上等于每周X射线的曝光时间t（分），与管电流I（毫安）的乘积，即W=It,单位：nAmnWloW一般取数月或一年的平均值，它表征X射线机使用的频繁程度，同时也是输出量多少的一种标志。（5）居留因子（T）：它表示工作人员在工作场所的停留情况的因子，是一种与工作负荷W相乘以后,用以校正有关

22、区域的居留程度和类型的因素，在屏蔽设计中分全居留、部分居留和偶然居留。全居留T=I指控制区部分居留TG/4指非控制区中日常作职业照射人员所用的公用房间休息室等偶然居留T=l16指非控制区的电梯、浴室等。而职业性照射人员所在的区域一般取T=I（6）利用因子（U）它表示射线利用程度的一个因素：充分利用U=I指直接受射线照射部分利用U=l4指不直接受射线照射不常使用U=l16指基本上不受射线照射7. 4.14屏蔽防护常用材料1、对屏蔽材料的要求（1）防护性能；（2）结构性能；（3）稳定性能；（4）成本低、来源广、易加工、安装维修方便2、常用屏蔽防护材料及特点（1）铅原子序数82密度11350Kgm-

23、3o耐腐蚀、强衰减、但价格贵强度差，不耐高温，有化学毒性，对低能X射线散射大。（2）铁原子序数26密度7800Kgm3o力学性能好、价廉，有较好防护性能。（3）彼价廉、通用来源广24cm的实心砖墙约有2mm的铅当量。对低能X射线散射小，故是屏蔽防护好材料。（4）混凝土：由水、石子、砂子和水泥混合而成。密度约2300Kg广含多种元素，成本低,有良好结构性能。用作固定防护屏蔽。如特殊需要，可通过加进重骨料（如重晶石、铁砂石、铸铁块等）以制成密度较大的重混凝土,其成本较高，浇注时必须保证重骨料在整个屏蔽层均匀分布。1 .什么是电离辐射剂量？电离辐射剂量实质是电离辐射对受照物质造成的真实效应或潜在影响

24、的一种物理度量。2 .为什么对电离辐射要进行防护？D核技术的的广泛应用导致可能对人体造成损伤：2）核能应用（包括核武器的制造）3）核技术在工农医等各部门的应用3 .按射线本质分类a.粒子辐射：是指组成物质的基本粒子，或由这些粒子组成的原子核。既有能量又有静止质量。粒子辐射是一些高速运动的粒子，消耗自己的动能把能量传给被穿透的物质。粒子辐射包括电子、质子、中子、粒子、B粒子和带电重离子等。b.电磁辐射：实质是电磁波，仅有能量，没有静止质量。包括无线电波、微波、可见光、紫外线、X射线和Y射线等。4 .按与物质的作用能力分类a.电离辐射：通过初级和次级过程引起物质电离，如粒子、B粒子、质子、中子、X

25、射线和Y射线等，对于X、Y射线，一般当EIoeV时可以引起电离辐射，或当波长入100nm时可以引起电离辐射。b.非电离辐射：与物质作用不产生电离的辐射，如微波、无线电波、红外线等,但现在也不能忽视对人体的长期危害作用。5 .按与物质的作用过程分类a.直接电离辐射：一般指由带电粒子与物质通过初级作用过程引起电离的辐射，包括电子、质子、粒子、B粒子和带电重离子等；b.间接电离辐射：一般指通过次级过程引起电离的不带电粒子形成的辐射，包括X、Y射线、中子等；6 .解释：不带电的光子、中子也能直接产生电离，但这类粒子与核外电子的作用发生几率要远远小于带电粒子，因此主要是靠它们与物质相互作用过程中产生的次

26、级带电粒子间接来完成的。7 .按照放射源对人体健康和环境的潜在危害程度，将放射源分为5类：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；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；IH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；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；V类放射源为极低危险源。不大可能对人造成永久性损伤。根据射线装置对人体健康和环境的潜在危害程度，从高到低将射线装置分为I类、II类、HI

27、类。I类为高危险射线装置，事故时可以使短时间受照射人员产生严重放射战伤，甚至死亡,或对环境可能造成严重影响；II类为中危险射线装置，事故时可以使受照人员产生较严重放射损伤，大剂量照射甚至导致死亡；【II类为低危险射线装置，事故时一般不会造成受照人员的放射损伤。8 .辐射作用后产生的生物效应的特点1)低吸收能量引起高生物效应以6Gy剂量的X或Y射线的全身急性照射为例，它可以致人死亡，但是此时吸收的能量如果全部转换为热能，却只能使组织的温度升高0.0014摄氏度。2)短暂作用引起长期效应9 .辐射品质：不同种类和不同能量的射线有不同的生物效应。10 .传能线密度LET(linearenergytr

28、ansfer)：单位长度上发生的能量转移。高LET辐射(highLETradiation)：直接产生的或通过次级带电粒子产生的各电离事件之间的距离以细胞核的尺度衡量比较小的辐射。一般指快中子、质子和a粒子等。低LET辐射(lowLETradiation)：直接产生的或通过次级带电粒子产生的各电离事件之间的距离以细胞核的尺度衡量比较大的辐射。一般指X、g、b辐射等。一般说来，高LET辐射(n,a)的生物效应比低LET辐射(X,g)的更为明显或严重。11 .放射性核素的体表沾染：是指放射性核素沾染于人体表面(皮肤或粘膜)。沾染的放射性核素对沾染局部构成外照射源，同时尚可经过体表吸收进入血液构成体内

29、照射。12 .躯体效应(somaticeffects)发生在受照者本人身上的效应。13 .遗传效应(hereditayeffects)发生在受照者后代身上的效应14 .确定性效应有剂量阈值效应的严重程度与剂量成正比15 .随机性效应无剂量阈值发生几率与剂量成正比严重程度与剂量无关随机性效应是指发生机率与剂量成正比而严重程度与剂量无关的辐射效应。一般认为在辐射防护感兴趣的低剂量范围内这种效应的发生不存在剂量阈值。确定性效应：是指通常情况下存在剂量阈值的一种辐射效应，超过阈值时，剂量愈高则效应的严重程度愈大。16 .中子对诱发慢性白血病贡献较大。17 .射线对人体的作用有益的：人类生存条件之一，天

30、然辐射提高免疫力、刺激作用。有害的：大剂量照射时，可能得各种放射病；18 .待积当量剂量是人体单次摄入放射性物质后，某一-器官或组织在年内将要受到的累积的当量剂量受到辐射危险的各个器官或组织的待积当量剂量经组织权重因数WT加权处理后的总和。19 .集体当量剂量是受照群体每个成员的器官或组织的当量剂量的总和。20 .集体有效剂量是受照群体每个成员的有效剂量的总和。21 .人工辐射来源D医疗辐射2）核爆炸（放射性落下灰：局部沉降、全球性沉降、带状沉降）3）.核电站4）燃煤的放射性污染问题（是核电站的3倍）22 .照射类型：职业照射、医疗照射、公众照射23 .两种评价：源相关评价、人相关评价24 .

31、职业照射的剂量当量限值：a）由审管部门决定的连续5年的年平均有效剂量（但不可作任何追溯性平均）,20mSv;b）任何一年中的有效剂量，50mSv；C）眼晶体的年剂量当量，150mSv;d）四肢（手和足）或皮肤的年剂量当量，500mSvo25 .职业照射中的年轻学徒、学生对于年龄为16岁18岁接受涉及辐射照射就业培训的徒工和年龄为16岁18岁在学习过程中需要使用放射源的学生，应控制其职业照射使之不超过下述限值：a）年有效剂量，6mSv；b）眼晶体的年剂量当量，50mSv;C）四肢（手和足）或皮肤的年剂量当量，150mSv.26 .职业照射在特殊情况下对剂量限值的临时变更a）依照审管部门的规定，可

32、将剂量平均期破例延长到10个连续年；并且，在此期间内，任何工作人员所接受的年平均有效剂量不应超过20mSv,任何单一年份不应超过50mSv;此外，当任何一个工作人员自此延长平均期开始以来所接受的剂量累计达到100mSV时，应对这种情况进行审查；b）剂量限制的临时变更应遵循审管部门的规定，但任何一年内不得超过50mSv,临时变更的期限不得超过5年。27 .公众照射a）年有效剂量，1mSv；b）特殊情况下，如果5个连续年的年平均剂量不超过InlSV,则某一单一年份的有效剂量可提高到5mSv；C）眼晶体的年剂量当量，15mSv；d）皮肤的年剂量当量，50mSvo28 .限值不包括天然本底和医疗照射；

33、限值用于规定期间有关的外照射剂量与该期间摄入量的50年（儿童70年）的待积剂量之和；隐含着对最优化的剂量约束值一年中不应超过20mSv;特殊情况下，公众每5年平均剂量不超过ImSvXaT,在单独一年的有效剂量可允许大一些；年剂量当量的设置是为了防止局部照射中的确定性效应；皮肤剂量限值指在任一ICnI2,不论受照的皮肤面积；剂量限值只是防护体系的一部分，刚好达到可忍受程度的边缘上的一个点。(1)用于外照射的次级限值分别有浅表和深部剂量当量限值,分别为50OnISV/a和50mSva;(2)用于内照射的次级限值用于年射入量限值(AL1)：对各种核素的ALl值见参考书辐射剂量学常用数据。导出限值29

34、 .概念：通过一定的模式导出一个供辐射防护监测结果比较用的限值，称为导出限值。性质：由于是作为比较用，因此只能采用估计方法进行预估30 .中子源按产生方式：加速器，反应堆，等离子体，放射性核素中子源铜241锢2523L体模:在辐射防护、放射治疗和辐射加工中，为了模拟测量和计算受外部辐射源照射的人体、实验动物或辐照产品中的吸收剂量分布，设计或制作的一些具有约定尺寸和材料组成的模型。根据制作材料把体模分为：水体模：以水作为测量材料，对于光子和电子射束具有良好的组织等效性3；固体体模：常采用各种塑料，如对于中子采用组织等效塑料(A150)、聚甲基丙烯酸甲脂(PMMA)o优点是可塑性好，便于移动。是放

35、疗设备中必备的辅助设备之一，常用于检测射束的剂量学性质是否正常。ICRU球体模氧一76.2%,氢一10.1%,碳一ILl眼氮一2.6%：32 .环境测量用剂量当量：以ICRU球中指定深度处的剂量当量来衡量处于辐射场中的人体受照情况，可用具有规定性能的环境监测仪表来测量。33 .个人测量用剂量当量以人体指定深度处软组织中的剂量当量来衡量人体受照情况，可以用规定性能的个人剂量计测量。34 .个人剂量当量Hp(d)定义：身体上指定点下深度为d处组织中的剂量当量。不同于H*(d)和H(d)在ICRU球体模上定义，Hp(d)是在人体上定义的。测量：在指定参考点对应的身体部位表面佩戴剂量计，而剂量计由适当

36、厚度的组织等效材料制作的外表和内部探测器组成，另外剂量计的尺寸要足够小。35 .X射线机：原理：利用高速电子轰击高原子序列的靶，会产生强烈的韧致辐射、伴随核外电子跃迁引起的特征X射线发射；能谱特点：产生的X射线分韧致X射线和特征X射线2类，但在实际应用一般不做区别。能量特点：产生的X射线能量一般比较低，一般小于MeV量级；发射率常数：定义：管电流为ImA时，距离阳极靶Inl处，由初级射线束在空气中产生的空气比释动能率；单位:mGym2mA-1min-1加速器X射线源：原理：利用高速电子束轰击高原子序列的靶，产生的高能X射线。因电子能量较高，因此产生的X射线成分以连续谱的韧致辐射为主。与射线机的

37、区别在于电子的能量较为单一、发射方向基本一致；36 .随着通过物质的厚度增加，那些不易被减弱的“硬成分”所占比重会越来越大，这种现象称为能谱的硬化。37 .半减弱厚度1/2和十倍减弱厚度A1/10 1/2的定义：将入射X或丫光子数(注量率或照射量率等)减弱到一半所需的屏蔽层厚度。 1/10的定义：将入射X或Y光子数(注量率或照射量率等)减到十分之一所需的屏蔽层厚度。两者之间的联系：1 .说明：给定辐射在屏蔽介质中的1/2和1/10值并不是一个常数,而且随K的增加略有变化。2 .当辐射穿过一定厚度的物质层之后存在一个平衡的1/2和1/10,它们不能用于初级X或丫射线的屏蔽计算,但可用于经过相当程

38、度减弱的射线束。38 .屏蔽X或Y射线常用的材料：铅：屏蔽能力好，但结构较软，般采用钢骨架支撑；常用于铅容器、活动屏、铅豉等。钢铁：屏蔽能力、结构性能均很好。常用于防护铁门等。混凝土:屏蔽能力好，造价便宜；多用于固定的防护屏障。水：来源广泛，本身液体；透明度好，常以水井、水池等贮存放射源。39 .带电粒子的外照射防护B射线屏蔽材料选择：常用材料有：铝、有机玻璃、混凝土等，与X、丫射线的屏蔽材料选择有很大不同。特别注意：带电粒子与物质相互作用，因韧致辐射作用会发射出各个能量段的韧致X射线,因此，除了对带电粒子屏蔽以外，还需要增加另外的X射线屏蔽层。40 .中子的外照射防护放射性核素中子源：优点：

39、价格便宜、易于制备和运输，且为各向同性场，可以视为点源；缺点：产额较低，泄漏几率较大，中子产额随时间减少等加速器中子源产生方法：通过加速器加速的各种带电粒子轰击靶材料发生核反应来制备，绝大多数通过(d,n)核反应；加速器类型：静电、直线、回旋特点：通过改变靶物质种类和带电粒子类型，并调节带电粒子的能量和中子的出射方向，就可以获得不同能量的中子类型，因此比起前面的放射性核素中子源在中子能量的选择上要灵活的多，当然整个设备比较笨重，在可移动性能上要差上许多；反应堆中子源来自反应堆中自持的链式反应。特点:强度高，能谱分布宽，结构庞大，危险性较高,辐射防护的工作较为繁重。42 .分出截面法：通过合理地

40、选择和安排屏蔽材料，我们可以使中子在屏蔽层中的衰减符合窄束的定义要求，即使中子在屏蔽层中一经散射便能在很短的距离内被迅速慢化和吸收，从而可以按照窄束的较为简单的计算公式来计算中子的衰减情况，这就是所谓的分出截面法。以下是应用分出截面法的前提：A屏蔽层足够厚，使得在屏蔽层后面的剂量当量指数主要使由中子束中一组贯穿能力最强的中子贡献所致；B屏蔽层中必须含有铁、铅等中高原子序数的重型材料，使得高能中子能够通过非弹性散射迅速降低能量；C屏蔽层中要含有足够的氢，以保证在很短的距离内，使中子的能量再迅速降低到热能段，从而可以被屏蔽层所吸收；43 .屏蔽中子的材料屏蔽材料需要拥有一定数量的质量中等以上的材料

41、，使得快中子快速降低能量，并需要有适量数量的轻元素，从而使得中子能量迅速下降到热中子能区，最后为了减少俘获Y射线的能量，可以在屏蔽层材料中掺杂一定的IOB或6Li；常用的中子屏蔽材料有：水、混凝土、石蜡、聚乙烯、泥土、锂和硼，这些材料一般要配合使用才能达到好的屏蔽效果选择原则是：综合考虑材料的屏蔽性能、结构性能、稳定性能以及经济成本等，其中以效果为优先考虑；44 .内辐射剂量学放射性物质进入体内的途径:经口，消化道的摄入经呼吸道的吸入经皮肤，伤口的进入沉积：放射性物质进入并居留于器官或组织之内称作沉积(deposition)转移：放射性物质在体内的移动称作转移(transfer)廓清：放射性核素从某一器官或组织内移出的过程称作廓清(clearance),生物廓清和放射性衰变作用将使沉积在器官或组织内的放射性活度逐渐减少。滞留(retention)：描述放射性核素在器官、组织或全身内的居留状况，亦即器官、组织或者全身放射核素活度的动态变化过程。在摄入、沉积或吸收后的给定时刻，器官、组织或全身的物质的量称为器官、组织或者全身的滞留量(retainedquantity)。物质随尿、粪、汗和呼出气体而从体内移出的过程称作排出(elimination)。直接排出：放