课件-辐射防护对机体作用

辐射对机体的作对于放射性来说，除受到上述2人类自古受照PAGEPAGE6照成射份年有效剂量正常本底地 剂量高值地宇宙射宇生放射性陆地辐射:外照陆地辐射:内照射(氡除外陆地辐射:氡及子体内照吸入吸入食入合计(舍入值医疗参考剂常常见的电离辐射及其危害PAGEPAGE9在核电厂中，经常遇到的电离辐α辐射（β辐射（γ辐射（现场中子辐射（现场电离辐射对的危害，在于辐射能量导致组织细胞的损伤。电离辐射的类型不同，对的危害也不一样。有的辐射产生外照射的危害性大一些，而有的辐射产生内照射的危害外照辐射源在外对形成的照射辐射源在内对形成的照α粒子的相对危害性-外照α粒子的相对危害性-内照α粒子一旦进入，短射程这一特点就显得不寻常。此时，α辐射源体活组若α粒子沉积在体内某一，其能量可被该全部吸收，因而受到严重的伤β粒子的相对危害γ射线的相对危害性-外照 γ射线的相对危害性-内照由于γ射线在组织中的射程较大，甚至贯穿，因而在组织中某一小体积内沉积的能量较小，对组织损伤也中子的相对危害性-外照程，与γ一样，中子对的危中中子的相对危害不论天然，还是人工中子源，进入的机会极小核辐射与普通的辐射（如热和光）在水中的电离将使分子发生变化并会形成一种对有害单位细胞受到辐射损伤，可能导致：细胞早期；细胞或延迟细胞等；细胞性的变形，一直可持续在内，这些变化能显示出临床症状，如放射H2OH2O+e这里，H2O是正离子，e物理-化学阶种产物H和OH，称之为基，它们在OH+OH 化学阶细胞的重要有机分子相互作用。基和氧化剂可能破坏构成的复杂分辐射的生物效电激其比电离轻微。辐射的生物效辐射的生物效DNA的损伤可能会细胞的存辐射的生物效辐照生物效应分间的关系，可以把辐射对的随机性效应-躯体效它们最终导照1000mSv以上，可能在几小时之后出现和，还可能引起白血球、血小板减少等；如一次受照5000mSv以上，皮肤会出一般情况下，全身受照01mS有，反应。正常人群受到小剂量的射线照射后，后1~2天内可自行受小剂量的γ射线照射后早期临床症状受照剂量无影未观察到临床效个别人（约）出现轻微症状：头晕、乏力、食欲下降、睡眠等少数人（约）出现轻度症状：头晕、乏力、不思食、失眠、口渴等一部分人（约5%~50%）出现，少数人可能出现不同剂量引起的放射病及症剂量多次、可有腹泻、白细胞明显下多次、腹泻、休克、白细胞急剧下频繁、腹泻严重、腹疼、血红蛋白升核能工业引起的和公众的照射水能对产生的有害效应。照6个月晚期效应在临的表现主要有各种、白内障、由于核工业只有几十年的历史，尚未积累许多可靠的随随机性效应-遗传效智、等与晚期效应一样，遗传的变化或突随机性效可能导致严重确定性效或中有足够多的细胞则将丧失的功能。这种效应称随随机性效应的特“无阈”线性无阈表示实验结果定出的常数。可把一个或加在一起用以量度该或组织受到的随机性效应的重要应确确定性效应的特确确定性效应的特但对不同严重程度有确定性效应的重要应确定性效应的发随机性效应具体例躯体效应-的发生可能是低剂确定性效应具体例辐射造成眼晶体混 白内良性的皮肤损伤造血功能 免疫功能降均属于确定性效辐射所致各组织确定效应的剂量阈组织 单次照射剂量阈值皮红斑（X、γ线暂时性脱性脱造血系造血抑眼晶晶体混白内暂时性不性不 不育 辐辐射生物效应的影响因与射线有关的因◆照射部位和面辐射损伤与受照部位及受照面积密切相关。这是因为各部位对应的对辐射的敏感性不同；另一方面，不同受损伤后对整个人体带来的影响也不尽相同。例如，全身受到射线照射5S时可能发生重度骨髓型急性放射病；而若同样剂量照射的某些部部位，则可能不会出现明显的临床症状。照射剂量相同，受照面积愈大，产腹部＞盆腔＞头颈＞胸＞四此外，内照射情况下的生物效应还取决于：进入体内的放射性核素的种类、数量，它们的理化性质，在体内沉积的部位以及在相关部位滞留的时间等。与机体有关的因素◆间的差感觉＞皮肤＞唾液腺＞肾＞中枢神经＞内腺＞心前切尔诺贝利核事故介， 的切尔诺贝利核电站 重的核。事故发生后，先后派遣36万参加灭火和性放射病，其中28人，50公里范围内的13.5万居民家园，2.5万平方公里的地区放射性污染超过5多个，卫生防疫站、各大医院近10万医务参前切尔诺贝利核事故介切尔诺贝利核电部事故应急发生急性放射病情分剂量范接受治疗莫斯数基人数存活数轻0.8-中2.2-6重4.2-1极重6.5-11总0.8-辐辐射照射的分根据受到的照射水平和它的时间分布，可将各种照射划分为两种类型。第一类是连续的或分散的低剂量率、低剂量水平下的照射；第二类是中等或高剂量率、大剂量水平下的短时间照身照射与局部照射，均匀照射与非均匀照射之辐射风险与其他行业风险的比预期损失表辐射防护原辐射防护原外照射和内照辐射对的照射方式外照外照射是体外辐射源对造成内照性核素对造成的照射，即主外外照射防护基缩短受照时间增大与辐射源的距离在人与辐射源之间增加内照射防护的一般措包净稀实实按照GB18871-2002的定义，实践包括源的生产和辐射或放射性物质在医学、工业、农业或教学与科研中的应用，包括涉及或可能涉及辐射或放射性物质照核能的产生，包括核循环中涉及或可能涉及辐射或放射性物质照射的各种审管部门规定需加以控制的涉及对实践的防护要实践的正当防护与安全的最个人剂量限剂量约束和潜在照射约实践的正当因后，其对受照个人或社实实践的正当包括对健康及环境的任何损害，同防防护与安全的最优在照射分别低于剂量约束和潜在照射约束为前提条件防防护与安全的最优据此采取预防事故和减轻事故的措防防护与安全的最优V是毛利益P是基本的生产代价X是为达到某种防护选定的防护水平而需付Y是在这种作业或者产品的生产、使用和废弃中所包含的危害的代价。

—

一般的情况下，对于给定的实践来说毛利益和生产代价P可认为不随集体剂量当量而变化，因而最优化主要取决于防护代价X和危害为降低集体剂量当量必然会增加一定的防护代价。Y也与S呈函数关系。若只考虑健康危害，则按(dY

)＝－

dX S0即在这种情况下为减少单防防护与安全的最优防防护与安全的最优中的检查和工作结束后的总防防护与安全的最优个人剂量限个人剂量限的个人与正常照射剂量限值所相应的健康处于连续5 眼晶 0.5Sva-年平均有效剂量5个连续年的年平均剂量不超过某单一年份的有效剂量可提高到眼晶 皮 GB18871-2002所规定的剂量限值适用于在规定期间内外照射引起的剂量和在同一期间内摄入所致的待积剂量的和。计算待积剂量的期限，对成年人一般应为50年，对儿童则应算至70岁。应用下列方法之一来确定是否符合检检验条件总有效剂量的计算公ET

HP(d)e(g)j

I

e(g)j

IHP(d为该年内贯穿辐射照射所致的个人e(g)

e(g)j

Ijinh

Ij

检检验条件H

IjIj,ing.

Ij DL

.导出限果很少能用剂量当量直接表示。但是可以根据基本限值，通过一定的模式导出有关供辐射防护监测结果比较用的限值，这种限值导出空气浓测量的任一个量推导相应的导出限值。例如导出空气浓度DAC就是根据下面模式导出的：假定参考人工作时每分钟吸入空气量为0.02m3，放射一年工作50周，每周工作40小时，一年总计工作2000小时。在此时间内吸入的空导出空气浓于是导出空气浓度DAC就等于放射性核素年摄入量限值ALI除以参考人一年工作DAC＝ALI/ICRP61号物，给出了放射性核素的工作场所的表面污染控制水请参阅GB18871-2002附录B管理限管理限值是由主管或单位管理部门制定的限值。管理限值只用于稳定场合，如放射性流出物排放的管理限值。但是管理限值应低于基本限值或相应的导出限值，而且在管理限值和导出限值并存的情况下，参参考水参考水平是决定采取某种行动的水平。对于辐射防护中测定的任何一种量，都可以建立参考水平，不管这些量是否确定了限值。参考水平不是一个限值，它的用途是当一个量的数值超过或预计超过制定的参考水平时，提示应该采取某种这些行动可以或原因和；记录水水水水平是指进一步的剂量作为水平在内照射情况下，个人监测中进行的测量有时不一定直接给出剂量当量或摄入量，对这样一类的监测结果还可以建立一种导出水平。所谓导出水平是年剂量当量限值或年摄入量限值的十分之三的某一分数，这个分数相当于一次测量结果所包含的时间在全年时间中水平量，那么个人监测的导出水平相应的剂量当量低于有关的水干预水规定请参阅GB18871-2002的有关章剂剂量约潜在照潜在照潜在照约对任何可能向环境放射性物质干干预情况分适用GB18871-2002干预情况分干干预基本原在干预情况下，为减少或避免照射，只要采取的防护行动和补救行动是任何这类行动和补救行动的措施、规模和持续时间均应是最优化的，使在通常的社会和经济情况下，从干干预基本原在应急照射情况下，除非超过或可能超过旨在保护公众成员的干预水平或行动在持续照射情况下，除非超过有关行动事故预防和应事故预防和应事事故预防和应现或可能的事故；依靠良好的 行为或设计有关的方面，来 第一层 第二层（为事故工况第三层 第四层第五层 质造成的放射性。这方面要求结全目标。它包括系统地严格核电厂的构筑的。安全管安全管理包括有关管理（包括管理）安全管理原则-安全管理原则-安全管理原则-过充分培训和的工作安全管理原则-要考虑的能力和局限性。安全管理原则-之前，要实施应急计安安全验证的原得的运行经验和新的重要安全信息期自评价和评审，其目是确核电的安全进行改进。在这类，需考虑改的累的利用以及技术发展及符设计求。安全技设计和建造必须确防止可能对现场、公众和环境造成一旦发生事故，限制和缓解事故的采采用或应用的技的照射；根据包括在内的构筑物、系统利用设备的独立性、实体和多样性其设计还必须考虑运行和维修的能警系统；消除危害安全的动作；清其全问题均已得到解决；国家核安全部门通过和评价已经证明所提交的其其全边界运行和条件控制厂的运。充分培训和具有充分 的 照针对实施运行。制订质量保大纲。 理事故定期检查、试验和维修这方工作遵照程使用和按计划运行，并仍然持满设计目。其其定期，并当前的行问如与老的式严格控制废物的处理和中间。动退役活动之前，必须由部门核准退役计应轻事故、事件与影响的应急基本内防护目安全目实际目应急计应急准防护目确保采取所有合理措施。使以防止个人的确定性效应发生，减少目前和将来在居民。安全目通过建立和对核电厂实际目；防止和居民中出现确定应急准辐射防护实一定的情况下，接受的剂量与受照辐辐射场内影响照射的因 辐辐射场内影响照射的因在一个给定的辐射场内，决定个人所接受尽量的因素有以下三个：前述时间、距离、等防护是外照射防护最照射时间的控＝剂量时间＝ 最大工作时间计

设在辐射场内的A点，其剂量率为A，则在ATATL为每天工作的小时数，8辐辐射源距离的控点安全距离计

R， 0.01mSv/h，则每日工作8小时的安全距离RL 可由下式计R R R2 R2安安全距离计算-距离因例：在离放射源3米处的辐射场是500mSv/h，那么在1处和10在1米处：由于靠近放射源辐射场增大，距离因子（3/1）2＝9因此 500/11.1＝45此例子说明如果你从放射源1米处移到10安全距离计例：一个点放射源放出γ射线在0.5米处形成的剂量率为10Sv/h。一个人站在该处1小时将接受10Sv的剂量，此人必死无疑，但他如果站在2.5米远处，剂量率只有0.4Sv/h或400mSv/h，他站在该处1小时接受的剂量对他不会有致命这个例子表明，几米远的距离可以决定一个人的生死（在这个例子中，因为已经超过时间防距离防防体厚通常所的是一个空间问题或是一件工作人可在源和之间放置一种合适的材料来消除辐射的危害。材料的选择和厚度对各种射线的防此，重点γ射线外照射和中γ射线外照射的防辐射对的照射，使之保射防护和计算的基础点状γ辐射源的剂量计加，所以这里只点状源的情况比比释动能质量为dm的某种物质中出来的全部带电粒子的初始动能总和dEtr除比比释动能比释动能只适用于γ射线、X射线和中子。初始动能包括可能的核反应能在内，不位一样，J/kg。单位是Gy比比释动能根据质量能量转移系数的定义，处于注量为Φ、能量为E的单能不带电电离辐射的介质的比释动能

比释动能率·

K＝·E·( 空气比释动能和比释动能·

Ka 比释动能因Ka

KafKa E(trKa

任何物质比释动能因Km

KmfKmΦfKm

E(

点状源的照射对于单能γ射线，空气中某一点的照射量X与同一点处的能量注量Ψ有如下关

)＝Ψ( 可变

XΨ(

)a,E

(e照射量因注意到单能光子的能量注量与注量的关系Ψ＝ΕΦ，即f＝(μen/ρ)a,(e/Wa)称为照射量因子，它单位是C·kg-m2。表3-5给出了不同能量比比释动能因Ka

KafKa E(trKa

E(tr

f

/

(e/WKa

a.E Ka (trKa

)a,E

f (en

/)a,E

(e/Wa( (tr(

)a,E

fKaen

/)

XX

(e/Wa点状单能γ辐射源的注量率 rA放射性活n每一次衰变平均发射的γ光子数r距离放射源的距离照照射量率常γ源不止发射一种能量γ射线。设某种γ辐射源发射K种γ射线，在距离点状源r处的照射量率应该是各种能量γ射线之和·＝k

)

2 2

πa定 en＝) a＝)

nik

a,Eien)＝3.766×10-16niEi)

a,Ei照射量率常 Xrsγ点源的空气吸收剂量在带电粒子平衡的条件下，由吸收剂量和质量enD＝Ψ（两种材料吸收剂量关 D＝D

/12/12空气中照射量和吸收剂量的关Da

WaX式中，Da是空气中同一点处的吸收剂量。因而可以得出γ射线在空气中吸收剂量率与照射量率之间的关系 Wa系Da e剂剂量转换因子

en/en

WaX＝33.85·＝fm

/ma/ maX是照射量，单位是C·kg- γ点源的吸收剂量率与粒子注量·D·

(en Da是γ是光子的注量率，单位为m-s-宽宽束γ射线的减弱规仍有可能穿过物质，然后到达所的空间位置上。于是，在所的位置上，不仅有相互作用的入射光子，而且积累因B

泰勒近似公

1d＋（1－A1）eμ是线减弱系数，m-1，可由附表1.1查得d是介质的厚度计算中用的几个参γ射线穿过层后，描述它的吸收剂量率或剂量(d

0

0是 计算中用的几个参

1/2

K＝

edH(d

Bx(E,

d0与设置厚度为d 层后的剂量当量(d)比值，即表示该层材料对辐射的能力。减η＝(d

Bx(E,d 它表示辐射透过材料的能力。透射比η无量纲，且与减弱倍数互为倒数。对式(3-35)两边取自然对数，以透射比的自然对数为纵坐标、以厚度d为横坐标，可做出不同材料与不同能量相半减弱厚度和十倍减弱厚半减弱厚度1/2定义为：将入射γ光子数（率或照射量率等）减弱一半所需的层厚度十倍减弱厚度1/10定义为：将γ光子数（ 照射量率）减弱到十分之一所需的层厚度1/2 1/10之间有下列关 半减弱厚度和十倍减弱厚宽束γ光子在介质中的减弱不是简单的指数规律，对于给定的辐射在介质中的Δ1/2和Δ1/10值并不是一个常数，它用于评价材料对辐射的能力和半半减弱厚γ射线经过ｎ个半厚度的层后，其强度将减弱到原来强度的(1/2)n。记住7个半厚度将辐射场降到原来10个半厚度将辐射场降到来的例：一点状ｒ源外4米处剂量率为200Sv/h，欲使1米处所受剂量不超过100Sv，问须设至少多厚的铅层解：１米处的剂量率为：200×（4÷1）2＝100Sv÷0.5h＝因为后剂量率的减弱倍数为：3200÷200＝16＝2所以铅层厚度至少为4个半厚度：13×4＝点状γ辐射源的计计算的目的在于：设置足够厚度的

(d)

点状γ辐射源的计若初级γ射线束是确定层厚度的主要因素时，(d

r

≤

透射 Lr1.2105或层厚度d对γ射线的减弱倍数 1.2105Lr注意单γ射γ射线的常用材到所要求的水平来看，则作为γ射线铅铁混凝水砖、砂石、泥钨、中子外照射的防按中子的能谱分类，则可分单能多能反反应反应堆的中子来自反应堆内自持的链式反应。这种的特点是单位时间内产生的中子数量大，能谱分反反应核反应堆的辐射种类较多。在这些辐射中，由于中子和γ辐射的本领最强，所以，只要使核反应堆的层厚度足以把中子和γ辐射减弱到所要求的控制水平以下，则其它辐射的问题可以忽略。就辐射设计而言，核反应堆中最重要的辐射是：瞬发裂变中子、瞬发裂变γ辐射、裂变产物的γ辐射、快中子非弹性散射产生的γ辐射以及核反应堆各种构件γ辐射比释动能的计剂量当量的计单能中子的比释动能可用下式表fK＝（μtr/ρ）·E是中子比释动能因子，Φ是对辐射场实际得到的单能中子注如果已知中子辐射场中某种物质（m）的比释动能Km，则在同一点上受到照射的一小块组织（T）的K＝tr

/Tm tr/mm中子吸收剂量的计在满足带电粒子平衡条件下，相关组织的中子吸收

tr/T Tmtr/m中子吸收剂量的计中子剂量当量的计表3-9值；同时列出了与10μSv·h-1对应的中子注量率值L

例中子在层中的减从中子角度首先是快中子通过与物质的非弹性散射然后，热中子被物质俘获吸发生非弹性散射核反应的中子的部分能非弹性散弹性散射1表3-10给出了几种质子能从吸辐射。表3-1γ或）10γ中子流在体中的减

是辐射场中某一点处，没有设置体rd是辐射场同一点处，设置厚度为d的屏rΣ是材料对入射中子的宏观总截面。 rd

r0e-n计算宽束中子减弱的分出截面分出截面法的基本出发点为：选择合适的材料使得中子在层中一经散射便能在很短的距离内迅速慢化能在层内吸收。地从穿出层的中子束中“分出”去了，使穿过层的中子都是那些相互作用的中使用分出截面法必须满足条层足够厚，使得在层后的剂量当量主层内含有像铁、铅之类的中等重的或重的材料，以使中子能量通过非弹性散射很快降到层内要含有足够的氢，以保证在很短的距离内，使中子能量从1MeV左右很快地降到热能，且使其在层内吸收宽束中子在体中的减rd

Bnr

eΣR

(d)

Bnr

eΣR宏观分出截面ΣR与其微观分出截面的关ΣR

0.602RMR中子计算中用的几个参中子辐射透射系中子透射减弱倍十倍减弱厚中子辐射透射系发出的单位中子注量在体后n号表中子透射中子辐射场中的某点，有体的剂量当量与没有体时的剂量当量之比。减弱倍中子辐射场中，没有体时的剂量当量与有体时的剂量当量之比。它表示材料对辐射的能力。用符号十倍减弱厚使沿入射方向的中子注量减少到原1/10的体厚度称做十倍减弱厚度，1/10表中子计反应堆中子计算是