放射卫生学苏州大学涂彧医用照射源外照射防护涂彧t课件

第四章

医用照射源外照射防护涂彧tuyu@苏州大学放射医学与公共卫生学院第四章

医用照射源外照射防护涂彧tuyu@.讲述内容一.放射性工作场所划分二.外照射防护基本措施三.屏蔽防护原理四.外照射剂量率估算五.屏蔽厚度估算六.医用放射源事故及其应对七.复习思考题讲述内容一.放射性工作场所划分一.放射性工作场所划分控制区：为了下述目的把要求或可能要求采取专门防护措施或作出安全规定的区域指定为控制区。在正常工作条件下，为控制正常照射或防止污染扩散；为防止潜在照射或限制其程度。在控制区进出口处和控制区内相应位置设立醒目的标准辐射危险警示标志。一.放射性工作场所划分控制区：为了下述目的把要求或可能要求采一.放射性工作场所划分监督区：未被指定控制区，不需要采取专门的防护措施和作出安全规定，但该区域的职业照射条件需要处于经常监督下。因此：采用适当方法划定监督区边界；在监督区出入口处适当位置设立辐射危害警示标志；定期审查该区域的工作条件，以确定是否需要采取防护措施和作出安全规定，或更改监督区边界。一.放射性工作场所划分监督区：未被指定控制区，不需要采取专门一.放射性工作场所划分非限制区，放射工作人员正常滞留的区域，如医师办公室、休息室等，不存在人工辐射照射的场所。一.放射性工作场所划分非限制区，放射工作人员正常滞留的区域，三区的防护在控制区需要采取特殊防护措施和安全设施来控制正常照射以及预防或减少潜在照射。在监督区职业照射应该监督，但不需要特殊的防护措施。在非限制区不需要防护措施，也不考虑职业照射。三区的防护在控制区需要采取特殊防护措施和安全设施来控制正常照根据年有效剂量分区分区每年潜在照射剂量

(mSv)控制区>5监督区1～5非限制区<1根据年有效剂量分区根据年剂量率进行分区分区平均剂量率*（Svh-1）控制区>15监督区2.5~15未分类区<2.5假定停留因子为0.2根据年剂量率进行分区假定停留因子为0.2二.外照射防护基本措施时间防护－－缩短受照时间距离防护－－增大与源的距离屏蔽防护－－设置防护屏蔽二.外照射防护基本措施时间防护－－缩短受照时间时间防护外照射累积剂量正比于受照时间。因此，用控制工作时间或操作时间的方法可以控制他所受到的累积剂量，即：

H＝公式1

式中，H为累积剂量，mSv；为该区域内的剂量率，mSv/h；t为工作时间，h。时间防护外照射累积剂量正比于受照时间。例假如从事放射性工作的工人每周工作40个小时，每年工作50周，年剂量限值为10mSv,问最大小时允许剂量率为多少？答:最大允许剂量＝10000Sv受照时间＝40×50=2000小时根据公式1：

10000Sv=R×2000hR=10000Sv/2000h=5Svh-1例假如从事放射性工作的工人每周工作40个小时，每年工作50周距离防护点源贡献的辐射剂量率与人员离开此源的距离的平方成反比，即：

公式2

分别是离开点源的距离为rl和r2处的剂量率。称为“平方反比定律”。利用增大人体与辐射源之间距离来减少个人受照剂量，常用的是使用长柄操作工具，或采用遥控设施远距离操作。距离防护点源贡献的辐射剂量率与人员离开此源的距离的平方成反比例距离γ放射源2米处的剂量率是125Svh-1，问在多远处的剂量率为5Svh-1？答：公式2并用已知条件代替：125×22=5×d22d22=500/5=100d2=100m=10m例距离γ放射源2米处的剂量率是125Svh-1，问在多屏蔽防护在辐射源与人体之间设置能够吸收辐射的屏障物，以减少辐射对人体的照射剂量。这种屏障物称为防护屏蔽。防护屏蔽厚度取决于材料种类、辐射类型、射线能量、辐射源活度和对屏蔽以后要求达到的可接受的剂量率等因素。屏蔽防护在辐射源与人体之间设置能够吸收辐射的屏障物，以减少辐不同射线的外照射危险α粒子空气中射程只有几厘米，不能够穿透皮肤表层，因此被认为不具有外照射危害。高能β粒子空气中射程达几米，可穿过表层皮肤，主要损伤皮肤和眼晶体(1MeV的β粒子可以穿透皮肤大约5mm)。高能量的β粒子和高原子序数的物质相互作用能产生轫致辐射。光子可以穿透身体内所有器官，是一种非常重要的外照射危害。X-射线和γ光子的能量是决定外照射危害程度的重要因素。中子具有高度穿透性，当中子被散射到身体组织中时可以把能量传递给身体组织。中子外照射危害是非常重要的，需要严格地控制。不同射线的外照射危险α粒子空气中射程只有几厘米，不能够穿透皮三.屏蔽防护原理光子与物质相互作用光电效应康普顿散射电子对效应三.屏蔽防护原理光子与物质相互作用窄束光子通过屏蔽体时的减弱规律窄束光子通过屏蔽体减弱实验的几何布置图1—源；

2—屏蔽体；3—探测器；

4—准直器窄束光子通过屏蔽体时的减弱规律窄束光子通过屏蔽体减弱实验的几窄束光子通过屏蔽体时的减弱规律垂直通过足够厚的屏蔽体并被准直的光子束，其剂量率

的相对减弱值除以屏蔽厚度d之商，称为这一能量光子的线减弱系数，即把源剂量率减弱到原始剂量率1/2所需要的屏蔽体厚度，称为半值厚度（HVT）。HVT=0.693/μ。把源剂量率减弱到原始剂量率1/10所需要的屏蔽体厚度，称为1/10值厚度（TVT）。TVT=2.3/μ。窄束光子通过屏蔽体时的减弱规律垂直通过足够厚的屏蔽体并被准直窄束光子通过屏蔽体时的减弱规律TVT=3.3HVT；不同屏蔽材料的μ值各不相同；同一种屏蔽材料的μ值因入射γ光子的能量不同也不同。γ射线能量（MeV）

材料水

混凝土

PbFeAl0.50.09660.2040.2270.6521.741.00.07060.1490.1660.4680.7801.50.05750.1210.1350.3830.5762.00.04930.1050.1170.3340.5093.00.03960.08530.09530.2850.4704.00.03390.07450.08370.2600.4685.00.03010.06740.07610.2470.4798.00.02400.05710.06510.2340.51910.00.02190.05380.06180.2340.547表

4.11射线在几种材料中的线性衰减系数（cm-1）窄束光子通过屏蔽体时的减弱规律TVT=3.3HVT；γ射线能宽束光子通过屏蔽体时的减弱规律考虑到散射光子对测量结果的剂量贡献，宽束光子通过屏蔽体时的减弱规律：B称为剂量积累因子以Z材料屏蔽时，应有2倍安全系数。宽束光子通过屏蔽体时的减弱规律考虑到散射光子对测量结果的剂量四.外照射剂量率估算点源：源的尺寸与源到目标的距离相比小得多，其剂量率与该距离的平方成反比的源。线源面源立体源活度小于50MBq(约1.5mCi)的γ源，采用时间防护和距离防护就可以。当γ源活度较大时，应当采取屏蔽防护。四.外照射剂量率估算点源：源的尺寸与源到目标的距离相比小得多γ点源外照射剂量率估算距点源1m处空气吸收剂量率

（μGyh-1）可以用下列经验公式快速估算：≈0.123AEr，μGyh-1

式中，A为母核素的活度，MBq；Er为γ光子总能量，MeV。当γ光子能量在0.07～2.0MeV时，结果的偏差小于±12％。γ点源外照射剂量率估算距点源1m处空气吸收剂量率（μGyhγ点源外照射剂量率估算IAEA推荐的估算γ源剂量率的公式：

mGyh-1式中，A为γ源活度，GBq；r为离开γ源的距离，m；F为γ因子，是距离1GBq的γ源1m处的吸收剂量率，mGyh-1。γ点源外照射剂量率估算IAEA推荐的估算γ源剂量率的公式：放射性核素γ因子60Co99mTc131I137Cs169Yb170Tm192Ir0.3510.0220.0580.0810.0070.0340.13几种常用核素γ因子值放射性核素γ因子60Co0.351几种常用核素γ因子值五.屏蔽体厚度计算五.屏蔽体厚度计算β射线的屏蔽计算对于带电粒子而言，只要屏蔽物质的厚度大于带电粒子在其中的射程，则入射带电粒子都将在该物质中被吸收。对于单能电子和β射线，质量射程R：R≈E/2式中R为质量射程，单位g/cm2,E为能量，单位Mevβ射线的屏蔽计算对于带电粒子而言，只要屏蔽物质的厚度大于带电β射线的轫致辐射β粒子通过物质时轫致辐射的产额F≈1/3·ZE。%

Z是吸收体材料的原子序数；

E是最大能量(MeV)。屏蔽β粒子时应当采用低原子序数材料，以减少轫致辐射的发射产额。β射线的轫致辐射β粒子通过物质时轫致辐射的产额例32P的β粒子最大能量为1.709MeV；质量射程R为0.85g/cm2，在水中的自由程为0.85cm；采用铅(Z=82)、铝(Z＝13)或有机玻璃(Z有效＝5.85)作屏蔽吸收体时，轫致辐射的产额大致分别为4.7％、0.74％或0.33％。例32P的β粒子最大能量为1.709MeV；β射线的屏蔽当β粒子的最大能量小于0.15MeV时，可以被大约30cm厚的空气所吸收，故不需要屏蔽防护。因为，通常的手臂操作距离约为50cm。β射线的屏蔽当β粒子的最大能量小于0.15MeV时，可以被大轫致辐射的屏蔽计算对于单能电子，有：

对于β射线，有：轫致辐射的屏蔽计算对于单能电子，有：用半值厚度法计算γ射线屏蔽厚度半值厚度(HVT)：使剂量率减少到初始剂量率的一半时所需的屏蔽层厚度。十分之一值厚度(TVT)：使剂量率减少到最初剂量率的1/10时所需的屏蔽层厚度。一个十分之一值厚度相当于3.32个半值厚度。表5.15(教材P180)中给出了几种屏蔽材料对宽束γ射线的HVT和TVT。实际工作中常见的是宽束γ射束。用半值厚度法计算γ射线屏蔽厚度半值厚度(HVT)：使剂量率减几种常用材料对宽束γ射线的HVTEr水(ρ=1)空心砖(ρ=1.2)混凝土(ρ=2.2)重混凝土(ρ=3.2)铁(ρ=7.8)铅(ρ=11.4)钨(ρ=19.1)铀(ρ=19.0)厚度HVT10keV0.120.04（0.004）————mm0.50.16（0.009）（0.006）——5010.0350.0121007.02.70.380.140.0652007.31.350.650.385001466(137Cs)157.04.53.41MeV16cm1.25(60Co)17148.09.07.222052319116.73.0102822137.23.0几种常用材料对宽束γ射线的HVTEr水空心砖混凝土重混凝土铁利用HVT计算屏蔽厚度Co-60场某点辐射剂量率为160Svh-1，把剂量率降低到10Svh-1需要多厚的铅？答：Co-60源铅屏蔽的HVT=1.20cmD=10Svh-1，D0=160Svh-1利用公式：Dx=D0/2n2n=DX/D0=160/10=16n=4r=1.2×4=4.8cm利用HVT计算屏蔽厚度Co-60场某点辐射剂量率为160医用X或γ辐射源装置的屏蔽计算对于初级防护，有：医用X或γ辐射源装置的屏蔽计算对于初级防护，有：次级辐射，包括：

泄漏辐射

散射辐射由于涉及面较广，具体应用范围和计算公式请参考教材次级辐射，包括：屏蔽材料基本要求（1）防护性能－－衰减能力强（2）结构性能－－物理性质好（3）稳定性能－－效果持久（4）经济成本－－价格便宜屏蔽材料基本要求（1）防护性能－－衰减能力强对γ、X射线屏蔽物质通常用较高原子序数材料作屏蔽；高Z物质－－铅、铁、钨、铀

低Z物质－－混凝土、砖、土高Z物质－－Z>73

中Z物质－－26<Z<73

低Z物质－－Z<26对γ、X射线屏蔽物质通常用较高原子序数材料作屏蔽；对β、n的屏蔽物质对β尤其对高能β射线常用低Z材料作屏蔽，使轫致辐射减少，常用塑料、有机玻璃等，外加高Z物质。对n用高Z物质慢化中子，用含氢丰富的物质吸收中子，常用水、石蜡、硼或含硼塑料板等轻质材料作屏蔽；对β、n的屏蔽物质对β尤其对高能β射线常用低Z材料作屏蔽，使对n、γ混合辐射屏蔽物质常用低Z和高Z材料相间组成的多层屏蔽;屏蔽的方式多种多样。对n、γ混合辐射屏蔽物质常用低Z和高Z材料相间组成的多层屏蔽六.医用放射源事故及其应对事故原因分析1．辐射安全管理制度不健全2．违章操作3．安全联锁装置功能故障4．辐照装置传输源的机械系统故障六.医用放射源事故及其应对事故原因分析六.医用放射源事故及其应对事故预防对策建立、健全辐射安全管理制度操作人员接受岗前培训定期检验和维护安全联锁装置的功能调试和检查直线加速器时应注意安全防护确保辐射警示系统功能正确可靠六.医用放射源事故及其应对事故预防对策复习思考题概念：控制区、监督区、防护屏蔽、半值厚度（HVT）、

1/10值厚度（TVT）、点源问题：外照射防护基本措施、平方反比定律光子与物质相互作用窄、宽束光子通过屏蔽体时的减弱规律IAEA推荐的估算γ源剂量率的公式β粒子通过物质时轫致辐射的产额屏蔽材料基本要求对γ、X、β、n射线屏蔽物质复习思考题概念：控制区、监督区、防护屏蔽、半值厚度（HVT）第四章

医用照射源外照射防护涂彧tuyu@苏州大学放射医学与公共卫生学院第四章

医用照射源外照射防护涂彧tuyu@.讲述内容一.放射性工作场所划分二.外照射防护基本措施三.屏蔽防护原理四.外照射剂量率估算五.屏蔽厚度估算六.医用放射源事故及其应对七.复习思考题讲述内容一.放射性工作场所划分一.放射性工作场所划分控制区：为了下述目的把要求或可能要求采取专门防护措施或作出安全规定的区域指定为控制区。在正常工作条件下，为控制正常照射或防止污染扩散；为防止潜在照射或限制其程度。在控制区进出口处和控制区内相应位置设立醒目的标准辐射危险警示标志。一.放射性工作场所划分控制区：为了下述目的把要求或可能要求采一.放射性工作场所划分监督区：未被指定控制区，不需要采取专门的防护措施和作出安全规定，但该区域的职业照射条件需要处于经常监督下。因此：采用适当方法划定监督区边界；在监督区出入口处适当位置设立辐射危害警示标志；定期审查该区域的工作条件，以确定是否需要采取防护措施和作出安全规定，或更改监督区边界。一.放射性工作场所划分监督区：未被指定控制区，不需要采取专门一.放射性工作场所划分非限制区，放射工作人员正常滞留的区域，如医师办公室、休息室等，不存在人工辐射照射的场所。一.放射性工作场所划分非限制区，放射工作人员正常滞留的区域，三区的防护在控制区需要采取特殊防护措施和安全设施来控制正常照射以及预防或减少潜在照射。在监督区职业照射应该监督，但不需要特殊的防护措施。在非限制区不需要防护措施，也不考虑职业照射。三区的防护在控制区需要采取特殊防护措施和安全设施来控制正常照根据年有效剂量分区分区每年潜在照射剂量

(mSv)控制区>5监督区1～5非限制区<1根据年有效剂量分区根据年剂量率进行分区分区平均剂量率*（Svh-1）控制区>15监督区2.5~15未分类区<2.5假定停留因子为0.2根据年剂量率进行分区假定停留因子为0.2二.外照射防护基本措施时间防护－－缩短受照时间距离防护－－增大与源的距离屏蔽防护－－设置防护屏蔽二.外照射防护基本措施时间防护－－缩短受照时间时间防护外照射累积剂量正比于受照时间。因此，用控制工作时间或操作时间的方法可以控制他所受到的累积剂量，即：

H＝公式1

式中，H为累积剂量，mSv；为该区域内的剂量率，mSv/h；t为工作时间，h。时间防护外照射累积剂量正比于受照时间。例假如从事放射性工作的工人每周工作40个小时，每年工作50周，年剂量限值为10mSv,问最大小时允许剂量率为多少？答:最大允许剂量＝10000Sv受照时间＝40×50=2000小时根据公式1：

10000Sv=R×2000hR=10000Sv/2000h=5Svh-1例假如从事放射性工作的工人每周工作40个小时，每年工作50周距离防护点源贡献的辐射剂量率与人员离开此源的距离的平方成反比，即：

公式2

分别是离开点源的距离为rl和r2处的剂量率。称为“平方反比定律”。利用增大人体与辐射源之间距离来减少个人受照剂量，常用的是使用长柄操作工具，或采用遥控设施远距离操作。距离防护点源贡献的辐射剂量率与人员离开此源的距离的平方成反比例距离γ放射源2米处的剂量率是125Svh-1，问在多远处的剂量率为5Svh-1？答：公式2并用已知条件代替：125×22=5×d22d22=500/5=100d2=100m=10m例距离γ放射源2米处的剂量率是125Svh-1，问在多屏蔽防护在辐射源与人体之间设置能够吸收辐射的屏障物，以减少辐射对人体的照射剂量。这种屏障物称为防护屏蔽。防护屏蔽厚度取决于材料种类、辐射类型、射线能量、辐射源活度和对屏蔽以后要求达到的可接受的剂量率等因素。屏蔽防护在辐射源与人体之间设置能够吸收辐射的屏障物，以减少辐不同射线的外照射危险α粒子空气中射程只有几厘米，不能够穿透皮肤表层，因此被认为不具有外照射危害。高能β粒子空气中射程达几米，可穿过表层皮肤，主要损伤皮肤和眼晶体(1MeV的β粒子可以穿透皮肤大约5mm)。高能量的β粒子和高原子序数的物质相互作用能产生轫致辐射。光子可以穿透身体内所有器官，是一种非常重要的外照射危害。X-射线和γ光子的能量是决定外照射危害程度的重要因素。中子具有高度穿透性，当中子被散射到身体组织中时可以把能量传递给身体组织。中子外照射危害是非常重要的，需要严格地控制。不同射线的外照射危险α粒子空气中射程只有几厘米，不能够穿透皮三.屏蔽防护原理光子与物质相互作用光电效应康普顿散射电子对效应三.屏蔽防护原理光子与物质相互作用窄束光子通过屏蔽体时的减弱规律窄束光子通过屏蔽体减弱实验的几何布置图1—源；

2—屏蔽体；3—探测器；

4—准直器窄束光子通过屏蔽体时的减弱规律窄束光子通过屏蔽体减弱实验的几窄束光子通过屏蔽体时的减弱规律垂直通过足够厚的屏蔽体并被准直的光子束，其剂量率

的相对减弱值除以屏蔽厚度d之商，称为这一能量光子的线减弱系数，即把源剂量率减弱到原始剂量率1/2所需要的屏蔽体厚度，称为半值厚度（HVT）。HVT=0.693/μ。把源剂量率减弱到原始剂量率1/10所需要的屏蔽体厚度，称为1/10值厚度（TVT）。TVT=2.3/μ。窄束光子通过屏蔽体时的减弱规律垂直通过足够厚的屏蔽体并被准直窄束光子通过屏蔽体时的减弱规律TVT=3.3HVT；不同屏蔽材料的μ值各不相同；同一种屏蔽材料的μ值因入射γ光子的能量不同也不同。γ射线能量（MeV）

材料水

混凝土

PbFeAl0.50.09660.2040.2270.6521.741.00.07060.1490.1660.4680.7801.50.05750.1210.1350.3830.5762.00.04930.1050.1170.3340.5093.00.03960.08530.09530.2850.4704.00.03390.07450.08370.2600.4685.00.03010.06740.07610.2470.4798.00.02400.05710.06510.2340.51910.00.02190.05380.06180.2340.547表

4.11射线在几种材料中的线性衰减系数（cm-1）窄束光子通过屏蔽体时的减弱规律TVT=3.3HVT；γ射线能宽束光子通过屏蔽体时的减弱规律考虑到散射光子对测量结果的剂量贡献，宽束光子通过屏蔽体时的减弱规律：B称为剂量积累因子以Z材料屏蔽时，应有2倍安全系数。宽束光子通过屏蔽体时的减弱规律考虑到散射光子对测量结果的剂量四.外照射剂量率估算点源：源的尺寸与源到目标的距离相比小得多，其剂量率与该距离的平方成反比的源。线源面源立体源活度小于50MBq(约1.5mCi)的γ源，采用时间防护和距离防护就可以。当γ源活度较大时，应当采取屏蔽防护。四.外照射剂量率估算点源：源的尺寸与源到目标的距离相比小得多γ点源外照射剂量率估算距点源1m处空气吸收剂量率

（μGyh-1）可以用下列经验公式快速估算：≈0.123AEr，μGyh-1

式中，A为母核素的活度，MBq；Er为γ光子总能量，MeV。当γ光子能量在0.07～2.0MeV时，结果的偏差小于±12％。γ点源外照射剂量率估算距点源1m处空气吸收剂量率（μGyhγ点源外照射剂量率估算IAEA推荐的估算γ源剂量率的公式：

mGyh-1式中，A为γ源活度，GBq；r为离开γ源的距离，m；F为γ因子，是距离1GBq的γ源1m处的吸收剂量率，mGyh-1。γ点源外照射剂量率估算IAEA推荐的估算γ源剂量率的公式：放射性核素γ因子60Co99mTc131I137Cs169Yb170Tm192Ir0.3510.0220.0580.0810.0070.0340.13几种常用核素γ因子值放射性核素γ因子60Co0.351几种常用核素γ因子值五.屏蔽体厚度计算五.屏蔽体厚度计算β射线的屏蔽计算对于带电粒子而言，只要屏蔽物质的厚度大于带电粒子在其中的射程，则入射带电粒子都将在该物质中被吸收。对于单能电子和β射线，质量射程R：R≈E/2式中R为质量射程，单位g/cm2,E为能量，单位Mevβ射线的屏蔽计算对于带电粒子而言，只要屏蔽物质的厚度大于带电β射线的轫致辐射β粒子通过物质时轫致辐射的产额F≈1/3·ZE。%

Z是吸收体材料的原子序数；

E是最大能量(MeV)。屏蔽β粒子时应当采用低原子序数材料，以减少轫致辐射的发射产额。β射线的轫致辐射β粒子通过物质时轫致辐射的产额例32P的β粒子最大能量为1.709MeV；质量射程R为0.85g/cm2，在水中的自由程为0.85cm；采用铅(Z=82)、铝(Z＝13)或有机玻璃(Z有效＝5.85)作屏蔽吸收体时，轫致辐射的产额大致分别为4.7％、0.74％或0.33％。例32P的β粒子最大能量为1.709MeV；β射线的屏蔽当β粒子的最大能量小于0.15MeV时，可以被大约30cm厚的空气所吸收，故不需要屏蔽防护。因为，通常的手臂操作距离约为50cm。β射线的屏蔽当β粒子的最大能量小于0.15MeV时，可以被大轫致辐射的屏蔽计算对于单能电子，有：

对于β射线，有：轫致辐射的屏蔽计算对于单能电子，有：用半值厚度法计算γ射线屏蔽厚度半值厚度(HVT)：使剂量率减少到初始剂量率的一半时所需的屏蔽层厚度。十分之一值厚度(TVT)：使剂量率减少到最初剂量率的1/10时所需的屏蔽层厚度。一个十分之一值厚度相当于3.32个半值厚度。表5.15(教材P180)中给出了几种屏蔽材料对宽束γ射线的HVT和TVT。实际工作中常见的是宽束γ射束。用半值厚度法计算γ射线屏蔽厚度半值厚度(HVT)：使剂量率减几种常用材料对宽束γ射线的HVTEr水(ρ=1)空心砖(ρ=1.2)混凝土(ρ=2.2)重混凝土(ρ=3.2)铁(ρ=7.8)铅(ρ=11.4)钨(ρ=19.1)铀(ρ=19.0)厚度HVT10keV0.120.04（0.004）————mm0.50.16（0.009）（0.006）——5010.0350.0121007.02.70.380.140.0652007.31.350.650.385001466(137Cs)157.04.53.41MeV16cm1.25(60Co)17148.09.07.222052319116.73.0