辐射检测技术 第七章
第七章 辐射防护
+ （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。
系和区别
+ （1）照射量的定义和单位 照射量是用来表征：χ射线或γ射线对空气
电离本领大小的物理量。 χ射线或γ射线能量越高、数量越大，对空
气的电离本领越强。
+ 定义：所谓照射量是指χ射线或γ射线的光子在单位 质量的空气中释放出来的所有次级电子（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： P=dQ/dm
+ 式中dQ——当光子产生的全部电子被阻止于空气中 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——体积球的空气质量
+ 照射量（Ρ）的SI单位为库仑/千克，用符号 C/Kg 表示; 沿用的专用单位为伦琴，用字母R表示,简
称伦。
+ 1R=2.58×10-4C/Kg。
+ 适用范围：照射量只适用于χ、γ射线对空气 的效应，并且只适用于能量大约在几千伏到 3MV之间。
（1）比释动能的定义和单位 比释动能定义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。
K= dEtr / dm
• 式中dEtr ——不带电粒子在质量为 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；
第七章微波辐射计
表1：各种卫星携带的微波辐射计的名称和波段特征
卫星
Nimbus-7 & Seasat-A
美国雨云7号和海洋 卫星A
传感器
SMMR (Scanning Multi-frequency Microwave
Radiometer) [美国] 多频率扫描微波辐射计
DMSP (Defense Meteorological Satel含云中的液
态水
不同波段的微波辐射计有不同的专长和用 途
按测量目的区分，微波辐射计可分为探测 仪和成像仪:
➢ 探测仪主要应用在气象卫星上，波段多选 择在氧气和水汽吸收带和附近频率，用于 测量大气垂直温度和湿度廓线，要求大尺 度低分辨率，通常采用垂直轨道扫描方式
➢ 成像仪主要应用在海洋卫星上，波段（C、 X、K波段）频率通常较低，分辨率要求较 高，通常采用圆锥形扫描方式。
10.7 (v,h) 19.4 (v,h) 21.3 (v,h) 37.0 (v,h) 89.0 (v,h)
6.8 (v,h) 10.7全极化 18.7全极化 23.8 (v,h) 37.0全极化
350 100 200 400 1,000 3,000
75 x 43 51 x 29 27 x 16 32 x 18 14 x 8 6x4
89.0 5km 3,000
1.1K
表4：AMSR Characteristics
Frequency(GHz)
6.9 10.65 18.7 23.8 36.5 89.0 50.3 52.8
Ground Resolution
50km
25km
15km
Bandwidth (MHz)
350 100 200 400 1,000
第七章放射线的测量
2021/8/2
二. 吸收剂量的测量
例题1 已测知 60Co-在空气中某点处照射量
为0.1C/kg,求空气中该点处的吸收剂量. 解 D k q3.7 3 X 3 3.7 3 0 3 .1 3 .3(7 Gy) 3
例题2 用电离室测得体模内一点空气照射率为
2 .5 8 1 5 0 C k-h 1 g -,1 已知光子的能量为
第七章放射线的测量
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交流一下， 熟悉一下……
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学习目标：
• 掌握照射量及吸收剂量测量的方法及肿瘤 放射治疗剂量学计算的基本概念；
• 熟悉诊断x射线辐射剂量学评价测量方法； • 了解放射线测量的基本方法。
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为什么进行放射线的测量： 测量输出的射线强度,以确定照射量 测量吸收剂量,以判断预期疗效，其精确 确定是进行放射治疗最基本的物理学要素 （世界范围15％患者接受的剂量不准确） 测量屏蔽防护,以判断是否达到安全标准 测量依据的辐射效应:电离作用、热作用、 感光作用、荧光作用。
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常用的热释光材料 氟化锂(LiF）、氟化钙（CaF2) 、氧化铝(Al2O3)等 氟化锂(LiF）最适合临床应用： 1.有效原子序数与软组织接近 2.对紫外线不敏感，不易潮解 3.形式多样（粉末、薄片、柱状等）
第七章辐射防护
第七章辐射防护7.1 剂量的定义、单位及标准辐射效应的研究和应用，离不开对电离辐射的计量，需要有各种辐射量和单位，用以表征辐射的特征，描述辐射场的性质，度量电离辐射与物质的相互作用时能量传递及受照物体内部的变化程度和规律。
辐射量的单位采用国际单位制(SI)单位。
为了照顾当前新旧单位过渡的需要，在给出辐射剂量的SI单位的同时，还将指出过去沿用的专用单位。
7.1.1 照射量当X或γ射线穿过空气时，由于它们和空气中的分子(或原子)相互作用的结果，便产生了次级电子(即三个效应产生的电子)，这些次级电子由于获得了一定的能量，当它们和空气分子作用时就能使空气分子电离，形成离子对——正离子和负离子。
X或γ射线的能量愈高，数量愈大，对空气电离本领愈强，被电离的总电荷量也就愈多。
因此可用次级电子在空气中产生的任何一种符号的离子(电子或正离子)的总电荷量，来反映X或γ射量对空气的电离本领。
由此，引出照射量这个物理概念。
照射量是用来表征X或γ射线对空气电离本领的大小的物理量。
也是沿用最久的辐射量。
1.照射量的定义和单位所谓照射量，是指X或γ射线的光子在单位质量的空气中释放出来的所有次级电子(负电子和正电子)，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所得的商，即：(7.1)式中：dQ—当光子产生的全部电子被阻止于空气中时，在空气中所形成的任一种符号的离子总电荷量的绝对值；dm—体积球的空气质量。
照射量(P)的SI单位为库仑·千克-1用符号C·kg-1表示。
沿用的专用单位为伦琴，用字母R表示，简称伦。
1伦琴＝2.58×10-4库仑·千克-11库仑·千克-1＝3.877×103伦另外，还常用毫伦(mR)，微伦(μR)等单位，与伦琴的关系为：IR＝103mR＝106μR照射量这个概念，不能用于所有的射线，只适用于X或γ射线对空气的效应，而且由于测量所要求的电子平衡条件难以实现，它只适用于光子能量大约在几千伏到3兆伏之间的X或γ射线。
肿瘤放射物理学-第七章 电离辐射吸收剂量的测量
05:50
4
电离室的灵敏体积是指通 过收集极边缘的电力线所 包围的两个电极间的区域。 在灵敏体积外的电极称为 保护环，其作用时使灵敏 体积边缘外的电场保持均 匀，并同时使绝缘子的漏 电流不经过测量回路，减 少对信号的影响。
05:50
5
在实际应用中，电离室的输出信号电流在10-10A量级，为弱 电流，必须经过弱电流放大器（静电计）对其进行放大，此 类静电计通常称为剂量测量仪。如下图所示，静电计实际上 就是一个负反馈运算放大器。以三种方式测量电离室的输出 信号：
05:50
23
(一)中低能X(γ)射线吸收剂量的测量
根据照射量的定义，如果用于测量的指形电离室符合条 件①室壁由空气等效材料制成；②室壁厚度(或加平衡帽后) 可达到电子平衡；③气腔体积可精确测定，则可以用来直接 测量照射量，再转换为吸收剂量。
(3-18)
05:50
24
对中低能X(γ)射线来说，电子平衡能够建立，介质中的 吸收剂量可用相同位置处的照射量进行转换。
它影响射野输出因子的测量精度。
05:50
17
(四)电离室的复合效应： 电离室即使工作在饱和区，也存在正、负离子复合效应的 影响。 复合效应的校正，通常采用称为“双电压”的实验方法。 具体做法:对相同的辐射场，电离室分别加两种不同的工作 电压V1和V2，其中V1为常规工作电压，并且V1和V2的比 值要大于或等于3，得到不同工作电压时的收集电荷数Q1 和Q2，然后利用以下公式计算复合校正因子： Ps=a0+a1(Q1/Q2)+a2(Q1/Q2)2 式子中，ai为实验拟合系数。不同类型的电离辐射的a1值 分别列于书上Page50的表3-2，3-3
Байду номын сангаас13
射线检测第三、四、五、六、七章
db 3 30 Ug 0.15mm F b 600 30
16
c.若以L1表示源到 缺陷距离 ，L2表 示缺陷到胶片距离， 几不清晰度也可表 示为： L2 Ug d f L1
17
b.固有不清晰度Ui 固有不清晰度是由于照射到胶片上的射 线在乳剂层中激发出的电子的散射产生的。 当光子穿过乳剂层时，与乳剂相互作用 发生光电效应、康吴效应以及电子对效应， 在乳剂中激发出电子。这些电子向各向散射， 使乳剂中的卤化银晶粒感光，形成潜影。胶 片显影后，使影象轮廓模糊 固有不清晰度的大小主要取决于 射线的能量，能量越大，固有不清晰 度就越大。 使用增感屏也会使固有不清晰度增大， 特别是屏—片接触不良时更为显著。
28
2）、焦距的选择
选择焦距的原则是满足规定的几何不清 晰度的要求: 由于：
Ug df b f b
Fmin b df Ug
L2 L1
如几何不清晰度以U g d f
L1 min
表示，
L2 df L1
29
JB/T4730.2-2004标准规定： a.所选用的射线源至工件表面的距离f应 满足下式的要求： A 级：f ≥ 7.5d· 2/3 b AB级：f ≥ 10d· 2/3 b B 级：f ≥ 15d· 2/3 b b.采用源在内中心透照方式周向曝光时， 只要得到的底片质量符合要求，f值可以减小， 但减小值最多不应超过规定值的50%。 c.采用源在内单壁透照方式时，只要得到 的底片质量要求，f值可以减小，但减小值最 多不应超过规定值的20%。
9
ΔI/I即称为主因对比度，它反映透过试件 完好部位与有缺陷部位的射线强度的相差程度。 由公式（6）可以看出，影响主因对比度 的因素有试件吸收系数、散射比和试件厚度差。 b.胶片对比度由胶片特性曲可知，胶片对 比度：
辐射第七章
的公式。
极限情况：Neqmn Amn，则：
qnm N m gm exp( Em En )
qmn N n gn
kT
虽在LTE条件下得到，但碰 撞截面间的关系由原子结构 定，与外部环境无关，所以 普遍成立。
即 Ne 很大时，碰撞作用远大于辐射作用，频繁碰 撞使气体迅速建立热平衡分布。故：
jL N m Amn h mn
b2
e 4
E E
4a02
(
IH E
)( I H ) E
e2
2
IH 2a0 , a0 mee2
2020/6/26 第六章 天体物理中的谱线发射
12
§6.6 碰撞激发（退激发辐射）
截面可和氢原子几何截面比较，比复合截面大二、三 个量级。所以丰度小、激发能低的重元素碰撞激发是 产生发射线的重要机制。
定量计算
v, b 非弹性碰撞产生碰撞激发 i f ，这一跃迁的 微分散射截面
d if (v, b) pif (b) 2b db
pif (b) 为微分散射截面 d if 与环形几何截面 2bdb 之比
pif (b) 1 (对任意b) f i
2020/6/26 第六章 天体物理中的谱线发射
if
(v)
(
me v
)2
le
(2le 1) pif (le )
定义：if (le ) (2le 1) pif (le ) 部分碰撞强度
总碰撞强度 if if (le ) le
if
(
v
)
(
me v
)2
if
2020/6/26 第六章 天体物理中的谱线发射
14
§6.6 碰撞激发（退激发辐射）
第七章切伦科夫探测器与穿越辐射探测器7-1切伦…_-17816041
第七章切伦科夫探测器与穿越辐射探测器§7-1 切伦科夫探测器的组成和工作原理§7-2 切伦科夫探测器的类型和应用§7-3 穿越辐射探测器的组成和工作原理§7-4穿越辐射探测器的应用切伦科夫探测器的类型•计数器–脉冲型–累积型•径迹探测器•量能器•粒子鉴别器–阈式–成像式：微分型，环像型，内反射型–时间型3•脉冲型–可提供高效和快速的粒子探测和触发SLAC PEPII对撞机上的亮度探测器NIM A463, 68 (2001)On-line display of luminosity, bunch by bunch.4•累积型–测量辐射通量或强度反应堆乏燃料放射性的测量5径迹探测器•通过对切伦科夫光的方向和产生位置的测量实现对带电径迹的探测以及事例重建。
超级神岗实验（水切伦科夫探测器）记录到的一个中微子事例67通过测量切伦科夫光产额可以确定入射粒子能量折射率n 辐射长度X0 (cm)临界能量Ec(MeV)γ阈值1.672.5415 1.25 1.73 2.10 1.23 1.750.9510.0 1.22•选用阻止本领大（辐射长度短）的吸收体并保证足够的尺寸，使电子和 射线产生的级联簇射全部都沉积在辐射体内，以获得好的能量的分辨和线性。
•分全吸收型和取样型–吸收型：吸收体和辐射体为同一介质(如: 铅玻璃)–取样型：铅(吸收体，电磁簇射发生的地方)和有机玻璃(辐射体，负责产生切伦科夫光)的夹层结构9•可用PMT收集切伦科夫辐射。
PMT朝着簇射发展方向收集光。
辐射体四周加反射层；PMT与辐射体之间加透明有机硅胶。
一个全吸收型切伦科夫电磁量能器10粒子鉴别器•切伦科夫探测器作为粒子鉴别器往往和其他探测器配合使用。
粒子运动方向、能动量等由其他探测器测量，切伦科夫探测器联合这些探测器实现入射粒子种类的鉴别。
•按照所用切伦科夫辐射过程中的不同信息，切伦科夫粒子鉴别器分为：–阈式：只利用切伦科夫辐射强度，不直接测量切伦科夫辐射角度；–成像式（微分型，环像型，内反射型）：测量切伦科夫辐射角度；–时间型：测量切伦科夫光的传播时间。
第七章 第八章原子发射和吸收光谱
原子发射光谱分析的特点
(4) 检出限低。一般光源可达10～0.1μg﹒g-1（或μg﹒cm-3），绝
对值可达1～0.01μg。电感耦合高频等离子体（ICP）检出限可
达ng﹒g-1级。 (5) 准确度较高。一般光源相对误差约为5％～10％，ICP相对误 差可达1％以下。 (6) 试样消耗少。
(7) ICP光源校准曲线线性范围宽可达4～6个数量级。这样可测
特征谱线
{ 强度I：
波长λ：定性分析 定量分析
影响谱线强度：
（1）激发电位---谱线强度与激发电位是负指数关系， 激发电位愈高，谱线强度愈小，因为激发电位愈高， 处在相应激发态的原子数目愈少。
（2）跃迁概率---电子从高能级向低能级跃迁时，在 符合选择定则的情况下，可向不同的低能级跃迁而 发射出不同频率的谱线；两能级之间的跃迁概率愈 大，该频率谱线强度愈大。所以，谱线强度与跃迁 概率成正比。
扰的最后线与灵敏线。
元素激发电位低、强度较大的谱线，多是共振 线----灵敏线 样品中某元素的含量逐渐减少时，最后仍能观 察到的几条谱线(也是该元素的最灵敏线)----最后线
谱线的自吸和自蚀
自吸：原子在高温发射某一波长的辐射，被处在边 缘低温状态的同种原子所吸收的现象。
元素浓度高自吸严重时将谱线中心完全吸收--自蚀。
8-2 原子吸收光谱分析基本原理
• 原子吸收光谱的产生
样品转化为原子蒸气后，绝大部分处于基 态，光源发射的共振发射线通过原子蒸气，其 入射光强度为I0，产生共振吸收，透射光的 强度I与电磁辐射通过原子蒸气的宽度（即火 焰的宽度）L的关系(同有色溶液吸收电磁辐射 的情况完全类似)服从吸收定律。
共振线与吸收线
定元素各种不同含量（高、中、微含量）。一个试样同时进行 多元素分析，又可测定各种不同含量。
核辐射测量方法复习资料
表示）是放射性活度的非国际制单位，现已废除，
。 第三章
1、自然界中的三大放射性系列 铀（
）系列、钍（
）系列和锕铀（
）系列 2、三大放射性系列原子序数遵循的规律 铀（
）系列4n+2、钍（
）系列4n+3和锕铀（
）系列4n 3、三大放射性系列中的一些放射性核素 在三个系列中部各有一个气态核素，铀系的射气是
光电效应的物理过程为：电磁辐射光量子与物质作用时，可能将全部能 量传递给原子，然后光量子消失。能量在原子中分配，与原子核结合能 较大的壳层电子获得能量的几率较大。只要电子获得能量足以克服原子 核的束缚，将以光电子的形式发射，而原子将获得一定的反冲能，以满 足能量和动量守恒。当
电子壳层发射光电子后，将在
，钍系的射气为
，锕系的射气为
。三个系列的射气衰变子体为钋的同位素（ 、 等），它们几乎全部放出 射线而成为铅的同位素（ 、 等），再经 衰变成为铋的同位素（ 、 等），这些铋同位素衰变时释放出能注量率大的 射线，所以铋同位素是天然放射性系列中主要的 辐射体。各系列衰变的最后产物是铅的稳定同位素，对应于铀 系为 ，锕系为 ，钍系为 。 4、铀系里面主要的β辐射体 铀系有四个主要 辐射体： 、
粒子时，可伴随放出
射线. ② 衰变：放射性核素的原子核自发地放出
粒子而变成另一个核素的原子核的过程称为
衰变。衰变式如下：
特点：（1）
粒子的能量是连续分布的，形成一连续谱； （2）有一个确定的最大能量值
； （3）在能量约为
处，曲线有一极大值，即在该处
粒子的能注量率最大； （4）
衰变后形成的子核常处于激发态， 原子核由激发态回到基态时放出
第七章：辐射防护
皮肤的去污：皮肤不宜过度洗刷，以免破坏 其屏障作用，增加对放射性物质的吸收。 先用温肥皂水清洗轻刷，然后用温净水冲洗， 可除去绝大部分的放射性物质。如果效果尚 不满意，可再用10％乙二胺四乙酸溶液清洗， 或浸于6.5％高锰酸钾溶液内，用软毛刷刷洗， 以后用清水冲洗擦净。
工作场所表面的去污：视表面材料的性质，放 射性物质的理化性质及污染程度，选择不同的 处理方法。 容易去污的表面材料在污染不重时，可用肥皂 或洗涤剂擦洗去污； 较难去污的表面材料在污染严重时可将污染部 分挖去，以适当材料重新填补；若污染物无γ 射线发射，也可在污染部位复盖油漆，也可复 盖塑料板。
3．剂量当量（H）：在吸收剂量相同情况下，照 射条件不同(射线类型，照射时间，局部照射、 全身照射等)，生物效应差异很大。因此引入剂 量当量这一物理量。其目的是加以适当修正因素 对吸收剂量进行加权，以便更好地反映辐射对机 体的危害程度。
剂量当量(H)＝吸收剂量(D)×品质因素(Q)×其他修正 因数(N)
放射性工作应在扑有吸水纸的搪瓷盘中进行， 产生放射性粉尘的工作应在手套箱中进行， 有放射性气体或气溶胶时应该在通风橱中进 行。 严禁戴污染的手套接触一切非污染台面，开 关及门把手等。 实验室中的一切清洁工作都应该湿法进行， 工作中一旦发生污染，应立即去污，同时避 免污染范围扩大。
表面放射性污染的清除 原则： 1）及早清除，以免污染扩散； 2）根据污染的放射性物质的理化性质，选择 适当的去污剂； 3）根据被污染物质表面的性质，选择适当的 去污方法； 4）去污过程中应注意防止污染面积的扩大， 并注意个人的安全防护； 5）去污后应进行放射性监测。
二、防护标准中的剂量限值 我国《放射防护规定》把受照人员分成三组，把受照 器官分为四类。 第一组：放射工作从业人员 第二组：放射性工作场所邻区人员 第三组：普通人群
第七章热辐射基本定律2
, const.
, const.
3 实际物体辐射与吸收之间的关系－基尔霍夫 定律
假定两块平行平板距离很近， 从一块板发出的辐射能全部 落到另一块板上。若板1为 黑体表面，板2为任意物体 的表面。
T2
T1
E
Eb
Eb (1-)Eb
两者的辐射力、吸收比和表
面温度分别为Eb、 b(=1)、 T1、E、 和T2。
如果物体表面的单色吸收比为常数 ，即 const. 那么它的吸收比也就为常数 。
1
0
(T1 )Eb (T2 )d
0 Eb (T2 )d
0 (T1 )Eb (T2 )d
( 0T24 )
热辐射分析中，把单色（光谱）吸收比与波长无关
的物体定义为灰体。
灰体也是一种理想的辐射表面，实际表面在一定条件 下可以认为具有灰体的特性。
Eb T 4
0 Eb d
即 E Eb T 4
例7-4：试计算温度处于1400℃的碳化硅涂料表 面的辐射力。
解：由表7－2查得当1010~1400℃时，碳化硅 的n
=0.82~0.92，故可取对应1400℃的n为0.92，即 =n
=0.92，辐射力为：
E
c0
T 100
4
0.92 5.67
黑体是理想的吸收体，它对一切波长和所有方向入射 辐射的吸收比均等于1。于是对黑体有：
b b b b, 1
2、 实际物体的吸收-灰体
实际物体表面对热辐射的吸收是针对投入辐射而言 的。实际物体对入射辐射吸收的百分数称之为该物 体的吸收比。
物体对某一特定波长的辐射能所吸收的百分数定义 为光谱吸收比，记为()。
板2发出的辐射能E全部被板1吸收，而板1发出的辐 射能Eb只被板2吸收Eb ，对板2能量收支为：
核辐射探测 第七章1
(1) 随机变量的一般特征及定义
离散型随机变量 可取值 连续型随机变量 X
分布函数 F x i P x i F x PX x
概率函数 f xi P xi 概率密度函数 相互关系 F xi 归一性
xi i
x1 , x 2 ...x i ...x N
随机变量： 代表随机事件的数量
样本：N次测量中随机变量的取值构成
x1 , x2 , x 3 ,...xi ,...x N
实验的平均值：
xe xi N
i 1
N
概率：描述在某种随机试验的各个随机 事件出现的可能性。
出现事件A的次数
lim
N
NA P ( A) 事件A发生的概率 N
系统误差影响系统的准确度， 偶然误差影响系统的精确度。
在核辐射测量中，偶然误差是一项主要 的误差，产生的原因有两个：
一是核事件的随机性产生的统计误差； 二是测量仪器在正常工作条件下的测量误差。
统计误差是一种特殊的偶然误差， 是由微观世界的随机性所决定的。
2.几种常用的统计模型 (1) 二项式分布
第七章： 统计性是微观世界的属性之一。放射性原 子核的衰变、辐射微观粒子的探测、辐射探测器接受入 射粒子并产生输出信号等都是一个随机过程。这些粒子 数、输出信号的电荷量、信号出现的时刻等是一个涨落 的随机变量，这样辐射测量所得到的数据也都是涨落的， 要从这些数据推导出结论，就必须用概率论与数理统计 的方法处理。
(C) 系统误差——偶然误差
系统误差：在同一条件下，多次测量同一物 理量，测量值误差的大小和符号保持恒定。
产生原因：仪器本身不精确、或实验方 法粗略、或实验原理不完善而产生的。 特点：在多次重做同一实验时，误差总是 同样地偏大或偏小，不会出现这几次偏大 而另几次偏小的情况。 要减小系统误差，必须提高测量仪器的精 度，改进实验方法，设计在原理上更为完 善的实验。
射线检测课件
25
1、工作场所辐射监控 目的：测定辐射工作场所的辐射水平，从而确 定辐射防护的可靠程度或确定工作人员可进行工作 的时间。场所辐射监测使用各种形式的辐射剂量仪 或报警器。 ⑴、透照室内辐射场测定： 测定不同射线源在不同条件下射线直接输出剂 量、散射线量及有散射体时剂量场的分布情况。 计算工作人员允许的连续工作时间，估计工作 人员在给定的条件下将受到的照射剂量。 对防护措施的性能进行评价。
26
⑵、周围环境剂量场分布测定 测定透照室门口、窗口、走廊、楼上、楼下和 其它相邻房间及周围环境的照射量率，为改善防护 条件提供依据，保证环境剂量水平符合放射卫生防 护要求。 ⑶、确定控制区和监督区（管理区）的边界 ①、GB 16357-1996《工业Ｘ射线探伤放射卫 生防护标准》规定： 控制区边界：K=40μGy/h； 工作人员应在控制区边 T R DT RW R
式中：
W R 辐射R的权重因子；
DT R 辐射R 在组织或器官T 内产生的吸收剂量。
若某一器官或组织同时受到几种不同种类和不 同能量的射线的照射，则其当量剂量表示为：
HT WR DR
R
n
21
②、单位： SI单位：希沃特，简称“希”用符号“Sv” 表示。 1Sv=1J〃kg-1 还有毫希（mSv）、微希（μSv） 1Sv=103 mSv=106μSv 2、当量剂量率：单位时间内的当量剂量。若在 dt时间内，当量剂量的增量为dHT ，则当量剂量 为： dH T ' HT dt 单位为Sv〃s-1、Sv〃h-1等。
dQ P dm
3
式中 ： dQ —光子在空气中形成的 任一 种符 号的离子总电荷的绝对值； dm —空气的质量 ⑵、照射量单位： SI单位：库仑〃千克-1，用符号C〃kg-1表示。 专用单位：伦琴，用符号R表示。 1伦琴定义为在标准状况（即在 0 C和一个标准大 气压）下，在1立方厘米（0.001293克）干燥空气 中产生1个静电单位电量的照射量。
注册核安全工程师-核安全综合知识：7、辐射防护基础
照射的几何条件
外照射下，人体内的剂量分布受到入射辐射的角分布、空间分布以及辐射能谱的影响，并且还与人体受照时的姿势及 其在辐射场内的取向有关。
内照射下的生物效应取决于：进入体内的放射性核素的各类、数量，它们的理化性质，在体内沉积的部位以及在相关 部位滞留时间。
生物因素
不同的种属、细胞、组织和器官对辐射有着不同的辐射敏感性。
任务：既要保护从事放射工作者本人和后代及广大公众乃至全人类的安全，保护好环境，又要允许进行那些可能会产生辐射的必要实践以造福于人类。 目的：防止有害的确定性效应，并限制随机性效应发生的概率，使它们达到被认为可以接受的水平。
辐射源种类、来源与水平
辐射源的定义（GB18871）
辐射源的分类
天然辐射源 人工辐射源
它是个人在单次摄入放射性物质之后，某一特定器官或组织中接受当量剂量率在时间τ内和积分 计算公式：
待积有效剂量E（τ）
受到辐处理后的总和
计算公式：
HT（τ）是积分到τ时间时器官或组织T的待积当量剂量，WT是器官或组织T的组织权重因 子
集体当量剂量ST
影响辐射效应的主要因素
物理因素
指辐射类型、辐射能量、吸收剂量、剂量率以及照射方式等。
辐射类型
不同类型的辐射对机体引起的生物效应不同，这种不同主要取决于辐射的电离密度和穿透能力。
剂量率及分次照射
在吸收剂量相同的情况下，剂量率越大，生物效应就越显著。生物效应还与给予剂量的分次情况有关。
照射部门和面积
辐射损伤与受照部位及受照面积密切相关，因为与各部们对应的器官对辐射的敏感性不同；不同器官受损伤后对整个人 带来的影响也不尽相同。
放射性物质时入人体内的途径
食入、吸入、皮肤（完好的或伤口）
辐射防护第七章资料
辐射防护第七章资料第七章外辐射剂量学与防护学（External radiation dosimetry and Protection ）Ⅰ外辐射剂量学ERD 研究以⼈⾝为主的各种客体受体外辐射源照射的剂量学问题第⼀讲体摸和射束⼀、体摸（Phantom ）·体模：在辐射防护、放射治疗和辐射加⼯中，为了模拟测量和计算受外部辐射源照射的⼈体，实验动物或辐照产品中的吸收剂量分布，设计或制作的⼀些具有约定尺⼨和材料组成的模型。
·体模的形状、材料和尺⼨形状：可根据模拟对象做成任意形状似⼈的椭球形球形正⽅形矩形材料：组织等效指的是材料对不带电粒⼦的衰减系数、能量转移系数和能量吸收系数以及对带电粒⼦的碰撞阻⽌本领、辐射阻⽌本领和散射本领等均与组织的接近，因⽽对电离辐射的吸收，衰减和散射作⽤与组织的近似。
例如：对于光⼦和电⼦，⽔具有较好的组织等效性；对于中⼦，组织等效塑料（A150）聚甲基丙烯酸甲脂（PMMA ）。
尺⼨：未受照部分（射束周围）的宽度，测量点以下的深度的⼤⼩须提供充分的反散射物质。
·典型的体模ICRU 球??==-%6.2:%;1.10:%;1.11:%;2.76:.1303N H C O cm g cm d ρMIRD 体模：见P.198.图7-1中国⼈体模：四川⼤学林⼤全教授·深度剂量分布：体模中D 沿参考轴的分布（参考轴为源的⼏何中⼼与光栏中⼼的直线）·⽔等效厚度：如果平⾏射束垂直照射⽔体模时深度Z w 处的吸收剂量，与照射介质m 组成的体模时深度Z m 处的吸收剂量相等，则称Z w 为介质层Z m 的⽔等效厚度。
定义：标度因⼦（Scaling factor ） mw m w Z Z SF =,；对于不带电粒⼦射束：w m wm m w SF ,,)(ρµρρ=；对于电⼦束：omow w m m w r r SF ?=ρρ,；若对⾮平⾏射束：2)(wm m w Z f Z f D D ++= ⼆、电⼦束的特性参数1.能量参数2.射程参数三、光⼦束的品质γ射线：⽤放射性核素的原⼦序数和原⼦量表征X 射线：·半价层厚度（Half-value thickness ）是使X 射线平⾏窄束的照射量减⼩到原来的1/2时所需要的铝，铜或铅的厚度。
医学影像技术《第七章-放射线的测量 第三节》
测定。 了解高能电子束能量的测定
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射线的质即射线的能量，它决定了射线在物质中的穿透力。根据 其能量的不同，将射线质的测量分成三种情况。
一、400V以下线质的测定 低能线其穿透力的大小用半价层表示，所谓半价层是使原射线强度衰
减一半所需要的目中吸收材料的厚度。半价层的值越大，射线 的穿透本领越强
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内容总结
教学目标：。熟悉400v以下射线质的测定及高能射线能量的测定。射线的质即射线的能量，它决 定了射线在物质中的穿透力。根据其能量的不同，将射线质的测量分成三种情况。低能线其穿透力的 大小用半价层表示，所谓半价层是使原射线强度衰减一半所需要的目中吸收材料的厚度。半价层的值 越大，射线的穿透本领越强。采用水体膜中1／２最大剂量深度〔也称办值深度用HVD表示〕法，即用 水体模中射线中心轴上50%剂量深度来确定射线的质
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小结
• 射线的质即射线的能量，它决定了射线在物质中的穿透能力， 在放射诊断和治疗中，根据射线能量的大小不同，其表征的 方法也有所不同
• · 400V以下射线质的测定：半值层
• ·高能射线能量的测定：半值深度
• ·高能电子束能量的测定：最大能量、对应于能谱峰位的最可几 能量、平均能量
测定半价层时应注意：测定的半价层必须针对直接用于治疗的射 线，也就是说要明确所使用的管电压，过滤板条件，测量装 置的几何安置，尽管管电压相同，假设过滤板不同，半价层 也不一样。
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二、高能射线能量的测定 采用水体膜中1／２最大剂量深度〔也称办值深度用HVD表示〕法，
即用水体模中射线中心轴上50%剂量深度来确定射线的质。 或用测定在10cm, 20cm两m 15.5cm 17.1cm 18.1cm 18.8cm 20.0cm 21.3cm 21.8cm
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一、单选题85. 由以下屏障组成的核废物处置体系，那一种屏障主要功能为：限制和阻止地下水接近、进入废物处置库；减弱和屏蔽核废物发出的α，β，γ射线对生态环境的影响。
（ A ）---226A. 物理屏障作用B. 化学屏障作用C. 机械屏障作用D. 生物屏障作用86. 由以下屏障组成的核废物处置体系，那一种屏障主要功能为：废物容器和回填材料能安全、稳妥地包容废物，吸收巨大的地应力(岩石静压力、地质应力等)。
（ C ）---226A. 物理屏障作用B. 化学屏障作用C. 机械屏障作用D. 生物屏障作用87. 根据中国铀矿山三十年辐射环境评价以及铀矿冶退役环评报告书，铀矿冶生产期、退役期、退役治理后的三个时期，尾矿、废石堆场表面最主要的辐射源都是（ C ）。
---249A. 铀B. 镭C. 氡D. 铅98. 根据中国铀矿山三十年辐射环境评价以及铀矿冶退役环评报告书，铀矿冶生产期、退役期、退役治理后的三个时期，尾矿、废石堆场表面最主要的辐射源都是（ C ）。
---249 A. 铀 B. 镭 C. 氡 D. 铅62. 核废物，也称放射性废物，是指任何含有物质，其中放射性核素的浓度或活度水平超过主管部门确定的豁免值，并且这些物质在可以预见的将来无可利用。
放射性核素或被其污染的66. 据核废物的来源不同，通常将核废物分为、退役废物、乏燃料、包壳废物、军用废物和商业废物等。
铀尾矿67. 国际原子能机构的核废物分类标准，将废物分成五级，其中第1、2、3级相当于低放废物，第4级相当于中放废物，第5级相当于高放废物；。
放射性液体68. 国际原子能机构的核废物分类标准，将被废物分成四级，第1、2级分别相当于低放废物和中放废物，第3、4级相当于高放废物。
固体废物69. 1981国际原子能机构还提出按不同，从便于处置的角度将核废物分为高放(长寿命)、中放(长寿命)、低放(长寿命)、中放(短寿命)和低放(短寿命)废物五级标准。
放射性水平和所含核素的半衰期70. 划分长寿命、短寿命核素的建议标准为：半衰期小于的核素被称为短寿命放射性核素。
30年71. 1988年我国颁布了核废物分类标准对于固体废物，则按比活度和所含主要核素的半衰期两项指标，进一步划分出低放短半衰期(T1/2≤60d)废物、低放中等半衰期(60d<T1/2≤5a)废物、低放长半衰期(T1/2＞5a)废物、中放短半衰期废物、中放中等半衰废物、中放长半衰期废物、高放短半衰期废物、高放中等半衰期废物高放长半衰期废物和超铀废物等3级共个亚类。
1372. 由核工业产生的核废物，若按放射性总活度计，其中的99%源自。
核燃料后处理工厂73. 核燃料循环是指获得、使用、处理和回收利用核燃料的全部过程。
具体包括、水冶，铀精制、纯化、氟化，核燃料元件制造，核燃料堆内辐照，乏燃料贮存和后处理，核废物处置等。
铀矿开采74. 核燃料循环是指获得、使用、处理和回收利用核燃料的全部过程。
具体包括铀矿开采、水冶，铀精制、纯化、氟化，，核燃料堆内辐照，乏燃料贮存和后处理，核废物处置等。
核燃料元件制造75. 核燃料循环是指获得、使用、处理和回收利用核燃料的全部过程。
具体包括铀矿开采、水冶，铀精制、纯化、氟化，核燃料元件制造，核燃料堆内辐照，乏燃料贮存和后处理，等。
核废物处置76. 乏燃料后处理获得，并再用来制成核燃料元件这一过程称为核燃料再循环。
Pu，U77. 尾矿中含有的铀约为原矿的5～20%，含有的镭约为原矿的，此外还含有氡。
93～98%78. 核反应堆运行时产生以裂变核素为主要成分的核废液和固体核废物，其中核废液主要来自。
循环冷却水79. 核反应堆中不能继续使用的辐照过的核燃料叫。
乏燃料80. 在核废物管理中，是指能迟滞或阻止放射性核素从处置单元迁移到周围环境的工程设施或天然物质。
27. 医疗、科研、教育、工业和农业等部门在应用放射源、加速器、示踪同位素、小型研究堆、铀矿石标本等过程中，会产生一定数量的低放固体、液体废物，这些放射性废物的特点是：含有多种长寿命放射性核素。
×、“长寿命”改成“短寿命”28. 废物体或玻璃固化体是阻滞废物中放射性核素向外迁移的第三道屏障。
×、“第三道”改成“第二道”29. 低、中放废物的陆地浅埋处置是指核废物在地表或地下、具有防护覆盖层、有工程屏障或没有工程屏障的浅埋处置，其埋深一般不超过100m。
×、“100”改成“50”30. 简易沟坑浅埋是在地表挖取10～15 m深的处置沟、坑，将废物容器或无容器废物固化体堆置其中，或将废物直接固化其中，然后用土层回填、夯实。
×、“10～15”改成“1～5”31. 低、中放废物的深地质处置是将该类核废物处置在埋深大于200～300m的地下人工岩硐中。
×、“200～300”改成“300～500m ”32. 高放废物的深地质处置是将固化高放废物处置于地下(>300m)人工深岩硐中。
×、“300”改成“500”33. 高放废物的深钻孔处置是将高放废物容器处置在数百米乃至上千米深、孔径为0.75—1m 的深钻孔或超深钻孔中，然后用粘土、岩石碎块、混凝土等回填材料封孔，使高放废物永久与生物圈隔离。
×、“数百米乃至上千米深”改成“数千米乃至上万米深”55. 核废物---215也称放射性废物，是指任何含有放射性核素或被其污染的物质，其中放射性核素的浓度或活度水平超过主管部门确定的豁免值，并且这些物质在可以预见的将来无可利用(不包括未处理的乏燃料)。
15. 什么是核废物地质处置的多重屏障体系？并简述各屏障体系所起的作用。
答：在核废物管理中，屏障是指能迟滞或阻止放射性核素从处置单元迁移到周围环境的工程设施或天然物质。
核废物安全处置的最主要威胁来自地下水。
流动的地下水会将核废物中的有害放射性核素浸出、扩散、迁移至生物圈。
为了安全处置核废物，科学家们设计了阻滞和延缓放射性核素迁移的多重屏障，这些屏障由近至远分别是：玻璃固化体、废物包装容器、回填材料和地质体，其中废物体、废物包装容器和回填材料是人工设置的屏障，故称人工屏障或工程屏障；岩石、土壤、水等天然介质则被称作天然屏障。
废物体或玻璃固化体是阻滞废物中放射性核素向外迁移的第一道屏障。
金属或混凝土废物容器是保护放射性废物固化体不过早地被侵蚀、破坏的强有力机械屏障，包装容器中的混凝土、粘土、沸石、铅金属等材料(衬填料)，是阻滞放射性核素迁移的化学屏障和物理屏障。
回填材料是指在处置核废物时，在废物容器之间和在废物容器与地质体(土壤、岩石)之间等剩余空间内放置的某些矿物、岩石碎料。
常用的回填材料有膨润土、粘土、沸石、蛭石、玄武岩、岩盐等碎块或粉末(掺入一定数量的石英砂、石墨等)。
回填材料具有较强的抗风化能力(寿命超过106a)、吸附能力等，它不仅可作为机械支撑物以稳定废物容器，而且是阻滞放射性核素迁移的化学屏障和物理屏障。
在核废物处置系统中，地质体又称废物的贮存介质、处置介质等，这是指核废物处置场(库)周围的土壤、岩石及有关沉积物等。
地质体是核废物处置体系中最重要的一道屏障(天然屏障)。
用于处置低、中放废物的地质介质主要为土壤及其它近地表松散残积、坡积物；用于处置高放废物的地质介质(又称处置主岩)有岩盐、花岗岩、凝灰岩、粘土岩、玄武岩等岩石。
地质体对阻滞废物中放射性核素向生物圈迁移和屏蔽废物的辐射线等起决定性作用。
由以上屏障组成的核废物处置体系，其主要功能为：①物理屏障作用：限制和阻止地下水接近、进入废物处置库；减弱和屏蔽核废物发出的α，β，γ射线对生态环境的影响；②化学屏障作用：通过化学作用阻滞放射性核素向生物圈迁移；③机械屏障作用：废物容器和回填材料能安全、稳妥地包容废物，吸收巨大的地应力(岩石静压力、地质应力等)，为处置状态的废物体提供机械支撑。
16. 目前高放废物处置有哪些方法？并简要介绍方法原理。
答：目前高放废物处置有：深地质处置、废矿井处置、深钻孔处置、岩石熔融处置、深海床处置、核嬗变处理等方法。
深地质处置是将固化高放废物处置于地下(>500m)人工深岩硐中。
深地质处置库通常分为地面设施和地下处置库两部分。
优点是：①处置安全性较好，库中废物不受地表自然环境的影响；②处置深度大，对生物圈的环境影响极小；③不占用大面积土地，这对工业发达、人口稠密的国家是一种具有吸引力的处置方法；④处置容量大，处置库服役期长。
缺点：是耗资大，处置技术复杂。
深钻孔处置是将高放废物容器处置在数千米乃至上万米深、孔径为0.75—1m的深钻孔或超深钻孔中，然后用粘土、岩石碎块、混凝土等回填材料封孔，使高放废物永久与生物圈隔离。
岩石熔融处置是将高放废液注入钻孔或深部(>2000~3000m)岩硐中，在此后较长时间内，借助高放废液产生的衰变热，将岩石与废液熔为一体(温度超过1000℃)，经冷却后成为岩石固化体，从而达到永久隔离高放废物的目的。
深海床处置是选择底部沉积物为粘土的深海区，将高放废物容器植入深海(4000～6000m)底部粘土沉积物深处(>20～30m)，借海底未固结粘土和海水永久隔离核废物。
核嬗变处理是利用核反应装置(加速器、核反应堆、受控热核反应等)使核废物中的长寿命超铀核素(主要为锕系元素)，受中子诱发活化、裂变生成短寿命同位素或稳定同位素，藉此将高毒性废物转变为低毒性或无毒性核废物。