辐射防护(物理基础与单位)

四、比释动能（K）
定义：不带电致电离粒子与物质相互作用时，在 单位质量的物质中产生的带电粒子的初始动能的总和。 即： K=dEtr/dm 比释动能的单位与吸收剂量相同。
五、当量剂量（HT，R） 吸收剂量与辐射权重因子的乘积。即： HT，R=DT，R· WR WR为Ｒ类辐射的辐射权重因子（表1-1）。 当量剂量特别给它起了一个专用名称叫希[沃 特]（Sv）。
辐射防护的方法与屏蔽
辐射对人体的照射方式有外照射和内照 射两种。外照射是体外辐射源对人体造成 的照射，而内照射是指进入体内的放射性 核素对人体造成的照射。前者主要由X、γ 射线、中子束、高能带电粒子束和β射线 引起的；后者则主要因人们通过吸入、食 入、完好皮肤或皮肤伤口吸收了放射性核 素造成的。针对这两种照射方式，有两种 完全不同的防护方法。
七、待积当量剂量（ HT （ t ））与待积有效剂 量（E（t）） 待积当量剂量（HT，50）的定义是：单次摄入 的放射性物质在其后的 50年内对所关心的器官 或组织所造成的总剂量。即：
H T , 50

t 0 50
t0
H

T ,R
dt
Байду номын сангаас
积分时间定为50年是与放射性职业人员 终身工作时间相对应的。
对中子的屏蔽
中子的屏蔽与中子能量有 关。对于能量高的中子应先用 含氢物质作近距离减速。中子 的反散射和天空返照问题突出， 应特别予以注意。
内照射防护与外照射 防护方法完全不同，最根 本的防护方法是尽量减少 放射性物质进入体内的机 会。
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（二） X射线发生器的照射量率计算 X射线发生器在离靶 r m处，产生的照射量率） 粗略地可按下式计算：
X

=I· υ/r2 C· kg-1· s-1
（9-2）
如果照射时间为 t(min) ，则 t 时间内造成的照 射量为 X X=I· t· υ/r2 C· kg-1 （9-3）

注：I—管电流（mA）或平均电子束流（μA）； υ—在给定的管电压和射线过滤情况下，X射线的发射率 常数，数值上等于距离靶1m处，由单位管电流（1mA） [或单位平均电子束流（1μA）]造成的照射量率，单位 用2.58×10-4C·kg-1· m２ · mA-1· min-1表示。
1静电单位电荷量的离子对为：
1 9 2.083 10 10 4.8 10 ↓
个离子对
1R X射线或γ射线照射量有以下等值定义：
1.在0.001293g空气中形成1静电单位电荷量的正离子或负离子； 2.在0.001293g空气中形成2.083×109对离子；
3.在0.001293g空气中交给次级电子7.05×1010eV 或11.3×10-9J的辐射能量；
举例： 例如有甲、乙2人,甲的骨表面接受0.3Sv 的当量剂量， 而乙的骨表面 0.2Sv 的照射，同时肝脏又受到 0.1Sv 的照射，哪个人危险更大些？ 答： 根据表1-3给出的WT值按公式1-20计算如下： E甲=0.01×0.3=0.003 Sv (骨表面WT=0.01) 甲相当于全身均匀照射0.003Sv 的危险性。 E乙=0.01×0.2+0.05×0.1=0.007 Sv (肝脏WT=0.05) 乙相当于全身均匀照射0.007Sv的危险性。显然乙受 到辐射的危害大于甲。
伦琴的定义是：在X射线或γ射线照射下， 0.OO1293g空气（相当于0℃和101kPa大 气压力下1cm3干燥空气的质量）所产生的 次级电子形成总电荷量为1静电单位的正离 子或负离子。即：
1静电单位电荷 3.336 10 10 C 4 1 1R 2 . 58 10 C kg 0.001293g 1.293 10 6 kg
【例】在X射线透视检查中，X射线管的电压在 50~810kV 之 间 ， 管 电 流 为 2~5mA 。 若 取 管 电 压 为 70kV ，管电流为 3mA ，射线出口处用 2mm 铝作过滤 板，计算此种情况下距靶５０cm处的照射量率。 按题意， I=3mA ， r=50cm=0.5m, 对于管电压 70kV ， ２ mm 铝 作 过 滤 板 ， 由 图 ９ - ４ 查 得 υ ＝ 0.58×2.58×10-4C· kg-1· m２· mA-1· min-1。 因此，按（９-２）式在r=0.5m处的照射量率计算为： X＝I·υ／r2 ＝3×0.58×2.58×10-4×（1/0.5）２ ＝1.79×10-3 C· kg-1· min-1。
外照射防护一般采用下述三 种方法中的一种，或几种方法联 合应用
①缩短受照时间 ②增大与辐射源的距离 ③在人与辐射源之间增加防护 屏蔽
X射线和γ射线的屏蔽
高密度和高原子序数的材料，作为防 止X射线和γ射线的屏蔽较为有效，例如 铅(原子序数82)、水泥和钢铁。因为这些 物质有很多的原子和电子，可以和光子发 生康普顿效应和光电效应，使入射光子的 能量减少，达到屏蔽的目的。 γ射线的衰 减系数与能量有关。
辐射防护剂量测量
（物理基础与单位）
放射危险标志物
辐射防护常用量 及其单位
辐射防护常用量及其单位 一、放射性活度（A） A=dN/dt 国际单位（SI）为贝可[勒尔]， 简称贝可（Bq）， 旧单位是居里（Ci）， 1Ci=3.7×1010Bq=3.7×1010核衰变/秒。
二、照射量（X） 定义：X射线或γ射线在单位质量（dm）的 空气中，与原子相互作用释放出来的次级电子 完全被阻止时，所产生的同一符号离子的总电 荷（dQ）即： X = dQ/dm 国际单位（SI）： 库[仑]每千克（C· kg-1）， 旧单位为伦琴（R）， 1R=2.58×10-4C· kg1。
六、有效剂量（E） 有效剂量（ E ）是指全身受到均匀照射或 不均匀照射当量剂量（HT，R）的加权值。
E
W
T
T
H T ,R
由于WT没有量纲，所以有效剂量（E）和当量 剂量一样，也以希[沃特]（Sv）为单位。
组织权重因数WT
为辐射防护目的，器官或组织的当量剂
量所乘以的因数称组织权重因数。乘以 该因数是为了考虑不同器官或组织对发 生辐射随机性效应的不同敏感性。
如果单次摄入 R 类放射性核素对人体器官或 组织（ T ）造成的待积当量剂量 HT ， 50 乘以相应 的权重因子 WT ，随后对所涉及的器官或组织 （T）求积，即可得待积有效剂量E50。即：
E50
W
T
T
H T ,50
待积有效剂量E50可以作为由于单次摄入 放射性核素，预计平均对一个个体将要造成的 随机性健康效应诱发率的衡量指标。
4.在1g空气中交给次级电子87.3×10-7 J的辐射能量。

注意事项
照射量率 X =dX/dt
注意：照射量和照射量率只对空气而言，只是 从电离本领的角度说明 X射线或γ射线在空气 中的辐射场性质，仅适用于X射线或γ射线 。
三、吸收剂量（D）
dE D dm
dm为被照射物质的质量，dE为其吸收的 辐射能。 吸收剂量的国际单位（SI）为：J· kg-1。 国际单位专用名称是戈[瑞]（Gy）， 旧有专用单位为拉德（rad）,1Gy=100rad。
吸收剂量与照射量的区别： 吸收剂量：适用于任何射线和任何靶物质，衡量 的指标是被照射物质所吸收的辐射能量。 照射量：只适用于X射线及γ射线，靶物质是空气， 衡量的指标是在空气体积内形成的次级电子所产生离 子总电荷量，即 X 射线或 γ 射线通过该体积的空气时 所放出的能量，是辐射场的量度。 空气辐射场的 X 或 γ 射线，可通过下式将照射量换 算为吸收剂量D： D=33.84X 式中，X为照射量，单位为C· kg-1，33.84为换算系数， D的单位为Gy。