放射物理书新版第4章

1、G. MedicalPhysicsandSafetySection, Bhabha Atomic Research Centre, Mumbai, Maharashtra, J. Division of Human Health, InternationalAtomicEnergyAgency,翻译 导放射接受的当量剂量的设备称为个人剂量计。为了得到准确的数据，用于辐射防护测量的所有设国际辐射单位和计量（ICRU）提出了一套关于辐射防护剂量学的量和单位的建议。国际辐射防护（ICRP）建立了关于这些量的实际应用的建议 。量 ，对于弱贯穿辐射，在皮肤内d=0.07mm，环境剂量当量和定向剂量当量分

2、别表示为H*(0.07)， H(0.07,)；在晶状体中 d = 3mm，环境剂量当量和定向剂量当量分别表示为 H*(3)，H(3,)。第 16 章）。Hp(3)根据气体探测器的设计原理和两个电极之间的电压，探测器工作于离子收集电流电压曲线（图 4.1）A 和受限正比区D 不能用于测量。图4.2场所测量仪：电离室、正比计数器、GM图 率决定），而对进入探测器的 粒子的响应率接近 100%。数器和 GM 计数器通常工作在脉冲模式。能量成正比。由于传能线密度（LET）不同，可以使用粒子判别函数（4.1 ）。测量高能光子辐射时，为了提高探测效率，须要使用平衡帽；而测量低能量光子（10-100keV）

3、和不应使用平这时会出现电荷倍增现象。倍增约103 - 104倍。被热化后可被慢化剂包围中的BF3 计数器探测到。子能谱的很宽的范围内（10 decades），输出信号与软组织中的剂量当量近似成正比。在电流电压曲线的GM区，气体放电在整个探测器体积内的和脉冲高度不依赖于初级电离或相互不能工作在高于 GM 区的电压之下。由于大量的电荷倍增（910量级）,GM量仪广泛应用于极低辐射水平的测量（如放射治疗室GM计数器对低能光子很强的能量依赖性，而且不能用来测量脉冲式辐射。所以GM计数器可以来进量 辐射，而塑料闪烁体多用来测量 辐射。NaI(Tl)、 家标准。用适当的转换系数 h 定义:H=hNRMR4

4、.4参考电离室，用于在137Cs地剂量 hH* =为 = 覆盖的当量剂量率范围越大（如1Sv/h-Sv/h）。大作用。闪烁探测器一般用于测量非常低水平的辐射（如辐射污染监测和失源的探测。然而，与GMNH*=H*(10)/M= 计准参考方向6080 以内时，测量仪响应一般等方向性，通常光子能量越高（80keV）等方 到过载特于监测, 因为使用者可能错误地认为一个放射强度非常高的区域没有放射性。不确定度为B不确定度。这两种类型的不确定度的乘积构成测量仪测量值得总不确定度。对于弱贯穿辐射d=0.07mm。个人剂量计以这些量进行校准。片剂量计（图4.5)。固定器在胶片上产生不同的图案样式表示辐射的类型

5、和能量。单个过滤100keV4.6.个人剂量计的校准，PMMA标准137Cs野 监热中子（n，）反应使用富含6Li的 LiF以增强热中子的灵敏度。出使用脉冲紫外激光激发技术。PMT 记录发出的橙色荧光。射光致发光玻璃剂量计可以测量累积剂量和记录剂量。30Sv10Sv。对于Hp(10)，这类剂量计的平坦能量响应范围为 12keV 到 8MeV。 量范围较宽，最高可以达到10Sv。现代EPD量(光子和射的Hp(10) 或Hp(0.07)进行校准。EPD度 d=10mm，对弱贯穿辐射深度 d=0.07mm(见第 4.2 节)。 模体), 然而事实上 PMMA 模体经过适当的修正也在使用。根据理论公式

6、Hp(d)/(Kair)airslab hkHp，和校准射线质的相关数据，参考电离室的读数可以转化为 被校准的剂量计放置在模体内的校准点，得到读数M。依据公式NHp=Hp(d)/MHp(d)校准因子计为近似组织等效材料，同时具有可以接受的能量依赖特性。CaSO4:Dy显的能量依赖性，须要对剂量光释光剂量计的均整能量响应范围为5KeV-40MeV 范(100 mSv/h)不确定度可增加到 20%。是 是10Sv-10Sv。量当量 H(d,)变化)（见 4.2）。方向依赖性必须经过评估，并进行适当修正。量计一般能识别X 射线、 射线和 辐射，并能估算剂量。参考文CLARK,M.J.,etal.,D

7、osetiesforprotectionagainstexternalradiations:Guidanceonthe mendations of ICRP, Doc. NRPB 4 3 (1993).FOOD AND AGRICULTURE ANIZATION OF THE UNITED NATIONS,INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, INTERNATIONALLABOURANISATION,OECDNUCLEARENERGYAGENCY,PANAMERICANHEALTHWORLDHEALTHANIZATION,InternationalBasicS

8、afetyStandardsforProtectionagainstIonizing RadiationandfortheSafetyofRadiationSources,SafetySeriesNo.115,IAEA,ViennaINTERNATIONALATOMICENERGYAGENCY,CalibrationofRadiationProtectionMonitoringInstruments, Safety Reports Series No. 16, IAEA, Vienna (2000).INTERNATIONALCOMMISSIONONRADIATIONUNITSANDMEASU

9、REMENTS,DeterminationofDoseEquivalents Resulting from ExternalRadiation Sources, Rep. 43, ICRU, Bethesda, MD (1988).MeasurementofDoseEquivalentsfromExternalPhotonandElectronRadiations,Rep.47,ICRU, Bethesda, MD (1992). tiesandUnitsinRadiationProtectionDosimetry,Rep.51,ICRU,Bethesda,MDINTERNATIONAL CO

10、MMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION,Conversion Coefficients for Use in RadiologicalProtectionAgainstExternalRadiation,Publication74,PergamonPress,Oxfordand New York (1997).DosemetersandDoseRatemetersandforDeterminingtheirResponseasaFunctionofEnergy,ISO 4037.SeealsoHighRateSeriesofFilteredX-radiation

11、s,ISO4037-1979/Addendum1(1983);and their Response as a Function of Beta Radiation Energy, ISO 6980, ISO,Geneva (1984).DosimetryoftheReferenceRadiationFieldsUsedforDeterminingtheResponseofProtection LevelDosimetersandDose-rateMetersatPhotonEnergiesBetween4and9MeV,ISO/DP9991,ISO, Geneva (1988).DosimetryofXandGammaReferenceRadiationsforRadiationProtectionovertheEnergyRange from 9 keV to 1.3 MeV, ISO/DIS 8963, ISO, Geneva (1988).KNOLL,G.F.,Radiation DetectionandMeasurement,Wile