中子剂量与防护

中子剂量和防护-正文
中子剂量通常指中子吸收剂量或中子剂量当量（见辐射剂量）。

不同能量的中子同人体组织中的元素（氢、氮、氧、碳等）发生不同的相互作用（见中子核反应和宏观中子物理），所产生的具有一定能量的次级带电粒子能够引起电离和激发，从而使肌体受到损伤。

剂量学涉及的主要物理问题是散射、核裂变和辐射俘获等.
研究中子在生物组织中不同深度的吸收剂量和剂量当量的模型有：半无穷大板块、有限圆柱体（直径为30厘米，高为60厘米）和椭圆柱体（长半轴为18厘米，短半轴为12厘米，高为60厘米）模型。

模型的材料组成应同软组织的相当,密度为1g/cm3。

能量范围从10-2eV延伸至 2000MeV。

其中对半无穷大板块模型和有限圆柱体模型研究的结果,是目前确定中子注量率-剂量当量率换算系数的基础。

平行中子束垂直入射到一块物质上时，该物质的吸收剂量D随深度的分布（示意图见图1）同γ辐射的情形相似：吸收剂量的最大值并不出现在表面，而是出现在某个深度处，这个深度取决于中子的能量。

医学上就是通过调节辐射的能量，把这个最大值对准病变组织的部位进行放射治疗。

放射防护规定：对个人所受剂量的限制是由剂量当量决定的。

不同能量中子的有效品质因数坴(见辐射剂量)的数值示于图2。

此外，由测得的中子注量率可以换算到剂量当量率。

目前各国都采用图3所示的数值。

中子剂量测定主要指中子吸收剂量和剂量当量的测量。

此外还包括表示剂量分布的微剂量测量。

通常使用组织等效电离室，乙烯-聚乙烯正比计数器,硫酸亚铁剂量计以及量热计等测量吸收剂量。

在多数情况下，组织等效电离室是测定快中子吸收剂量最准确的装置仪器。

剂量当量测量仅适用于辐射防护，所采用的方法分场所监测和个人监测两类，其响应正比于最大剂量当量。

微剂量测定的目的在于从实验上研究辐射在直径为微米量级或更小的球体内能量沉积的空间分布和谱分布。

微剂量学所考虑的体积应同生物细胞的大小相当，借以模拟辐射在生物细胞、细胞组分和生物大分子中的能量沉积。

常用的测量仪器是低压组织等效气体的“无壁”计数器，但测量方法和数据处理牵涉到很复杂的技术。

中子防护目的在于减少工作人员所受的辐射剂量，并尽可能将它控制在放射防护标准规定的限值以下。

职业性放射性工作人员每年所受的剂量当量限值为50mSv(5rem)。

表中给出对不同能量的中子相当于25μSv(2.5mrem)每小时的中子注量率以及1mSv（0.1rem）的中子注量。

减少防护工作人员受中子照射的措施除了尽量缩短受照时间、尽可能远离中子源以外，还需对中子源进行有效的屏蔽。

不同能量的中子同物质相互作用有不同的特点（见中子核反应和宏观中子物理）。

因此屏蔽热中子要用含吸收截面大、俘获辐射γ光子能量低的材料，如硼、锂以及它们的化合物等。

屏蔽快中子时首先需要用慢化能力强的材料将快中子的能量降低,然后用吸收截面大、俘获辐射γ光子能量低的材料加以吸收。

快中子慢化的主要过程对于重核及中重核是非弹性散射；对于轻核是同原子核发生弹性散射。

对于一次弹性散射，靶原子核的质量越接近中子的质量，中子损失的能量也就越大。

因此屏蔽能量不很高的快中子最有效的元素是氢，通常采用的是含氢成分较多的水、石蜡、聚乙烯等轻材料。

对于几兆电子伏以上能量的中子，可以用含重核或中重核的材料通过非弹性散射使其能量迅速降低然后再用含氢材料进一步使其慢化,最后被含10B或6Li材料吸收。

因此，在规划屏蔽层的布局和确定屏蔽层厚度时必须知道中子能谱及各类材料的不同中子能量的有关反应截面数据，并根据上述特点对屏蔽层填料作合理安排，据某种理论模型进行数学运算。

对大型中子源常用的屏蔽计算方法有双群法、多群法和移出扩散法等。

放射性同位素中子源的屏蔽计算常用分出截面法和半（或1/10）值层减弱法。

若屏蔽层足够厚，又含有足够量的氢时，可用分出截面法进行计算。

在近似计算中，可用裂变中子谱的分出截面。

半（或1/10）值层减弱系指将辐射量（注量、吸收剂量或剂量当量等）降至1/2（或1/10）时所需的屏蔽层厚度。

半值层厚度(HVT)同1/10值层厚度(TVT)的换算关系式是：H VT＝0.301TVT。

普通混凝土对单能中子的1/10值厚度示于图4。

屏蔽放射性中子源，可以单独使用水、石蜡等；也可兼用其他慢化材料和吸收材料，或将慢化材料和吸收材料混合使用（如含硼聚乙烯、含硼石蜡等）。

对大型中子源（如加速器、反应堆）的屏蔽比较复杂，常以普通混凝土和重混凝土等屏蔽材料为主，还要采用铁一类的物质屏蔽γ辐射和快中子。

在中子辐射防护中，除了中子以外还应当特别注意对γ辐射的防护。

这是因为反应堆、加速器和很多放射性同位素中子源都伴有很强的γ辐射。

在很多情况下，γ辐射的剂量当量大大超过中子的剂量当量。

例如,镭-铍中子源的γ剂量当量率约比中子剂量当量率高50倍。

即使是被认为γ剂量较少的镅-铍中子源,γ辐射剂量当量率也占总剂量当量率的百分之几十。

在使用放射性同位素中子源时，要严格防止放射性物质的泄漏。

特别是使用镭-铍中子源时应经常检查是否有氡气漏出。

一旦发现有漏出，就应及时采取措施。

辐射剂量-正文
包括计算媒质在辐射场中吸收辐射的能量和推断辐射对人体健康造成的危害两个方面。

吸收剂量媒质在辐射场中吸收辐射能量的度量,用D表示。

D＝d劔/d m，式中d劔是电离辐射授予某一体积元中物质的平均能量，d m为该体积元中物质的质量。

它的国际制(SI)单位是戈瑞(Gy)，1Gy＝1J/kg，暂时并用单位是拉德(rad)，1rad=10-2Gy。

剂量当量辐射对人体产生的危害，不仅与所受的吸收剂量有关，而且还与辐射的品质以及其他因素有关。

为了以同一种尺度衡量不同品质的辐射对人体产生的效应，辐射防护上引进了剂量当量H，其定义为H=DQN，Q是用以表征辐射品质的品质因数,N是其他修正因子的乘积，目前国际辐射防护委员会指定N＝1。

剂量当量的国际制单位为希〔沃特〕(Sv)，1Sv=1J/kg,暂时并用单位是雷姆(rem)，1rem=10-2/Sv。

Q值是在所关心的一点处的水中碰撞阻止本领(L
)的函数，国际辐射单位和测量委员会规定的Q与L∞的关系如表所示。

而最大剂量
∞
当量与最大剂量当量所处深度的吸收剂量的比称为有效品质因数，记作坴.
辐射对人体的伤害直接与随机性效应的发生率相关，评价吸收剂量对人体的伤害时，常假定随机性效应的发生率与吸收剂量成线性关系。

许多资料表明，剂量在几戈瑞以下随机效应发生率E与D的关系可以表示为：E＝aD+bD2，其中a和b是常量。

对E的贡献在高剂量（1Gy以上）和高剂量率（1Gy/min以上）时，以bD2为主，低剂量时，以aD为主。

因此剂量当量不能用于评价事故性高吸收剂量照射所引起的人体有害效应。

集体剂量当量由于某种实践或辐射源而使某一群体全体成员接受的剂量当量的总和。

用以评价这一组人员所受的危害。

用S k表示，
定义式为。

式中p(H)是群体中按剂量当量H的微分分布函数。

剂量当量负担在某些情况下，群体长期受某种辐射源的照射，例如核爆炸落下尘埃或核工厂排放的放射性废物所产生的照射，剂
量当量负担用以评价这种情形对将来所造成的照射危害，用H e表示，其定义式为，式中
是某一群体中每人的某一器官或组织所受的平均剂量当量率。

约定剂量当量是剂量当量负担的一个特例，是人体单次摄入的放射性物质对某一器官或组织在此后终止摄入放射性物质的50年内产生的累积剂量当量。

中子核反应
neutron induced nuclear reaction
中子同原子核相互作用引起的核反应。

中子的重要特征是不带电，不存在库仑势垒的阻挡，这就使得几乎任何能量的中子同任何核素都能发生反应，在实际应用中，低能中子的反应起更重要的作用。

中子核反应主要有：①中子裂变反应。

某些重核如235U俘获中子发生裂变，记作（n，f），裂变同时还放出2～3个瞬发中子，并释放很大的裂变能，这种中子的增殖可使裂变反应持续不断进行，形成裂变链式反应，这是获取核能的重要途径。

②中子辐射俘获。

中子被核俘获后形成复合核，然后通过放出一个或多个γ光子退激，记作（ n，γ）研究γ射线的能谱可以得到复合核能级结构、辐射过程性质的信息，（ n，γ）反应对一切稳定核都是重要的，甚至中子能量很低时也能发生，（n，γ）反应还是生产核燃料、超铀元素等的重要反应。

此外，还有中子的弹性散射和非弹性散射；中子被核吸收可放出 2个、3 个…中子的（ n，2n ），（ n ，3n）…反应；发射带电粒子的（n，X）反应以及吸收中子不放出中子的中子吸收等等。

中子核反应在研究核结构和核反应机制及核能利用中占重要地位。

宏观中子物理-正文
研究中子同大块媒质相互作用的核物理分支。

它着眼于大量中子在单一媒质中的平均行为。

它首先是由于裂变反应堆的要求而发展的，但它对于裂变能源，对于中子束的应用以及各种中子物理实验技术的发展都有重要的作用。

宏观截面和平均自由程以一定速度在大块媒质中运动的中子，不断地同周围的原子核（称为靶核）发生碰撞，发生散射或吸收两类中子核反应。

散射时，中子本身并不消失，只是能量发生变化，以新的速度继续在媒质中运动。

吸收时，中子被原子核俘获，从而在媒质中消失。

原子吸收中子以后将发出γ射线、发出次级粒子或发生原子核裂变，核裂变将产生新的中子。

这些核反应的发生几率用各种反应截面（微观截面，见核反应截面）描述，截面大，表示产生核反应的几率大。

不同能量的中子，与原子核产生各种反应的截面也不同。

为了便于表述中子同宏观物质的作用，引入宏观反应截面这一物理量，用符号Σ表示。

它是靶核的微观截面和单位体积内的靶核数N的乘积Σ＝Nσ。

与微观截面不同,宏观截面的量纲是【L-1】。

宏观截面是一个中子同单位体积内的原子核发生核反应的平均几率大小的量度，它等于中子在媒质内飞行单位距离时发生某种核反应的几率。

宏观总截面用Σt表示，Σt=Σa+Σs，Σa为宏观吸收截面,Σs
为宏观散射截面。

中子在连续两次碰撞之间的平均飞行距离称为平均自由程，用符号λ表示。

显然,在一个平均自由程之内发生某种碰撞的平均数为1。

参照宏观截面的定义,容易得出λΣ＝1，即平均自由程等于宏观截面的倒数。

相应的有散射平均自由程，吸收平均自由程。

中子在媒质中的各种运动规律(无论空间时间变量的,还是能量变量的)都同宏观截面或平均自由程有关,宏观截面或平均自由程是描述物质中子物理特性的最基本的物理量。

宏观参量及其实验研究无论是核裂变，还是其他核反应产生的中子，一般能量都在兆电子伏量级，这些快中子在大块媒质中不断通过散射损失能量，直到和媒质中靶核的能量交换处于平衡状态为止。

散射可分为弹性散射和非弹性散射两种。

发生弹性散射时，中子和靶核间只有动能交换，是一种弹性球式碰撞，靶核内能不发生变化。

发生非弹性散射时，靶核内能发生变化。

非弹性散射是一种阈反应，只有入射中子的能量超过某一数值时才能发生。

一般说，轻核非弹性散射阈值高，重核的阈值低。

研究中子在大块媒质中损失能量的规律对核反应堆的物理设计十分重要。

在快中子反应堆内，中子的平均能量为100keV左右，裂变中子（平均能量约为2MeV）主要通过非弹性散射损失能量。

热中子反应堆内中子的平均能量只有0.01eV左右，裂变中子主要通过弹性散射损失能量。

中子这种损失能量而不断减速的过程称为慢化过程。

中子从某一能量慢化到热能，在媒质中穿行的平行距离用中子年龄来描述。

对一个在无限大无吸收的媒质内的单能点中子源,定义中子年龄τ为中子在被慢化前穿行的直线距离R M的均方值的1/6，即
显然τ将由中子在媒质中的散射平均自由程和靶核的质量数决定，也同中子的初始能量有关。

例如，平均能量为2MeV的裂变中子，在轻水（即普通水）中的中子年龄τ=26cm2。

慢化到热中子以后,中子在媒质中的主要过程是扩散。

中子慢化到热中子以后并不马上消失，还会在媒质中不断运动,不断地同原子核发生碰撞,这时中子和靶核之间的能量交换已达到平衡状态，扩散过程是一个单纯的从密度高的位置向密度低的位置迁移的过程。

在某些条件下，中子扩散现象可以用斐克定律来描述，这些条件中最主要的是媒质必须是均匀的，足
够大的，宏观吸收截面必须远小于宏观散射截面，即ΣaΣS。

描述中子扩散过程的斐克(Fick)定律是反应堆物理计算中广为使用的扩散近似模型的基础，它表示：中子流密度J正比于中子注量率梯度墷υ的负值，其比例系数叫扩散系数，用D表示
其中，υ为中子注量率。

中子从成为热中子开始扩散直到被吸收为止，在媒质中平均穿行的距离用中子扩散长度描述，它是表征物质宏观中子物理特性的又一重要参量。

对于在无限媒质内点中子源的情况,扩散长度L的平方等于热中子从产生地点到被吸收处所穿行的直线距离RD的均方值的1/6,即
扩散长度和扩散系数之间的关系为
中子年龄和扩散系数等统称为宏观中子物理参量。

它们从总体上反映了物质的中子物理特性。

从20世纪40年代中期直到60年代末，由于反应堆工程的需要，人们广泛研究了已经或可能用在反应堆中作为慢化剂的各种材料，如石墨、重水、铍、轻水和多种有机材料，测定它们的中子年龄和扩散长度。

测定方法可以分为静态的和动态的两类，所谓静态方法，是在大块被研究的媒质中放一个恒定中子源，测定中子注量率在媒质中的空间分布。

具有不同能量响应特性的中子探测器测得的空间分布也不同，分析这些空间分布曲线就可以得到
相应的参量。

所谓动态方法是瞬间向媒质注入一束中子，测量中子数随时间的衰减，从分析衰减曲线中得到有关参量。

动态方法又称脉冲中子源方法，发展得比较晚，但使用得比较广。

研究课题的扩展和深入在反应堆工程发展的前期，由于堆用材料的微观核数据不够齐全，计算机及计算技术还不够发达，反应堆物理计算主要依靠宏观中子物理参量，人们不仅研究和测量了单一媒质的宏观中子物理参量，还测定了混合媒质,如水-铝等混合媒质的宏观中子物理参量,此外，还对几种常用的慢化媒质,例如轻水和重水，测定了宏观中子物理参量随媒质温度的变化。

为了描述中子群体在大块媒质中的运动规律，可以写出很完备的中子输运方程，在输运方程中出现的只是一些基本核参量，随着核数据的逐步齐备和数字计算机技术的发展，宏观中子物理参数对反应堆物理设计来说已经不那么重要了，但是，在早期形成的，属于宏观中子物理的一些基本概念仍在发展和使用，例如中子年龄本来是对无吸收的媒质定义的，对有吸收的媒质并不适用，但是人们仍然按中子被减速到某一能量以前穿行的空间距离的均方值，即所谓空间二次距来定义中子年龄。

又如扩散系数，本来是对热中子定义的，人们却把它引伸到快中子能量范围，在多群扩散近似中，按斐克定律的模式，定义了群扩散系数，等等。

此外，在宏观中子物理研究中发展起来的脉冲中子源方法，它的基本思想和某些实验技术已被用在其他领域，例如在反应堆物理实验中，用以测定反应堆的次临界度，这方面的工作十分活跃。

在工业上宏观中子物理参量及其有关的测试技术已被用来检验堆用慢化剂的核性能，脉冲中子源技术还用在石油地质勘探中，并取得了积极的成效。

目前，在宏观中子物理这个领域内，研究课题已经深入了一步，针对媒质的具体结构和特性，探讨一些基本问题。

例如，研究媒质的几何结构和物质结构对中子宏观行为的影响。

首先，在空腔内中子的宏观截面趋向于零。

这意味着中子的平均自由程为无限大，如果在媒质内有空腔，它对某些中子将成为陷阱，如果空腔是开口的，还会造成中子丢失。

而实际的反应堆总会有这种或那种空腔存在。

其次，研究中子同靶核的相互作用时，最简单的方法是假定靶核原子是自由的，而事实上物质总是有一定结构的，例如石墨中的碳原子，氢化锆中的氢原子，它们都处在点阵的束缚状态，水中的氢原子也是处在化学键的束缚之中。

物质的结构将影响靶核和中子之间的能量交换形式,进而将影响中子的宏观行为,影响描述宏观行为的物理参量。

对这些基本问题的进一步研究，将有助于深化人们对中子在大块物质中的运动规律的认识，也将有助于反应堆物理计算的精确化。

参考书目卢希庭主编：《原子核物理》，原子能出版社，北京，1981。

谢仲生等编著：《核反应堆物理分析》，原子能出版社，北京，1981。

电离室-正文
测量电磁辐射、粒子流强度或带电粒子能量的设备。

它由室壁导电的充气容器和中心电极组成。

荷电粒子或电磁辐射进入电离室后，便在气体中引起电离现象。

在外壳和中心电极之间加有适当的电压，用来收集所产生的离子或电子。

这个电压不能太高，以免电场或碰撞电离等引起电荷倍增。

电离室输出电流与所充气体的压力、化学成分、电离室的容积以及入射线的能量等有关。

尽管电离过程十分复杂，但产生一对电荷载流子所需的平均能量是一定的,与电离粒子的类型和能量无关,即与探测器的工作条件无关。

电离室的响应波段取决于窗口材料和填充的工作气体。

通常使用两种类型的电离室。

第一种电离室直接测量电荷载流子。

如果辐射强度很低，电离室输出电流也很小，就难以测准，所以这种连续输出的电离室常常用在高辐射强度区域，例如，用于对太阳X射线和紫外线的测量。

这种电离室结构简单可靠,早期用在火箭上来测量太阳氢 Lα谱线辐射。

以后的太阳辐射监测卫星(SOLRAD)系列也采用电离室，配备适当量程的静电计放大器，临测太阳 X射线和紫外线。

1967年，卡弗等人用电离室测量太阳1580～1640埃和1430～1470埃的紫外辐射，计算出太阳亮温度的极小值，与照相等方法得到的结果相近，而探测器的定标比较简单、直接。

第二种电离室是内尔提出的积分型电离室。

它用在“探险者”6号、“先驱者” 5号和轨道地球物理台(OGO)卫星上。

正比计数器
proportional counter
用气体作为工作物质，输出脉冲幅度与初始电离有正比
关系的粒子探测器。

这种探测器的结构大多采用圆柱形，中心是阳极细丝，圆柱筒外壳是阴极，工作气体一般是隋性气体和少量负电性气体的混合物。

入射粒子与筒内气体原子碰撞使原子电离，产生电子和正离子。

在电场作用下，电子向中心阳极丝运动，正离子以比电子慢得多的速度向阴极漂移。

电子在阳极丝附近受强电场作用加速获得能量可使原子再电离。

从阳极丝引出的输出脉冲幅度较大，且与初始电离成正比。

正比计数器具有较好的能量分辨率和能量线性响应，探测效率高，寿命长，广泛应用于核物理和粒子物理实验。

能够直接引起介质电离或通过次级过程引起电离的辐射统称为致电离辐射。

在辐射防护领域内通常不包括微波、激光、紫外线等。

致电离辐射的防护所涉及的领域很广，它主要研究制订各种标准、规程和措施，既保护人类，又允许进行那些有可能产生辐射照射的必要活动。

致电离辐射的防护主要包括如下几项工作。

①确定辐射防护的基本原则、制定辐射防护标准、规程和制度。

②推荐辐射防护方法和设备。

③定量或定性地确定职业工作人员和群体所受的剂量。

必须包括检验屏蔽体、防护设备的效能；及时提出防护规程、措施，发现操作中的缺点以及其他事故，防止职业工作人员受到较高剂量的照射或对周围居民造成有害影响。

进行个人剂量监测、场所监测和环境污染监测。

④事故的预防和处理。

⑤辐射防护的评价等。

辐射防护的基本原则①从事辐射工作的实践必须正当化。

对于任何一项伴有辐射照射的实践，只有由于这项实践而得到的利益大于付出的代价时，才能被认为是正当的。

②辐射防护水平必须达到最优化。

考虑到经济因素和社会因素，任何一种实践带来的照射必须保持在可以合理做到的最低水平。

要对每一实践进行代价-利益差分分析，使带来的利益达到最大。

③对个人或群体所受的剂量当量制订出限值。

正当化和最优化不一定能对职业工作人员或公众中的个人提供足够的防护，因此必须对个人所受的剂量当量制订出限值，以此作为保障安全的最后一项措施。

辐射防护标准确定标准有三个基本环节。

①研究辐射引起的有害效应同生物所受剂量的关系。

这是制订辐射防护标准的主要依据。

国际放射防护委员会（ICRP）把辐射引起的有害效应（不论是反映在受照射个体本身的躯体效应还是反映在其后裔身上的遗传效应）分为两种类型，一种是随机性效应，发生这种效应的概率同所受剂量大小有关，并且不存在某个确定的阈值；另一种是非随机性效应，这种效应的严重程度同所受剂量大小有关，而且引起这种效应的剂量可能存在着某个确定的阈值。

在辐射防护所涉及的剂量范围内，一切遗传效应都被视为随机性效应。

反映在受照射个人身上的躯体效应，其中一些是非随机性效应（例如，辐射诱发的眼晶体白内障），而另一些则是随机性效应（例如,辐射诱发的癌症是低剂量照射下的主要躯体效应,它是辐射防护的主要问题）。

从辐射引起的有害效应着眼，辐射防护的目的在于“防止辐射引起有害的非随机性效应，并限制随机性效应发生的概率”。

②分析人体受到辐射危险的主要组织所可能出现的有害效应，然后对各种随机性效应的危险度（单位剂量辐射照射下的危险。

而危险是个人受到一定剂量照射之后，发生某种有害效应的概率）给出定量的估计。

根据不同器官或组织可能发生的随机性效应的危险度，确定计算有效剂量当量（见辐射剂量）的权重因子W T(见表1)。

根据某种实践的具体条件，权衡利弊，把一切不可避免的照射降到容易达到的较低水平。

③根据可以接受的危险度，以及辐射防护的三个基本原则,制定出与之相适应的一套剂量限制制度。

表2中列出了辐射防护标准的各种限值。

辐射防护标准制订之后，还要采用有效的防护方法和设备，制定辐射防护规程和制度。

为了检查是否达到了要求，就需要开展大量的多方面的监测，如个人所受内、外照射剂量监测，辐射场的监测和环境污染监测等。

在发生事故的情况下应当采取措施，防止污染扩大，减少危害并立即进行处理。

为了完成这些监测任务，需要各式各样的监测仪表和设备、复杂的物理分析方法和化学分析方法，例如监测个人外照射的胶片剂量计、热释光剂量计、袖珍式剂量计、裂变径迹探测器等等，测量辐射场用的各种巡测计，以及测量尿、水、空气、土壤、生物样品等中微弱放射性的低水平放射性测量的装置等。

根据监测得到的数据对职业工作人员和周围居民所受的剂量进行评价。

这种评价包括：设计时的防护评价，开工前和开动时的防护评价以及运行和操作中的防护评价。

然后，以辐射防护标准为依据，分析总的防护状况，找出防护设备和措施中的薄弱环节，提出改进方法。

受外照射人员的预后和医学处理，取决于是全身受照还是局部受照或二者兼有（多数为不均匀照射所致）。

了解吸收剂量在体内的分布，对预后判断和治疗方法的选择是重要的。

剂量分布取决于照射条件和事故环境。

如果辐射源体积很小，且紧贴身体（在衣服口袋里或用手摸），一般只发生局部照射；相反，若人员离源相对较远或源的大小与人体大小相当，人体围绕源移动，则可导致受照剂量近似均匀分布的全身照射。

离源越远，移动越频繁，剂量分布越均匀。

如果源相对紧贴身体，并有一些屏蔽，将导致部分或局部受照；源贴身越近，照射范围越小，但局部照射剂量越大。

照射持续时间或照射剂量率同样也是重要的。

如果同样的剂量是在短时间内接受的(高剂量率)，就会发生更严重的辐射效应。

3.2局部辐射损伤的诊断和治疗
局部辐射损伤比全身辐射损伤发生的概率高得多。

由高剂量(>8～10Gy)照射引起的局部损伤的症状类似热烧伤，但临床改变出现的时间明显延迟，从照后几天到几周或更长。

局部损伤的严重程度不仅取决于剂量和辐射类型，而且取决于受照部位和面积大小，局部损伤通常虽无生命危险，但其迁延性效应可导致严重的身体残疾。

3.2.1临床表现
受照皮肤基底组织的进行性病理反应是局部辐射损伤的典型特征。

通常接受的剂量越高，病理症状发展越快，预后越严重。

典型症状是顽固的胀疼，这增加了病人的痛苦和治疗难度。

表5列出了皮肤受γ或高能Ｘ线照射的剂量范围和观察到的临床症状出现的时间。

表6。