辐射防护物理基础与单位.ppt

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·kg-1。,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静电单位电荷量的离子对为：,,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； 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,=dX/dt,照射量率,,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 。,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。,三、吸收剂量（D）,,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。,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）。,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。,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。,,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。,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。,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：,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。,,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：,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。,,如果照射时间为t(min)，则t时间内造成的照射量为 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。,（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：,,=I·υ/r2 C·kg-1·s-1 （9-2）,【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，２mm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。,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。,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。,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。,谢谢大家！ 谢谢XXX友情提供！,