辐射防护第三章2复习过程
5辐射防护第三章作业2
第三章作业1.计算210Po 放射源发射的a 粒子（Ea=5.304MeV ）在水中的射程。
解：首先求α粒子在空气中的射程（详见课件【2020 第3章 辐射与物质的相互作用 - 课前发布】第26页）：R=1.24E-2.62 4<E<8MeV式中：R —射程，cm ；E —能量，MeVRa=1.24Ea-2.62=1.24*5.304-2.62=3.95cm由 01001A A R R ρρ= 对多种元素组成的化合物或混合物，因为与入射粒子的能量相比，原子间的化学键能可以忽略，所以其等效原子量：∑=ii i A n A式中i n 为各元素的原子百分数。
对空气而言，81.30=A ，在标准状态下，33010226.1--⋅⨯=cm g ρ，所以： 04102.3R AR ρ-⨯=对水而言： 21631132=+==∑i i i A n A 在水中的射程：m R A R μρ2.2595.32102.3102.3404=⨯⨯⨯=⨯=--2.Cs-137衰变产生662keV 的γ光子，一个这样的光子连续经过两次康普顿散射，第一次散射角为60度，第二次散射角为120度。
1）试计算第二次散射之后的光子能量和两次散射反冲电子的能量。
2）如果先120度散射，后60度散射，重新计算1)。
解：1）第一次散射，光子能量：E r1=6621+662511(1−cos 60°)=401.76keV散射反冲电子的能量E e1=6622(1−cos 60°)511+662(1−cos 60°)=260.24keV 第二次散射，光子能量：E r2=401.761+401.76511(1−cos 120°)=184.35keV 散射反冲电子的能量E e2=401.762(1−cos 120°)511+401.76(1−cos 120°)=217.41keV 2）第一次散射，光子能量：E r1=6621+662511(1−cos 120°)=224.92keV 散射反冲电子的能量E e1=6622(1−cos 120°)511+662(1−cos 120°)=437.08keV 第二次散射，光子能量：E r2=224.921+224.92511(1−cos 60°)=184.35keV 散射反冲电子的能量E e2=224.922(1−cos 60°)511+224.92(1−cos 60°)=40.57keV3.计算下列伽马射线的康普顿边沿：（1）Cs-137衰变产生的662keV 伽马射线；（2）Co-60衰变产生的1332keV 伽马射线； 解：（1）(E r )min =6621+662511=184.35keV∴康普顿边沿：E =662-184.35=477.65keV（2）(E r )min =13321+2×1332511=214.38keV∴康普顿边沿：E =1332-214.38=1117.62keV。
核辐射防护与环境复习提纲
5. 衰变：从原子核里放射出快速粒子的过程称为衰
变。
A Z
A A X Z A 1Y Q 或者 Z X Z 1程称衰变。
7. 射线、射线、射线和中子的特点 射线特点: 带 2 个正电荷,质量较大,与物质作用很强,在物质中 能量损失很快,穿透力差,仅需一层纸即可屏蔽住,只要包壳 不破裂在压水碓中很少见 , 主要是内污染损害器官 , 一般不 造成外照射危险; 射线特点: 带一个正或负得电荷,质量是粒子的 1/1800,与物质 作用较强,在介质中能量损失较快,穿透力较差,铝片可以屏 蔽 , 在电站中常见 , 但除非泄漏 , 队人体会产生内外污染 , 外 污染会烧伤皮肤,内污染会对体内器官造成伤害. 射线特点: 无静止质量,不带电荷,与物质作用较弱,能量损失较 慢,穿透力很强,应选用较大原子量的物质如铅进行屏蔽,能 从管道内穿出,是电站主要外照射形式,对人体产生外照射. 中子的特点: 不带电荷,质量约为粒子的 1/4,能量损失慢,在介质 中穿透能力很强 , 应选用较轻原子量的物质来屏蔽如水 , 一
13.
吸收剂量率：单位时间里的吸收剂量，单位 Gy/h
14.
剂量当量定义：特定类型辐射引起损伤能力的品质因 子乘以该种类型辐射的吸收剂量。剂量当量 H 的国际 制单位与吸收剂量一样，也是焦耳/千克（J/kg） ，赋 以专名希弗（Sv） 。
15.
剂量当量率：单位时间里的剂量当量，单位 Sv/h。
16.
果的严重程度说不上与所受剂量大小有什么关系，随
机性效应发生的几率非常低，一般放射性工作人员所 受的那种小剂量情况下，随机性效应极少发生。 依据效应-剂量关系分类 确定性效应： 1.有 剂 量 阈 值 2 . 效应 的 严 重 程 度 与 剂 量 成 正 比 随机性效应： 1. 无 剂 量 阈 值 2. 发生几率与剂量成正比 3. 严重程度与剂量无关
放射防护学 第三章 X射线的产生
二、影响X线量和质的因素
（一）影响X线量的因素 在管电压、管电流、投照时间相同的情况下，
阳极靶的原子序数愈高，X线的量愈大； 在一定管电压下同种靶物质的X线的量与管电流
成正比； 在一定管电流下同种靶物质的X线的量与管电压
的平方成正比；
二、影响X线量和质的因素
（一）影响X线量的因素
二、影响X线量和质的因素
一、薄靶周围X线强度的分布
根据薄靶产生X线的空间分布特点，在管电压较 低时，利用反式靶在技术上很有好处；但对使用超 高压X线管时，管电压过高，考虑能量分布因素，则 须采用穿透式靶，电子从靶的一面入，X线从另一面 出。医用电子直线加速器产生的高能X线，使用的就 是穿透式的薄靶。
一、薄靶周围X线强度的分布
第三节 X线的产生条件与装置
一、X线的产生条件
1.要有一个电子源，一般称为阴极。 2.要有一个能经受起高速电子撞击而产生X线的 靶，即阳极。 3.要有高速电子流。
二、X线的发生装置
1.阴极（cathode） 2.阳极(anode) 又称阳极靶面，分固定和旋转两种 3.管电压与管电流 4.管壳
二、X线的发生装置
动量： p mc h h h~ c
一、X线的本质
（二）X线的粒子性 X线的波动性突出表现在其传播时，如反射、干涉、 衍射、偏振等现象；而X线的微粒性主要表现在其与物质 相互作用时，如光电效应、电离作用、荧光作用。
二、X线的基本特性
（一）物理特性 X线属于不可见的电磁波，在均匀的且各向同性 的介质中沿直线传播； X线不带电荷，所以它不受外界磁场或电场的影 响，即它在经过电场和磁场时不会发生偏转；
h max eU
h c eU
m in
辐射防护复习（优秀范文5篇）
辐射防护复习（优秀范文5篇）第一篇：辐射防护复习第一章1、电离和电离辐射的定义。
2、辐射和辐射防护的定义3、什么是放射性，什么是放射性衰变？4、感生放射性的定义，减少核电站感生放射性的措施。
5、放射性活度/吸收剂量/当量剂量/有效当量剂量/集体剂量的物理意义、定义式、国际制单位及国际专有名。
6、人类生活中的放射性来自于哪几个方面？7、正常本地地区天然放射性所导致的人体年有效剂量是多少？其中不包括哪两种照射？8、哪些照射是构成人类本底照射的主要来源？第二章1、放射性作用于人体的三种方式和进入人体的三大途径？2、辐射生物效应的两种分类方法？3、什么叫做确定性效应/随机性效应/躯体效应/遗传效应/近期效应/远期效应？4、简述三种射线相对危害性的产生机理。
第三章1、辐射防护的三大原则？你个人的理解。
2、个人剂量限值？（辐射工作人员与公众）第四章1、辐射作用于人体的主要方式有哪些？2、核电站外照射的主要来源？3、外照射的防护方法和具体措施。
4、什么叫半厚度（半减弱层）？5、内照射的危害有什么特点？6、可以通过哪几种方法防止放射性物质进入人体？7、什么叫表面污染？表面污染的来源？8、什么叫空气污染？空气污染的主要防护手段？第五章1、核电站总平面的布置可分为哪几部分？2、控制区子区的划分及依据？3、控制区内的着装规定。
4、人员进出控制区的流程。
5、热释光个人剂量计（TLD）和直读式个人剂量剂在使用上有何区别？第二篇：辐射防护管理办法《浙江大学辐射安全与防护管理办法》浙大发设〔2007〕2 号编辑：admin 日期：2009-06-03 14:02第一章第一条总则为了加强放射性同位素与射线装置安全和防护管理工作，保障师生员工健康和环境安全，根据《中华人民共和国放射性污染防治法》(主席令第6 号)、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》(国务院449 号令)、《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》（国家环保总局第31 号令）以及《浙江大学危险化学品（放射源）管理办法》（浙大发保〔2006〕6 号）等有关法律法规精神，制定本办法。
第三章Xγ射线的外照射防护
m / 质量衰减系数（cm2/g）
环境工程 Environmental Engineering
两个常用的概念
• 能谱的硬化： 随着通过物质厚度的增加，不易被减弱的 “硬成分”所占比重越来越大的现象。 • 平均自由程： 线减弱系数的倒数称为光子在物质中的 平均自由程。即λ=1/μ。 表示光子每经过一次相互作用之前，在 物质中所穿行的平均厚度。 N e d / N
环境工程
Environmental Engineering
• 在x射线辐射场中，同一点处以Gy为单位的 比释动能K与以Gy为单位的吸收剂量指数DI， 以及以Sv为单位的剂量当量指数HI数值上 几乎相等。因此可上式算出距离阳极靶r （m）处的吸收剂量指数率、剂量当量指数 率。
环境工程
Environmental Engineering
环境工程
Environmental Engineering
(5） 体 球 源 中 的 射 心 照 量 4As (1 e a ) Q1 : X
环境工程
Environmental Engineering
(6）无限大体积源 任一点的照射量 4As X （不计多次散射） 4As A1 1 A1 ）（计多次散射） X （ 1 a1 1 a2
环境工程
Environmental Engineering
• 2）x射线剂量率的计算 • 在距离靶r（m）处由于x射线机产生的初 级x射线束造成的空气比释动能率可近似按 下式计算：
r0 2 1 K a I x ( ) , 单位：mGy min r I：管电流，mA；r0 1m；
环境工程
Environmental Engineering
辐射防护第三章课件
电离辐射对人体的损伤作用 辐射的来源及其影响 辐射防护标准
3.1 电离辐射对人体的损伤作பைடு நூலகம்
辐射作用人体的方式
1.外照射: 是指辐射源位于人体外对人体造成的辐射照射，包括均匀全身照射、局部 受照。
2.内照射: 存在于人体内的放射性核素对人 体造成的辐射照射称为内照射。
自受精卵至孕龄8周前称为胚胎, 8周以后称 为胎儿。
孕体发育:
胚胎不同发育阶段, 2Gy X射线照射下死胎或畸形的发生率
生物种系
人
猴
大鼠
鸡
龟
大肠杆菌
病毒
LD50（Gy）
4.0
6.0
7.0
7.15
15.0
56.0
2104
表3-5 不同生物种系对辐射的敏感性不同
（2） 辐射的敏感性
卵巢
不育
2.5～6
表3-2 一些确定性效应阈值
组织器官
效 应
单次照射阈值 （Sv）
多次照射的累积剂量的阈值（Sv）
睾丸
精子减少 永久性不育
0.15 3.5
无意义 无意义
卵巢
永久性不育
2.5～6.0
6.0
眼晶体
混浊 视力障碍
0.5～2.0 5.0
5.0 ＞8.0
骨髓
表3-9 2004年各国期望寿命（2006中国卫生统计年鉴）
序号
国 家
男
女
序号
国 家
男
女
序号
国 家
男
女
1
阿富汗
42
42
44
古巴
辐射防护与济量第三章ppt课件
医疗照射的定义：按现行国标规定，患者（包括不 一定患病的受检者）因自身医学诊断或治疗所受的 照射、知情但自愿帮助和安慰患者的人员（不包括 施行诊断或治疗的执业医师和医技人员）所受的照 射，以及生物医学研究计划中的志愿者所受的照射。
在进行医疗照射时，必须认真实施医疗照射的辐射 防护体系基本原则。即医疗照射的正当性判断，防 护与安全最优化和相应的剂量约束与医疗照射指导 水平。
1
前言 第 1 章 基础知识 第 2 章 辐射生物效应 第 3 章 职业照射、公众照射和医疗照射的控
制 第 4 章 辐射防护监测 第 5 章 实践与干预 第 6 章 放射性废物管理及核与辐射设施退役
2
3.1 辐射防护的基本原则
3.1.1 辐射实践的正当性
• 对于任何一项辐射实践，只有在综合考虑 了社会、经济和其他有关因素之后，经过 充分论证，权衡利弊，只有当该项辐射对 受照射个人或社会所带来的利益足以弥补 其可能引起的辐射危害时，该辐射实践才 是正当的。
干预水平等。有效利用资源
13
所有人类活动都伴随有某种危险 辐射防护领域中，用随机性概率表示危险 对职业人员与公众随机性效应的标称概率系数值列于
表3-2
表3-2 随机性效应的标称概率系数
危害(10-2/Sv)a
受照人群 致死癌b 非致死癌 严重遗传效应
成年工人 4.0
0.8
0.8
全人口
5.0
e(g) j,inh 和 e(g) j,ing ，单位为Sv·Bq-1；年摄入量限(ALI)=年 剂量限值/剂量换算系数
30
• 各种表格应用说明
① 对于氡子体照射，如表3-6、3-7，3-8 ② 对于职业照射，如表3-9，3-10，3-11 ③ 对于公众照射，如表3-12，3-13，3-14 ④ 对于婴儿、儿童和成人，如表3-15，3-16 ⑤ 对于表面污染控制水平，如表3-17
辐射防护复习-精品
与靶原子核外电子的非弹性碰撞
当带有正电荷或负电荷的粒子从靶物质原子 近旁掠过时，入射粒子和靶原子的核外电子 之间的库仑力作用，使电子受到吸引或排斥， 从而使电子获得一部分能量。如果传递给电 子的能量足以使电子克服原子核的束缚，那 么这电子就脱离原子，成为自由电子。这时 原子就分离成一个自由电子和一个失去一个 电子的正离子，这种过程称电离。
弹性碰撞
与靶原子核的弹性碰撞
入射带电粒子靠近靶原子核时，由于它们之间的库 仑力作用，粒子受到偏转，改变其运动方向，但不 辐射光子，也不激发原子核，且满足能量及动量守 恒，入射粒子损失一部分动能，转移给原子核。碰 撞后，绝大部分动能仍由入射粒子带走，这样带电 粒子在物质中可继续进行多次弹性碰撞。由这种 与靶原子核发生弹性碰撞引起入射粒子的能量损失， 称它为弹性碰撞能量损失，或核碰撞能量损失。
发，激发态原子退激时发射荧光（又称闪烁光）。 光子从产生地点穿过闪烁体和光导到达光电倍增管的光
阴极，发生光电效应 光电子首先达到第一倍增管，从光阴极到第一个倍增极
的传输系数即第一个倍增极收集效率为K。由于光电倍增 管各电极的电位必须使后一级相对于前一级为正电位， 所以光电子从第一倍增极飞向其后各倍增极经过倍增 （飞行时间几十ns），最后在阳极上收集的电子电荷 电流在阳极负载电路上产生脉冲信号，送给电子仪器处 理。
康普顿效应
在康普勒效应中, γ光子与原子的核外电子发 生非弹性碰撞,一部分能量转移给电子,使它脱 离原子成为反冲电子,而散射光子的能量核运 动方向发生改变。康普勒效应与光电效应不 同。光电效应中光子本身消失，能量完全转 移给电子；康普勒效应中光子只损失掉一部 分能量。光电效应发生在束缚得最紧的内层 电子上；康普勒效应总发生在束缚得最松的 外层电子上。
第3章外照射防护
第二节 X、 γ射线的外照射防护
B－积累因子（build-up factor)
描述散射光子影响的物理量。表示某一点 散射光子数所占份额。
B N N n , col
Bx
X
X n , col
B取决于：源的形状，光子能量，屏蔽材料的原子序 数，屏蔽层厚度，屏蔽层几何条件
Dm fm X
4.比释动能率常数
K
r2 A
K
K
Ak r2
18
第二节 X、 γ射线的外照射防护
5、非点源的照射量率、比释动能率计算
辐射源大小、形状差别，不能简单视为点源； 进行积分计算； 还要考虑源本身的吸收和散射的影响； 线源情况下，当距离比辐射源本身尺寸大5倍以
上时，将其视为点源引入的误差在0.5％以内。
辐射场中某点处设置厚度为d的屏蔽层后 的当量剂量率H(d)，与没有设置屏蔽层时的当量 剂量率H(0)，的比值。
29
第二节 X、 γ射线的外照射防护
（3）透射系数 设置厚度为d的屏蔽层后，离X射线发射点
1m 处 ， 单 位 工 作 负 荷 （ 1mA·min ） 所 造 成 的 当量剂量。 单位：Sv·m2·（mA·min）-1。
（2）窄束单能γ射线在物质中的减弱规律
NN0ed
μ—线衰减系数，cm-1。 21
第二节 X、 γ射线的外照射防护
低能光子更易被高Z物质吸收； 存在一个能量点，μ值最小。
22
（3）两个概念
第二节 X、 γ射线的外照射防护
能谱的硬化：
随着通过物质厚度的增加，不易被减弱的“硬成分” 所占比重越来越大的现象。
第三章辐射对人体的危害和防护标准
水的辐射产物：
H 2O H * *OH eaq H 2 H 2O2 H 3O
pH为中性时，水辐射产物的产额
OH 和水合电子 eaq 是两种最重要的水辐解自 其中羟自由基
*
由基，前者具有强氧化作用，后者具有强还原作用
> 0பைடு நூலகம்4
辐射对细胞的杀伤作用
辐射的致突作用
突变（Mutation）：是细胞的遗传特征以不连续的跳 跃形式发生了突然变异，其化学本质是DNA结构的变
化。体细胞突变可诱发癌症，性细胞突变可导致遗传
效应。 电离辐射是人类首先证实的致突剂。1927年，Müller H．J．用x射线照射果蝇诱发了基因突变。1942年才 证实化学物质有致突变作用。
修复：在自由基反应阶段（10-5s内）若 介质中存在能供氢的分子，如含巯基
化合物（谷胱甘肽G-SH等），则生物
分子自由基可被修复，称化学修复。
氧效应：在有O2情况下，生物分子自由
基被氧化成超氧自由基而难以修复。
辐射对DNA的作用：
1、碱基变化 2、DNA链断裂：是辐射损伤
的主要形式。
-单链断裂（可以实现无差 错修复） -双链断裂（ 难以修复，是 细胞死亡的主要原因）
轻度敏感组织:中枢神经系统、内分泌腺、心脏 不敏感组织：肌肉组织、软骨、骨组织和结缔 组织等
5. 亚细胞和分子水平的放射敏感性 同一细胞不同亚细胞结构的辐射敏 感性有很大差异。细胞核的放射敏 感性显著高于胞浆。细胞内各不同 “靶”分子相对辐射敏感性顺序如 下： DNA > mRNA > rRNA > 蛋白质
第3章 核辐射测量单位及核辐射防护
主讲教师: 杨 佳
《辐射探测技术基础》课程讲授的 主要内容
本课程的理论学时24学时，主要讲授内容包括：
放射性测量的基本知识（4学时）； 射线与物质相互作用（4学时）； 核辐射测量单位及核辐射防护（3学时）； 带电粒子测量方法（6学时）； γ射线测量方法（3学时）；
Ai (t ) i N (t ) i N (0)e
t
i N (0)e
( 1 2 ... i ) t
i 为第i种分支衰变的衰变常数； 式中， 为该核素的总衰变常数。
注意：部分放射性活度随时间是按 e 衰减而不是按 e 衰减的。（原因：任何放射性活度随时间的衰减都是由于原子核数N的
核辐射测量的统计误差和数据处理（4学时）；
第三章
§3.1 §3.2
核辐射测量单位及核辐射防护
核辐射测量常用单位 放射源与标准模型
§3.3
核辐射防护
第一节 核辐射测量常用单位
为了度量放射性物质的量或其辐射量，需要有统一 单位，从原则上讲，完全可以用克或原子数作为单位来度 量放射性物质的量，用库仑为单位来度量辐射能。 但由于放射性物质具有衰变的特点，而且有些放射性 物质的半衰期极短，甚至在称量过程中这些放射性物质的 量也在逐渐变少，所以不能完全用克、原子数等单位来准 确地度量这些放射性物质的量。 要求引入一些专门的单位来表示放射性物质的量及其 辐射量。
A 3.7 104 Bq 13 C 4 . 18 10 Bq / g (理想情况) 10 m 8.86 10 g
实际生产的60Co源的比活度一般只有(1011~1012)Bq/g。
3.1.2 放射性物质的含量单位
1、固体物质中放射性核素的含量单位
辐射防护基础知识
辐射防护基础知识第一章放射源§1-1 物质、原子和同位素自然界中存在的各类各样的物体，大的如宇宙中的星球，小的如肌体的细胞。
都是由各类不同的物质组成的。
物质又是由无数的小颗粒所组成的。
这种小颗粒叫做“原子”由几个原子还能够组成较复杂的粒子叫分子。
如水，确实是由二个氢原子和一个氧原子化合成一个水分子。
无穷多的水分子聚在一路。
确实是宏观的水。
原子尽管很小，它仍有着复杂的结构。
原子由原子核和必然数量的电子组成。
原子核在中心，带正电。
电子绕着原子核在特定的轨道上运动，带负电。
整个原子的正负电荷相等，是中性的。
原子核内部的情形又是如何的呢？简单地讲，原子核是由必然数量的质子和中子组成。
中子数比质子数稍多一些。
二者数量具有必然的比例。
一个原子所包括的质子数量与中子数量之和，称为该原子的质量数。
它也确实是原子核的质量数。
简单归纳一下：质子（带正电，数量与电子相等）原子核原子中子（不带电，数量=质量数-原子序数）电子（质量小，带负电，数量与质子相等，称为原子序数）原子的化学性质仅仅取决于核外电子数量，也确实是仅仅取决于它的原子序数。
咱们把原子序数相同的原子称作元素。
有些原子，尽管它们的原子序数相同，可是中子数量不相同，这些原子的化学性质完全相同。
而原子核有着不同的特性。
例如：11H、21H、31H，它们确实是元素氢的三种同位素。
又如：59CO和60CO是元素钴的两种同位素。
235U和238U是元素铀的两种同位素自然界中已发觉107种元素，而同位素有4千余种。
原子核里的中子比质子稍多，确切地说，质子数与中子数应有一个适合的比例（如轻核约为1：1，重核约为1：15）。
只有如此的原子核才是稳固的，这种同位素就叫做稳固同位素。
若是质子的数量过量或过少，也即中子数量过少或过量。
原子核往往是不稳固的，它能够自发地发生转变，同时放出射线和能量。
这种原子核就叫做放射性原子核。
它组成的原子就叫做放射性同位素，如59CO是稳固同位素，60CO是放射性同位素。
辐射防护3
• 吸收剂量与注量的关系(对重带电粒子，电子入 射的偏安全考虑)
d Φ daScol dl
dm dadl
Scol d D Φ dm
3. 吸收剂量率
定义： 某一时间间隔内吸收剂量的
增量除以该时间间隔的商。
SI单位：戈瑞/秒，Gy/s
8
二、比释动能
1. 简介
间接带电粒子 间接电离粒 子的能量沉 积过程：
γ射线：
en tr 1 g
D Dc
D1 en / 1 D2 en / 2
中子：
tr / tr / c
注意谱的问题，此外还需要进行组织厚度的剂量修正
21
• 电子平衡下：
tr D K (1 g ) E ( )(1 g )
（比释动能） 带电粒子
带电粒子
物质
（吸收剂量）
9
tr
转移能：不带电粒子在某一体积元内转移给次级带电 粒子的初始动能的和，包括在该体积内发生的次级 过程所产生的任何带电粒子的能量，如带电粒子在 轫致辐射中放出的能量，以及在这一体积元内发生 的次级过程中产生的任何带电粒子的能量，包括俄 歇电子的能量在内
其中(e/W)a表示照射量是X或γ射线在空气中的碰撞比 释动能的电离当量。
•对于单能光子
en e x ( )a ( )a W
（Exposure rate） 二．照射量率 X
2. 比释动能（Kerma，kinetic energy release生的所 有带电粒子的初始动能的和除以物 质质量的商。
d tr K dm
SI单位：戈瑞，Gy
11
3.比释动能率
定义： 某一时间间隔内比释动能的增量除 以该时间间隔的商。
辐射防护复习资料
辐射防护复习资料辐射防护是一项十分重要的领域，涉及到各个行业和领域的专业人士。
本文档将为读者提供一份辐射防护的复习资料，帮助读者回顾和巩固相关知识。
一、辐射的概念和分类辐射是指能够传播并产生能量传递的物理过程，包括电磁辐射和粒子辐射两种形式。
电磁辐射包括可见光、红外线、紫外线、X射线和γ射线等。
粒子辐射包括α粒子、β粒子和中子等。
根据辐射的能量和频率，辐射可以按照以下方式进行分类：1. 电磁辐射按照频率从低到高分为无线电波、微波、红外线、可见光、紫外线、X射线和γ射线等。
2. 粒子辐射按照其带电性质和质量可以分为α粒子、β粒子和中子等。
二、辐射的生物效应辐射对人体和环境有一定的影响，常见的生物效应包括辐射病、遗传效应和癌症等。
辐射病是指在短时间内接受大量辐射后产生的急性放射病变。
遗传效应指辐射对后代遗传物质造成的突变或基因损伤。
癌症是长期接受小剂量辐射后可能产生的慢性疾病。
三、辐射防护的原则和方法辐射防护的目标是最大程度地减少人体和环境对辐射的暴露。
在实践中，可以采取以下措施来进行辐射防护：1. 时间控制：减少人员暴露时间，尽量缩短接触辐射源的时间。
2. 距离控制：增加与辐射源的距离，减少辐射通量。
3. 屏蔽控制：使用适当的屏蔽物质隔绝辐射，如使用铅板屏蔽X射线。
4. 个人防护控制：佩戴适当的防护装备，如防护服、手套、护目镜等。
四、辐射防护的应用领域辐射防护在多个领域有着广泛的应用，主要应用领域包括医疗、核工业、航天航空、科研等。
在医疗领域，辐射防护应用于放射诊断、放射治疗以及核医学等。
在核工业中，辐射防护非常重要，以保护从事核工作人员和公众的安全。
在航天航空领域，辐射防护应。
辐射防护课程复习
• 辐射损失：带电粒子在轫致辐射过程中损失的能量 称为带电粒子的辐射损失。
轫致辐射：带电粒子与原子或原子核发生碰撞时突然减 速发出的辐射。
重的粒子产生的轫致辐射往往远远小于电子的轫致辐 射。能量相同情况下电子的韧致辐射是α粒子和质子的106。 因为辐射损失率与Z2、N成正比，所以β粒子打在重元素中 容易产生轫致辐射，这点在选合适的材料阻挡β粒子是很重 要。
辐射防护课程复习
辐射防护的基本任务
要在保护环境，保障从事辐射工 作人员及其后代的安全与健康，保护 公众利益的前提下，允许进行那些可 能产生辐射照射的必要活动；提高辐 射防护措施的效益，促进核科学技术、 核能和其他辐射应用事业的发展。
放射性衰变的基本规律
• 在无外界影响下，原子核自发地发生转变,发射 粒子而蜕变为新的子核，这现象称为原子核的 衰变。
应掌握的量和单位
• 吸收剂量：
单位质量受照物质所吸收的平均辐射能量 ，单位是 ，
专门J名 kg词1是戈瑞（Gray）， 符号Gy，
。
1Gy1Jkg1
• 吸收剂量率 ：单位时间内的吸收剂量。单位是 就是 。
，也
Jkg1 s1
Gy s1
旧名称拉德(rad); 1 Gy = 100 rad (尔格每克，erg/g)
γ射线能量损失
光电效应、康普顿效应和电子对效应
• 在0.01－10MeV能量范围内，γ射线通过物质时 主要有光电效应、康普顿效应和电子对效应三种 作用过程。 其他的反应概率小于1%，可以忽略。
phcp
p光h 电效应截面 康 普c 顿效应截面 电子对p 效应截面。 截面的大小与γ射线的能量和靶物质的性质有关。
• 某一原子核的衰变时刻不能预测，但根据微观 世界的统计性，可以得到放射源中总的放射性 原子核数目的减少规律；具体到每个放射性原 子核的衰变来说，就是服从一定规律进行衰变 的一个随机事件，可以用衰变概率表示。
辐射防护第三章2
乏燃料后处理
后处理产生的气载废物中主要含有反应堆运行过程中燃 料元件内因活化和裂变反应而产生的惰性气体、3H、 14C、129I和90Sr、137Cs、239Pu等，分别经贮存衰变、除 碘和高效过滤装臵净化处理，最后经高烟囱排入大气。 反应堆和乏燃料后处理场气载及液态流出物中3H、14C、 85Kr、 129I易于迁移和弥散，可在全球范围内广泛分布， 且具有足够长的寿命，可在几千年以至几千万年的时间 内对全球公众造成照射。
（3）个人剂量限值（dose limits）
（3）限制个人当量剂量
含义：对于给定的某项辐射实践，不论代价与利益的 分析结果如何，必须用当量剂量限制对个人所受到照射加 以限制。
职业照射
对任何工作人员的职业照射水平进行控制，使之不 超过下述限值： a)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； b)任何一年中的有效剂量，50mSv； c)眼晶体的年当量剂量，150mSv； d)四肢(手和足)或皮肤的年当量剂量，500mSv。
（四） 放射性物质在环境中的迁移
放射性物质在大气中的迁移 放射性物质在地表水体中的迁移 放射性物质在岩石、土壤和地下水中的迁移 放射性物质通过生物链向人的转移
3.3、辐射防护标准
1、目的和基本原则 辐射防护的目的
（1）防止确定性效应的发生；
（2）减少随机性效应的发生率，使之达到可以接受的水平。
铀矿开采过程中主要的辐射危险来源于：吸入氡及其子 体产生的内照射；吸入铀矿尘的内照射；来自矿石的γ、 β射线的外照射；表面污染导致的辐射照射。
铀矿的加工就是对矿石的进行处理，把铀矿石变成化学 浓缩物。工作人员在此过程中有可能受到一定的辐射照 射。
235U的浓缩及燃料元件制造
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
WT
T 全
有效剂量表示了在非均匀照射下随机性
效应发生率与均匀照射下发生率相同时所 对应的全身均匀照射的当量剂量。
有效剂量也可表示为身体各器官或组 织的双叠加权的吸收剂量之和：
E w T •H T w T w R •D T ,R
T
TR
SI单位：希沃特，Sv
1Sv＝/kg
意义：评价随机效应的危险度， 使辐射防护走向定量化。
乏燃料后处理
后处理产生的气载废物中主要含有反应堆运行过程中燃 料元件内因活化和裂变反应而产生的惰性气体、3H、14C、 129I和90Sr、137Cs、239Pu等，分别经贮存衰变、除碘和 高效过滤装置净化处理，最后经高烟囱排入大气。
反应堆和乏燃料后处理场气载及液态流出物中3H、14C、 85Kr、 129I易于迁移和弥散，可在全球范围内广泛分布， 且具有足够长的寿命，可在几千年以至几千万年的时间 内对全球公众造成照射。
（2）标称概率系数（危险度）
参考人的器官或组织T收到单位当量剂量相应的辐射 照射时诱发的有害效应的概率 T
全身均匀照射时的危险度度为 全
（3）有效剂量
❖ 为了计算受到辐射器官和组织带来的总的危险，相对随机 性效应而言，引入有效剂量E
E WTHT
T
HT器官或组织的 ；当量剂量 WT是器官或 T的 组组 织织权(加 重权 因因 子 ) 数
3.2 辐射的来源
生活在地球上的人类每时每刻都受到各种辐射。天然放射性物质广泛 地分布于整个环境中，就连我们的身体内，也存在着14C、40K之类的 放射性核素。地球上的所有生命，是在此类辐射的背景下不断进化而 来的。
按照辐射的来源分为：天然辐射和人工辐射
天然辐射包括宇宙射线，来自地球本身存在的天然放射性核素发出的 αβγ射线，空气中氡及其衰变产物，以及包含在食物及饮料中的各种 天然存在的放射性核素。
铀矿的加工就是对矿石的进行处理，把铀矿石变成化学 浓缩物。工作人员在此过程中有可能受到一定的辐射照 射。
235U的浓缩及燃料元件制造
铀的转化、浓缩和燃料元件制造过程中放射性核素的 释放量很小，主要包括长寿命铀同位素234U、235U和 238U，以及238U 的短寿命子体234Th和234Pam，固体 废物的产生量很少。
第3章 电离辐射对人体的危害及辐射防护标准
3.2辐射来源 3.3辐射防护标准
一. 与个体相关的辐射防护量
（1）当量剂量HT,R
器官或组织T中的平均吸收剂量DT,R与辐射 权重因子wR的乘积
式中：HT,WRRw－R辐•D射T,R权重因H 子T （ R表w3R.•7D ）T,R ；
DT,R－器官、组织的平均剂量 单位： 希［沃特］，1Sv＝1J/kg （历史上曾用单位：雷姆rem，1rem＝0.01Sv ）
反应堆运行
在反应堆正常运行的情况下，燃料元件中的235U裂变 而产生的各种气态及颗粒态裂变产物都包容在元件包 壳内，但个别元件包壳的破损会使其扩散而向大气释 放或进入冷却剂中。此外，堆结构材料和包壳材料的 腐蚀产物在堆芯区也会被中子活化，由此导致冷却剂 的污染。因此，各类反应堆都装有净化装置去除气载 及液态放射性核素。除3H和14C外，绝大部分反应堆正 常运行所致的集体剂量是由局部地区和区域范围内居 民承受的。
❖铀矿的开采和加工 ❖235U的浓缩及燃料元件制造 ❖反应堆运行 ❖乏燃料后处理 ❖固体废物的处置和运输
铀矿的开采和加工
开采出来的矿石经放射性分选后，再经破磨、浸出、离 子交换、萃取、沉淀和结晶等水冶工艺，制备出铀化学 浓缩物和核纯产品。
铀矿开采过程中主要的辐射危险来源于：吸入氡及其子 体产生的内照射；吸入铀矿尘的内照射；来自矿石的γ、 β射线的外照射；表面污染导致的辐射照射。
固体废物的处置和运输
反应堆运行及乏燃料后处理中产生的中、低放射性固体废 物一般在近地表设施内埋藏处置，高放固体废物则倾向于 深地层地质处置，退役后的反应堆也将成为未来固体废物 管理的一个组成部分。
固体废物处置对公众造成照射的主要途径是废物体中所含 的放射性核素在特殊情况下，被地下水浸出而造成的核素 迁移。因此，中低放固体废物库的建造要求隔离地下水。 各种放射性物质及废物的运输会对沿途公众产生小剂量的 外照射。
1 矿物开采与应用对辐射水平的影响
伴生矿：矿物中的放射性物质含量达到一定比例。 伴生矿资源利用分为三大类：半生矿的开采和精 选、半生矿的冶炼、产品的使用。 半生矿开发利用过程中，矿物中的天然放射性核 素的迁移和扩散使环境中的辐射水平增高，从而 增加了公众的照射剂量。
2 核燃料循环对辐射水平的影响
人工辐射包括医用X射线，来自大气核武器试验的放射性尘埃、由核 工业排放出的放射性废物、各种用途的人工放射源与射线装置等。
（一） 天然辐射源
❖ 宇宙射线 ❖ 宇生放射性核素 ❖ 原生放射性核素
1 宇宙辐射
宇宙射线来自外层空间，是许多种辐射的混合物，包括质子、α粒子、电子 以及其他各种奇特的高能粒子，所有这些高能粒子都与地球的大气层发生强 烈的作用。宇宙辐射到达地面时，其主要成分变为各种介子、中子、电子、 正电子和光子。 宇宙射线按照来源分为银河系宇宙射线和太阳辐射。 由于大气的吸收，达到地球表面的宇宙辐射大大减少。宇宙射线粒子的注量 率在不同纬度和海拔高度有所不同。
原生放射性核素广泛存在于地球的岩石、土壤、江河、湖海中，其活度、 浓度和分布随岩石构造的类型不同而变化。花岗岩中的活度、浓度最高； 而土壤和岩石中所含的铀、钍、镭、钾等元素，以40K活度浓度最高。
（二） 人工辐射源
定于：人类受到的来源于人类的实践活动的辐射 主要来源于矿物的开采、核动力生产、核武器爆 炸、放射性同位素的应用、射线装置、医疗照射 等。
2 宇生放射性核素
定义：宇宙射线与大气层中的核素相互作用产生的放射性核素，有的是 与地表中核素相互作用产生的。
3 原生放射性核素
地球上生来就有的放射性核素。 分为两大类：有衰变系列的核素，铀系、钍系、锕系。
单次衰变的放射性核素，如40K、87Rb、138La、147Sm、176Lu
在全球范围内，天然辐射源的平均年有效剂量约2.4mSv，外照射占 37.5%，内照射占62.5%。