第四章 内照射防护 大学课程《辐射与防护概论》课件
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放射防护概论PPT课件
人工电离辐射
人工放射性核素：
2 000多种，如 60Co, 137Cs, 90Sr, 131I, 140Ba等,医用放射性同位素 半衰期10年以上100种
射线装置：X线机、CT、医用加速器
正常情况下，人体接受的电离辐射年平均 剂量
来源
天然辐射 医学诊断 大气层核试验 切尔诺贝利核事故 核电站
年均剂量 （mSv）
医学照射使病人接受的有效剂量（mSv）
医学照射 胸部、口腔、四肢、手足X线诊断
大约剂量 （mSv）
0.01
相当天然本 底暴露时间
几天
颅骨、头部、颈部X射线诊断
0.1
乳腺X射线照相；髋部、脊柱、腹部、骨
1
盆X线诊断；头部CT ；肺部、肾同位素
扫描
肾和膀胱X射线诊断；胃钡餐；钡灌肠 ； 10 腹部CT ；骨同位素扫描
3.个人剂量及危险限值
▪ 个人受到所有有关实践合并产生的照射，应当遵守剂 量限值，或者在潜在照射的情形下遵守对危险的某些 控制。其目的是为了保证个人不会受到从这些实践来 的正常情况下被断定为不可接受的辐射危险。
▪ 不是所有的源都能在源的所在处采取行动施加控制， 所以在选定剂量限值前应先规定哪些源应包括在内作 为有关的源。
2. 防护的最优化
在进行实践的正当性分析之后，确定了要进行 涉及照射的实践，此时要进行防护最优化分析： 对一项实践中的任一特定源，个人剂量的大小， 受照的人数，以及在不是肯定受到照射的情形 下其发生的可能程度，在考虑了经济和社会因 素后，应当全部保持在可以合理做到的尽量低 的程度。
这一程度应当受到限制个人剂量的约束（剂量 约束），对潜在照射则应受到限制个人危险的 约束（危险约束），以便限制内在的经济和社 会判断容易带来的不公平。
放射卫生与防护第四章ppt课件
.
16
★集射罩 作用是对灯丝发射电子进行聚焦。 当灯丝发射大量电子后，接通高压时，电子将以高速飞向 阳极。由于电子之间相互排斥作用，致使电子呈散射状，特 别是在阳极电压较低的情况下，散射更为显著。为了能使电 子集中成束飞向阳极，将灯丝装入一个用镍或铁镍合金等制 成的长方形罩中，即集聚罩。集聚罩与灯丝的一端相接，从 而获得与灯丝相同的负电位，并借其几何形状，迫使电子成 束状飞向阳极，达到聚焦的目的。
目前，医学诊断用X线管的灯丝均绕成螺管状，灯 丝发射的电子经聚焦后，以细长方形轰击在靶面上， 形成细长方形的焦点，故称为线焦点。
实际焦点的大小(一般指宽度)，主要取决于聚焦罩 的形状、宽度和深度。
实际焦点越大(受轰击的靶面积越大，可承受的功 率值相应增加)，X线管的容量就越大,曝光时间就可 以缩短。
.
24
X射线管的焦点(focus)
实际焦 点
靶角 15°~19°
有效焦点
实际焦点面积 b×a 有效焦点面积 b sinθ×a
.
a、b与灯
丝形状有
关
25
有效焦点的标称值为一无量纲的数值，但目前，有 效焦点的标注方法仍用习惯标注法，有效焦点常以 正方形标注，如0.3mm×0.3 mm、1.8mm×1.8mm 等等。
.
32
★焦点的方位性
由于X线呈锥形辐射，所以在照射野不同方向上投影 的有效焦点不同，投影方位愈靠近阳极，有效焦点 尺寸愈小；愈靠近阴极，则有效焦点尺寸愈大(宽度 不变)。而且，若投影方向偏离管轴线和电子入射方 向组成的平面，有效焦点的形状还会出现失真。因 此，使用时应注意保持实际焦点中心、X线输出窗中 心与投影中心三点一线，即X线中心线应对准影像中 心。
.
放射物理与防护全套ppt课件
56
57
3）管电压的影响： 在相同mAs同种靶物质的条件下， X线的量与管电压的n次 方成正比。
58
3、X线的质 X线的质又称线质，它表示X线的硬度，即穿透物质本领的 大小。X线质完全由光子能量决定，而与光子个数无关。 在实际应用中是以管电压和滤过情况来反映 X 线的质。这 是因为管电压高、激发的X线光子能量大，即线质硬；滤过 板厚，连续谱中低能成分被吸收的多，透过滤过板的高能成 分增加，使 X线束的线质变硬。在滤过情况一定时，常用管 电压的千伏值来粗略描述X线的质。 在工作中描述X线质除千伏值外，还用半价层、半值深度等 物理量来表示X线质。
34
2、激发 高速电子通过物质时，作用于轨道电子，轨道电子获得 能量从低能态轨道跃迁到高能态轨道，这种现象称为激发。 此时原子处于受激态，不稳定。当该电子退激时（跃迁）， 获得的能量将以光能或热能的形式释出。外层轨道电子受激 退激时产生热能，内层轨道电子受激退激时产生射线。
35
3、散射 电子受到物质原子核库仑电场的作用而发生方向偏折，称 散射。散射对测量及防护都有一定程度的影响。
38
下图是使用钨靶 X 线管，管电流保持不变，将管电压从 20KV 逐步增加到 50KV ，同时测量各波段的相对强度而绘制成的 X 线谱。
39
2、连续X线的最短波长、最强波长、平均波长及最大光子 能量。
40
最短波长：
41
42
最强波长：
λ
最强
= 1.5 λ
min
平均波长 λ 平均 = 2.5λ
放射物理与防护
Radiological Physics and Radiation Protection
1
第一章 物质结构 一、原子的基本状况
辐射安全与防护培训PPT课件
放射药品使用许可证
• 放射诊疗工作按照诊疗风险和技术难 易程度分为四类管理：
• （一）放射治疗； • （二）核医学； • （三）介入放射学； • （四）X射线影像诊断。
辐射工作场所
• 钴60治疗机（放疗中心） • 放免检测（核医学科） • 放射性同位素治疗、诊断（碘131、125。
锝99等）（核医学科） • 直线加速器（放疗中心） • X线机 (放射科、手术室、口腔科、普外科
• 放射性污染事件应急预案领导小组。
• 组 长：党委书记、院长 • 副 组 长：分管院长 • 成 员：设备科、医务科、保健科、保卫
科等部门和涉及放射诊疗科室的负责人
• 由设备科、医务科、保卫科负责人和相关 人员组成调查小组，负责对放射性污染事 件的性质、危害程度等进行评估，判定放 射性污染事件的级别。
• 救援行动
• 应急处理工作应按照本预案规定的程序 科学有序地进行，采取边调查、边处理、 边抢救、边核实的方式，及时有效控制事 态发展。
• 扩大应急
• 对重大技术问题， 医院应急预案领导 小组不能及时控制突发事件的蔓延，要立 即申请地方政府或上级机关给予帮助或增 援。
• 应急恢复
•
根据放射性污染事件应急处理工作的进展和
相关职能科室的评估建议，领导小组办公室要向
医院领导小组适时提出解除警戒的建议，条件为：
事件得到控制，事件条件已经消除；事件中放射
性必要的防护措施足以保护公众免受污染，
并使事件的长期后果可能引起的照射剂量达到国 家标准水平。
• 应急结束
• 医院应急预案领导小组在应急恢复后宣 布应急响应结束，应急预案领导小组办公 室对放射性污染事件抢救工作进行总结评 审，内容包括事件概况、现场调查处理概 况、患者救治概况以及所采取的措施、效 果评价等。
第四章 内照射防护 大学课程《辐射与防护概论》课件
辐射类型求和；
Yi为放射性核素j每次核变化时发射第i种类型辐射的产额 Ei为i种类型辐射的平均能量或单一能量，MeV； Qi为i种类型辐射的品质因数； MT为靶器官的质量，g； AF（T←S）i为源器官S中每发射一次第i种类型辐射被靶 器官吸收的能量份额。
25
US为源器官S中的放射性核素在摄 入后50年的核变化总数。体内任一器官
四、内照射防护的基本方法
• 没有包壳、并有可能向周围环境扩散的放 射性物质，称为开放型或非密封放射性物 质
• 从事开放型放射性物质的操作，称为开放 型放射工作。进行开放型放射工作时，仍 应考虑缩短操作时间、增大与辐射源距离 和设置防护屏障，以防止射线对人体过量 的外照射，还应考虑防止放射性物质进入 人体所造成的内照射危害。
时，靶器官T中总的H50，T为
H50,T 1.6 1010
[Us SEE(T S)i ] j (Sv)
sj
i
(10-12)
29
待积有效剂量
将单次摄入放射性物质产生的待积器官
或组织当量剂量乘以相应的权重因子WT， 然后求和，就得出待积有效剂量。
E( ) WT HT ( )(Sv)
T
(10-13)
36
在气溶胶粒子大 小不明的情况下，通 常的做法是假定气溶 胶粒子的AMAD为 1μm。
37
ICRP 66号出版物用于辐射 防护的人呼吸道模型
ICRP 94年人呼吸道模型 由6部分组成：①形态学模型 。②生理学参数。③辐射生物 学考虑。④沉积模型。⑤廓清 模型。⑥剂量学。
38
39
呼吸道解剖学分区
11
第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
内照射防护的基本方法是
（1） “包容、隔离” （2）“净化、稀释” （3） “遵守规章制度、做好个人防护”
Yi为放射性核素j每次核变化时发射第i种类型辐射的产额 Ei为i种类型辐射的平均能量或单一能量，MeV； Qi为i种类型辐射的品质因数； MT为靶器官的质量，g； AF（T←S）i为源器官S中每发射一次第i种类型辐射被靶 器官吸收的能量份额。
25
US为源器官S中的放射性核素在摄 入后50年的核变化总数。体内任一器官
四、内照射防护的基本方法
• 没有包壳、并有可能向周围环境扩散的放 射性物质，称为开放型或非密封放射性物 质
• 从事开放型放射性物质的操作，称为开放 型放射工作。进行开放型放射工作时，仍 应考虑缩短操作时间、增大与辐射源距离 和设置防护屏障，以防止射线对人体过量 的外照射，还应考虑防止放射性物质进入 人体所造成的内照射危害。
时，靶器官T中总的H50，T为
H50,T 1.6 1010
[Us SEE(T S)i ] j (Sv)
sj
i
(10-12)
29
待积有效剂量
将单次摄入放射性物质产生的待积器官
或组织当量剂量乘以相应的权重因子WT， 然后求和，就得出待积有效剂量。
E( ) WT HT ( )(Sv)
T
(10-13)
36
在气溶胶粒子大 小不明的情况下，通 常的做法是假定气溶 胶粒子的AMAD为 1μm。
37
ICRP 66号出版物用于辐射 防护的人呼吸道模型
ICRP 94年人呼吸道模型 由6部分组成：①形态学模型 。②生理学参数。③辐射生物 学考虑。④沉积模型。⑤廓清 模型。⑥剂量学。
38
39
呼吸道解剖学分区
11
第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
内照射防护的基本方法是
（1） “包容、隔离” （2）“净化、稀释” （3） “遵守规章制度、做好个人防护”
辐射防护ppt课件
第四章 辐射防护 RADIATION PROTECTION
1
放射性标志
2
内容提要
1. 辐射剂量单位 ① 照射量 ② 吸收剂量 ③ 当量剂量
2. 作用于人体的辐射源 ① 天然本底辐射 ② 医疗辐射 ③ 其他人工辐射
3
内容提要
3. 放射对人体的影响 ①确定性效应与随机效应 ②辐射损伤化学基础
4. 辐射防护的原则与措施 ①原则 ②外照射防护措施 ③内照射防护
Radiation need not be feared, but it must be respected.
6
概述
核医学辐射的特点
（1）对病人主要是内照射 （即放射性核素进入人体内 产生的照射），对医务人员 主要是外照射（即放射性核 素从人体外发射的射线对人 体产生的照射），但管理不 当也可产生内照射。
三、其他人工辐射源
1.火力发电站 火力发电站释放的主要放射性核素是钍（Th） 和23
第三节 放射线对人体的影响
一、确定性效应和随机效应
国际放射防护委员会(International Commission of Radiation Protection，ICRP) 26号出版物按剂量—效应关 系把辐射生物效应分为确定性效应和随机效应。
0.6
1.2 0.07 0.005 2.4
10 0.1 0.1
20
第二节 作用于人体的辐射源
二、医疗辐射
目前，医疗照射在公众受到的人工辐射源照射中居于首位。 医疗照射总的变化趋势是：一方面受检人数逐年增加；另一
方面由于技术装备的不断改进，做同样项目的检查受到的照 射逐年降低。
21
第二节 作用于人体的辐射源
33
1
放射性标志
2
内容提要
1. 辐射剂量单位 ① 照射量 ② 吸收剂量 ③ 当量剂量
2. 作用于人体的辐射源 ① 天然本底辐射 ② 医疗辐射 ③ 其他人工辐射
3
内容提要
3. 放射对人体的影响 ①确定性效应与随机效应 ②辐射损伤化学基础
4. 辐射防护的原则与措施 ①原则 ②外照射防护措施 ③内照射防护
Radiation need not be feared, but it must be respected.
6
概述
核医学辐射的特点
（1）对病人主要是内照射 （即放射性核素进入人体内 产生的照射），对医务人员 主要是外照射（即放射性核 素从人体外发射的射线对人 体产生的照射），但管理不 当也可产生内照射。
三、其他人工辐射源
1.火力发电站 火力发电站释放的主要放射性核素是钍（Th） 和23
第三节 放射线对人体的影响
一、确定性效应和随机效应
国际放射防护委员会(International Commission of Radiation Protection，ICRP) 26号出版物按剂量—效应关 系把辐射生物效应分为确定性效应和随机效应。
0.6
1.2 0.07 0.005 2.4
10 0.1 0.1
20
第二节 作用于人体的辐射源
二、医疗辐射
目前，医疗照射在公众受到的人工辐射源照射中居于首位。 医疗照射总的变化趋势是：一方面受检人数逐年增加；另一
方面由于技术装备的不断改进，做同样项目的检查受到的照 射逐年降低。
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第二节 作用于人体的辐射源
33
《辐射安全防护》课件
保障公众安全。
详细描述
现场人员应穿戴防护服，采取适当的 个体防护措施，如佩戴口罩、手套等 。
迅速查明泄露源，采取措施控制污染 范围，如封闭泄漏区域、清理泄漏物 质等。
一旦发现放射性物质泄露，应立即启 动应急预案，组织专业人员赶赴现场 。
及时向相关部门报告，并配合相关部 门进行调查处理，确保公众安全。
培训内容与方法
辐射基础知识
介绍辐射的概念、种类、危害及防护 措施等基础知识。
操作规程与安全要求
详细讲解各种设备的操作规程和安全 要求，确保员工正确操作。
应急处理方法
培训员工在发生辐射事故时的应急处 理方法和流程，提高应对能力。
案例分析与讨论
通过分析典型案例，加深员工对辐射 安全防护重要性的认识，提高实际操 作能力。
害。
辐射工作场所的安全防护
划定控制区
根据辐射源的特性和强 度，划定辐射工作场所 的控制区，并设置明显
的警示标识。
安全设施
配备必要的安全设施， 如防护门、防护窗、通 风设施等，确保工作场
所的安全性。
监测与记录
对工作场所的辐射强度 进行实时监测，并做好 记录，确保符合国家相
关标准。
定期检查
对工作场所的安全设施 进行定期检查，确保其
在此添加您的文本17字
总结词：核电站事故的辐射安全防护涉及多个方面，包括 事故发生时的紧急响应、控制辐射外泄、人员撤离和后续 处理等。
在此添加您的文本16字
现场人员应按照应急预案的要求，采取适当的防护措施， 如穿戴防护服、佩戴口罩和手套等。
在此添加您的文本16字
详细描述Βιβλιοθήκη 在此添加您的文本16字现场指挥应迅速组织人员撤离，并确保撤离路线安全，避 免受到辐射物质的伤害。
详细描述
现场人员应穿戴防护服，采取适当的 个体防护措施，如佩戴口罩、手套等 。
迅速查明泄露源，采取措施控制污染 范围，如封闭泄漏区域、清理泄漏物 质等。
一旦发现放射性物质泄露，应立即启 动应急预案，组织专业人员赶赴现场 。
及时向相关部门报告，并配合相关部 门进行调查处理，确保公众安全。
培训内容与方法
辐射基础知识
介绍辐射的概念、种类、危害及防护 措施等基础知识。
操作规程与安全要求
详细讲解各种设备的操作规程和安全 要求，确保员工正确操作。
应急处理方法
培训员工在发生辐射事故时的应急处 理方法和流程，提高应对能力。
案例分析与讨论
通过分析典型案例，加深员工对辐射 安全防护重要性的认识，提高实际操 作能力。
害。
辐射工作场所的安全防护
划定控制区
根据辐射源的特性和强 度，划定辐射工作场所 的控制区，并设置明显
的警示标识。
安全设施
配备必要的安全设施， 如防护门、防护窗、通 风设施等，确保工作场
所的安全性。
监测与记录
对工作场所的辐射强度 进行实时监测，并做好 记录，确保符合国家相
关标准。
定期检查
对工作场所的安全设施 进行定期检查，确保其
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总结词：核电站事故的辐射安全防护涉及多个方面，包括 事故发生时的紧急响应、控制辐射外泄、人员撤离和后续 处理等。
在此添加您的文本16字
现场人员应按照应急预案的要求，采取适当的防护措施， 如穿戴防护服、佩戴口罩和手套等。
在此添加您的文本16字
详细描述Βιβλιοθήκη 在此添加您的文本16字现场指挥应迅速组织人员撤离，并确保撤离路线安全，避 免受到辐射物质的伤害。
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。
辐射安全与防护基础知识PPT
22
γ相 机
探测人体内放射性核素发射出的γ光子，经 发现放射性药物在正常与异常组织器官的不同反映 对脏器中放射性核素的分布进行一次成像和连续动态观察。
23
SPECT 单光子发射计算机断层扫描装置
获得人体内放射性核素的三维立体分布图像，探头可以围绕病人某
一脏器进行360°旋转的γ相机
24
医 用 直 线 加 速 器
1
2
3
电 原子核与
磁
电子结合
力
核
质子与
力 中子结合
++ +
能 核与电子
级 处于不同
结 的能量状 构态
核力是短程强作用力 〉〉电磁力
原子核
中子
质子
电子 (电子云) 原 子半径 10-10 m 原子核半径 10-14 m
4
具有确定质子数和中子数的原子核称做核素
核素 氦-4 碳-12 碳-13 碳-14
11
核辐射的来源
（一）天然放射性 （二）人工放射性
（1）宇宙射线
来自太阳系生星际的质子、中子，电子，
各种介子等高速粒子；
（2）宇生放射性核素 射线与大气层地表元素作用产生的3H
14C 7Be 22Na等；
（3）原生放射性核素 地壳中自有的（A）铀系、锕-铀系，钍
系衰变系列核素（B）40K 87Rb等无衰变系列的长寿命放射性核素
一个铀-235核参与裂变反应所产生的能量
15
巨大的 能量
核技术基础知识 核技术基础知识
原子核 的贡献
强有力 的射线
核能工程
核技术
16
γ辐照装置
湿式贮源辐照装置全景图
干式贮源辐照装置全景图
γ相 机
探测人体内放射性核素发射出的γ光子，经 发现放射性药物在正常与异常组织器官的不同反映 对脏器中放射性核素的分布进行一次成像和连续动态观察。
23
SPECT 单光子发射计算机断层扫描装置
获得人体内放射性核素的三维立体分布图像，探头可以围绕病人某
一脏器进行360°旋转的γ相机
24
医 用 直 线 加 速 器
1
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电 原子核与
磁
电子结合
力
核
质子与
力 中子结合
++ +
能 核与电子
级 处于不同
结 的能量状 构态
核力是短程强作用力 〉〉电磁力
原子核
中子
质子
电子 (电子云) 原 子半径 10-10 m 原子核半径 10-14 m
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具有确定质子数和中子数的原子核称做核素
核素 氦-4 碳-12 碳-13 碳-14
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核辐射的来源
（一）天然放射性 （二）人工放射性
（1）宇宙射线
来自太阳系生星际的质子、中子，电子，
各种介子等高速粒子；
（2）宇生放射性核素 射线与大气层地表元素作用产生的3H
14C 7Be 22Na等；
（3）原生放射性核素 地壳中自有的（A）铀系、锕-铀系，钍
系衰变系列核素（B）40K 87Rb等无衰变系列的长寿命放射性核素
一个铀-235核参与裂变反应所产生的能量
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巨大的 能量
核技术基础知识 核技术基础知识
原子核 的贡献
强有力 的射线
核能工程
核技术
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γ辐照装置
湿式贮源辐照装置全景图
干式贮源辐照装置全景图
辐射防护试题题库大学课程《辐射防护概论》课件
辐射防护试题题库大学课程《辐射防护概论》课件辐射防护7.1 辐射量的定义、单位和标准描述X和γ射线的辐射量分为电离辐射常用辐射量和辐射防护常用辐射量两类。
前者包括照射量、比释动能、吸收剂量等。
后者包括当量剂量、有效剂量等。
所谓“剂量”是指某一对象接收或“吸收”的辐射的一种度量。
7.1.1 描述电离辐射的常用辐射量和单位1、照射量(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。
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电次级电子(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dQdm种符号的(带正电或负电的)离子的总电荷的绝对值。
其定义为除以的所得dQP,的商，即: dmdQ式中——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 ——体积球的空气质量用图表示1立方厘米的干燥空气，其质量为0.001293克，这些次级电子是光子从0.001293克空气中打出来的，它们在0.001293克空气中的里面和外面都形成离子，所有这些离子都计算在内，而在0.001293克外产生的次级电子发射形成的离子则不计算在内。
,1CKg照射量(Ρ)的SI单位为库仑/千克，用称号表示，沿用的专用单位为伦琴，用字母R表示。
1伦的照射量相当于在标准的状况下(即0?，1大气压)1立方厘9米的干燥空气产生1静电位(或2.083×10对离子)的照射量叫1伦琴。
-10？1静电单位=3.33×10库伦3-6cm1干燥空气质量为0.001293克=1.293×10千克,103.33，10-41伦==2.58×10库伦/千克 ,61.293，10-10一个正(负)离子所带的电量为4.8×10静电单位，1伦是在干燥空气中产生1静电-109单位的电量，所以产生的电子对数为1/4.8×10=2.083×10对离子。
辐射安全与防护知识培训培训课件
• 电磁力 将原子核与电子结合
• 核力
将核中质子与中子结合
核与电子处于不同的能量状态(能级结构) 核力>>>电磁力，核力是短程力，只有在
距离很短的时候才发生作用
辐射安全与防护知识培训
4
• 核素 ：具有确定质子数和中子数的原子核的一种 统称
• 同位素：质子数相同而中子数不同的核素
核素 氢 氘 氚
碳-12 碳-13 碳-14
辐射安全与防护知识培 训
• 一放射性基础知识 • 二电离辐射及其生物效应 • 三辐射安全与防护 • 四柳钢放射源使用和管理现状 • 五电磁辐射介绍
辐射安全与防护知识培训
2
现代原子结构
Hale Waihona Puke ++ + 辐射安全与防护知识培训
原子核 中子 质子 电子 (电子云)
3
原子半径：10-10m 原子核半径：10-14m
20
常见射线的基本性质
种类 符号 电荷 质 量
α
（e) ( u )
β
α
4He +2 4.00279
β
e± ±1 5.486×10-4
0
0
质 子 p +1 1.007276
中 子 n 0 1.008665
辐射安全与防护知识培训
21
αβγ对物质电离作用的比较
电离过程 径迹 比电离 穿透能力
直接
直接
间接
• α粒子是由高速运动的氦原子核（又称α射线） 组成的，所以它在磁场中的偏转方向与正离子流 相同。
• 它的电离作用大，贯穿本领小，在空气中的射程 只有几个厘米。
辐射安全与防护知识培训
9
β衰变
《辐射安全与防护》课件
空气中的放射性物质
空气中存在的氡气等放射性气体，也是天然辐射源之一。
人为辐射源
核能设施
核电站、核燃料循环设施 等核能设施在运行过程中 会产生辐射。
医学应用
放射性诊断和治疗过程中 使用的仪器和药物也会产 生辐射。
其他工业应用
某些工业生产过程中使用 的放射性物质，如荧光剂 、夜光涂料等。
辐射对人体的影响
CHAPTER 05
辐射事故应急处理与案例分 析
辐射事故应急处理流程
事故报告与响应
一旦发生辐射事故，应立即向 相关部门报告，启动应急响应
机制。
现场处置与救援
组织专业人员赶赴现场，采取 措施控制事故扩大，开展救援 工作。
伤员救治与转运
对受伤人员进行紧急救治，必 要时进行转运至医疗机构。
事故调查与评估
THANKS FOR WATCHING
感谢您的观看
辐射相关的法律法规
01
02
03
04
《中华人民共和国放射 性污染防治法》
《中华人民共和国核安 全法》
《中华人民共和国环境 保护法》
《中华人民共和国职业 病防治法》
CHAPTER 04
辐射防护措施与技术
辐射防护的基本原则
辐射防护的目标
保护工作人员和公众免受辐射危害，确保辐射设 施的安全运行。
辐射防护的原则
辐射的特性
辐射具有穿透性、能量传 递性和生物效应等特性， 可对人体健康产生影响。
辐射的单位
描述辐射强度的常用单位 有西弗（Sv）、毫西弗（ mSv）、微西弗（μSv） 等。
辐射安全与防护的重要性
保护工作人员健康
促进核技术应用发展
合理有效的辐射安全与防护措施可以 Байду номын сангаас低工作人员受到的辐射危害，保障 其健康。
空气中存在的氡气等放射性气体，也是天然辐射源之一。
人为辐射源
核能设施
核电站、核燃料循环设施 等核能设施在运行过程中 会产生辐射。
医学应用
放射性诊断和治疗过程中 使用的仪器和药物也会产 生辐射。
其他工业应用
某些工业生产过程中使用 的放射性物质，如荧光剂 、夜光涂料等。
辐射对人体的影响
CHAPTER 05
辐射事故应急处理与案例分 析
辐射事故应急处理流程
事故报告与响应
一旦发生辐射事故，应立即向 相关部门报告，启动应急响应
机制。
现场处置与救援
组织专业人员赶赴现场，采取 措施控制事故扩大，开展救援 工作。
伤员救治与转运
对受伤人员进行紧急救治，必 要时进行转运至医疗机构。
事故调查与评估
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辐射相关的法律法规
01
02
03
04
《中华人民共和国放射 性污染防治法》
《中华人民共和国核安 全法》
《中华人民共和国环境 保护法》
《中华人民共和国职业 病防治法》
CHAPTER 04
辐射防护措施与技术
辐射防护的基本原则
辐射防护的目标
保护工作人员和公众免受辐射危害，确保辐射设 施的安全运行。
辐射防护的原则
辐射的特性
辐射具有穿透性、能量传 递性和生物效应等特性， 可对人体健康产生影响。
辐射的单位
描述辐射强度的常用单位 有西弗（Sv）、毫西弗（ mSv）、微西弗（μSv） 等。
辐射安全与防护的重要性
保护工作人员健康
促进核技术应用发展
合理有效的辐射安全与防护措施可以 Байду номын сангаас低工作人员受到的辐射危害，保障 其健康。
【新整理】辐射安全与防护ppt课件
结合实际工作，阐释法律法规
Chapter 2 放射工作人员安全和防护制度
1、辐射安全和防护知识教育培训与考核 辐射工作单位应当对直接从事生产、销售、使用
活动的工作人员进行安全和防护知识教育培训，并进 行考核，考核不合格，不得上岗。辐射安全关键岗位 应当由注册核安全工程师担任。 2、放射工作人员健康监督
辐射事故应急处理制度
Chapter 1 辐射事故的概念和分级
•辐射事故:是指放射源丢失、被盗、失控，或者放射性同位素和
射线装置失控导致人员受到意外的异常照射。 ➢辐射事故的分级
根据辐射事故的性质、严重 程度、可控性和影响范围等因 素，从重到轻将辐射事故分为 特别重大辐射事故、重大辐射 事故、较大辐射事故和一般辐 射事故四个等级。
较大辐射事故，是指Ⅲ类放射源丢失、被盗、失控，或者放射性
辐射事故应急处理制度
Chapter 1 辐射事故的分级与类型
同位素和射线装置失控导致9人以下（含9人）急性重度放射病、局部 器官残疾。
一般辐射事故，是指Ⅳ类、Ⅴ类放射源丢失、被盗、失控，或者放
射性同位素和射线装置失控导致人员受到超过年剂量限值的照射。
辐射安全管理制度
Chapter 1 辐射安全许可制度
1.1 辐射安全许可证的申请和颁发 ➢ 辐射工作单位应当依法取得辐射安全许可证 ➢ 有下列情形之一应重新申请许可证：A、改变所从事活动的种类或范
围。B、新建或者改建、扩建设施场所的 ➢ 许可证有效期为5年。有效期届满，需要延续的，应当于许可证有效
应承担的法律责任
转入、转出放射性同位素未按照规定备案；将放 射性同位素转移到外省、自治区、直辖市使用， 未按照规定备案；将废旧放射源交回生产单位、 返回原出口方或者送交放射性废物集中贮存单位 贮存，未按照规定备案
《内照射的防护》课件
在使用个人防护用品前，应了解其使用方法和注意事项，避免因误用而造成危害。
应急处理措施
应制定针对放射性事故的应急 预案，明确应急组织、通讯联 络、现场处置等方面的要求。
在发生放射性事故时，应迅速 启动应急预案，采取有效的应 急措施，控制事故扩大。
事故处理后应对现场进行清理 和恢复，并对事故原因进行调 查分析，总结经验教训，加强 防范措施。
04
内照射防护的实践应用
放射性工作场所的防护措施
放射性工作场所应具备有效的辐 射屏蔽设施，以减少放射性物质
泄漏的风险。
放射性工作场所应设置适当的通 风系统，以降低空பைடு நூலகம்中放射性物
质浓度。
放射性工作场所应定期进行辐射 监测，确保辐射水平符合相关标
准。
个人防护用品的使用
从事放射性工作的人员应穿戴适当的个人防护用品，如防护服、手套、口罩等。 个人防护用品应定期检查和维护，确保其性能和有效性。
促进放射性物质在体内代谢
通过合理饮食和药物治疗等措施，促进体内放射性物质的代谢，使其尽快排出体外。
减少对重要器官的照射
保护重要器官
在接触放射性物质时，应采取措施保护重要器官，如眼睛、 甲状腺、性腺等。
控制照射剂量
在可能的情况下，应控制照射剂量，以减少对重要器官的损 伤。对于高剂量照射情况，应采取特殊措施控制剂量。
03
内照射防护的方法
表面污染的去除
去除污染源
立即去除或隔离表面污染 源，防止污染扩散。
清洁表面
使用适当的清洁剂和消毒 剂，对表面进行彻底清洁 和消毒。
个人防护措施
穿戴适当的个人防护装备 ，如化学防护服、化学防 护眼镜和化学防护手套等 。
体内污染的排除
应急处理措施
应制定针对放射性事故的应急 预案，明确应急组织、通讯联 络、现场处置等方面的要求。
在发生放射性事故时，应迅速 启动应急预案，采取有效的应 急措施，控制事故扩大。
事故处理后应对现场进行清理 和恢复，并对事故原因进行调 查分析，总结经验教训，加强 防范措施。
04
内照射防护的实践应用
放射性工作场所的防护措施
放射性工作场所应具备有效的辐 射屏蔽设施，以减少放射性物质
泄漏的风险。
放射性工作场所应设置适当的通 风系统，以降低空பைடு நூலகம்中放射性物
质浓度。
放射性工作场所应定期进行辐射 监测，确保辐射水平符合相关标
准。
个人防护用品的使用
从事放射性工作的人员应穿戴适当的个人防护用品，如防护服、手套、口罩等。 个人防护用品应定期检查和维护，确保其性能和有效性。
促进放射性物质在体内代谢
通过合理饮食和药物治疗等措施，促进体内放射性物质的代谢，使其尽快排出体外。
减少对重要器官的照射
保护重要器官
在接触放射性物质时，应采取措施保护重要器官，如眼睛、 甲状腺、性腺等。
控制照射剂量
在可能的情况下，应控制照射剂量，以减少对重要器官的损 伤。对于高剂量照射情况，应采取特殊措施控制剂量。
03
内照射防护的方法
表面污染的去除
去除污染源
立即去除或隔离表面污染 源，防止污染扩散。
清洁表面
使用适当的清洁剂和消毒 剂，对表面进行彻底清洁 和消毒。
个人防护措施
穿戴适当的个人防护装备 ，如化学防护服、化学防 护眼镜和化学防护手套等 。
体内污染的排除
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24
SEE（T←S）、US和待积当量剂量 SEE为源器官S对靶器官T产生的比有效能量。在ICRP 30
号出版物中对于任何一种放射性核素j，源器官对靶器官的比
有效能量由下式给出：
SE (T ES)j
i
YiE iA(T F S)iQ i (MeV·g-1/核变化)
M T
(10—8)
式中，是对源器官S中放射性核素j的每次核变化产生所有
摄入量和吸收量 通过吸入、食入、完好皮肤或皮肤伤
口进入体内的放射性核素的量称为摄入量 （intake），单位为Bq。吸收量（uptake） 是指吸收到体液（主指血液）中去的放射 性核素的量，即从摄入部位转移到身体器 官或组织的量，单位为Bq。摄入量新定义 不含皮肤和伤口的摄入。
14
3 .放射性核素在人体内的代谢 描述吸入或食入放射性核素在体
6
第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
放射性核素在体内的主要代谢途径
7
第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
（1）食入
• 放射性物质经口进入体内，主要是衣物、器具、水 源被污染
• 在通常情况下，食品被放射性物质污染较为少见
• 工作人员可能经被污染的手接触食品而将放射性物 质转移到体内
• 当环境介质受到放射性物质污染时，则有可能通过 食物、饮用水等导致居民和工作人员长时间摄入放 射性物质
• 某些水生植物和鱼类能浓集某些放射性核素，经食 用，而造成人体内放射性核素的沉积。要密切关注 放射性事故是否造成对环境的污染。
8
第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
（2）吸入
放射性气体、气溶胶逸入空间，会使 空气受到不同程度的污染，有时还很 严重，工作人员或公众通过呼吸将这些放 射性物质吸入体内。空气被污染是造成放 射性物质经呼吸道进入体内的主要途径。
16
吸入 呼吸道 模型
食入
胃肠道 模型
粪排泄
a1 组织隔室
1
转移隔室
a2 组织隔室
2
a3 组织隔室
3
ai 组织隔室
i
fu 膀胱
排泄
ff 胃肠道模型
尿排泄
周身粪排泄
图10.2 放射性核素在体内各隔室中的动力学模型
17
放射性核素的滞留和排泄
几个概念 在摄入、沉积或吸收后的给定时刻，沉积
在一个隔室、一个器官或全身内放射性核素的 量称为滞留量，单位是Bq。被体液吸收的物质 称为周身性物质（Systemic material）
第四章 内照射防护
第一节 内照射防护的基本原则与基本方法 第二节 内照射剂量的估算方法
1
第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
因工作内容及条件不同，工作人员所受照射 可能仅有外照射或内照射，也可能两者皆有。同 一数量的放射性物质进入人体后引起的危害，大 于其在体外作为外照射源时所造成的危害；这是 因为进入人体后组织将受到连续照射，直至该放 射性核素衰变完了或全部排出体外为止；同时也 因α射线、低能β射线等辐射的所有能量均将耗尽 在组织或器官内的缘故。
21
参考人 具有ICRP关于参考人
工作小组的报告（ICRP第 23号出版物）中所规定的 解剖学特征和生理学特征 的人称为参考人。
22
23
源器官 靶器官 进入体内的放射性核素可分布到
身体的不同组织和器官，其中含有大 量该放射性核素的组织或器官称为 “源组织”或“源器官”；吸收辐射 能量的组织或器官称为“靶组织”或 “靶器官”。根据上述定义，源器官 本身有时也是一个靶器官，靶器官本 身有时也是一个源器官。
11
第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
内照射防护的基本方法是
（1） “包容、隔离” （2）“净化、稀释” （3） “遵守规章制度、做好个人防护”
12
放射性核素的摄入模式 体内放射性核素的摄入，就其发生的时间 进程来说，可以分类两种截然不同的摄入
模式： 连续（慢性）摄入和单次（急性）摄入。
13
i
辐射类型求和；
Yi为放射性核素j每次核变化时发射第i种类型辐射的产额 Ei为i种类型辐射的平均能量或单一能量，MeV； Qi为i种类型辐射的品质因数； MT为靶器官的质量，g； AF（T←S）i为源器官S中每发射一次第i种类型辐射被靶 器官吸收的能量份额。
18
滞留函数 描述滞留量与时间
的关系的函数为滞留函 数。滞留函数的负导数 即是排泄函数。
19
排泄函数 描述每天经由尿
或粪便排出的物质的 量与时间的关系的函 数为排泄函数。
20
4. ICRP 使用的各种代谢模型 为了剂量计算的需要，
ICRP曾使用过呼吸道模型、胃 肠道模型、骨模型等，并提出 参考人的概念，推荐了参考人 有关器官和组织的质量。
9
第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
（3）通过皮肤吸收
完好的皮肤提供了一个有效防止大部分 放射性物质进入体内的天然屏障。但是， 有些放射性蒸气或液体（如氧化氚蒸气、 碘及其化合物溶液）能通过完好的皮肤而 被吸收。当皮肤破裂时，放射性物质可以 通过皮下组织而被吸收进入体液。
10
第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
四、内照射防护的基本方法
• 没有包壳、并有可能向周围环境扩散的放 射性物质，称为开放型或非密封放射性物 质
• 从事开放型放射性物质的操作，称为开放 型放射工作。进行开放型放射工作时，仍 应考虑缩短操作时间、增大与辐射源距离 和设置防护屏障，以防止射线对人体过量 的外照射，还应考虑防止放射性物质进入 人体所造成的内照射危害。
4
第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
二、内照射防护的基本原则
内照射防护的基本原则是制定各种规 章制度，采取各种有效措施，阻断放射性物 质进入人体的各种途径，在最优化原则的范
围内，使摄入量减少到尽可能低的水平。
5
第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
三、 放射性物质进入 人体内的途经
放射性物质进入人体内的途径有三种， 即放射性核素经由食入、吸入、皮肤（完 好的或伤口）进入体内，从而造成放射性 核素的体内污染。下图概括了放射性核素 进入人体内的途径及其在体内的代谢过程
内代谢的函数是非常复杂的，为方便 起见，采用一些便于计算的简单模型 来描述放射性核素在体内的转移。内 照射剂量估算中所用的模型是以假设 核素在体内的代谢可用一系列库室（ 隔室）来描述为基础的。
15
体内放射性核素的代谢动力学模型 放射性核素被吸入或食入后，将
以一定的速率向体液（转移隔室a） 转移，其速率由呼吸系统和胃肠道中 不同库室的速率常数以及放射性衰变 常数决定。然后，向身体不同器官和 组织（组织隔室b、c、d、i）转移。 其转移过程用图下表示。
SEE（T←S）、US和待积当量剂量 SEE为源器官S对靶器官T产生的比有效能量。在ICRP 30
号出版物中对于任何一种放射性核素j，源器官对靶器官的比
有效能量由下式给出：
SE (T ES)j
i
YiE iA(T F S)iQ i (MeV·g-1/核变化)
M T
(10—8)
式中，是对源器官S中放射性核素j的每次核变化产生所有
摄入量和吸收量 通过吸入、食入、完好皮肤或皮肤伤
口进入体内的放射性核素的量称为摄入量 （intake），单位为Bq。吸收量（uptake） 是指吸收到体液（主指血液）中去的放射 性核素的量，即从摄入部位转移到身体器 官或组织的量，单位为Bq。摄入量新定义 不含皮肤和伤口的摄入。
14
3 .放射性核素在人体内的代谢 描述吸入或食入放射性核素在体
6
第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
放射性核素在体内的主要代谢途径
7
第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
（1）食入
• 放射性物质经口进入体内，主要是衣物、器具、水 源被污染
• 在通常情况下，食品被放射性物质污染较为少见
• 工作人员可能经被污染的手接触食品而将放射性物 质转移到体内
• 当环境介质受到放射性物质污染时，则有可能通过 食物、饮用水等导致居民和工作人员长时间摄入放 射性物质
• 某些水生植物和鱼类能浓集某些放射性核素，经食 用，而造成人体内放射性核素的沉积。要密切关注 放射性事故是否造成对环境的污染。
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第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
（2）吸入
放射性气体、气溶胶逸入空间，会使 空气受到不同程度的污染，有时还很 严重，工作人员或公众通过呼吸将这些放 射性物质吸入体内。空气被污染是造成放 射性物质经呼吸道进入体内的主要途径。
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吸入 呼吸道 模型
食入
胃肠道 模型
粪排泄
a1 组织隔室
1
转移隔室
a2 组织隔室
2
a3 组织隔室
3
ai 组织隔室
i
fu 膀胱
排泄
ff 胃肠道模型
尿排泄
周身粪排泄
图10.2 放射性核素在体内各隔室中的动力学模型
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放射性核素的滞留和排泄
几个概念 在摄入、沉积或吸收后的给定时刻，沉积
在一个隔室、一个器官或全身内放射性核素的 量称为滞留量，单位是Bq。被体液吸收的物质 称为周身性物质（Systemic material）
第四章 内照射防护
第一节 内照射防护的基本原则与基本方法 第二节 内照射剂量的估算方法
1
第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
因工作内容及条件不同，工作人员所受照射 可能仅有外照射或内照射，也可能两者皆有。同 一数量的放射性物质进入人体后引起的危害，大 于其在体外作为外照射源时所造成的危害；这是 因为进入人体后组织将受到连续照射，直至该放 射性核素衰变完了或全部排出体外为止；同时也 因α射线、低能β射线等辐射的所有能量均将耗尽 在组织或器官内的缘故。
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参考人 具有ICRP关于参考人
工作小组的报告（ICRP第 23号出版物）中所规定的 解剖学特征和生理学特征 的人称为参考人。
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源器官 靶器官 进入体内的放射性核素可分布到
身体的不同组织和器官，其中含有大 量该放射性核素的组织或器官称为 “源组织”或“源器官”；吸收辐射 能量的组织或器官称为“靶组织”或 “靶器官”。根据上述定义，源器官 本身有时也是一个靶器官，靶器官本 身有时也是一个源器官。
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第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
内照射防护的基本方法是
（1） “包容、隔离” （2）“净化、稀释” （3） “遵守规章制度、做好个人防护”
12
放射性核素的摄入模式 体内放射性核素的摄入，就其发生的时间 进程来说，可以分类两种截然不同的摄入
模式： 连续（慢性）摄入和单次（急性）摄入。
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i
辐射类型求和；
Yi为放射性核素j每次核变化时发射第i种类型辐射的产额 Ei为i种类型辐射的平均能量或单一能量，MeV； Qi为i种类型辐射的品质因数； MT为靶器官的质量，g； AF（T←S）i为源器官S中每发射一次第i种类型辐射被靶 器官吸收的能量份额。
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滞留函数 描述滞留量与时间
的关系的函数为滞留函 数。滞留函数的负导数 即是排泄函数。
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排泄函数 描述每天经由尿
或粪便排出的物质的 量与时间的关系的函 数为排泄函数。
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4. ICRP 使用的各种代谢模型 为了剂量计算的需要，
ICRP曾使用过呼吸道模型、胃 肠道模型、骨模型等，并提出 参考人的概念，推荐了参考人 有关器官和组织的质量。
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第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
（3）通过皮肤吸收
完好的皮肤提供了一个有效防止大部分 放射性物质进入体内的天然屏障。但是， 有些放射性蒸气或液体（如氧化氚蒸气、 碘及其化合物溶液）能通过完好的皮肤而 被吸收。当皮肤破裂时，放射性物质可以 通过皮下组织而被吸收进入体液。
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第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
四、内照射防护的基本方法
• 没有包壳、并有可能向周围环境扩散的放 射性物质，称为开放型或非密封放射性物 质
• 从事开放型放射性物质的操作，称为开放 型放射工作。进行开放型放射工作时，仍 应考虑缩短操作时间、增大与辐射源距离 和设置防护屏障，以防止射线对人体过量 的外照射，还应考虑防止放射性物质进入 人体所造成的内照射危害。
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第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
二、内照射防护的基本原则
内照射防护的基本原则是制定各种规 章制度，采取各种有效措施，阻断放射性物 质进入人体的各种途径，在最优化原则的范
围内，使摄入量减少到尽可能低的水平。
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第一节 内照射防护的基本原则与基本方法
三、 放射性物质进入 人体内的途经
放射性物质进入人体内的途径有三种， 即放射性核素经由食入、吸入、皮肤（完 好的或伤口）进入体内，从而造成放射性 核素的体内污染。下图概括了放射性核素 进入人体内的途径及其在体内的代谢过程
内代谢的函数是非常复杂的，为方便 起见，采用一些便于计算的简单模型 来描述放射性核素在体内的转移。内 照射剂量估算中所用的模型是以假设 核素在体内的代谢可用一系列库室（ 隔室）来描述为基础的。
15
体内放射性核素的代谢动力学模型 放射性核素被吸入或食入后，将
以一定的速率向体液（转移隔室a） 转移，其速率由呼吸系统和胃肠道中 不同库室的速率常数以及放射性衰变 常数决定。然后，向身体不同器官和 组织（组织隔室b、c、d、i）转移。 其转移过程用图下表示。