电离辐射剂量与防护概论—第四章复习

& & H L ,h H L .h ⋅ r 2 ηr ≤ & = H0 1.4 × 10 5 A Γ q
减弱倍数
K≥
1.4 ×10 AΓq & H L ,h ⋅ r 2
5
求得K后，可查P199起附表 6~13一定γ能量和屏蔽物下减弱 K倍的对屏蔽物厚度
例7、强辐射场所用的γ辐射源，通常都是在水井中进 行倒源工作。强辐射源的运输容器高度为1m，从容器 中提出源时，源可高出容器口不超过0.5m。现倒装 60Co辐射源的活度为1.85×1015Bq，问需要多深的水 井，才能使水井表面的当量剂量率低于3µSvh-1。
1.2、外照射防护的基本方法
1、减少接触放射源的时间 2、增大与放射源的距离 3、设置屏蔽
1.3、屏蔽材料的选择
α 一般选低Z材料 纸、铝箔、有机玻璃 β 低Z+高Z材料 铝、有机玻璃、混凝土、铅 X、γ 高Z材料、通用建筑材料 铅、铁、钨，铀 N 高Z材料、含氢低Z材料 、含硼材料 水、石蜡、碳化硼铝、含硼聚乙烯
第二节 γ射线的剂量计算
γ点源的照射量率计算 点源：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5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。 非点源：辐射场中某点与辐射源的距离，比 辐射源本身的几何尺寸小于5倍，且辐射源 有一定的大小和形状，因而该辐射源不能视 为简单的点源。
E 0.695 2 & D = 4.58×10-14AZe ( b )2 (µen / ρ) = 4.58×10−14 ×3.7 ×1012 ×5.85× ( ) × 2.918×10−3 r 1 −3 −1 = 3.105×10 Gyh
β射线的辐射权重因子为1，故
& H I = WR D = 3.105 × 10 −3 Svh −1
（4.75）
3、中子在屏蔽层中的减弱
中子在物质中衰减规律总结：
非弱性散射：有阈值，中子能量在25MeV以下，非弹性散射截面 随中子能量增大而增加。 弹性散射：与中子相碰撞的原子核越轻，中子转移给反冲核能量 越多。氢是1MeV左右的中子最好的慢化剂。 1MeV 要使快中子（0.5~10MeV）慢化，首先应使用重或较重的物质， 通过非弹性散射使中子能量很快降低到与原子核的第一激发能级 相应的能量以下；以后再利用含氢物质，能过弹性散射使中子能 量进一步降低到热能区。 硼的热中子慢化截面大，且其伴随的γ辐射能量低，因而适宜做热 中子慢化剂。反应堆中常用其吸收热中子，调节临界系数。
K≥ 1.4 × 10 5 AΓq 1.4 × 10 5 × 1.85 × 1015 × 2.503 × 10 −18 2.161 × 10 9 = = & H L ,h ⋅ r 2 3 × 10 −6 × r 2 r2
K = f (d )
曲线A根据P109页附表6各向同性点源射线减弱K倍所需的水屏蔽层 厚度作出，曲线B根据作出。A、B两曲线交点相应的水深约为33m， 再加上操作源所需的厚度1.5m，因而水井总需深度为34.5m。
δ = Ay = 3.7 × 1012 × 405 × 10 −6 = 1.4985 × 10 9 s −1
H n = ϕf HI , n
δ 1.4985 × 10 9 = f H ,n = × 34.5 × 10 −15 = 1.029 µSv ⋅ s −1 4πr 2 4π × 2 2
γ当量剂量率： 查P82页表4.4得核素226Ra的空气比释 动能常为6.13×10-17C m-2kg-1Bq-1s-1。
A ⋅ F ⋅ Eb 4πr 2
β射线所致轫致辐射的屏蔽计算
E & & H = 4.58 ×10 −14 A ⋅ Z e ⋅ ( b ) 2 ⋅ ( µen / ρ ) ⋅ q ⋅η ≤ H L ,h r & H L,h ⋅ r 2 即 η= 2 4.58 × 10 −14 A ⋅ Z e ⋅ Eb ⋅ ( µen / ρ ) ⋅ q
12 AΓk 3.7×10 − & & Hγ =WRD≈WRK =WR 2 =1×6.13×1017 × 2 = 56703Sv⋅ s−1 . µ R 2
P128 例1 中子屏蔽计算的例子
7.5 × 10 −6 = = 2.415 × 10 −3 η≤ 2 −3 -14 4.58 × 10 AZ e Eb ( µ en / ρ ) 3.105 × 10 & H L ,h ⋅ r 2
相应的减弱倍数为：
K = 1 / η = 414
查P202页附表，可得铅的屏蔽厚度为5.86cm。
第六节 中子外照射的防护
算出透射比η，和与此相应的减弱倍数 K=1/η，即可得到屏蔽轫致辐射所材料的 屏蔽厚度。 P110 例3
例10、设计为存放活度为3.7×1012Bq的32P点状源的溶器。 选定用有机玻璃作内层屏蔽层，铅作外屏蔽层。计算所 需的有机玻璃和铅各为多厚？假设离辐射源1m的当量剂 量率控制水平为7.5µSvh-1。若内外层材料颠倒过来，则 又将怎么样？ 由P105页表4.9某些放射性核素β射线的最大能量和平均 能量可知，32P的β射线最大电子能量为1.711（100%）
第五节 β射线外照射防护
β射线特点：能谱连续，在物质中的减弱近似指数规律 散射显著； 轫致辐射； β点源的剂量分布与距离平方成反比，但有很多修正项。 β点源对空气吸收剂量率近似：
A & D = 8.1× 10 −12 2 r
β射线的射程
R = 0.412 E (1.265−0.0954 ln E ) R = 0.53E - 0.106 0.01 < E < 2.5MeV 2.5 ≤ E < 20MeV
计算宽束流中子减弱的分出截面法 经历散射作用的中子被有效地从穿出屏蔽的中子束 中“分出”了，使穿过屏蔽层的都是哪些在屏蔽层内未 经相互作用的中子。 满足下列条件可用分出截面法：
A、屏蔽层足够厚，使得在屏蔽层后面的当量剂量主要是由中子 束中一组贯穿能力最强的中子的贡献所致； B、屏蔽层内须含有铁、铅之类的中等重或重的材料，以使入射 中子能量能通过非弹性散射很快降低到1MeV左右； C、屏蔽层内要含有足够的氢，以保证在很短的距离内，使中子 能量从1MeV左右很快降到热能区，并使其能在屏蔽层内被吸收。
1中子源特点总结：
放射性中子源 优点：各向同性、源的总体尺寸小（可视为点源） 缺点：中子产额低（400 中子/（106 s Bq））， 中子场常伴随有γ辐射 加速器中子源 优点：产额高（109~1010中子/（s µA）） ， （p，n）源伴随γ辐射少 缺点：中子产额角分布严重，各角度中子分布不均 中子源体积较大
为使参考点上中子注量率降低到 ϕL(m-2s-1)，所需 屏蔽厚度d，可由下式计算：
− ϕ n ( d ) = ϕ n 0 B n qe ∑
R
d
≤ ϕL
即 e∑R ≥
d
AyB n q ϕ n 0 Bn q = 4 π r 2ϕ L ϕL AyB n q ln[ ] 2 4π r ϕ L
所以 d = 1
d1 d 2 = ρ 2 ρ1
宽束X或 射线的减弱规律 宽束 或γ射线的减弱规律
N = N0B e
−µd
B－积累因子（build-up factor) －积累因子（
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取决于 ： 源的形状 ， 光子能量 ， 屏蔽材料的原子序 取决于： 源的形状， 光子能量， 取决于 屏蔽层厚度， 数，屏蔽层厚度，屏蔽层几何条件 给定辐射源和屏蔽介质的话，只与光子能量 γ 给定辐射源和屏蔽介质的话，只与光子能量Eγ 和介质 厚度（平均自由程数µd）有关， ） 厚度（平均自由程数 ）有关，即B（Eγ，µd）。 （
& & Dm ≈ K a
（对水、肌肉、软组织）
第三节 X、γ射线在物质中的减弱规律
窄束X或γ射线的减弱规律
窄束— 入射光子发生一次相互作用，就认为该光子消失 宏观衰减量—质量能量减弱系数、质量厚度 物质对光子数目衰减
N = N 0e − (u / ρ ) d
两个概念
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。如果d＝λ，即厚度等于一个平 均自由程，X或γ射线被减弱到原来的e-1。 康普顿效应占优时，估算，
Eb = Emax / 3
轫致辐射能注量率ψ
ψ = 1.6 ×10 −13
A 是β源的活度，Bq； ψ单位Jm-2s-1 β Bq ψ Jm 屏蔽层中β射线产生的轫致辐射在r(m)处空气中的吸 收剂量率： D单位Gyh .
E & D = 4.58 ×10 −14 AZ e ( b ) 2 ⋅ ( µ en / ρ ) r -1
第四章回顾
第一节 外照射防护的一般方法
1.1、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。 内、外照射的特点
照射方式 内照射 外照射 辐射源类型 多见开放源 多见封闭源 危害方式 电离、化学毒性 电离 常见致电离粒子 照射特点
α、β 持续 高能β、电子、γ、 间断 X、n
多层介质情况 两种介质的原子序数相差不大，
两种介质的原子序数相差很大， 1）低Z介质在前，高Z介质在后： 2）高Z介质在前，低Z介质在后： 能量低时， 能量高时，
♣
排列屏蔽材料时，应低Z在前，高Z在后。
第四节 γ射线的屏蔽计算 γ点源屏蔽计算
点源，初级辐射γ占主导时：
透射比：
1.4 × 105 AΓq & H0 = r2
γ点源的照射量率计算 点源的照射量率计算 照射量率常数