辐射防护试题

1、辐射防护7.1 辐射量的定义、单位和标准描述X和丫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X射线或丫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Y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dQ除以dm的所得的商，即：次

2、"式中dQ 当光子产生的全部电子被阻止丁空气中时，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 一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。1照射量（P ）的SI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伦的照射量相当丁在标准的状况下（即0C, 1大气压）1立方厘米的干燥空气产生1静电位（或2.083

3、 X 109对离子）的照射量叫1伦琴。1静电单位=3.33 X 10-10库伦1cm 3干燥空气质量为 0.001293克=1.293 X 10-6千克01 伦=3.33 10 也=2.58 X 10-4 库伦/ 千克 6、 1.293 10一个正（负）离子所带的电量为 4.8 X 10-10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1/4.8 X 10-10=2.083 X 109对离子。照射量只适用丁X、丫射线对空气的效应，而只适用丁能量大约在几千伏到3M必问。（2）照射量率的定义和单位dp照射量率的定义是单位时间的照射量也就是dp除以dt所得的商即：P =

4、77dt1-1-1照射量率（P ）的SI单位为库伦/千克时，用符号CKg h 或伦/时（Rh ）、_ _1伦/秒（RS 1 ）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。dE tdm式中dE”不带电粒子在质量dm的某一物质内释放出来的全部带电粒子的初始动能的总和。比释动能只适用丁 7、丫，但适用丁各种物质。单位：焦耳/千克（J kg-1）其单位“戈瑞” （G/ 1Gy=1Kg受照射的物质吸收1J _1的辐射能量即：1Gy = 1J，Kg 。毫戈瑞（mGy 卜微戈瑞（PGy）, 1Gy =10 mGy =10 * Gy沿用单位拉德

5、（rad）： 1rad =10 Gy比释动能率优）的定义和单位d单位时间内的比释动能' =dt单位：戈瑞/秒Gy s J3、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。定义：任何电离辐射，授予质量为 dm的质量的平均能量d除以dm的所得的商，即：D次'dm式中W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，一方面取决丁电离辐射的能量，另一方面还取决丁被照射物质的 种类。它适用丁任何电离辐射和任何被照射的物质。吸收剂量（D）的单位和比释动能相同，SI单位是焦耳千克-1表示，其特定名称为戈瑞

6、（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吸收剂量率（D ）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：dD/dt，吸收剂量率的单位：戈瑞/时、毫戈瑞/时（mGy / h ） 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：了和Y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在单位质量空气中所产生的次级电子能量全部用丁使空气分子电离，则空气中某点的照射量P和比释动能K在带电粒子平衡条件下的关系为：K =33.72 P1公式中照射量

7、P的单位库仑/千克（C Kg ）、比释动能K的单位为戈瑞（G0例：已知空气中某点X射线的照射量P为1.29 X 10 c -Kg七 求空气中该点的比释动 能K是多少？43 一解：- = 33.72 1.29 10= 4.35 10 Gy（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。对丁一定质量dm的物质，不带电粒子转移给次级电子的平均能量 d"与物质吸收能量d厂相等，贝此释 动能K和吸收剂量D相等。即：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

8、的照射量换算成该点空气的吸收剂量。1）D 空=33 .72 P空D空吸收剂量（戈瑞）P空一一空气的照射量（库仑/千克）3 -2）D 空=8.69 x 10 p空D空一一空气的吸收剂量（戈瑞）P空一一空气的照射量（库仑）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物质=fPD物质受照物质的吸收剂量GyP-一空气的照射量,C Kgf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P比释动能K吸收剂量D剂量的含义表征X、丫在关心的体积内用丁 电离空气的能量表征X、Y在所关 心的体积内父给 带电粒子的能量表征电离辐射在 所关心的体积内

9、 被物质吸收的能 量适用范围辐射场X、丫不带电粒子电离辐射介质空气任何物质任何物质单位1C Kg -Gy radGy rad换算关系131CKg = 3.877 x 10 3 R一一 21Gy = 10 rad21Gy = 10 rad1、当量剂量和单位（1）当量剂量HH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。同样的吸收剂量由丁射线的种类不同，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（WR ）。（用丁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

10、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。对丁某种辐 射R在某个组织或 器官T中的当量剂 量H T,R可由下式给出:Wr式中：Wr 辐射R的辐射权重因子Dt,r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。对丁受到多种辐射的组织或器官其当量剂量应表示为：H T = ' WR Dt ,RR辐射

11、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、Y射线不论其能量大小其辐射权重因子 Wr = 1(2)当量剂量的单位1由丁 Wr是无量纲的，当量剂量的SI单位为J Kg ，专用名称为希沃特(S),_i因此，1Sv = 1J，Kg 。此外还有毫希沃特(mS)和微希沃特(p S)1SV = 103mSV = 106SV2、当量剂量率及单位H t是单位时间内的当量剂量。SI单位为希沃特秒° ( Sv，S -1 )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

12、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。 每个W均小丁 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。(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。由丁W为无量纲，所以E的单位

13、与当量剂量HT单位相同为J，Kg二，专用单位Sv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 W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 = ' WtHtT由当量剂量定义可得到：Ht = ' WrDtrRE = ' Wt ' WrDtrTR式中：Ht组织或器官T所受的当量剂量Wt组织或器官T的组织权重因子wr辐射R的辐射权重因子Dtr组织或器官T内的平均剂量E 有效剂量，单位：J .Kg -，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

14、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。(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(Dt )单位 V 专用名称：戈瑞(Gy )对丁随机性效应的概率，可以用平均剂量来指示：这主要基丁这样一种关系：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

15、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丁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：H tr = D TR W R旧：剂量当量H = DQNd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

16、职业照射条件的区域。现行标准规定： -.- .1 X射线照相：控制区边界的空气比释动能率 40"yh 来划分 , 一Y射线照相：控制区边界以空气比释动能率2.5 Gyh 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

17、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/a5mSv/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(a、6等)所带的电荷；6、利用射线和物质作

18、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(1) 监测射线的种类(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X、 Y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，准确度应达土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

19、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7.3 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

20、有效剂量(但不可作任何追溯性平均)20mSvb) 任何一年中的有效剂量：50 mSv。c) 眼晶体的年当量剂量：150 mSv。d) 四肢(手和足)或皮肤年当量剂量： 500 mSv。(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：6 mSv。b) 眼晶体的年剂量：50 mSv。c) 四肢或皮肤的年当量剂量：150 mSv。(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

21、过 20 mSv任何单一年份不应超 过50 mSv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 100 mSv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50 mSv,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：1 mSv。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5mSvc) 眼晶体的年当量剂量：15 mSv。d) 四肢(手和足)或皮肤年当量剂量： 50mSv7.3.3 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：(

22、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：(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。LOt (H20)*+e(次电子)辐射H 20 e、 H 20水的正、负离子不稳定要分解： + +H 20> H 0HH 20 " H OH 一0蜥日H叫自由基0蜥日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 H 2

23、RH 0H 、R H 20R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姒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：DiR；_2_ 一 2工=土或 DiR； = D2R；D2Ri2式中：D距射源R处的剂量或剂量率D

24、2距射源R处的剂量或剂量率R距射源到1点的距离R距射源到2点的距离3、屏蔽根据1 = oe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：8.4 Mt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（cnj）t受照射时间（h）8.4 1 毫克镭当量的丫源在空气中距射源1cm处的照射率为8.4R/h （伦/ 照射率与毫克镭当量的关系:8.4M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

25、射量?解：3克镭当量=3000毫克镭当量30008.4=0.1伦/时5米=500厘米14R2(R)500P = Px t = 0.1、5= 0.5伦2、照射量和居里的关系式：A放射性强度（Ci）KY照射率常数（RCi式中：P照射量（R）r到射源的距离（mt受照时间（h） 照射率和居里的关系:A、R2表7-6常见T源的K?常数和 Y当量表Y源名称K ? (R m 2 /h Ci )K 丫 x 10 6 (C m 2/Kg h Bq )Ci相当gReCo601.32921.57Cs1370.3222.30.39Tm1700.00140.0970.0017Ir1920.47232.9一0.56Se7

26、50.2013.90.02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X时间例：已知辐射场中某点的剂量率为 0.025 mSv /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22根据 D1R1= D 2 R2例1：今有一台x机，已知在射线柜后方1米处的剂量率为8.35 mSv /h,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？

27、例2:已知辐射场中距射源2米处的剂量率为10 mSv /h , （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屏蔽层厚度。常用符号 d 1/2表示。利用半价层计算屏蔽层厚度的公式：n = Lg.g2Io nLg 2 = Lg Id = 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di/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、

28、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di/2值5、求出 d = n 'di/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 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d/2=1.6mm若线质在透过物质后不变， 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

29、？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T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的卜=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,材料对该射线的吸收系数为1.75cm-1,求缺陷的厚度？例6:今有一个Ir192源，源强为15 Ci ,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？,_ _-11(PFe =0.67cmPpb= 0.693 cm )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