8外照射防护

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在效能高、设计精密的中子屏蔽体中必须含有足 够量的氢，同时应含有较高原子序数的物质，最 好掺入含有10B和6Li的化合物。
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中子束减弱规律
r (d ) r 0e d 宽束： r (d ) r 0 Bne
窄束：
R d
R
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开放源主要是在基础和临床核医学中应用的各种 放射性核素，对人体的危害主要是内照射和体表 污染，还存在外照射。在使用开放源过程中，还 有放射性“三废”处理的问题。
放射性废物固化处理装臵
放射性药品使用过程的防护
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降低职业照射剂量的重要因素
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外照射防护的目的及方法
φr0、φr(d)分别是设臵屏蔽层前、后在辐射场中离源 R是屏蔽材料对中子的宏观分出截面； r处的注量率； d是屏蔽层厚度；Bn是宽束下的中子积累因子
对于裂变中子的宏观分出截面
材 料
∑R，cm-1
普通土 石墨ρ 含水 ＝1.54 10％
0.041
普通 混凝 土
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水
石蜡
聚 乙 烯
铁
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距离防护—增大与辐射源的距离
增大与辐射源间的距离可以降低受照剂量。在实 际工作中，常用远距离操作工具，如长柄钳子、 机械手、远距离自动控制装臵等，以增大人体与 辐射源之间的距离。
在操作辐射源时，采用各种远距离操作器械，使 操作者与辐射源之间有足够的距离是十分必要的。
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平方反比规律的适用条件
非点状源的辐射场
平方反比规律仅仅适用于点状源，而在实际的工 作场所，几乎所有的辐射源都不是点源，因此不 能完全照搬这一规律。对于非点状源，当离源的 距离为源的线度10倍以上时，可以将这辐射源近 似地当成点源来对待。
从距离防护的观点出发，无论什么形状的辐射源， 通常离源远一点，剂量率就会小一些
非弹性碰撞时入射中子一部分动能转变为原子核 的激发能，激发核退激时会发射γ 光子。 为使原子核达到激发态，中子能量必须高于原子 核的第一激发态能量，所以发生非弹性碰撞要求 中子能量大于阈值。 对不同原子核，阈值大体在0.1-5MeV之间。 原子序数高的重原子核阈值低，这种非弹性碰撞 的几率随入射中子能量增大而增大。所以高原子 序数的重物质对高能中子的慢化非常有效。 例如10MeV左右的快中子只要与铁原子核发生很 少次非弹性碰撞，就能把能量降到1MeV左右。
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时间防护—缩短受照时间
人体所受的累积剂量随着接触放射源的时间的延 长而增加，就是说，个人在辐射场内停留的时间 越长，所接受的累积剂量越大。 在某些情况下常常通过受照时间的控制，来限制 个人所接受的剂量。 特别是在应付紧急事态的时候，需要在一个强的 辐射场内工作。在这种情况下，必须于现在工作 场所外仔细制订工作程序，以使用最短的工作时 间去完成工作任务。假如一个人完成这项工作所 需时间过长，由此而遭受的照射将超过规定限度， 则应组织一批人去完成这项工作。
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缩短受照时间的具体办法
做好准备工作 • 做好一切可能做到的准备工作，进入工作现场后就能
立即开展工作，顺利地完成任务，避免在放射性控制 区内无谓的等待和滞留
• 准备主要应包括工作文件（规程、图纸、工作票等）
的准备，工具、器材的准备和防护用品的准备。另外， 还应安排专人进行工作现场的准备，保证现场照明、 通风和隔离等满足安全的要求
辐射防护方法
外照射防护
上海交通大学 张继革 副研究员
2015年5月4日
外照射防护基本方法
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目前在科研和医疗等领域中使用的辐射源有封闭 源和开放源两类。 封闭源有各种γ射线装臵，X射线机、治疗用加速 器等，对人体的危害主要是外照射。
医用直线加速器
X 射 线 机
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β射线的屏蔽
前面所讨论的外照射防护的一般方法同样适用于 对β射线的防护。 对β射线的屏蔽，一要屏蔽β射线本身，二要考虑 对β射线产生的轫致辐射的屏蔽； 轫致辐射的强度与β射线的能量、屏蔽材料的有 效原子序数成正比。所以，屏蔽β射线时应采用 诸如塑料、有机玻璃等各种低原子序数的材料。 防护β射线时必须考虑两层屏蔽：第一层用低原 子序数的材料做成，以减少轫致辐射的产生；第 二层用高原子序数的材料做成，用于屏蔽轫致辐 射。
γ 射线的防护
而γ 射线与介质原子的作用截面与介质的原子序 数有关，光电效应截面与Z5 成正比，康普顿原子 散射截面与Z成正比，电子对效应截面与Z2成正比， 所以原子序数高的材料屏蔽γ 射线更为有效。
实际用于γ 射线的屏蔽材料主要有铅、铁、混凝 土。
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γ 射线的防护
屏蔽γ 射线的半值厚度∆1/2(half-value thickness) 表示窄束γ 射线经过这个厚度材料的屏蔽，其照 射量率降低为没有屏蔽时一半 与线吸收系数μ 的关系
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β射线的防护
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β射线的防护
β射线比α射线具有更大的穿透能力。同γ射线和 中子相比，β射线或电子的穿透能力很差，屏蔽β 射线很容易，只要屏蔽材料厚度大于β射线的最 大射程就能阻挡全部β射线。
通常只要几mm厚的铝板就足以屏蔽β射线。
核裂变“碎片”绝大部分放出β射线。 β射线的外照射防护比较简单，但不能忽视。它 容易被组织表皮吸收，引起组织表皮的辐射损伤。
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中子在物质中减弱过程
快中子在物质中减弱包括两个过程：快中子的慢 化；慢中子的吸收。 快中子慢化的相互作用过程是中子与原子核的弹 性碰撞和非弹性碰撞。 能量在几个MeV以上快中子主要通过与高原子序 数的原子核发生非弹性碰撞降低能量。
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高能快中子--非弹性碰撞
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屏蔽材料的选择
采用屏障防护是实用而有效的防护措施，在实际 工作中，根据辐射源种类，采用不同的屏障。 β辐射屏蔽常采用低原子序数的铝或有机玻璃；
X、γ射线常采用高原子序数的铅、铁或经济实用 的混凝土等材料；
中子则采用原子序数较低而含氢较多的物质，如 水、石蜡等。
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时间防护—缩短受照时间
人体在辐射场内接受的剂量当量可以近似地按下 式计算：
H Xt

式中：H—剂量当量， X —照射量率，t—受照时 间。 缩短受照时间是简易而有效的防护措施，为此， 应避免一切不必要的在辐射场逗留，即使工作需 要，也尽量缩短在辐射场逗留时间。 例如，工作前应周密计划、充分准备、熟练快速 操作。必须在强辐射内工作时，应采用轮流、替 换等方法，控制个人的受照射时间。
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热中子—吸收
热中子可以较容易地被任何原子核吸收。其过程 是中子与原子核形成处于激发态的核，该核退激 时会发射光子。这个过程叫做中子的辐射俘获。 除少数核素(如Li等)外，这种热中子的俘获总伴 随发射γ射线，称为俘获辐射。 吸收作用使中子不复存在，中子被吸收的主要反 应是辐射俘获反应，即（n、γ）反应。 散射和吸收都使原子核发生某种变化，常伴随着 有次级带电粒子或γ 射线的发射。因此，中子的 屏蔽一般较为复杂，除考虑减弱过程和吸收过程 外，还应考虑γ 射线的屏蔽。
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缩短受照时间的具体办法
剂量分担 • 必要时，可采用“剂量分担”的方式。“剂量分担”
就是对于某些集体受照剂量可能较高的操作（如蒸发 器检修等）可以采用多人（组）轮换操作的方式，这 样每人（组）工作的时间就少一些，相应受照剂量就 少一些
加强培训和操练 • 就工作人员个人而言，应提高技巧，熟练操作，缩短
γ 射线的防护
为了提高它的屏蔽性能，必要时可用铸铁块或铁 矿石作骨料。铅对γ射线的屏蔽效果最好，但结 构性能差，容易形变，而且价格较高，适宜于做 活动屏蔽体。
对强γ辐照源贮存井，往往利用水作为屏蔽材料。
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屏蔽γ射线的常用材料
铅：原子序数、密度大，对低能和高能的X或γ射线有很高的 减弱能力，但在1MeV到几MeV的能区，减弱能力最差。缺 点：成本高，结构强度差，不耐高温。 铁：屏蔽性能比铅差。但成本低，易获得，易加工。 混凝土：价格便宜，结构性能良好。多用作固定的防护屏障。 水：屏蔽性能较差，但有特殊优点：透明度好，可随意将物 品放入其中。常以水井、水池形式贮存固体γ辐射源。 在某些必要场合，目前也有用贫铀或钨作屏蔽材料。它们的 屏蔽性能优良，但价格较贵，加工较难。贫铀还具有少量放 射性，一般外表尚须包钢板。
工作时间。对于难度较大的操作，应事先组织培训， 进行模拟练习，达到熟练自如的程度。熟能生巧，事 半功倍，花费时间自然就少
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屏蔽防护-人与源之间设置防护屏障
在实际工作中，由于条件所限， 往往单靠缩短接触时间和增大距 离并不能达到安全操作的目的， 而必须采用屏蔽防护。
屏蔽防护就是根据辐射通过物质 时被减弱的原理，在人与辐射源 之间加一层足够厚的屏蔽物（减 弱材料），把外照射剂量减少到 容许水平以下。
控制辐射对人体的照射，使之保持在可以合理做 到的最低水平，保障个人所受的剂量当量不超过 国家规定标准 外照射防护方法有主要有三种：
即距离防护、时间防护和屏蔽防护。
对工作场所具有放射性的设备进行去污，减少辐 射源活度，也是常用的方法
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