放射卫生学重点第四章辐射源的外照射防护讲解

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外照射防护

副防护：对散射线或漏射线照射的屏蔽防护。（应有1mmPb）
x射线和γ射线并没有本质的区别，都是光子，只是x射线能量一般在KeV量级，γ射线能量则高于MeV……
Байду номын сангаас
怎么会用Sv呢？这个单位很大啊，一般我们都用mSv，甚至是μSv，环境测量上甚至用nSv！103nSv=1μSv，103μSv=1mSv，103mSv=1Sv……
并且，在实践中，我们关注的是剂量率，常用单位μSv/h，微希伏每小时。
/view/1653236.htm辐射防护三原则。
E∝AΓt/r2，故辐射防护一般有三种方法：时间(t)防护(减少受照时间，采取个人剂量分担。)、距离(r)防护(远距离遥控操作。)、屏蔽(Γ)防护(填充屏蔽材料。)
b.如果5个连续年的年平均剂量不超过1mSv/a，某一单一年份的有效剂量可提高到5mSv；任何1年中的有效剂量不超过50mSv；
c.眼晶体的年当量剂量不超过15mSv；
d.皮肤的年当量剂量不超过50mSv。
铅当量：单位以mmPb表示。
主防护：对原发射线照射的屏蔽防护。（应有2mmPb）
c.眼晶体的年当量剂量不超过150mSv；
d.四肢（手和足）或皮肤的年当量剂量不超过500mSv。
上述剂量限值中隐含着对最优化的剂量约束值1年中不应超过20mSv。
育龄妇女应严格按职业照射的剂量限值予以控制；
孕妇应限制腹部表面的当量剂量限值不超过2mSv；
16～18岁青少年，需接触放射性物质，其剂量限值为：
γ射线的屏蔽材料最好用铅板，窗户玻璃采用铅玻璃，但是铅很重，在实践中也有用不锈钢的，比如核电站的屏蔽门一般都是不锈钢材质(用铅打造的话，靠人力基本推不开！)；屏蔽1MeV以下的慢中子的时候，一般用水墙、有机玻璃等碳硅材料，高能中子一般还是用铅屏蔽；带电粒子，比如β射线，也用有机玻璃等轻材料(低原子序数的材料)屏蔽。

放射卫生学重点第四章辐射源的外照射防护讲解

2019年1月14日5时23分
7
低能光子源

主要作为X射线荧光分析用源
薄层物质厚度计的核子用源密度计的核子用源刻度γ射线探测器用的标准源
2019年1月14日5时23分
8
γ辐射源

主要作为核子计源
γ照相源间质治疗源
腔内治疗源
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2019年1月14日5时23分
中子源

石油地质勘探、辐射育种、活化分
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DG5015 遥控透视X射线机
2019年1月14日5时23分
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X射线管

X射线管按其用途不同分为

诊断
治疗管；

按诊断管靶面构成材料不同分为

钨靶管
钼靶管。
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固定阳极X射线管
2019年1月14日5时23分
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管电流、管电压、高压电源

管电流：供阴极灯丝的电流

主要作为以下离子发生器的源

烟雾探测器静电消除器放射性避雷器

作为α能谱分析的参考源作为α放射性活度测量时刻读探测器的标准源
6
2019年1月14日5时23分
β辐射源

主要用作β放射性活度的测量
β能量响应刻度探测器探测时的参考源和工作源用作测量薄层物质厚度的核子计源和色层分析仪的离子发生器的源
第四章辐射源的外照射防护
第四章辐射源的外照射防护

第一节第二节第三节第四节第五节策第六节
密封源的种类及其泄漏检验密封源在医疗照射中的应用医疗照射中应用的辐照装置医疗照射源外照射的防护措施医疗放射源易发事故及其预防对

04外照射剂量的计算

04外照射剂量的计算外照射剂量的计算主讲：崔莹1第四章外照射剂量的计算外照射是辐射源在机体外面时所产生的照射，对人体而言，外照射主要来自中子、γ射线和X射线，其次是β射线。

由于α粒子射程短，天然α粒子衣服即可挡住，所以，外照射剂量计算一般不涉及α射线（加速器产生的α粒子除外）。

外照射剂量计算是进行辐射防护及评价的基础21第四章外照射剂量的计算外照射防护的基本原则：尽量减少或避免射线从外部对人体的照射，使之所受照射不超过国家规定的剂量限值。

外照射防护的三要素：时间：充分准备距离：远距操作减少受照时间任何源不能直接用手操作屏蔽：根据辐射源的类型、射线能量、活度，选择适当材料和厚度进行屏蔽3第一节γ射线剂量的计算一.点源的剂量计算点源是指辐射源的线度远小于源至计算剂量点的距离的辐射源如果辐射场中某点与辐射源的距离，比辐射源本身的几何尺寸大十倍以上，即可把辐射源看成是点状的，称其为点状源，简称点源。

任何其他形状的源，都可视为若干点源的叠加。

42第一节γ射线剂量的计算照射量与吸收剂量的关系照射量的单位为：库仑每千克（C/kg），其专用单位为伦琴（R）1R = 2.58 ×10?4 C / kgDa = 33.85 X戈(国际单位制下) 戈（照射量X用伦琴为单位）Da = 8.69 ×10 ?3 XDa －－空气中同一点处的吸收剂量（Gy） X －－空气中同一点X 或γ射线的照射量（R）(μ / ρ )m 空气中同一点组织中的吸收剂量 D m = 8.69 ×10 ?3 en X = fX 戈( μen / ρ ) a5第一节γ射线剂量的计算一.点源的剂量计算1.γ点源的空气吸收剂量率计算γ射线在空气中吸收剂量率与照射量率之间的关系为：& & Da = 33.85 XGy / s在空气中同一点处γ射线在物质（m）中吸收剂量率与照射率关系为：& & Dm = f m X其中f m = 33.85( μen / ρ ) m ( μen / ρ ) aJ /C63第一节γ射线剂量的计算一.点源的剂量计算2.γ点源的吸收剂量率与粒子注量率之间的关系在带电粒子平衡条件下，光子注量率与吸收剂量率有下列关系：μ & D = ? ( en ) Er ρμen ρ戈/秒& D —γ射线在注量率为φ的某一点处，空气的吸收剂量率—空气中在计算剂量点处，γ射线的注量率（1/m2s）－γ射线在空气中的质能吸收系数（m2/kg）Er －γ射线的能量（J）7第一节γ射线剂量的计算一.点源的剂量计算2.γ点源的吸收剂量率与粒子注量率之间的关系在带电粒子平衡条件下，光子注量率与吸收剂量率有下列关系：μ& D = ? ( en ) Er ρ戈/秒例题：在工作场所某一点，测得能量为1.00MeV的γ射线的注量率为1.55×107光子/米2·秒，计算此点的吸收剂量率【查表可得：空气中的（μen/ρ）＝2.787×10-3米2/千克】84第一节γ射线剂量的计算一.点源的剂量计算3.源的活度与照射率的关系γ照射率常数Γ把源的活度A和照射率联系起来，其物理意义：距离照射率常数Γ 活度为1居里的γ点源1米处，在1小时内所产生的照射率，即：Γδ =l 2 dX ( )δ A dtc ? m 2 / kg设源的活度为A居里，离源R米处的照射率用下式计算：& AΓ X = 2 c / kg ? s R 60Co源在1米处的照射率为多少？例题：试计算1居里的在空气和皮下组织内的吸收剂量率是多少？【Г＝2.56×10-18库伦·米2/千克＝1.32伦·米2/小时·居里， fm＝9.5×10-3】9第一节γ射线剂量的计算二.非点源照射率计算在实际工作中，除点源外，如反应堆、放射性工艺管道、放射性料液贮存容器、用于辐射消毒的大型面源、大的表面污染等，必须考虑源的形状、体积、源内的多次散射及自吸收。

第四章辐射防护的法规与标准《辐射防护概论》课件

B）导出限值
导出空气浓度（derived air concentration, DAC) 工作场所空气中放射性浓度限值
呼吸率：0.02m3/min；
年工作50周，每周工作40小时，
年总工作时间：2000小时
年呼入空气量： 0.02m3/min×2000h×60min=2.4×103m3
DAC=ALI/ 2.4×103
辐射防护三原则
• 辐射实践正当化 • 辐射防护最优化 • 限制个人当量剂量
辐射实践正当化
是指在施行伴有辐射照射的任何实践之前要经过充分论证，权衡利弊。只有当该项所带来的社会总利益大于为其所付出的代价的时候，才认为该
项实践是正当的。
此项原则要求：实践的利益>付出的代价
利益：社会的总利益代价：社会的总代价（经济、健康、环境、心理等）
ALARA原则
As Low As Reasonably Achievable
并不是要求当量剂量越低越好，而是综合考虑了多种因素后，照射水平低到可以合理达到的程度。
代价－利益分析方法
B＝V－（P＋X＋Y）
式中：B－纯利益，V－毛利益（产值）， P－生产代价，X－防护代价，Y－危害代价
目标：纯利益B达到最大。
处罚
放射工作单位的自主管理
附则
中华人民共和国放射性污染防止法
2003年6月28日全国人民代表大会通过 2003年10月1日执行
（此法中）放射性污染定义：
由于人类活动造成物料、人体、场所、环境介质表面或者内部出现超过国家标准的放射性物质或者射线。
中华人民共和国放射性污染防止法
• 确定了环保部门实施统一监督管理的地位 • 涵盖内容：
不是限值，是为决定采取某行动而规定的水平。

外照射防护

3
1.1 人（群）从防护角度出发，依据接受额外照射额外照射的可从防护角度出发，依据接受额外照射的可能性和频次对特定人（能性和频次对特定人（群）进行分类考虑。进行分类考虑。职业性人员：与相关射线操作相关。职业性人员：与相关射线操作相关。公众：与相关射线操作无关。公众：与相关射线操作无关。但对于可能从受照中受益的人员（但对于可能从受照中受益的人员（如放疗中的病人）而言，中的病人）而言，需要针对特定实践过程进行防护。防护。
外照射防护
2008 年 6 月
1
目
录
*** ***
一、外照射防护基本知识二、外照射防护基本技术
三、外照射屏蔽设计与评价 * 四、外照射屏蔽计算实例
2
一、外照射防护基本知识
1、外照射防护目的和出发点、目的：保护特定人（目的：保护特定人（）不受过分的直接或潜在的外照射危害。或潜在的外照射危害。出发点：出发点：从防护目的的实现以及与此相关的社会付出方面综合进行考虑。会付出方面综合进行考虑。
15
1.1 单能电子束、β射线和重带电粒子单能电子束、射线和重带电粒子 1.1.2 射程指介质中，指介质中，带电粒子沿其入射方向穿行的最大直线距离 R 。对于单能电子束和β射线，有：对于单能电子束和射线，射线
0.01≤ E ≤ 2.5 Mev R = 0.412⋅ E1.265−0.0954⋅LnE
H * ( r , d ) 通常可作为仪器所在位置上人体有效剂量
的合理近似。的合理近似。的增量。周围剂量当量率就是单位时间内 H * (r ,10) 的增量。
14
二、外照射防护基本技术
1、射线在介质中的衰减规律和剂量计算、 1.1 单能电子束、β射线和重带电粒子单能电子束、射线和重带电粒子 1.1.1 能量损失方式带电粒子在介质中通过电离激发和轫致电离激发和辐射两过程损失能量。用阻止本领来定量描述。辐射两过程损失能量。用阻止本领来定量描述。两过程损失能量就防护而言，就防护而言，需要选择恰当的屏蔽材料以尽量减少轫致辐射的产生。以尽量减少轫致辐射的产生。

外照射防护与内照射防护的基本方法范文(三篇)

外照射防护与内照射防护的基本方法范文外照射防护与内照射防护是核辐射防护的两种基本方法。

外照射防护主要是通过屏蔽和远离辐射源来减少人员暴露于辐射场中的剂量；而内照射防护则是通过控制人员接触放射性物质来降低内部辐射剂量。

本文将详细介绍外照射防护和内照射防护的基本方法。

一、外照射防护1.屏蔽防护屏蔽防护是外照射防护中最常用的方法，它通过使用透射较小的物质来减少或阻挡辐射的穿透。

常见的屏蔽物有混凝土、铅、钢、水等。

屏蔽物的选择应根据辐射的种类、能量和强度来确定。

较高能量的辐射通常需要较厚的屏蔽物，例如对于γ射线防护，通常使用厚重的混凝土结构。

2.距离防护距离防护是指通过远离辐射源来减少辐射剂量。

辐射的强度与距离的平方成反比，所以增加与辐射源的距离可以显著降低辐射剂量。

在外照射防护中，通常建议尽量保持远离辐射源，并确保在辐射源附近的人员都戴上辐射防护器具，如铅背心、铅手套等。

3.时间防护时间防护是指减少人员暴露于辐射场的时间。

辐射剂量与暴露时间成正比，所以减少暴露时间可以降低辐射剂量。

在外照射防护中，人员应尽量缩短在辐射场中工作的时间，并且根据工作需要合理安排工作顺序，减少辐射暴露时间。

4.射线监测与控制射线监测与控制是外照射防护中必不可少的环节。

通过不断监测辐射场的强度和辐射源的位置，可以及时采取相应的防护措施，比如调整屏蔽物的位置和厚度，确保人员在辐射场中的剂量不超过安全限值。

同时，也需要定期检查辐射防护设备的运行状况，以确保其正常工作。

二、内照射防护1.工作场所控制工作场所的控制是内照射防护的关键步骤。

通过严格管理放射性物质的进出和使用，可以有效减少人员接触放射性物质的机会。

工作场所应具备良好的通风系统和洁净度控制，以防止放射性物质的扩散和沉积。

工作人员应接受必要的培训，掌握正确使用和处理放射性物质的方法。

2.个人防护装备个人防护装备是内照射防护的重要手段。

在接触放射性物质的过程中，人员应佩戴合适的防护器具，如防护服、手套、口罩等，以避免直接接触和摄入放射性物质。

放射卫生学重点笔记

绪论核医学与放射防护的基础知识▲原子核(atomic nucleus)：由两种质量几乎相等的基本粒子－质子(Ｐ)和中子(Ｎ)组成，质子和中子统称为核子。

★元素：凡质子数相同的原子称为一种元素，它们的原子序数相同，因此具有相同的化学特性，是组成不同物质的基本单位。

但其原子核中的中子数可以不同，因而物理特性可有某些差异。

★核素：不仅质子数相同，而且中子数也相同，因而质量数相同，并处于同一能量状态的原子，称为一种核素。

★核数的表示方法如下：X是元素符号，Z表示质子数目（即原子序数），A表示核子数。

某些核素左上角质量数之后加m，表示该核素处于激发态，如99mTc★同位素：凡属于同一种元素的不同核素，它们在元素周期表中处于相同的位置，质子数相同而中子数不同，称为元素的同位素。

★同质异能素：核内中子数和质子数都相同但核所处能态不同的核素互为同质异能素。

★物理半衰期（T1/2）:放射性活度随时间按指数规律减少，其减少至一半所需要的时间称作物理半衰期。

生物半排期（Tb）:指生物体内的放射性核素经由各种途径（生物代谢）从体内排出一半所需要的时间。

有效半减期（Te）：指生物体内的放射性核素由于从体内排出（生物代谢）和物理衰变（放射性衰变）两个因素作用，减少至原有放射性活度的一半所需要的时间。

★放射性活度:放射性活度(简称活度)过去惯称放射性强度。

现用国际制单位的专门名称是贝可（Bq），定义为每秒一次衰变。

比活性：指单位质量物质的放射性活度，单位是Ｂq/g。

放射性浓度：为单位体积溶液内所含的放射性活度，单位是Ｂｑ/ｍl，亦有用单位摩尔物质的放射性活度来描述比活性的，单位是Ｂｑ/mol。

★★常用的三种核电子仪器：①自动定标器；②计数率仪；③脉冲高度分析器；第一章作用于人体的电离辐射源★初级宇宙射线：宇宙空间存在的许多高能粒子流。

次级宇宙射线：初级宇宙射线进入地球大气层后与大气层中固有的原子核相互作用产生级联效应或次级反应，形成次级宇宙射线。

外照射防护基本方法

外照射防护基本方法【原创版3篇】目录（篇1）1.外照射防护的背景和重要性2.外照射防护的基本方法a.时间防护b.距离防护c.屏蔽防护3.总结正文（篇1）外照射防护的背景和重要性电离辐射对人体的危害已经得到了广泛的认识，因此，如何有效地进行外照射防护是非常重要的。

外照射防护主要是针对电离辐射在外部环境对人体的照射进行防护，其目的是减少人体接受的辐射剂量，从而降低辐射对人体健康的危害。

外照射防护的基本方法外照射防护的基本方法包括时间防护、距离防护和屏蔽防护，这些方法通称“外防护三原则”。

a.时间防护：在辐射源剂量率不变的情况下，人体接受的辐射剂量与受照时间成正比。

因此，尽量减少在辐射源附近的工作时间，是减少辐射剂量的有效方法。

b.距离防护：在辐射源剂量率不变的情况下，人体接受的辐射剂量与距离的平方成反比。

因此，尽可能增加人体与辐射源之间的距离，可以有效地减小辐射剂量。

c.屏蔽防护：通过使用屏蔽材料，如铅板、混凝土等，对辐射源进行屏蔽，可以有效地减小辐射剂量。

总结外照射防护是保护人体免受电离辐射危害的重要措施。

通过时间防护、距离防护和屏蔽防护等方法，可以有效地减小辐射剂量，保护人体健康。

目录（篇2）1.外照射防护的背景和重要性2.外照射防护的基本方法3.时间防护、距离防护和屏蔽防护的具体操作方式4.外照射防护在实际工作中的应用5.外照射防护的效能和局限性6.结论：外照射防护的基本方法对于保护工作人员和环境的重要作用正文（篇2）一、外照射防护的背景和重要性电离辐射对人体和环境的危害已经得到了广泛的认识。

外照射防护就是为了防止电离辐射对人体和环境造成危害而采取的一系列措施。

外照射防护的基本方法包括时间防护、距离防护和屏蔽防护，这些方法在实际工作中得到了广泛的应用，有效地保护了工作人员和环境。

二、外照射防护的基本方法外照射防护的基本方法包括时间防护、距离防护和屏蔽防护。

1.时间防护：通过减少工作人员暴露在辐射下的时间，来降低辐射剂量。

外照射及其防护ppt课件

1.2 核电厂外照射的来源
I. γ外照射的来源
γ外照射是核电厂主要的辐射照射方式。由于核电站反应堆堆芯内进行的裂变反应和活化反应使得核岛厂房的某些系统、设备和废物带有放射性，成为γ外照射的辐射源。
1.2 核电厂外照射的来源
a) U裂变时产生的γ射线。 U在裂变过程中瞬时放出的γ射线，总能量约为8MeV，除低能γ光子外，主要是能量为2— 3MeV的γ光子，是反应堆屏蔽中需考虑的重要一次γ源。注意：只有堆运行时，才有裂变直接产生的γ 射线。
2.1 工作现场环境剂量率监测
② 中子剂量率的监测
除大量的γ剂量率仪TOTAL860供工作人员借用外，辐射防护现场值班室还配备有两台中子剂量率监测仪，供辐射防护工作人员在带功率条件下进入反应堆厂房时，进行现场中子剂量率的监测。
2.2 个人外照射剂量的监测
大亚湾核电站对个人外照射剂量的监测主要使用两种个人剂量计，一是直读式电子个人剂量计DM91；另一是热释光个人剂量计TLD。个人剂量计由辐射防护科剂量计收发室（位于控制区出入口）统一保管，工作人员进入控制区时领用，离开控制区时交还。

２）距离防护（distance protection )
距离防护法——尽量增加人体与辐射源之间的距离，以减小人体受照的剂量。
２）距离防护
I. 点状源的辐射场研究一个点状源，它向各个方向均匀地发出辐射。
对于点源来说，某点的剂量率与该点到源的距离
H ’ ∝ 1 / R2 式中，Ｈ’为点源外某点的剂量率；Ｒ为该点到
c) 一定要看清楚测量时显示的单位。TOTAL860的测量范围是1Sv/h~999.9mSv/h。因为TOTAL860表内有两个计数管，一个量程低，单位为Sv/h；一个量程高，单位为mSv/h

放射防护学重点

第一节1、确定性效应：指受照射剂量超过一定阈值后必然发生的辐射效应。

2、遗传效应：由生殖细胞受到损害而体现在其后代活体上的生物效应，属随机效应。

3、随机性效应：指效应的发生率（不是严重程度）与照射剂量的大小有关，这种效应在个别细胞损伤（主要是突变）时即可出现。

不存在阈剂量。

4、躯干效应：发生在被照射个体自身的生物效应。

5、辐射防护的基本原则：①实践的正当化②放射防护最优化③个人剂量限值6、外照射防护的基本方法：①时间防护：尽量缩短受照射时间以减少受照射剂量②距离防护：增加人体到辐射源的距离③屏蔽防护：在辐射源与人体之间设置吸收辐射的屏蔽体7、内照射防护的基本方法：①包容、隔离②净化、稀释③遵守规章制度、做好个人防护（①包容和隔离②净化和去污③排出与清除）8、辐射照射类型：①正常照射②潜在照射③实际照射④职业照射⑤医疗照射⑥公众照射9、X线等医疗设备与屏蔽物质（混凝土，铅等）的作用方式：①光电效应：γ光子主要与原子的内壳层电子相互作用。

γ射线的一个光子与内壳层电子相互作用时，光子能量全部交给电子，使其脱离原子自由运动，而光子本身则整个的被原子吸收②康普顿散射：入射光子与一个外层电子碰撞，光子的一部分能量传给电子并将它从原子中击出（称为反冲电子）减少了能量的光子，自身的运动方向也发生了变化③电子对产生：当入射光子能量大于1.02兆电子伏(既电子静止能量的2倍）时，γ光子与物质作用的第三种过程电子对产生就开始了。

γ光子在原子核的电场内完全被吸收，进而产生一对粒子—电子和负电子。

在此过程中，光子的能量一部分转化为两个电子的静止质量，剩余的部分则变为两个电子的动能。

10、直接模拟方法主要步骤：从物理问题出发模拟粒子的位置、能量、方向、质量、电荷，计算步长。

①确定初始状态S0：确定粒子的空间、能量、方向等的分布②输运、确定下一个碰撞点：确定中子的输运长度L后，再求出碰撞点的位置坐标③确定被碰撞的原子核：介质通常由几种原子核组成，中子与核碰撞时，要确定与那种核碰撞④确定反应类型：用离散型随机变量的抽样方法来确定反应类型⑤确定碰撞后的能量与运动方向⑥结果的估计与误差：穿透屏蔽中子个数是一个服从二点分布的随机变量第二节1、射线对机体的器官组织的影响分为高度敏感、中度敏感、轻度敏感和无敏感组织。

外照射防护的基本方法与措施

外照射防护的基本方法与措施
外照射防护的基本方法与措施对于外照射的基本防护措施一般有三种方法：时间防护、距离防护和屏蔽防护。

一、控制受照射时间：在一定的照射条件下，受照剂量的大小与受照时间成正比，照射时间越长，受照剂量就
越大。

所以在受到电离辐射照射的时候，要尽可能地缩短
电离对身体的照射时间，尽快地躲开存在电离辐射的地方，从而减轻电离辐射对人体的伤害。

二、增大辐射源与受照人员之间的距离：外照射剂量直接与距离辐射源的距离相关。

对于一个点状放射源来讲，辐射照射剂量与该源的距离平方成反比，因此假如离源的
距离增加1倍，那么照射剂量将近似降低4倍。

三、利用屏蔽材料：所谓屏蔽，就是在放射源和人体之间插入必要的吸收物质，使屏蔽层后面的电离辐射强度
能降低到所要求的水平，进而达到保护人体不受电离辐射
伤害的目的。

辐射安全与防护基础知识

放射源同位素与射线装置台账辐射安全和防护设施的运行于维护放射源管理规章制度 Kr85监测方案 Kr85放射源应急预案
第二部分电离辐射基础知识
电离辐射
是指能在生物物质中产生离子对的辐射放射性同位素与射线装置是常见的电离辐射源。
电离辐射源
一、密封型放射源；是密封在包壳或紧密覆盖层里的放射性物质。如后装机、密度计、测厚仪、探伤仪、钴－ 60 治疗仪
同位素：指原子核内具有相同的质子数和不同的中子数的核素，它们在元素周期表中处于同一位置。例如，氢的同位素有三种，氢 -1 、氢 -2 、氢 -3 ；铀的同位素有多种，常见铀 -235 、铀 -238 ；碘的同位素常用碘－ 125 、碘－ 131 。
放射性分类
分类（按来源）天然放射性自然界中天然存在的，如铀－ 238 、
（二）、剂量限制和潜在照射危险限制
对于个人受到正常照射以及受到潜在照射危险加以限制。
综合照射限制，保证个人不会受到不可接受的健康危险。
危险限制是对个人所受的潜在照射的限制。
（三）、辐射安全与防护的最优化
1 、最优化的对象：特定源的防护与安全，正常和潜在照射的最优化。
2 、最优化的目标：可合理达到的尽量低水平。 3 、最优化的约束条件：剂量约束值 4 、最优化的最终目的：正常照射防护定出最优化
射线及类型
原子核衰变时，发射出的粒子种类主要有 α 、 β 、 γ 、 x （光子）等，这些粒子作高速直线运动，称为 α 射线、 β 射线、 γ 射线、 x 射线。
放射性射线主要有 α 射线、 β 射线、 γ 射线、 x 射线。
不同射线的穿透能力比较： γ 、 x> β > α
放射性活度
吸收剂量的 SI 单位是焦耳每千克（ J.Kg -1 ），称为戈瑞，符号为 Gy 。历史上曾用拉德，符号为 rad 。 1Gy ＝ 100rad

放射卫生防护-讲解

放射卫生防护
任务既要积极有效的进行有益于人类的伴有
电离辐射的实践活动，又要最大限度的预防和缩小电离辐射对人类的危害。制定放射防护标准体系是放射卫生防护的重要内容。
确定性效应：也称为非随机性效应，是指发生的效应的严重程度和照射剂量的大小成正比，而且存在阈剂量的效应。
随机性效应：是指效应的发生率（而非严重程度）与剂量的大小有关，不存在阈剂量的效应。
遗传效应和辐射致癌效应就属于随机性效应。
随机性效应几率
确定性效应
严重程度
剂量
阈值剂量
放射卫生防护
目的一防止确定性效应的发生：确定一个低于阈剂
量的剂量限值,使人员在一生中或者全部工作时间所受的照射剂量都不会超过这个限值,就可以杜绝确定性效应的发生;
二限制随机性效应的发生率,使之达到被认为可以接受的水平：
正常情况下
受照群体照射部位和表述剂量
剂量限值
成人
由审管部门决定的连续5年的年平均有效剂量
任何一年中的有效剂量
20mSv 50mSv
眼和晶状体的年当量剂量
四肢(手足)或皮肤的年当量剂量
16－18 岁年有效剂量
实习生眼和晶状体的年当量剂量
剂量
四肢(手足)或皮肤的年当量剂量
150mSv 500mSv 6mSv 50mSv 150mSv
去污因子（DF）＝去去污污前后活活度度
吸附率吸附率＝去去污污后前活活度度＝1－去污率
放射性废物(radioactive waste)
含有放射性核素或被放射性核素所污染，其浓度或比活度大于审管机构确定的清洁控制水平，预期不会再被利用的废弃物。 “三废”：废液、废气、固态废物

放射卫生防护基本知识

放射卫生防护基本知识放射卫生防护基本原则与措施（一）放射防护的目的与原则目的：预防确定性效应，控制随机性效应放射防护的基本原则：1、放射实践的正当化：又称合理性判断，经过论证（进行代价与利益分析），某种辐射实践的利大于害，就是电离辐射实践正当化原则。

2、放射防护的最优化：可合理达到的尽量低的原则，即用最小的代价获得最大的净利益。

3、个人剂量限值：不可接受的剂量范围下限，即个人所受照射剂量不应超过规定的相应限值。

在医疗照射来说，就是要在保证疗效或诊断结果的前提下给予最适宜的剂量，选择最佳的条件与最适当的操作技术，把受照剂量减少到最低水平。

（二）放射卫生防护基本措施1、严格落实卫生部卫办监督发【2012】148号《卫生部办公厅关于规范健康体检应用放射检查技术的通知》：◆不得将放射检查列入儿童及婴幼儿的健康体检项目。

◆一般每年在健康体检中应用放射检查技术不超过1次。

◆健康体检应当优先使用普通X线摄影、CR；有条件的的地区，推荐使用DR取代普通X线摄影和CR检查。

健康体检不得使用直接荧光屏透视；除非有明确的疾病风险指征（如年龄在50周岁以上并且长期大量吸烟、心血管疾病风险评估为中高风险等），否则不宜使用CT；不得使用PET、PET/CT、SPECT和SPECT/CT。

◆医疗机构应当为受检者配备必要的放射防护用品，对非投照部位采取必要的防护措施；严格控制照射野范围，避免邻近照射野的敏感器官或组织受到直接照射；对育龄妇女腹部或骨盆进行X线检查前，应当确定其是否怀孕，不得对孕妇进行腹部或骨盆放射影像检查。

检查中除受检者本人外，不得允许其他人员留在机房内，受检者需要扶携或近身护理时，对扶携或护理者也应采取相应的防护措施。

2、严格遵宁《GB130-2013医用X射线诊断放射防护要求》：◆机房内布局要合理，应避免有用线束直接照射门、窗和管线口位置；不得堆放与该设备诊断工作无关的杂物；机房应设置动力排风装置，并保持良好的通风。

放射防护知识点

概念（定义），规律，物理量与单位，定理（公式），历史，应用绪论电离辐射和非电离辐射这门课程的内容the properties, detection, production of radiation, and interaction with various matters, and measurement of radiation，the radiation protecting methods, radiation bio-effect, evaluation of the safety level of radiation, and new materials of radiation protection第一章物质结构基础三大物理学发现1895年德国伦琴发现X射线1896年法国贝克勒尔发现了放射性1897年英国汤姆逊测定了电子的荷质比，证明了电子的存在卢瑟福核式结构模型光电效应（普朗克公式）氢原子光谱与巴尔末光谱线玻尔氢原子模型（三个假设，氢原子能级及其数值-13.6eV）康普顿-吴有训效应德布罗意物质波理论、德布罗意关系式量子力学的初步知识（非对易性、测不准原理，薛定谔方程、狄拉克方程，物质波波函数与概率性阐释，交换对称性，泡利不相容原理，费米-狄拉克分布、波色-爱因斯坦分布）原子中的4级量子数（n，l，m L，m s）元素的表示方法结合能、爱因斯坦质能公式放射性活度及其单位居里夫人的工作元素的衰变类型及衰变公式β衰变（王淦昌，间接方法测中微子）正电子湮灭，光子能量（511keV）元素的衰变规律，公式衰变常数半衰期平均寿命放射性活度与衰变常数及物质的量之间的关系，计算物理半衰期、生物半衰期、有效半衰期核自旋弛豫核磁共振磁共振的条件：hν=ΔE=γ(h/2π)B0或拉莫尔方程：ω=γB0MRI的梯度磁场第二章X射线的产生射线管原理及结构轫致辐射：特点，原理，极限波长的计算特征辐射：原理，能级图，特点，Kα线……辐射效率及其影响因素薄靶、厚靶实际焦点、有效焦点，阳极效应X射线的基本特性：物理、化学、生物X射线强度，量和质，滤过，影响因素铜和铝作为滤过板铝当量第三章电离辐射与物质的相互作用相互作用形式：光电吸收、康普顿-吴有训散射、电子对效应（赵忠尧）、光核反应、弹性散射（相干散射）相互作用的影响因素：原子序数、光子能量、各效应的原理及规律，原理图光电及散射对成像的影响质量阻止本领，射程传能线密度（线性能量传递）衰减系数、衰减规律（公式）转移系数吸收系数半价层单能窄束、单能宽束（累积因子，防护的）、连续能谱等衰减，有效原子序数第四章电离辐射的量和单位源：放射性活度场：粒子注量、能量注量、照射量吸收：吸收剂量、比释动能（Kerma），之间的关系效应：当量剂量（辐射权重因子）、有效剂量带电粒子平衡（CPE）照射量与吸收剂量的关系式记住单位，换算关系，物理意义第五章电离辐射的测量几种测量方法（6种）及原理，优缺点电离室的基本原理、结构带电粒子平衡、等效厚度电离室测剂量，换算布拉格-格瑞关系式第六章电离辐射的生物效应辐射来源天然本底辐射水平：2mSv/年人工：医疗、核动力、核试验等随机效应和确定性效应：概率，阈值躯体、遗传近期、远期直接作用、间接作用自由基影响效应的三大类因素：物理、生物、环境物理(射线种类、能量、剂量、剂量率、分次)低LET、高LET 水中3.5keV/μm相对生物学效应RBE半致死剂量D50/15生物，敏感性顺序（物种、部位、系统、器官、细胞、发育及分裂分化阶段）环境（温度、氧浓度）第七章电离辐射防护的基本原则和标准，监测与管理国际组织：ICRP、IAEA、ICRU防护的目的（防止……限制……达到……）、原则（正当性、限值、最优化）、方法（距离、时间、屏蔽）我国现行防护标准剂量限值：职业（20mSv/年）、公众（1mSv/年）医疗照射参考水平GB18871-2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准《放射诊疗管理规定》执业条件放射诊疗的设置与批准第八章电离辐射的外防护外照射防护的原理：距离、时间、屏蔽ALARA减少受检者剂量的一些措施需要记住的几个物理量：-13.6eV511keV3.5keV/μm2mSv/年，1mSv/年，20mSv/年1Ci=3.7*1010Bq，1R=2.58*10-4C/kg，1Rad=1cGy。

放射卫生学-第四章放射防护

经验公式估算法。
1
R
≈
—E 2
βmax
在β粒子能量较高时，与实际值符合得很好，
对于低能β射程的估算值偏大。
知道低原子序数材料的密度ρ ，可以估算出屏
蔽体的线性厚度d（cm）：
1
d
=
—ρE 2
βmax
几种材料的密度ρ（g· cm-2）
材料密度
空气纸有机玻璃塑料橡皮
0.001293 0.7~1.1
X射线机工作时辐射场有三种射线，即有用射线、X线管防护套的漏射线、经散射体后产生的散射线。防护设计原则即有效控制漏射线、散射线的量以及有用射线的合理安排，国内外对X射线机的防护性能都有统一的技术标准，查阅执行。
4、X射线机的防护设施
（1）X射线机房的防护要求
①选址：医用诊断X射线机机房的设置必须充分考虑邻室及周围场所的防护与安全，一般可设在建筑物底层的。
（2）距离防护(Distance)
剂量率与距离的平方成反比措施：远距离操作任何源不能直接用手操作；注意β射线防护。
（3）屏蔽防护
(Shielding)
设置屏蔽体屏蔽材料和厚度的选择：辐射源的类型、射线能量、活度等
屏蔽材料选择的一般原则
射线类型 α β
γ 、χ
中子
作用形式电离、激发电离、激发、轫致辐射
光电、பைடு நூலகம்普顿、电子对
弹性、非弹性、吸收
材料选择原则一般低 Z 材料低 Z 材料+高 Z 材料
高 Z 材料、含 H 低 Z 材料、含硼材料
常用屏蔽材料
铝、有机玻璃、混凝土、铅铅、铁、钨混凝土、砖水、石蜡、含硼聚乙烯
各种射线的穿透能力

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