核辐射防护期末复习

●什么是电离辐射剂量?
电离辐射剂量实质是电离辐射对受照物质造成的
真实效应或潜在影响的一种物理度量。

●为什么对电离辐射要进行防护？
核技术的的广泛应用导致可能对人体造成损伤：
1. 核能应用（包括核武器的制造）
2. 核技术在工农医等各部门的应用
●按射线本质分类
1.粒子辐射：是指组成物质的基本粒子，或由这些粒子组成的原子核。

既有能量又有静止质量。

粒子辐射是一些高速运动的粒子，消耗自己的动能把能量传给被穿透的物质。

粒子辐射包括电子、质子、中子、α粒子、β粒子和带电重离子等。

2.电磁辐射：实质是电磁波，仅有能量，没有静止质量。

包括无线电波、微波、可见光、紫外线、X射线和γ射线等。

●按与物质的作用能力分类
1.电离辐射：通过初级和次级过程引起物质电离，如α粒子、β粒子、质子、中子、X射线和γ射线等，对于X、γ射线，一般当E > 10ev时可以引起电离辐射，或当波长λ< 100nm时可以引起电离辐射。

2.非电离辐射：与物质作用不产生电离的辐射，如微波、无线电波、红外线等,但现在也不能忽视对人体的长期危害作用。

●按与物质的作用过程分类
1.直接电离辐射：一般指由带电粒子与物质通过初级作用过程引起电离的辐射，包括电子、质子、α粒子、β粒子和带电重离子等；
2.间接电离辐射：一般指通过次级过程引起电离的不带电粒子形成的辐射，包括X、γ射线、中子等；
解释：不带电的光子、中子也能直接产生电离，但这类粒子与核外电子的作用发生几率要远远小于带电粒子，因此主要是靠它们与物质相互作用过程中产生的次级带电粒子间接来完成的。

●粒子数(N)：发射、转移或接受的粒子数目，单位是1。

●粒子数密度(n)：表征辐射场疏密程度，是单位体积内自由粒子的个数；单位是m-3。

●辐射能(R)：发射、转移或接受的辐射粒子的能量(不包括静止能)，单位是J。

●粒子和辐射能随时间的变化率称为粒子通量和能量通量，表征粒子和辐射能在时间上的频繁程度。

●粒子和辐射能随空间的变化率称为粒子注量和能量注量，表征粒子和辐射能在空间上的疏密程度。

●按照放射源对人体健康和环境的潜在危害程度，将放射源分为5类：
Ⅰ类放射源为极高危险源：没有防护情况下，接触这类源几分钟到1小时就可致人死亡；
Ⅱ类放射源为高危险源：没有防护情况下，接触这类源几小时至几天可致人死亡；
Ⅲ类放射源为危险源：没有防护情况下，接触这类源几小时就可对人造成永久性损伤，接触几天至几周也可致人死亡；
Ⅳ类放射源为低危险源：基本不会对人造成永久性损伤，但对长时间、近距离接触这些放射源的人可能造成可恢复的临时性损伤；
Ⅴ类放射源为极低危险源。

不大可能对人造成永久性损伤。

●根据射线装置对人体健康和环境的潜在危害程度，从高到低将射线装置分为Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类。

Ⅰ类为高危险射线装置，事故时可以使短时间受照射人员产生严重放射损伤，甚至死亡,或对环境可能造成严重影响；
Ⅱ类为中危险射线装置，事故时可以使受照人员产生较严重放射损伤，大剂量照射甚至导致死亡；
Ⅲ类为低危险射线装置，事故时一般不会造成受照人员的放射损伤。

●辐射作用后产生的生物效应的特点
●1)低吸收能量引起高生物效应
●以6Gy剂量的X或γ射线的全身急性照射为例，它可以致人死亡，但是此时吸收的能量如果全部
转换为热能，却只能使组织的温度升高0.0014摄氏度。

●2)短暂作用引起长期效应
●辐射品质：不同种类和不同能量的射线有不同的生物效应。

●传能线密度LET（linear energy transfer）：单位长度上发生的能量转移。

●高LET辐射（high LET radiation）：直接产生的或通过次级带电粒子产生的各电离事件之间的
距离以细胞核的尺度衡量比较小的辐射。

一般指快中子、质子和α粒子等。

●低LET辐射（low LET radiation）：直接产生的或通过次级带电粒子产生的各电离事件之间的距
离以细胞核的尺度衡量比较大的辐射。

一般指X、γ、β辐射等。

●一般说来，高LET辐射(n，α)的生物效应比低LET辐射 (X，γ)的更为明显或严重。

●放射性核素的体表沾染：是指放射性核素沾染于人体表面(皮肤或粘膜)。

沾染的放射性核素对沾
染局部构成外照射源，同时尚可经过体表吸收进入血液构成体内照射。

●躯体效应（somatic effects）发生在受照者本人身上的效应。

●遗传效应（hereditary effects）发生在受照者后代身上的效应
●确定性效应有剂量阈值效应的严重程度与剂量成正比
●随机性效应无剂量阈值发生几率与剂量成正比严重程度与剂量无关
●中子对诱发慢性白血病贡献较大。

●射线对人体的作用
有益的：
⏹人类生存条件之一，
⏹天然辐射提高免疫力、刺激作用。

有害的：
⏹大剂量照射时，可能得各种放射病；
●待积当量剂量是人体单次摄入放射性物质后，某一器官或组织在τ年内将要受到的累积的当量剂
量
●受到辐射危险的各个器官或组织的待积当量剂量经组织权重因数wT加权处理后的总和。

●集体当量剂量是受照群体每个成员的器官或组织的当量剂量的总和。

●集体有效剂量是受照群体每个成员的有效剂量的总和。

●人工辐射来源
1.医疗辐射
2.核爆炸（放射性落下灰：局部沉降、全球性沉降、带状沉降）
3.核电站4燃煤的放射性污染问题（是核电站的3倍）
●实践——通过选择而承担的一种会引起总剂量增加的人类活动。

核医学手段的应用，建立核电厂
是实践的例子。

●干预——为了降低照射而针对辐照所采取的一种活动。

对现有住房进行降氡改造是干预的例子。

●照射类型：职业照射、医疗照射、公众照射
●两种评价：源相关评价、人相关评价
●许多辐射防护决策可以标准化，这样就不需要针对各个情况重复评价和决策过程。

要做到这一点
最简单的方法是采用一些可测量的或可评价的量来作为整个评价的替代物。

这样一些值就称为参考水平。

（记录水平、调查水平、干预水平）
●职业照射的剂量当量限值：
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)眼晶体的年剂量当量，150mSv；
d)四肢(手和足)或皮肤的年剂量当量，500mSv。

●职业照射中的年轻学徒、学生
对于年龄为16岁一18岁接受涉及辐射照射就业培训的徒工和年龄为16岁一18岁在学习过程中需要使用放射源的学生，应控制其职业照射使之不超过下述限值：
a)年有效剂量，6mSv；
b)眼晶体的年剂量当量，50mSv；
c)四肢(手和足)或皮肤的年剂量当量，150mSv。

●职业照射在特殊情况下对剂量限值的临时变更
a)依照审管部门的规定，可将剂量平均期破例延长到10个连续年；并且，在此期间内，任何工作人员所接受的年平均有效剂量不应超过20 mSv，任何单一年份不应超过50mSv；此外，当任何一个工作人员自此延长平均期开始以来所接受的剂量累计达到100mSv时，应对这种情况进行审查；
b)剂量限制的临时变更应遵循审管部门的规定，但任何一年内不得超过50mSv，临时变更的期限不得超过5年。

●公众照射
a)年有效剂量，1 mSv；
b)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5 mSv；
c)眼晶体的年剂量当量，15 mSv；
d)皮肤的年剂量当量，50mSv。

但是，应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。

应将探视食人放射性物质的患者的儿童所受的剂量限制于1mSv以下。

❖限值不包括天然本底和医疗照射；
❖限值用于规定期间有关的外照射剂量与该期间摄入量的50年（儿童，70年）的待积剂量之和；❖隐含着对最优化的剂量约束值一年中不应超过20mSv；
❖特殊情况下，公众每5年平均剂量不超过1mSv a-1，在单独一年的有效剂量可允许大一些；
❖年剂量当量的设置是为了防止局部照射中的确定性效应；
❖皮肤剂量限值指在任一1cm2，不论受照的皮肤面积；
❖剂量限值只是防护体系的一部分，刚好达到可忍受程度的边缘上的一个点。

❖剂量限值为内外照射之和，但不包括天然本底照射和医疗照射
❖在上述剂量当量限值基础上的次级限值
❖(1) 用于外照射的次级限值分别有浅表和深部剂量当量限值,分别为500mSv/a和50mSv/a；(2) 用于内照射的次级限值
用于年射入量限值(ALI)；对各种核素的ALI值见参考书《辐射剂量学常用数据》。

●导出限值
概念：通过一定的模式导出一个供辐射防护监测结果比较用的限值，称为导出限值。

性质：由于是作为比较用，因此只能采用估计方法进行预估
DAC＝ALI/2.4 103
重点掌握
❖辐射效应：随机性效应与确定性效应。

❖辐射防护基本原则
❖辐射防护基本标准
❖辐射安全评价
❖辐射防护体系的一些重要概念
中子源按产生方式：加速器，反应堆，等离子体，放射性核素中子源镅241 锎252
●体模
在辐射防护、放射治疗和辐射加工中，为了模拟测量和计算受外部辐射源照射的人体、实验动物或辐照产品中的吸收剂量分布，设计或制作的一些具有约定尺寸和材料组成的模型。

这些模型在材料上一般选取和模拟对象等效的材料制作，外形上根据对象做成类似形状，并做适当简化。

应用上，由于人体是不允许分割的，因此围绕人体制作的各类体模是最多的。

制造材料材料按质量：氧－76.2%,氢－10.1%,碳－11.1%,氮－2.6%;
根据制作材料把体模分为：
水体模：以水作为测量材料，对于光子和电子射束具有良好的组织等效性[3]；
固体体模：常采用各种塑料，如对于中子采用组织等效塑料（A150）、聚甲基丙烯酸甲脂（PMMA）。

优点是可塑性好，便于移动。

是放疗设备中必备的辅助设备之一，常用于检测射束的剂量学性质是否正常。

●ICRU球体模氧－76.2%,氢－10.1%,碳－11.1%,氮－2.6%;
●指数量Di和Hi定义
辐射场中某点的吸收剂量指数Di：把该点作为ICRU球的球心，测量得到的球内的最大吸收剂量D值。

辐射场中某点的剂量当量指数Hi：即当ICRU球心位于该点时，球内的最大剂量当量H值。

深部剂量当量指数Hi,d ≤50mSv·a;
浅表剂量当量指数Hi,s ≤500mSv·a;
即可以认为没有超过辐射防护的剂量基本限值；
●衍生辐射场：由实际辐射场抽象出来的，具有某些规定特性的辐射场。

●扩展场：注量及其角分布、能量分布在所关心的区域处处与实际辐射场中参考点的相同的辐射
场。

●齐向扩展场：注量及其能量分布在所关心的体积中处处与实际辐射场中参考点的相同，而注量
是单向的衍生辐射场。

●扩展场和齐向扩展场都是在无受体条件下定义的，不是现实中的辐射场，但是：
●在空气中离所有辐射源都比较远的某一限定体积中的辐射场是均匀的，因而满足扩展场的条件
(当参考点选择在该限定体积中的某一点时)。

●在离准直孔较远的单射束中某一个小区域内的辐射场满足齐向扩展场的条件；
●当探测器几何尺寸与辐射场分布范围相比很小时，此时可以认为在探测器中心位置处近似满足
扩展场的条件；
●由于皮肤和全身有不同的剂量当量限值，而不同类型、能量的射线对人体的贯穿能力不同，因
此有必要对辐射按其在人体体表和全身产生的剂量当量比值进行分类：
●如果HT,皮肤> 10倍HE ,皮肤，表示射线能量大部分停留在人体表层，即为弱贯穿，反之为强
贯穿；
●能量低于15keV的γ辐射，能量低于2MeV的β辐射或电子束一般视为弱贯穿；中子全部视为强
贯穿。

●环境测量用剂量当量以ICRU球中指定深度处的剂量当量来衡量处于辐射场中的人体受照情
况，可用具有规定性能的环境监测仪表来测量。

●个人测量用剂量当量以人体指定深度处软组织中的剂量当量来衡量人体受照情况，可以用规
定性能的个人剂量计测量。

●周围剂量当量H*(d)
●用途
●环境监测，把外部辐射场和处于辐射场中的人体有效剂量联系起来。

●定义
●辐射场中某点的周围剂量当量H*(d)是由相应的齐向扩展场在ICRU球中正对着齐向场方向的半
径上深度d处产生的剂量当量。

●H*(d)主要用于强贯穿场情况，且多用H*(10)
●周围剂量当量H*(d)
●H*(d)表示来自周围各个方向的辐射在ICRU球中产生的剂量当量，数值上等于扩展场中各个方
向上的辐射在正对着其入射方向的ICRU球半径上深度d处产生的剂量当量之和，从而由参考点的辐射场唯一确定。

从定义可知，H*(d)与辐射场在参考点的注量及其能谱分布有关，而与注量的角分布无关，契合“周围”的含义
●测量方面
H*(d)可用各向同性响应的测量仪器精确测量，这一点仪器制作难度不大；
应用方面
H*(d)适合于表征有效剂量HE，且可以给出有效剂量的偏安全的估计值（一般H*(d)略大于HE）●定向剂量当量H’(d, Ω)
用途：
a）避免皮肤在弱贯穿辐射场中遭受过量剂量而引起确定性效应。

b）用于环境监测。

定义：
辐射场中某点的定向剂量当量是由相应的扩展场在ICRU球中某一指定方向Ω的半径上深度d处产生的剂量当量，即与照射方向有关；
给出H’(d, Ω)时必须同时指明参考深度d和方向参考Ω。

●H’(d, Ω)一般用于弱贯穿辐射，且多用H’(0.07, Ω)。

●对强贯穿场，
●d=10mm，H’(d, Ω) ＝H’(10, Ω)；
对弱贯穿场，
皮肤：d=0.07mm，H’(d, Ω) ＝H’(0.07, Ω)，相当于皮肤基底层的深度；
眼晶体： d=3mm，H‘(d, Ω) ＝H’(3, Ω)；
●个人剂量当量Hp(d)
●定义：身体上指定点下深度为d处组织中的剂量当量。

不同于H*(d)和H’(d)在ICRU球体模上定义，Hp(d)是在人体上定义的。

测量：在指定参考点对应的身体部位表面佩戴剂量计，而剂量计由适当厚度的组织等效材料制作的外表和内部探测器组成，另外剂量计的尺寸要足够小。

●测量深度取值
●对强贯穿场d=10mm， Hp(d) ＝ Hp(10) ;
反映了体内深部剂量当量；
对弱贯穿场皮肤：d=0.07mm， Hp(d) ＝ Hp(0.07) ；眼晶体： d=3mm， Hp(d) ＝ Hp(3) ；反映了体表剂量当量；
●刻度方法一般利用ICRU平板体模进行刻度
●X射线机：原理：利用高速电子轰击高原子序列的靶，会产生强烈的韧致辐射、伴随核外电子跃
迁引起的特征X射线发射；
能谱特点：产生的X射线分韧致X射线和特征X射线2类，但在实际应用一般不做区别。

能量特点：产生的X射线能量一般比较低，一般小于 MeV量级；
●发射率常数：定义：管电流为1mA时，距离阳极靶1m处，由初级射线束在空气中产生的空气比
释动能率；单位：mGy m2 mA-1 min-1
●加速器X射线源：原理：利用高速电子束轰击高原子序列的靶，产生的高能X射线。

因电子能
量较高，因此产生的X射线成分以连续谱的韧致辐射为主。

与射线机的区别在于电子的能量较为单一、发射方向基本一致；
●发射率常数：定义：视X射线源为点源，单位束流1mA，在标准距离1m处形成的吸收剂量指数
率。

单位：Gy m2 mA-1 min-1
特点：拥有明显的角分布特征
●点源：即放射源可以视作一个点，射线向四面八方发射，形成一个各向同性辐射场；
实际操作：如果辐射场中某点与辐射源的距离r，比辐射源本身的几何尺寸L大5倍以上，即可把辐射源视为一个点源。

●随着通过物质的厚度增加，那些不易被减弱的“硬成分” 所占比重会越来越大，这种现象称
为能谱的硬化。

●散射光子的忽略，往往低估射线的穿透能力或高估屏蔽材料的屏蔽能力。

●积累因子是指在所考察点上真正测量的某一辐射量的值ND同用窄束减弱规律算得同一辐射量值
N1的比值：
●减弱倍数K：无量纲,表示屏蔽层材料对辐射的屏蔽能力
●透射比η：
●透射系数ζ
●定义:设置厚度为d的屏蔽层之后，离X射线发射点1m处,由该射线装置单位工作负荷(1mA·min)
所造成的当量剂量。

单位：
●半减弱厚度Δ1/2和十倍减弱厚度Δ1/10
●Δ1/2的定义: 将入射X或γ光子数(注量率或照射量率等) 减弱到一半所需的屏蔽层厚度。

●Δ1/10的定义: 将入射X或γ光子数 (注量率或照射量率等)减到十分之一所需的屏蔽层厚度。

●两者之间的联系：
1.说明：给定辐射在屏蔽介质中的Δ1/2和Δ1/10值并不是一个常数,而且随K的增加略有变
化。

2.当辐射穿过一定厚度的物质层之后存在一个平衡的Δ1/2和Δ1/10,它们不能用于初级X或
γ射线的屏蔽计算,但可用于经过相当程度减弱的射线束。

●屏蔽X或γ射线常用的材料：
●铅：屏蔽能力好，但结构较软，一般采用钢骨架支撑；常用于铅容器、活动屏、铅砖等。

●钢铁：屏蔽能力、结构性能均很好。

常用于防护铁门等。

●混凝土：屏蔽能力好，造价便宜；多用于固定的防护屏障。

●水：来源广泛，本身液体；透明度好，常以水井、水池等贮存放射源。

带电粒子的外照射防护
●β射线屏蔽材料选择：常用材料有：铝、有机玻璃、混凝土等，与X、γ射线的屏蔽材料选择有
很大不同。

●特别注意：
●带电粒子与物质相互作用，因韧致辐射作用会发射出各个能量段的韧致X射线，因此，除了对
带电粒子屏蔽以外，还需要增加另外的X射线屏蔽层。

中子的外照射防护
●放射性核素中子源：优点：价格便宜、易于制备和运输，且为各向同性场，可以视为点源；缺
点：产额较低，泄漏几率较大，中子产额随时间减少等
●加速器中子源
●产生方法：通过加速器加速的各种带电粒子轰击靶材料发生核反应来制备，绝大多数通过(d,n)
核反应；
●加速器类型：静电、直线、回旋
●特点：通过改变靶物质种类和带电粒子类型，并调节带电粒子的能量和中子的出射方向，就可
以获得不同能量的中子类型，因此比起前面的放射性核素中子源在中子能量的选择上要灵活的多，当然整个设备比较笨重，在可移动性能上要差上许多；
●反应堆中子源
●来源
●来自反应堆中自持的链式反应。

●特点强度高，能谱分布宽，结构庞大，危险性较高，辐射防护的工作较为繁重。

●辐射屏蔽工作对象：针对瞬发裂变中子、瞬发γ光子、裂变产物的γ辐射以及其它各种因核反
应带来的γ辐射。

只要能防护住上述的n和γ射线即可。

●屏蔽层中中子束的减弱原理：
●根据中子与物质相互作用的性质，对快中子，首先用中等偏高原子序数的材料，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之下，使中子降到非弹性散射阈值以下；
●再利用低能中子与物质相互作用的性质，利用低原子序数的材料如氢，通过弹性散射作用使中
子的能量进一步降低到热中子的范围；
●此时再选择对热中子吸收截面大、同时俘获γ辐射能量低的材料，完成对中子的吸收和有效屏
蔽；
●分出截面法：通过合理地选择和安排屏蔽材料，我们可以使中子在屏蔽层中的衰减符合窄束的
定义要求，即使中子在屏蔽层中一经散射便能在很短的距离内被迅速慢化和吸收，从而可以按照窄束的较为简单的计算公式来计算中子的衰减情况，这就是所谓的分出截面法。

以下是应用分出截面法的前提：
● A 屏蔽层足够厚，使得在屏蔽层后面的剂量当量指数主要使由中子束中一组贯穿能力最强的中
子贡献所致；
● B 屏蔽层中必须含有铁、铅等中高原子序数的重型材料，使得高能中子能够通过非弹性散射迅
速降低能量；
● C 屏蔽层中要含有足够的氢，以保证在很短的距离内，使中子的能量再迅速降低到热能段，从
而可以被屏蔽层所吸收；
●中子的透射系数：中子源发出的单位中子注量在屏蔽体后造成的剂量当量指数，单位Sv·cm2；
●中子的透射比：中子辐射场中某点，有屏蔽体时的吸收剂量指数率(剂量当量指数率)与没有
屏蔽体时的吸收剂量指数率(剂量当量指数率) 之比
●中子的减弱倍数Kn：中子辐射场中某点，没有屏蔽体时的吸收剂量指数率(剂量当量指数率)与
有屏蔽体时的吸收剂量指数率(剂量当量指数率) 之比
●屏蔽中子的材料
●屏蔽材料需要拥有一定数量的质量中等以上的材料，使得快中子快速降低能量，并需要有适量
数量的轻元素，从而使得中子能量迅速下降到热中子能区，最后为了减少俘获γ射线的能量，可以在屏蔽层材料中掺杂一定的10B或6Li；
●常用的中子屏蔽材料有：水、混凝土、石蜡、聚乙烯、泥土、锂和硼，这些材料一般要配合使
用才能达到好的屏蔽效果
●选择原则是：综合考虑材料的屏蔽性能、结构性能、稳定性能以及经济成本等，其中以效果为
优先考虑；
内辐射剂量学
●放射性物质进入体内的途径
经口，消化道的摄入
经呼吸道的吸入
经皮肤，伤口的进入
●沉积：放射性物质进入并居留于器官或组织之内称作沉积（deposition）
●转移：放射性物质在体内的移动称作转移（transfer）
●廓清：放射性核素从某一器官或组织内移出的过程称作廓清（clearance），生物廓清和放射性
衰变作用将使沉积在器官或组织内的放射性活度逐渐减少。

●滞留（retention）：描述放射性核素在器官、组织或全身内的居留状况，亦即器官、组织或者
全身放射核素活度的动态变化过程。

●在摄入、沉积或吸收后的给定时刻，器官、组织或全身的物质的量称为器官、组织或者全身的
滞留量（retained quantity）。

●物质随尿、粪、汗和呼出气体而从体内移出的过程称作排出（elimination）。

●直接排出：放射性物质进入体内后没有进入体液循环而直接排出体外的；
●相关排出：凡是曾经被吸收到细胞间液而后被排出的。

●随尿和汗排出的都属于相关排出。

●随粪排出的包括两种成分：相关排出的和未经吸收而直接排出的。

●源组织（器官）：含有大量放射性核素的组织或官；
●靶组织（器官）：吸收辐射能量的组织或器官。

●有效半衰期：滞留在人体内的某放射性核素，由于生物代谢和放射性衰变减少一半所经历的时
间。

●生物半排期：是指放射性核素进入人体后通过新陈代谢排出一半数量所需要的时间，用Tb来表
示。

●物理半排期：放射性核素同时还在不断衰变衰变为原来数量的一半所需的时间，用Tr表示；
●人体呼吸道的形态学模型：NP区（鼻咽区或胸外区，nose-pharynx region）、TB区(气管、支
气管区，0-16代，trachea-bronchial region )、P区（肺区，17-23代，pulmonary region）、L区（肺淋巴区，lymph tissue）
●放射性气溶胶：空气中的固态放射性核素一般沉积在空气中悬浮的固体或液体微粒上，或者本。