辐射防护试题题库大学课程《辐射防护概论》课件.docx
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辐射防护
7.1辐射量的定义、单位和标准
描述X和γ射线的辐射量分为电离辐射常用辐射量和辐射防护常用辐射量两类。
前者包括照射量、比释动能、吸收剂量等。
后者包括当量剂量、有效剂量等。
所谓“剂量”是指某一对象接收或“吸收”的辐射的一种度量。
7.1.1描述电离辐射的常用辐射量和单位
1、照射量
（1）照射量的定义和单位
照射量是用来表征χ射线或γ射线对空气电离本领大小的物理量。
定义:
所谓照射量是指χ射线或γ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
dQdm种符号的（带正电或负电的）离子的总电荷的绝对值。
其定义为除以的所得
dQP,的商，即:
dm
dQ式中——当光子产生的全部电子被阻止于空气中时，在空气中所形成的任何一种符号的离子总电荷量的绝对值。
dm——体积球的空气质量
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。
1CKg照射量（Ρ）的SI单位为库仑/千克，用称号表示，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9米的干燥空气产生1静电位（或2.083×10对离子）的照射量叫1伦琴。
-10？
1静电单位=3.33×10库伦
3-6cm1干燥空气质量为0.001293克=1.293×10千克
103.33，10-41伦==2.58×10库伦/千克,61.293，10
-10一个正（负）离子所带的电量为4.8×10静电单位，1伦是在干燥空气中产生1静电-109单位的电量，所以产生的电子对数为1/4.8×10=2.083×10对离子。
照射量只适用于χ、γ射线对空气的效应，而只适用于能量大约在几千伏到3MV之间。
（2）照射量率的定义和单位
dp，P,dpdt照射量率的定义是单位时间的照射量也就是除以所得的商即:
dt
1,1,1，CKghRhP照射量率（）的SI单位为库伦/千克时，用符号或伦/时（）、
1
1RS伦/秒（）
2、比释动能
比释动能是指不带电粒子与物质相互作用时在单位质量的物质中释放出来的所有带电粒子的初始动能的总和。
dEt,
,dm
式中——不带电粒子在质量的某一物质内释放出来的全部带电粒子的初dEdmt,
始动能的总和。
、γ，但适用于各种物质。
比释动能只适用于,
-1单位:
焦耳/千克（J?
kg）其单位“戈瑞”（Gy）1Gy=1Kg受照射的物质吸收1J
11Gy,1J,Kg的辐射能量即:
。
361Gy,10mGy,10,Gy毫戈瑞、微戈瑞，，，，，mGy,Gy
21rad,10Gy，，rad沿用单位拉德:
，，，,比释动能率的定义和单位
d,，,,单位时间内的比释动能dt
1，，Gy,s单位:
戈瑞/秒
3、吸收剂量
（1）吸收剂量的定义和单位
吸收剂量是用来表征受照物体吸收电离辐射能量程度的一个物理量。
d,dmdm定义:
任何电离辐射，授予质量为的质量的平均能量除以的所得的商，
d,D,即:
dm
式中为平均授予能，或者说:
电离辐射传给单位质量的被照射物质的能量叫吸收剂量，吸收剂量的大小，一方面取决于电离辐射的能量，另一方面还取决于被照射物质的种类。
它适用于任何电离辐射和任何被照射的物质。
-1吸收剂量（D）的单位和比释动能相同，SI单位是焦耳千克表示，其特定名称为戈瑞（Gy）沿用单位为拉德（rad）
1戈瑞=1焦耳/千克
1戈瑞=100拉德
（2）吸收剂量率的定义和单位
2
，D吸收剂量率（）表示单位时间内吸收剂量的增量，严格定义为:
某一时间间隔dt内
吸收剂量的增量dD除以该时间间隔dt所得的商即:
mGy/hdD/dt，吸收剂量率的单位:
戈瑞/时、毫戈瑞/时（）4、照射量、比释动能、吸收剂量的联系和区别
（1）照射量和比释动能的关系:
射线照射空气时，如果忽略次级电子能量转移成热能和辐射能的部分即认为,和,
在单位质量空气中所产生的次级电子能量全部用于使空气分子电离，则空气中某点的照
射量Ρ和比释动能Κ在带电粒子平衡条件下的关系为:
Κ=33.72Ρ
1，，C,Kg公式中照射量Ρ的单位库仑/千克、比释动能Κ的单位为戈瑞（Gy）
4,1例:
已知空气中某点Χ射线的照射量Ρ为1.29×，求空气中该点的比释动10C,KgΚ是多少,能
4,3,,33.72，1.29，10,4.35，10Gy解:
（2）比释动能和吸收剂量的关系
比释动能和吸收剂量分别反映物质吸收电离辐射的二个阶段。
对于一定质量dm的
d,d,物质，不带电粒子转移给次级电子的平均能量与物质吸收能量相等，则比释dr
动能Κ和吸收剂量D相等。
即:
d,d,tr,,,,Ddmdm上述成立必须满足二个条件:
首先要求是带电粒子平衡条件下;其次带电粒子产生的辐
射损失可以忽略不计。
（3）照射量和吸收剂量的关系:
A、将空气中某点的照射量换算成该点空气的吸收剂量。
D,33.72,1）空空
D——吸收剂量（戈瑞）空
P——空气的照射量（库仑/千克）空
3D,8.69，10,2）空空
D——空气的吸收剂量（戈瑞）空
P——空气的照射量（库仑）空
B、将空气中某点的照射量换算成该点被照射物质的吸收剂量
D,fP物质
D——受照物质的吸收剂量Gy物质
1，，C,KgP——空气的照射量，
3
f——转换因子
7.1.2描述辐射防护的常用辐射量和单位:
照射量、比释动能及吸收剂量之间的关系:
辐射量种类照射量Ρ比释动能Κ吸收剂量D
表征电离辐射在表征χ、γ在所关表征χ、γ在关心的体积内用于所关心的体积内剂量的含义心的体积内交给电离空气的能量被物质吸收的能带电粒子的能量量
辐射场χ、γ不带电粒子电离辐射适
用
范
围介质空气任何物质任何物质
1单位Gy、Gy、radradC,Kg
2,132换算关系1Gy,10rad1Gy,10rad1CKg,3.877，10R
1、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WR
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。
H对于某种辐射R在某个组织或器官T中的当量剂量可由下式给出:
T,RH,D,WT,RT,RR
W式中:
——辐射R的辐射权重因子R
D——辐射R在器官或组织T内产生吸收剂量T,R
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
W量用不同的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。
R
对于受到多种辐射的组织或器官其当量剂量应表示为:
4
H,W,D,TRT,R
R
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。
W,1χ、γ射线不论其能量大小其辐射权重因子R
（2）当量剂量的单位
1J,KgW由于是无量纲的，当量剂量的SI单位为，专用名称为希沃特（S），VR
11S,1J,Kg因此，。
V
此外还有毫希沃特（mS）和微希沃特（μS）VV
361S,10mS,10,SVVV
、当量剂量率及单位2
，,1-1HS,S是单位时间内的当量剂量。
SI单位为希沃特）秒（）TV
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。
这个对组织或器官T的当量剂量进行修正的因子称为组织权重因子，用W表示。
T每个W均小于1，对射线越敏感的组织，W越大，所有组织的权重因子的总和为1。
TT
（2）有效剂量及单位:
经过组织权重因子W加权修正后的当量剂量称为有效剂量，用字母E表示。
由于T
1W为无量纲，所以E的单位与当量剂量H单位相同为，专用单位S通常在接受J,KgTTV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W分别对相应的器T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,WH,TT
T
由当量剂量定义可得到:
？
H,WD,TRTR
R
？
E,WWD,,TRTR
TR
式中:
——组织或器官T所受的当量剂量HT
5
——组织或器官T的组织权重因子WT
——辐射R的辐射权重因子WR
——组织或器官T内的平均剂量DTR
1E——有效剂量，单位:
，称为希沃特（）SJ,KgV
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。
进一步明确吸收剂量定义:
（2）
J吸收剂量均指某一组织或器官的平均吸收剂量（）单位专用名称:
戈瑞DTKg（）对于随机性效应的概率，可以用平均剂量来指示:
这主要基于这样一种关系:
Gy
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——当量剂量
H,D,W新:
TRTRR
H,DQN旧:
剂量当量
D——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:
140,GyhX射线照相:
控制区边界的空气比释动能率来划分。
12.5,Gyh射线照相:
控制区边界以空气比释动能率来划分。
6
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5mSv/a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1mSv/a,5mSv/a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1mSv/a的工作人员，一般可不进行个人监测。
7.2.2剂量测定仪器的工作原理
1、利用射线通过气体时的电离效应;
2、利用射线通过某些固体时的电离和激发;
3、利用射线对某种物质的核反应或弹性碰撞所产生的易于探测的次级粒子;4、利用射线的能量在物质中所产生的热效应;
5、利用射线（α、β等）所带的电荷;
6、利用射线和物质作用而产生的化学效应。
7.2.3剂量仪器的选择及其校准
1、仪器的选择
监测射线的种类
（1）
（2）仪器的能量响应和测量范围
所谓能量响应是指仪器的探测元件在不同能量χ、γ光子照射下，同样的照射引起的仪器响应（即读数）随光子能量的变化。
如果这种差别小就称为能量响应好或能量依赖性小。
（3）仪器的量程
（4）仪器使用条件和现场测量要求
2、仪器的校准
标定法和替代法
准确度:
（1）当最大剂量当量与最大容许剂量可以比拟时，准确度应达?
30%;
（2）当剂量水平为最大容许剂量的1/10时，误差达3倍似乎是可以接受的;
（3）万一遇到剂量水平要比最大容许剂量大得多的时候，应该以很大的努力来提高辐射测量准确度。
7.2.4场所辐射监测仪器
1、电离室巡测仪
2、G-M巡测仪
3、闪烁巡测仪
7.2.5个人剂量监测仪器
1、个人剂量笔
2、热释光剂量计
7
7.3辐射防护的原则、标准和辐射损伤机理
7.3.1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。
7.3.2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）20mSv。
b）任何一年中的有效剂量:
50mSv。
c）眼晶体的年当量剂量:
150mSv。
d）四肢（手和足）或皮肤年当量剂量:
500mSv。
（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:
6mSv。
b）眼晶体的年剂量:
50mSv。
c）四肢或皮肤的年当量剂量:
150mSv。
（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:
1mSv。
b）特殊情况下如果5个连续年的平均剂量不超过1mSv，则某一单一年份的有效剂量可提高到5mSv。
c）眼晶体的年当量剂量:
15mSv。
d）四肢（手和足）或皮肤年当量剂量:
50mSv。
7.3.3辐射损伤的机理:
1、关于确定性效应和随机性效应的进一步说明;
（1）确定性效应:
（2）随机性效应:
2、影响辐射损伤的因素:
（1）辐射性质:
（2）剂量大小:
（3）剂量率大小:
（4）照射方法:
（5）照射部位:
（6）照射面积:
3、辐射损伤的机理:
8
（1）射线的间接作用——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。
,，，，，，HOHO，e次电子22,辐射
，，HO，e,HO22水的正、负离子不稳定要分解:
，，，，HO,H，OH2
,，，HO,H，OH2
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，H,R，H2
RH，OH,R，HO2R—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——缩短人体接触射线的时间。
距离防护——远离射线源。
屏蔽防护——在射源和人体之间加一层屏蔽物。
1、时间:
剂量=剂量率×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:
2DR2212,或DR,DR11222DR21
式中:
D——距射源R处的剂量或剂量率11
D——距射源R处的剂量或剂量率22
R——距射源到1点的距离1
R——距射源到2点的距离2
3、屏蔽
9
,dI,Ie根据在人体与射源之间加一层足够厚的（d）的屏蔽材料，则人体O
所受的射线强度将大大的削弱，直到降到安全剂量为止。
（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:
8.4Mt
P,2R式中:
P——照射量（R）
M——毫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）
8.4——1毫克镭当量的γ源在空气中距射源1cm处的照射率为8.4R/h（伦/
时）。
照射率与毫克镭当量的关系:
8.4M
P,2R例:
已知γ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
3000，8.4，P,,,0.1伦/时2500
，P,P，t,0.1，5,0.5伦2、照射量和居里的关系式:
At,,P（R）,2R式中:
P——照射量（R）
A——放射性强度（Ci）
2R,m——照射率常数（）,,h,Ci
R——到射源的距离（m）
t——受照时间（h）
照射率和居里的关系:
10
A,,，P,2R
表7-6常见γ源的常数和γ当量表,,
γ源名称Ci相当gRe622，，,,，10C,mKg,h,Bq，，,,R,mh,Ci
Co601.32921.57
Cs1370.3222.30.39
Tm1700.00140.0970.0017
Ir1920.47232.90.56
Se750.2013.90.02
例:
有一个Co60源放射性强度为10Ci，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=剂量率×时间
例:
已知辐射场中某点的剂量率为0.025，在不超过一周的最大允许剂量情况mSv/时
下，问工作人员每周最多只能工作几小时,
2、距离防护
22DR,DR根据1122
mSv/h例1:
今有一台χ机，已知在射线柜后方1米处的剂量率为8.35，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,
mSv/h例2:
已知辐射场中距射源2米处的剂量率为10，
（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χ、γ射线照射率或照射量减弱
d一半所需屏蔽层厚度。
常用符号表示。
1/2
利用半价层计算屏蔽层厚度的公式:
I1no2,I,InnI2
11
IIoonLg2,Lgn,LgLg2II
d,n,d1/2
式中:
Io——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
d——半价层厚度1/2
d——屏蔽层厚度
计算步骤:
、先求出屏蔽前的射线强度1
2、确定屏蔽后的安全剂量
3、根据屏蔽要求，求出n值
d4、根据射线能量和屏蔽物质的种类由表7—8查出值1/2
d,n,d5、求出1/2
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
时，试计算在源与工作点之间需加防的厚度为多少,毫伦/
d例2:
（1）假设某物质对某线质的χ射线的=1.6mm，若线质在透过物质后不变，1/2
则其1/20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γ射线的能量为1.25Mev，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μ=0.693/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毫伦/分和150毫伦/分，缺陷对射线的吸收忽略不计，散射比为2.5，材料对该射线的-1吸收系数为1.75cm，求缺陷的厚度,
例6:
今有一个Ir192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,
1,1,,0.693cm,,0.67cm（）pbFe
4、精确计算确定屏蔽层厚度时应考虑的因素:
（1）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
12
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χ射线
1mA,min,W的曝光时间t（分），与管电流I（毫安）的乘积
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