外照射人均年有效剂量计算公式
X射线探伤室的辐射防护
X射线探伤室的辐射防护X射线探伤室的辐射防护口林雪峰…罗青苗（[1】重庆市辐射环境监督管理站重庆400015;[2】长江师范学院重庆408003）摘要:近年来各行业x射线探伤作业使用逐渐的增多，伴随x射线探伤的使用,x射线探伤室的辐射防护能力逐渐引起人们的重视.X射线探伤机在对工件进行照射的工况下,x射线通过主射,漏射, 散射,对作业场所及周围环境产生辐射影响.因此,针对X射线探伤室的辐射防护能力及对探伤作业人员以及公众的辐射影响分析，是本文要阐述的重点.关键词:辐射防护现状原理剂量中图分类号:TL7文献标识码:A文章编号:1007—3973（2010）02-029—02x射线能穿透物质,在穿透物质时由于物质的吸收使得X射线的强度减弱.当射线穿透有缺陷（如气孔，裂纹，夹渣或夹砂等）的部位，无缺陷部位时，由于物质密度的差异对x射线吸收的能力不同，从而透过物质的x射线强度发生差异，通过感光胶片形成曝光差异.当射线穿过（照射）物质时，该物质的密度越大，射线强度减弱得越多，即射线能穿透过该物质的强度就越小.利用这一原理,从而快速便捷，无损伤，精确地检测工件内部多种缺陷（裂纹，夹渣，气孑L等）.适用于航空，造船，冶金，化工及机械制造等行业.IX射线探伤室的辐射防护1.1X 射线探伤机工作原理X射线探伤机是利用x射线对物件进行透射拍片的检测装置.x射线机主要由x射线管和高压电源组成.x射线管由安装在真空玻璃壳中的阴极和阳极组成.l5月极通常是装在聚焦杯中的钨灯丝，阳极靶则根据应用的需要，由不同的材料制成各种形状，一般用高原子序数的难融金属（如钨，铂，金，钽等）制成•当灯丝通电加热时，电子就"蒸发"出来,而聚焦杯使这些电子聚集成束,x射线管两极间的高压使电子束向阳极靶射击•高速电子轰击靶体产生x射线• 射线探伤是利用射线可穿透物质和在物质中有衰减的特性来发现工件内部缺陷的一种探伤方法•当这些射线穿过（照射）物质时，该物质的密度越大，射线强度减弱得越多，即射线能穿透过该物质的强度就越小•1.2实例分析1.2.1x射线探伤室现状.以某单位X射线探伤室为例，探伤室平面图见图1,探伤室墙体均为现浇混凝土，混凝土的密度是2.35g/cm.X射线探伤室占地216m~,由曝光室,操作室，暗室等组成，其中曝光室内空尺寸为18m~12mx6.5m=1404m墙体厚度0.8m现浇混凝土;天棚为30cm的实心预制板.曝光室东北侧天棚处设一30cmx30cm排风扇;北侧墙设工作出入防护大门：并没有迷道, 迷首宽1.1m,长约8m,迷道墙厚为0.6m现浇混凝土结构.■『圈I童■生|图1曝光室的工件出入防护大门，工作人员出入防护门均为钢架结构铅门，防护大门Pb 当量为14mmPb工作人员出入防护门Pb当量为5mmPb.该探伤室使用探伤机的最大条件是300kV,5mA,主射墙为东墙.X射线探伤室每天摄片约20 张，每次照射时间平均3〜5min;每年工作250天，每张片按5分钟计算，共计417小时.1.2.2辐射防护能力分析(1)相关公式1)主射线Hx qxU日，XH=8.73x10 一xGxIx60式中:K——减弱倍数.H――x线探伤机额定工作条件下,x线的输出率((3y/h) I ---- 探伤机额定电流(mA)G――探伤机发射率(R/mAmin)HLH ――剂量约束值(Gy/h)R――参考点距离(m)U—〜定向因子q――居留因子8.73x10 一:转换系数(Gy/R).2)散射线:.里兰.HE X 5式中:a——散射系数(铁为2%).s ---- 散射面积(m2)R.――出线孑L距散射体距离(m)R：――散射点至参考点距离(m)3)漏射线爿I x gHu~xr式中:H1 ――探伤机的X漏射射剂量率(<5mGy/h);4)厚度d=TVLIogKTVL ――十值层厚度：d——屏蔽材料厚度(2)标准要求根据标准《工业X射线探伤放射卫生防护标准》(GBZ11720061:要求探伤室屏蔽墙外30cm处空气比释动能率不大于 2.5pGy/h.根据标准《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2OO2):由审管部门决定的连续5年的年平均有效剂量(但不可作任何追溯性平均)20mSv:实践使公众中有关关键人群组的成员所受到的年平均剂量估计值不应超过限值1mSv.科协i仑坛?2010年第2期(下)一一(3)结果分析公用一定电压，300kV.曩定电疽$mAI探伤机发射牢：289P,/m~min铁数射系数2%; 参教散射面积0.1钿l鼎点雁敕射点厦离R等n钿;漏射计量率($m6y/h.舭计算己建瞬时J.体阻值计算｝件计掉厚度(％)屏蔽蔽厚度厚度剂量结果I6y/h主射散射漏射％PSv,h东墙乏5蛾8//璃足屏主毫|IJ"l:11--1/16畦要求南墙广一满足25/2&O0^ 2ullqll蔽要求西墙~,59g25/0003 公众t 卜llq'18nO 娅北暗r,-3.,m牌/公众I卜Itq"l800蔽要求天棚足屏Z5/n艘公众I1tq-Ill6蔽要求防护.Sm98足屏///I4n18大门l尸IiO=l蔽要求1)瞬时剂量均按现有墙体的屏蔽厚度进行计算•2)所有计算均基于探伤机是固定，并定向向东墙方向照射的情况•3)本计算均为理论保守值，未考虑工件钢的屏蔽作用•由计算结果可以看出，各墙体屏蔽能力满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)及《工业x射线探伤放射卫生防护标准》(GBZIl7 —2006)要求.天棚厚度足够，能有效屏蔽X射线，产生的天空散射十分微弱.1.2.3剂量估算(1)计算公式按照联合国原子辐射效应科学委员会(UNSCEAR)――2000年报告附录A,X 一丫射线产生的外照射人均年有效剂量当量按下列公式计算：日，二xtxkxlO式中:H 一年有效剂量当量(mSv/a);K ――吸收剂量对有效剂量当量的换算系数(Sv/Gy);D叶一空气吸收剂量率(nGy/h):T_一年受照时间(h/a)(2)剂量核实计算结果1)工作人员根据《工业X射线探伤放射卫生防护标准》(GBZII7-2006) 要求,探伤室墙体外30cm处的汁量率不大于2.5pGy/h:且假设全年专用探伤室探伤任务417h均由同一人完成，则根据估算公式可以计算得工作人员的受照剂量为 1.04mSv/a低于其剂量管理限值25mSv/a,满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871.2002)的剂量限值要求.2)公众成员考虑最不利因素，公众成员在车间停留时间按探伤机年工作时间的八分之一计，其受到的最大瞬时剂量率为:2.57Sv/h,公众受照剂量为.0.13mSv/a低于其剂量管理限值lmSv/a,满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB1887I —2002)的剂量限值要求.由以上剂量估算结果可知，该x射线探伤室在运行过程中,对周围的辐射工作人员和公众成员所附加的年有效剂量均小于年有效剂量约束值，能满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871—2002)中剂量限值的要求.1_3其他辐射防护措施在x射线探伤室的辐射防护能力能够满足国家标准要求的同时，也要注意一些细微之处：(1)丧失屏蔽原因分析:x射线探伤机机头是用重金属屏蔽包围住的，因各种原因(如检修，调试，改变照射角度等)可能无意中将探伤机的屏蔽块，机架上的屏蔽物等移走，或随意加大照射面积，改变主射方向，使设备丧失自身屏蔽作用，导致相邻的屏蔽墙外出现高剂量率，人员受到不必要的照射.安全预防措施:检修,调试应由专业技术人员进行，绝不允许随便拆走探伤机及机架上的屏蔽材料，不允许加大照射面积.完好的剂量探测器和剂量报警仪，联锁装置等,可mm.纵深防御.X 射线探伤室的防护屏蔽结构，包括混凝土屏蔽墙和周围填土层，不得擅自改变，削弱，或破坏防护屏蔽结构，如开孔洞,挖沟,取土等.(2)人员滞留在机房内原因分析：工作人员进入曝光室后来全部撤离，仍有人滞留在机房内某个不易察觉的地方，在开机前,未完全充分搜寻，从而意外地留了下来，因此受到大剂量照射.安全预防措施:撤离机房时应清点人数，应按搜寻程序进行查找，防止人员滞留在作业场所；室内滞留人员就近按下紧急停机开关.(3)联锁装置失效原因分析：由于门机联锁装置失效，防护门未关闭或探伤机工作时门被开启，射线仍然能发射,造成射线外泄，可能对工作人员及公众成员产生较大剂量照射.安全预防措施:定期检查探伤室的灯光警示装置及门机联锁装置的有效性，发现故障及时清除，严禁违规操作.对于本项目涉及的安全控制措施的各机构及电控系统，制定定期检查和维护制度.确保安全装置随时处于正常工作状态.放射工作场地因某种原因损坏，公司应立即停止使用，修复后再投入使用.(4)出现较预定值更高的束流强度原因分析：探伤机电器元件故障，电源不稳,控制器失误等原因使束电流加大，导致高强度柬流射向屏蔽不足的区域. 安全预防措施:探伤机配置故障报警系统，可及时发现故障:交流净化电源为设备提供稳压电源，过压，欠压过流报警，消除电流冲击等功能；辐射监测器和报警系统可用作针对这类事件进行人员防护和纵深防御措施.⑸人误原因分析：不了解探伤机的基本结构和性能，缺乏操作经验和辐射安全防护知识，安全观念淡薄，无责任心;违反操作规程和有关规定，操作失误;管理不善，领导失察等，是人为因素造成辐射事故的最大原因.安全预防措施:放射工作人员必须加强专业知识学习，加强防护知识培训，避免犯常识性错误.力口强职业i酋德修养，增强责任感, 严格遵守操作规程和规章制度；管理人员应强化管理，加强监测.(6)铅门应由有资质的单位制作安装，屏蔽门的门体与墙体重叠长度大于门与墙间隙的10倍.穿越防护墙的导线，导管等不影响其屏蔽防护效果.抽风装置安装位置应避开了主射线方向，不影响探伤室的屏蔽效果；探伤室应每天按时排气通风，防止由辐射产生的臭氧浓度过高，危害操作人员身体健康. (7)辐射工作人员和专职管理人员应进行辐射防护安全培训，并取得了合格证.辐射工作人员办理个人剂量计，并建立了健康体检档案.2结语本文就一已建好的x射线探伤室为例，对X射线探伤室的辐射防护能力进行了分析研究.X射线探伤这一行业近几年来不断发展壮大，在带来可观的经济效益的同时，也给职业人员和广大公众带来附加照射，因此,x射线探伤室的辐射防护能力体现的尤为突出.X射线探伤室末建前应做系统的环境影响评价，并取得国家相关的资格证书，建造时要做到"三同时",建造好后要请有资质的单位验收，安全防护无小事•参考文献：[1】《工业x射线探伤放射卫生防护标准)XGBZ117 —2006)IS].【2]《电离辐射防护与辐射源安全基本标准~(Gm887i —20O2)【S]【3]李星洪等.辐射防护基础[M ].原子能出版社,1982.斟协论I云?2010年第2期(下)。
应用Geant4计算光子外照射对人体产生的有效剂量
应用Geant4计算光子外照射对人体产生的有效剂量李明生;欧向明;牛昊巍;程金生【摘要】在Geant4中构建ORNL程式化混合模体,应用此模体计算不同能量下平行光子入射的人体有效剂量.计算结果以吸收剂量与空气比释动能比值的形式呈现.计算结果与ICRP74值进行了对比验证.【期刊名称】《中国医学装备》【年(卷),期】2010(007)007【总页数】4页(P14-17)【关键词】ORNL模体;有效剂量;蒙特卡洛方法;光子【作者】李明生;欧向明;牛昊巍;程金生【作者单位】中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所,北京,100088;中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所,北京,100088;中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所,北京,100088;中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所,北京,100088【正文语种】中文【中图分类】R1441 引言有效剂量是辐射防护中的一个重要的危险评估量，有效剂量作为防护量，无法直接测量。
一种方法是应用蒙卡程序模拟出重要辐射敏感器官的当量剂量，根据ICRP60报告[1]中的辐射敏感器官组织权重因子得到有效剂量；另外一种是通过已经算好的器官剂量转化系数得到人体有效剂量，例如ICRP74报告[2]中的器官剂量转化系数。
在蒙卡软件Geant4中构建一个ORNL[3]混合模体，应用此模体计算人体侧面照射时的有效剂量。
混合模体是指把男性与女性的一些性器官组合到一起形成的模体，应用此模体可以直接计算各种几何条件下人体器官的当量剂量值和人体有效剂量。
模体主要器官体积与参考体积进行了对比，有效剂量值与ICRP74报告中的系数值进行了对比验证。
2 材料和方法2.1 Geant4中构建模体方法Geant是英文“几何与追踪”（Geometry And Tracking）的缩写，是一种利用蒙特卡洛模拟粒子通过物质整个物理过程的软件平台。
这个软件适用于几乎所有已知的物理粒子，并且可以覆盖绝大多数的粒子反映过程。
放射卫生学重点知识点总结
放射卫生学重点知识点1、天然本底照射的类型，各种类型的放射性核素（天然、人工、宇生、原生、氡，食入，吸入等）、陆地外照射致成人年有效剂量，人类活动增加的辐射、被确定为职业照射的人类活动增加的辐射是什么?答：（1）天然本底照射的类型：宇宙射线（初级宇宙射线、次级宇宙射线），陆地辐射、增加了的天然照射。
（2）各种类型的放射性核素致成人年有效剂量：1)天然本底照射2.4mSv①宇宙射线年有效剂量 0.38 mSv；宇生放射性核素 0.01 mSv ( 3H是0.01μSv，7Be是0.03μSv，14C是12μSv，22Na是0.15μSv )。
②陆地辐射（原生放射性核素40K 238U 232Th）：外照射 0.46 mSv，照射（除氡）0.23 mSv。
氡222Rn：吸入：1.2 mSv（室1.0 mSv，室外0.095mSv），食入：0.005 mSv；220Rn吸入：0.07 mSv。
2）人工辐射人均年有效剂量：医疗照射0.4 mSv ，大气层核试验0.005 mSv ，切尔诺贝利核电站事故0.002 mSv ，核能生产0.0002 mSv。
人工辐射源对职业人员产生的照射年有效剂量0.6 mSv。
（3）人类活动增加的辐射：磷酸盐加工、金属矿石加工、铀矿开采、锆砂、钛色素生产、化石燃料、石油和天然气提取、建材、钍化合物、废金属工业。
（4）被确定为职业照射的人类活动增加的辐射是：机组人员所受的宇宙辐射。
2、新建房屋和已建房屋，氡及其短寿命字体的浓度限值是多少？答：新建住房年平均值≦100Bq/立方米，已建住房年平均值≦200Bq/立方米。
3、理解天然辐射和人工辐射答：（1）天然辐射源：自然界存在的能释放出放射线的物质。
包括宇宙射线、陆地辐射。
（2）人工辐射源：人工生产的能释放电离辐射的装置或经加工提炼的天然辐射源。
包括核技术的军事应用、核技术的和平利用（核能、放射性核素的生产和应用、医用辐照、核事故）。
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。
电离辐射安全与防护基础知识
临床症状 效应
DNA损伤
细胞死亡
体细胞 生殖细胞
功能障碍 不孕
确定性效应 多细胞死亡导致
细胞变异
体细胞 生殖细胞
肿瘤
随机性效应 单一细胞变异导致 遗传效应
个体不同发育阶段的辐射敏感性
个体出生前，辐射敏感性最强，随着个体发育 过程的推进，其对辐射的敏感性会逐渐降低。 个体出生后，幼年的辐射敏感性要比成年时高， 而老年时由于机体各种功能的衰退，其对辐射 的耐受力则又明显低于成年期。即
放射性污染与非放射性污染的异同
放射性污染最主要的特点：看不见、听不到、闻不 到、摸不着、感觉不到，只能依靠仪器监测到。其 危害程度比非放射性污染要大 ，主要体现在： ①放射性物质的毒性大； ②不能自然降解，有些反而易被浓集，难以治理； ③持续时间长，有的半衰期同地球的寿命相当； ④公众心理影响较大。 共同点：同其它污染物一样，放射性可以当作众多 环境污染因素中的一个因子。
放射性与非放射性有毒化学物质的毒性比较
总体上说，放射性要比化学物质的毒性大。 一般来讲化学毒物多表现为急性，放射性的影 响多表现为慢性。 放射性的毒性比工业中最普通的毒物（氯气） 要高出3×106～2×109倍。 氰化钾（KCN）是剧毒物质，对小鼠的半致死 剂量为15mg/kg(体重)，而Pu-239对小鼠的半致 死剂量为0.82mg/kg(体重)，即Pu-239的毒性是 氰化钾的约18倍。
内就可能死亡，最终死亡率100％。
常用放射性核素毒性分组表
极毒组
210Po、226Ra、233U、234U、238Pu、239Pu、 241Am、242Cm、252Cf
高毒组
32Si、60Co、90Sr、144Ce、152Eu、192mIr、210Pb、210Bi 、237Np
公众有效剂量率计算
公众有效剂量率计算公众有效剂量率是用来衡量人体受到辐射的剂量的一个重要指标。
在核辐射、医学影像、射线治疗等领域，人们经常接触到各种不同类型的辐射，了解公众有效剂量率的计算方法对于保护公众健康至关重要。
公众有效剂量率是指人体受到辐射后，身体组织或器官所吸收的辐射剂量与辐射源对人体产生的风险之间的比例关系。
它的计量单位是西弗（Sv），是国际公认的辐射剂量的单位。
计算公众有效剂量率的方法是将人体各个部位的辐射剂量加权求和。
不同部位对辐射的敏感度不同，因此需要对各个部位的剂量进行加权处理。
国际上通常使用国际辐射防护委员会（ICRP）制定的组织加权因子来进行加权计算。
以X射线检查为例，X射线检查是常见的医学影像检查方法，可以帮助医生发现疾病或损伤。
在接受X射线检查时，人体会暴露在X 射线辐射下，因此需要计算出公众有效剂量率来评估患者的辐射暴露情况。
需要知道X射线检查的辐射剂量。
不同类型的X射线检查，所产生的辐射剂量也不同。
例如，胸部X射线检查的剂量通常比骨盆X射线检查的剂量要小。
医院通常会记录患者接受的X射线检查的剂量。
然后，使用组织加权因子对各个器官的剂量进行加权处理。
组织加权因子是根据人体各个器官对辐射的敏感度来确定的。
例如，甲状腺对辐射的敏感度较高，因此其组织加权因子较大，而皮肤对辐射的敏感度较低，其组织加权因子较小。
将各个器官的加权剂量进行加和，得到公众有效剂量率。
公众有效剂量率的计量单位是西弗（Sv），表示人体每年受到的有效剂量。
需要注意的是，公众有效剂量率的计算是基于统计学模型和假设的，因此存在一定的不确定性。
此外，公众有效剂量率只是评估辐射对人体健康的风险，具体的影响还要考虑辐射的时间、频次和个体的敏感度等因素。
公众有效剂量率的计算可以帮助评估人体受到的辐射剂量和辐射风险。
在核辐射、医学影像、射线治疗等领域，合理控制辐射剂量对于保护公众健康至关重要。
因此，对于公众有效剂量率的计算方法有着重要的研究和应用价值。
放射性核素在核医学应用中的辐射剂量估算
放射性核素在核医学应用中的辐射剂量估算曹瑛;邱小平;葛双【摘要】采用一种估算方法来研究放射性核素在核医学应用中的辐射剂量水平。
选取临床上常用的几种诊疗用放射性核素,分别采用剂量系数法和点源模型估算内照射与外照射剂量。
并对比其他估算方法,分析受照剂量存在差异的原因。
结果发现,单次核医学诊断所致患者的全身待积有效剂量最高可达1.63 Sv,对 A、B 类医护人员造成的单次有效剂量分别为1.48μSv 和1.15μSv。
本研究估算结果稍大于实测有效剂量,小于其他估算结果。
该估算模型可作为核医学放射性核素辐射剂量水平的一种有效估算方法。
%To study the level of radiation dose on nuclear medicine of radionuclides with estimation method.We chose some diagnostic and therapeutic radionuclide to estimate the dose of internal radiation and external exposure with the estimation model of the dose coefficient method and point source.The results showed that the effective dose that patient suffered in a single diagnostic CNM procedure was up to 1.63 Sv;the single effective dose that A and B medical staffs suffered were 1.48 μSv and 1.15 μSv.The dosage level of some part of Diagnostic radionuclide beyond medical guidance level.The estimation results was slightly larger than the measured effective dose,less than other bined with the actual situation,the estimation model can be used as an effective estimation method of the radiation dose level of nuclear medicine radionuclide.【期刊名称】《同位素》【年(卷),期】2015(000)003【总页数】7页(P171-177)【关键词】放射性核素;诊断;治疗;辐射剂量【作者】曹瑛;邱小平;葛双【作者单位】南华大学核科学技术学院，湖南衡阳 421001;南华大学核科学技术学院，湖南衡阳 421001;南华大学核科学技术学院，湖南衡阳 421001【正文语种】中文【中图分类】TL72利用放射性同位素进行核医学诊断和治疗过程中不仅会产生放射性废物，污染环境；同时滞留在患者体内的放射性同位素，还会给患者、医务人员、家属及公众带来额外的辐射照射，存在一定的辐射危害风险[1]。
某医院放射性同位素应用场所的辐射防护效果分析与评价
第４２卷 第４期２０２３年１１月铀 矿 冶ＵＲＡＮＩＵＭＭＩＮＩＮＧＡＮＤＭＥＴＡＬＬＵＲＧＹＶｏｌ．４２ Ｎｏ．４Ｎｏｖ．２０２３收稿日期：２０２３ ０５ ０５第一作者简介：张厚军（１９８５—），男，黑龙江鹤岗人，学士，工程师，主要从事辐射防护研究。
某医院放射性同位素应用场所的辐射防护效果分析与评价张厚军，王文斌（核工业北京化工冶金研究院，北京１０１１４９）摘要：同位素在核医学科的成像、诊断和治疗方面的应用越来越普遍，同位素的应用给辐射工作者和公众带来了潜在辐射危害。
通过探究某医院核医学科的放射防护措施，在监测、分析及现场调查的基础上，评估了该医院放射性同位素应用场所的辐射防护效果。
结果表明，该核医学科放射工作场所周围的辐射水平低于标准中规定的剂量限值，估算的年有效剂量小于管理目标值，符合辐射防护相关标准。
该医院各场所屏蔽体的屏蔽效果良好，核医学科场所的屏蔽是可行的。
关键词：辐射防护；核医学；放射性同位素；有效剂量；辐射水平中图分类号：Ｘ５９１；Ｒ１４４ 文献标志码：Ａ 文章编号：１０００ ８０６３（２０２３）０４ ００７６ ０６犇犗犐：１０．１３４２６／ｊ．ｃｎｋｉ．ｙｋｙ．２０２３．０５．０１ 近年来，核医学在疾病诊治中的应用十分广泛，并发挥着极为重要的作用。
在临床医学诊疗服务过程中，放射性同位素可能给工作人员和公众带来辐射危害［１］。
核医学科已成为当代医学中不可缺少的一门学科［２］，完善核医学科的放射防护管理措施，加强放射医疗工作者和公众的放射防护管理，能够有效减少个人受照剂量［３］。
目前科研工作者对核医学科放射防护管理方面已经进行了大量的研究，为进一步加强预防性放射防护［４］，提高核医学科的辐射防护水平，笔者实地调查了多所医院核医学科，并选取了１所典型医院，对其核医学科辐射环境现状进行了监测。
在对监测结果分析的基础上，评估各项辐射防护设施和措施的有效性，明确对放射医疗工作者和公众的辐射危害的可接受程度，并提出改进措施或建议。
外照射剂量计算算法
12.7 外照射剂量计算算法12.7.1剂量计算算法的临床实现进程总的来说，剂量计算算法在被应用到临床之前要经历一系列变革步骤。
了解这个用户看不见的变革步骤以及这个步骤的组成项目是很有教育意义的。
对用户来说，了解了这一点能帮助建立治疗计划的QA项目。
12.7.1.1剂量计算算法的发展剂量计算算法就是尽可能精确的预测剂量在病人体内任意一点的分布。
因为射线与人体组织辐射反应的相当复杂，并且实际应用时为了增加计算速度，剂量计算算法必须取物理模型的近似值。
这是剂量计算算法的内在限制。
结果这些剂算法的应用在某些条件下是计算精度很高，但在其他另一些复杂条件下是精度不够。
通常来说，更长运算时间的复杂剂量计算算法的不确定度要小于简单的剂量计算算法。
常用的剂量计算算法会在下一节细节做详细的讨论。
剂量算法的优化是一个治疗计划系统中很重要的因素。
一些系统制造商在治疗计划系统中提供了不止一个的剂量算法。
12.7.1.2剂量计算算法软件的开发一旦剂量计算的数学公式被发现，算法就可以被转化成计算机代码。
这些编码过程需要软件的如下支持：（1）接受与病人影像资料或者轮廓数据；（2）允许描画靶体积和正常组织；（3）确定射线几何参数和射野形状；（4）允许对辅助设备的附加支持，例如楔形板，挡铅和多叶准直器（MLC）等；（5）可以为相关的机器和与病人有关的参数进行精确的剂量计算；（6）可以提供简易的治疗计划评估和优化；（7）可以在显示器上提供计划设计的结果；（8）可以通过网络或打印机对计划进行输出。
事实上，软件中大部分代码用来信息管理，只有相当少的代码被用来剂量计算。
尽管购买者可以通过选择不同的软件来选择想要的剂量算法，但是购买者并不能精确的知道算法如何被写成代码。
考虑到计算速度的需要，软件的有时候会简化原原来的数学公式，这样计算结果就会产生一定的误差。
12.7.1.3 剂量计算算法所需数据的输入所有算法都需要输入某些形式的治疗数据。
架空输变电线路耐张线夹高空X_射线探伤辐射环境监测与评价
0引言耐张线夹作为“三跨”区段架空输电线路的关键连接部件，一旦投入使用，就不易拆卸更换［1］。
耐张线夹的压接质量直接影响输电线路的安全稳定运行，采用X 射线探伤检测技术，能及时发现耐张线夹内部存在的缺陷［2］。
随着X 射线探伤检测设备向小型化发展，小型脉冲X 射线机与数字平板探测器组成的脉冲X 射线数字成像系统成为耐张线夹探伤检测的一种新技术［3］。
本文以广西某220kV 跨高速路架空输电线路耐张线夹作为典型探伤元件，研究小型脉冲式XRS-3型X 射线数字成像系统的高空探伤检测，通过对该系统探伤检测的场所开展辐射环境监测，验证地面监督区和控制区设置的合理性，评价系统高空探伤检测对工作人员和公众成员产生的辐射影响，为监管部门及核技术利用企业的辐射安全管理提供数据支撑。
1研究对象1.1探伤检测设备本次架空耐张线夹探伤检测设备为脉冲式XRS-3型X 射线数字成像系统，该系统是由脉冲X 射线探伤机、高分辨率图像采集单元、计算机图像处理单元、设备连接装置等组成的无损检测设备。
脉冲X 射线机产生的X 射线穿过架空输变电线路耐张线夹，在数字成像板形成图像，图像经过无线接收设备传输到计算机上，即可清晰地显示耐张线夹内部的缺陷。
XRS-3型脉冲式X 射线数字成像系统如图1所示。
XRS-3型脉冲式X 射线数字成像系统的X 射线输出单个脉冲时间为25ns ，每秒钟15个脉冲，最大X 光子能量为270kV ，平均X 光子能量为135kV ，可产生与0.25mA 恒定电位机相当的剂量率，能穿透25mm 的钢片；X 射线束角为40°。
图1XRS-3型脉冲式X 射线数字成像系统1.2耐张线夹压缩型耐张线夹是由铝管和钢锚组成，钢锚用于接续和锚固钢芯铝绞线的钢芯，将导线和线夹结合在一起。
压缩型耐张线夹外径为300~400mm 。
2研究方案2.1探伤场所分区及检测流程本次架空输电线路耐张线夹探伤检测所在的铁塔附近为山体树林，在铁塔下方设置临时施工平台。
铀矿工人个人有效剂量计算方法
第27卷 第2期2008年5月铀 矿 冶URANIU M M IN ING A ND M ETA LLURGY Vo l 27 No 2M ay 2008收稿日期:2007 04 05作者简介:吴 钢(1933 ),男,河北涿州人,高级工程师,长期从事铀矿通风防护设计研究工作。
铀矿工人个人有效剂量计算方法吴钢(核工业第四研究设计院,河北石家庄050021)摘要:简要介绍铀矿山主要放射性危害因素,井下氡子体 内照射、铀矿尘 内照射以及 外照射所致工人个人年均有效剂量计算方法,并举例计算。
计算方法可供铀矿山工程设计和剂量监测参考。
关键词:铀矿山;辐射防护;剂量计算中图分类号:R144.1 文献标识码:A 文章编号:1000 8063(2008)02 0076 05铀矿开采过程中,井下工作人员受到多种放射性的危害,其中主要是矿井空气中氡子体的 内照射、铀矿尘(放射性核素气溶胶)的 内照射和矿体的 外照射以及放射性表面污染。
铀矿山工程设计和剂量监测计算中,工人个人所受剂量主要包括氡子体 内照射有效剂量、铀矿尘 内照射有效剂量以及 外照射有效剂量。
根据GB18871 2002 电离辐射防护与辐射源安全基本标准!,放射性工作人员职业照射辐射安全标准:连续5年内年平均有效剂量限值为20mSv,任何1年中的有效剂量最大值为50mSv 。
氡子体辐射安全标准是由上述有效剂量转换而来的:按转换系数1.4mSv/(mJ ∀h/m 3),连续5年内年平均氡子体 潜能照射量限值为14mJ ∀h/m 3(4WLM),任何1年中的氡子体 潜能照射量最大值为42m J ∀h/m 3(10WLM)[1]35 38。
年工作时间(受照射时间)是个人年均有效剂量计算的1个重要参数。
GB18871 2002采用国际上通行的按每天8h 、每周5d 工作制,年工作时间2000h(250d)。
我国铀矿山情况有所不同:铀矿井下工作人员一直实行每天连续6h 工作制,除1994 1996年短期实行每周5.5d 工作制外;1994年以前实行每周6d 工作制,年工作283d 、1700h;1996年7月以后实行每周5d 工作制,年工作250d 、1500h 。
应用Geant4计算光子外照射对人体产生的有效剂量
１ 引 言
Ｔｒｃ ｉ ｇ ａ ｋｎ ）的缩 写 ，是一 种利
有效 剂 量 是 辐射 防 护 中的 一个 重 要 的危 险 评估 用蒙 特卡洛模拟粒子 通过物质整个物理过 程的软件平 量 ，有 效剂 量 作为 防护 量 ，无法 直接 测 量 。一 种方 台。这 个软件适用于 几乎所有 已知 的物理 粒子 ，并且 法是应用蒙 卡程序模拟 出重要辐射敏感 器官的当量剂 可 以 覆 盖 绝 大 多 数 的 粒 子 反 映 过 程 。 Ｇ ａ ｔ软 件 的 一 ｅｎ ４ 量 ，根据Ｉ Ｒ ６ ￣ 告…中的辐射敏 感器官组织权重 因 个 主要特点是构建几 何相对简单 ，因此我们采用此软 Ｃ Ｐ ０Ｅ
学术论著
中 医 装 ２ ｏ ７ 第卷 ７ Ｃｉ ｅｃ Ｅ ｉ ｅ １Ｊｙ 。７ ｏ７ 国 学 备０ 年 月 ７ 第期 ｈ ａ ｄａ ｑｐ Ｉ２ ０ ｕ １ ． １ ｎ Ｍ ｉ１ ｕ ｍ １ ０ ｌｖ ．Ｎ ｔ
应用Ｇａｔ ｅｎ４ 计算光子外照 射对人体产生的有效剂量
李明生。 欧 向明① 牛 昊巍。 程金生①
Ｃ ７ ￣告 值相 比 体 ，应用此 模体计算 人体 侧面 照射时 的有 效剂量 。混 含 男女性 的性 器官 ，这 样方 便与Ｉ ＲＰ ４ 合模体是指 把 男性 与女性 的一些性 器官组合到一起形 较 。Ｏ ＲＮＬ 模体 主要分为五 部分 ：头部 、躯干 、腿 、 成 的模 体 ，应 用此 模体 可 以直 接 计算 各 种几 何 条件 乳房 和睾丸 ，每一部 分为单独的物理体 ，其余器官或 下人 体 器 官的 当量 剂 量值 和 人体 有 效剂 量 。模 体主 者组 织包含在以上物 理体 中。其 中头部 包含的器官为
职于中国 疾病预 防 控制 ［ Ｙｗｏ ｄ ］ＯＲ ｈ ｎ ｏ Ｅ ｆｃ ｉｅｄ ｓ ； ｎ ｅｃ ｒｏ Ｐｈ ｔ ｎ Ｋｅ ｒ ｓ ＮＬ ｐ ａ ｔ ｍ； ｆ ｔ ｏ ｅ Ｍｏ ｔ ａ ｌ ； ｏ ｏ ｅ ｖ Ｉ ｒ ｔａ ｔ ｏ ’ ａ ｄ ｅ ｓ ｎ ｔ ｕ ｅ ｏ ｄ ｏ ｃｉｅ Ｐ ｏ ｅ ｔｏ ｎ ｃｅ ｒＳ ｆｔ ， 中心辐射 安全所，主要 Ｆｉ ｓ － ｕ ｈ ｒＳ ｄ ｒ ｓ ］Ｉ ｓｉ ｔ ｆＲａ ｉ ａ ｔ ｒ ｔ ｃｉ ｎ ａ ｄ Ｎｕ ｌａ ａ ｅｙ ｔ ｖ 从事 电离辐射剂量模拟 Ｃ ｉａＣ ｈｎ ＤＣ， ｅｉ ｇ１ ０ ８ ， ｈｎ ． Ｂ ｉｎ ０ ０ ８ Ｃ ｉａ ｉ
放射卫生学复习题(南医大)
1、天然本底照射的类型，各种类型的放射性核素（天然、人工、宇生、原生、氡，食入，吸入等）、陆地内外照射致成人年有效剂量，人类活动增加的辐射、被确定为职业照射的人类活动增加的辐射是什么天然本底照射包括宇宙辐射和陆地辐射。
天然：宇生放射性核素的年有效剂量，14C是12μSv，22Na是μSv，3H是μSv，7Be是μSv。
原生放射性核素（即天然放射性核素）：外照射：，内照射（Rn除外）：人工辐射源人均年有效剂量：医学X射线诊断：大气层核试验：切尔诺贝利核电站事故：核能发电小于μSv<人工辐射源对职业人员的照射年有效剂量：Rn致成人年有效剂量：（室内:；室外:）食入：吸入：4增加的天然照射有哪些磷酸盐加工、金属矿石加工、铀矿开采、锆砂、钛色素生产、化石燃料、石油和天然气提取、建材、钍化合物、废金属工业、含铀的矿物质存放。
2、新建房屋和已建房屋，氡及其短寿命字体的浓度限值是多少新建住房年平均值≤100Bq/立方米，已建住房年平均值≤200Bq/立方米3、理解天然辐射和人工辐射天然辐射源：自然界存在的能释放出放射线的物质人工辐射源：人工生产的能释放电离辐射的装置或经加工提炼的天然辐射源4、<5、理解地球辐射带、地磁纬度效应⑴地球辐射带：被地球磁场捕俘的宇宙辐射中质子和电子流等带电粒子流所形成的区域。
①内辐射带：距地球赤道倍地球半径范围内的辐射带。
质子能量可达数百MeV。
②外辐射带：距地球赤道倍地球半径范围以外的辐射带6、何为宇生放射性核素和原生放射性核素宇生放射性核素：宇宙射线与大气层粒子相互作用产生的放射性核素，14C，22Na，3H，7Be等。
原生放射性核素：自地球形成以来就存在于地壳中的放射性核素，主要有238U系，232TH系，40K。
7、/8、理解确定性效应和随机性效应随机性效应：效应的发生不存在剂量阈值，发生几率与剂量成正比，严重程度与剂量无关的一类辐射效应。
确定性效应：效应的发生存在剂量阈值，效应的严重程度与剂量有关的一类辐射效应。
GBZT151-2002放射事故个人外照射剂量估算原则
GBZ/T 151-2002 放射事故个人外照射剂量估算原则前言根据《中华人民共和国职业病防治法》制定本标准。
原标准GB/T16135-1995与本标准不一致的，以本标准为准。
本标准的附录A、附录B、附录C和附录D是资料性附录。
本标准由中华人民共和国卫生部提出并归口。
本标准起草人:李开宝、赵招罗本标准起草单位:中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所。
本标准由中华人民共和国卫生部负责解释。
放射事故个人外照射剂量估算原则Principles of estimate on personal dose from external exposure in radiation accidentGBZ/T 151-20021 范围本标准规定了放射事故中个人外照射剂量估计的一般原则和基木要求。
本标准适用于光子、中子辐射外照射事故。
本标准不适用于β辐射事故。
2 规范性引用文件下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。
凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修改版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用文件的最新版本。
凡不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。
GBZ104 外照射急性放射病诊断标准GBZ113 电离辐射事故干预水平及医学处理原则GBZ/T144 用于光子外照射放射防护的剂量转换系数3 术语和定义下列术语和定义适用于本标准。
3.1 事故照射accident exposure在事故情况下受到的非自愿的、意外照射。
3.2 外照射external exposure体外辐射源对人体的照射。
3.3 一次急性照射sjngle acute exposure在短时间内受到的一次性大剂量照射。
3.4 分次照射fractionated exposure在较长时间内受到多次、间歇性照射。
3.5 延时照射protracted exposure在长时期内受到的低剂量率连续或间断性照射。
GBZT151-2002放射事故个人外照射剂量估算原则
GBZ/T 151-2002 放射事故个人外照射剂量估算原则前言根据《中华人民共和国职业病防治法》制定本标准。
原标准GB/T16135-1995与本标准不一致的，以本标准为准。
本标准的附录A、附录B、附录C和附录D是资料性附录。
本标准由中华人民共和国卫生部提出并归口。
本标准起草人:李开宝、赵招罗本标准起草单位:中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所。
本标准由中华人民共和国卫生部负责解释。
放射事故个人外照射剂量估算原则Principles of estimate on personal dose from external exposure in radiation accidentGBZ/T 151-20021 范围本标准规定了放射事故中个人外照射剂量估计的一般原则和基木要求。
本标准适用于光子、中子辐射外照射事故。
本标准不适用于β辐射事故。
2 规范性引用文件下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。
凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修改版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用文件的最新版本。
凡不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。
GBZ104 外照射急性放射病诊断标准GBZ113 电离辐射事故干预水平及医学处理原则GBZ/T144 用于光子外照射放射防护的剂量转换系数3 术语和定义下列术语和定义适用于本标准。
3.1 事故照射accident exposure在事故情况下受到的非自愿的、意外照射。
3.2 外照射external exposure体外辐射源对人体的照射。
3.3 一次急性照射sjngle acute exposure在短时间内受到的一次性大剂量照射。
3.4 分次照射fractionated exposure在较长时间内受到多次、间歇性照射。
3.5 延时照射protracted exposure在长时期内受到的低剂量率连续或间断性照射。
放射卫生 问答题汇总
答: 外照射防护的基本措施 (1) 时间防护--缩短受照时间 (2) 距离防护--增大与源的距离 (3) 屏蔽防护--设置防护屏蔽 基本原则: 实践的正当性、 防护的最优化、 个人剂量限值
14 对辐射屏蔽材料的基本要求是什么?
答: (1) 防护性能--衰减能力 (2) 结构性能--物理性质 (3) 稳定性能--效果持久 (4) 经济成本--价格便宜
答: 1.实践的正当性: 辐射照射的实践对受照个人或社会带来的利益足以弥补其可能引起的辐射危害(包括健康危害和非健康危害)。 利益>危害， (是最优化过程的基本前提)。 2.防护的最优化: 在考虑了经济和社会因素之后， 辐射实践过程中， 保证做到将辐照保持在可合理达到的尽量低的水平。 以最小的代价获得最大的利益(是最优化过程的基本要求)。ALARA 原则 3.个人剂量限值: (是最优化剂量的约束)。
答: 现行的辐射防护标准是《国际电离辐射防护和辐射源安全的基本准则》， 于 2002 年 10月 8 日发布、 2003 年 4 月 1 日实施。 职业照射不超过下列限值: ?连续 5 年的年平均有效剂量(但不可作任何追溯性平均)， 20mSv; ?任何一年中的有效剂量， 50mSv; ?眼晶体的年当量剂量， 150mSv; ?四肢(手和足)或皮肤的年当量剂量， 500mSv。 公众成员平均剂量不超过下述限值: ?年有效剂量， 1mSv; ?特殊情况下， 如果 5 个连续年的年平均剂量不超过 1 mSv， 则某一单一年份的有效剂量 可提高到 5mSv; ?眼晶体的年当量剂量， 15mSv; ?皮肤的年当量剂量， 50mSv。 慰问者及探视人员的剂量限制 ?对患者的慰问者所受的照射加以约束， 使他们在患者诊断或治疗期间所受的剂量不超过 5mSv。 ?探视食入放射性物质的患者的儿童所受的剂量限制于 1 mSv 以下。
职业性外照射个人监测规范
职业性外照射个⼈监测规范职业性外照射个⼈监测规范1范围本标准规定了职业性外照射个⼈监测的要求和⽅法。
本标准适⽤于职业性外照射个⼈监测。
2规范性引⽤⽂件下列⽂件对于本⽂件的应⽤是必不可少的。
凡是注⽇期的引⽤⽂件，仅注⽇期的版本适⽤于本⽂件。
凡是不注⽇期的引⽤⽂件，其最新版本（包括所有的修改单）适⽤于本⽂件。
GB/T 10264—2014 个⼈和环境监测⽤热释光剂量测量系统GB 18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准GBZ 207 外照射个⼈剂量系统性能检验规范GBZ/T 261 外照射辐射事故中受照⼈员器官剂量重建规范GBZ/T 301 电离辐射所致眼晶状体剂量估算⽅法3术语和定义下列术语和定义适⽤于本⽂件。
3.13.1外照射个⼈监测individual monitoring of external exposure利⽤⼯作⼈员佩戴剂量计对个⼈剂量当量进⾏的测量，以及对测量结果的解释。
3.23.2个⼈剂量当量personal dose equivalent⼈体某⼀指定点下⾯适当深度d 处的软组织内的剂量当量H p(d)。
3.33.3最低探测⽔平minimum detectable level；MDL⽤于评价测量仪器探测能⼒的统计量值，在给定的置信度下，⼀种测量⽅法能够探测出的区别于本底值的最⼩量值。
3.43.4异常照射abnormal exposure当辐射源失去控制时，⼯作⼈员或公众中的成员所接受的可能超过剂量限值的照射。
注：异常照射可以分为事故照射和应急照射。
3.53.5调查⽔平investigation level诸如有效剂量、摄⼊量或单位⾯积或体积的污染⽔平等量的规定值，达到或超过此种值时应进⾏调查。
3.63.6名义剂量notional dose在个⼈剂量监测中，当⼯作⼈员佩戴的剂量计丢失、损坏或其他原因得不到读数或所得读数不能正确反映⼯作⼈员所接受的剂量时，⽤其他⽅法赋予该剂量计应有的剂量估算值。