辐射防护预测量习题.ppt

辐射防护的量和单位,一、与个体相关的辐射量1.吸收剂量和吸收剂量率1当量剂量2有效剂量3待积当量剂量与待积有效剂量二、与群体相关的辐射量1集体当量剂量2集体有效剂量,吸收剂量,吸收剂量现称为剂量，常用D表示，是指各种类型的电离辐射(、n等)与任何物质相互作用时，单位质量物质所吸收的辐射平均能量，即：,上式中，dE是射线给予质量dm所在体积元中的平均能量。,吸收剂量D的国际单位是焦耳/千克，又叫戈瑞(Gray或Gy)；专用单位是拉德（Rad）,1Gy=1焦耳/千克，,1Gy=100Rad,剂量率：定义为在单位时间内的吸收剂量。,剂量率D的国际单位：焦耳/千克秒，专用单位是拉德/秒。,在空气介质中，对同一放射源，剂量率与照射率间存在如下的关系：,1伦琴/时=8.7710-3戈瑞/时=0.877拉德/时,剂量率的计算,以各向同性的点源为例，可推算出吸收剂量率的计算公式：,拉德/时,上式中，为介质的线性吸收系数（cm-1），为介质的密度（g/cm3），n为源一次衰变所放出的光子数，Ac为源的活度(Ci)，h是光子能量（MeV），r为离源间距(cm)。,早期方法：,式中，D为该点处的吸收剂量；Q为辐射的品质因子；N其他修正因子的乘积。,剂量当量：,剂量当量,辐射品质因子Q的值按照辐射在水中的传能线密度（linearenergytransfer,LET）确定,剂量当量率,天然辐射源对公众产生的平均年剂量水平,人工辐射源对公众产生的平均年剂量水平,最大容许剂量水平,1放射工作人员受到的年剂量当量（一年工作期间所受外照射的剂量当量与这一年内摄入放射性核素所产生的待积剂量当量二者的总和）不应超过50mSv（每月控制：50/12=4.17mSv；每周控制：50/50=1mSv；每小时控制：50/（5040）=25Sv）；2放射工作人员任一器官或组织所受的年剂量当量不得超过下列限值：眼晶体150mSv，其他单个器官或组织500mSv；3放射工作人员中，育龄妇女接受照射时，应按月大致均匀地加以控制。对已知怀孕的妇女接受的照射，除按均匀的剂量率加以控制外，在一年内接受的有效剂量当量应限制在1.5rem以下；年龄在1618周岁的学生和学徒工，由于教学培训需要接受照射时，一年内受到的有效剂量当量不得超过1.5rem，年龄小于16周岁按公众成员（1mSv）控制。4公众成员的年有效剂量当量不超过1mSv。如果按终生剂量平均的年有效剂量当量不超1mSv，但可在某些年份里允许以每年5mSv作为剂量限制。公众成员的皮肤和眼晶体的年剂量当量限制为50mSv。,剂量当量,式中：,WR辐射权重因子；DT,R器官、组织的平均剂量,SI单位：希沃特，1Sv1J/kg历史上曾使用过的单位：雷姆，1rem0.01Sv,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,当量剂量HT,R,(equivalentdose),辐射权重因子wR：,为辐射防护目的，对吸收剂量乘以的因数，用以考虑不同类型的辐射对健康的相对危害效应。,（radiationweightingfactor）,用wR代替Q的原因：,从防护的角度考虑；简化，统一；数据，尤其是中子数据，进行了修正；目前仍在混用。,2.有效剂量E,式中：,组织T的权重因子；HT器官或组织的当量剂量,SI单位：希沃特，1Sv1J/kg历史上曾使用过的单位：雷姆，1rem0.01Sv,当所考虑的效应是随机效应时，在全身受到不均匀照射的情况下，人体所有组织或器官的加权后的当量剂量之和。,(effectivedose),WT,加权剂量、全身有效剂量,加权剂量HW：,HWHTWT,设某人被射线照射后全身剂量为10mSv，同时，经测量，他的甲状腺还受到了剂量为50mSv照射。如何对这两种剂量进行评价？,HWB10mSvHW=HTWT=500.052.5mSv,有效全身剂量当量He,HeHWB+HTWT,组织权重因子WT：,为辐射防护的目的，器官和组织的当量剂量所乘的因数，乘以该因数是为了考虑不同器官和组织对发生辐射随机性效应的不同敏感性。,概念理解,当量剂量针对某个器官或组织，是平均值；有效剂量针对全身而言，取平均值。辐射权重因子描述了辐射类型、能量的不同对生物效应的影响；组织权重因子则描述了不同器官、组织对全身总危害的贡献。,3.待积当量剂量（committedequivalentdose）与待积有效剂量（committedeffectivedose）,待积当量剂量,待积有效剂量,成年人50年；儿童70年,人体单次摄入放射性物质后，某一器官或组织在50年内将要受到的累积的剂量当量。,二、与群体相关的辐射量,2.集体有效剂量SK：,单位：人希,注意：时间、人群,1.集体当量剂量ST：,受照群体每个成员的剂量当量的总和。,(collectiveequivalentdose),(collectiveeffectivedose),受照群体每个成员的有效剂量的总和。,单位：人希,剂量当量（doseequivalent,H）组织中某点处的剂量当量H是D、Q和N的乘积，即：式中，D为该点处的吸收剂量；Q为辐射的品质因子；N其他修正因子的乘积。,有效剂量限值和当量剂量限值,参考人一年内食入/吸入j核素的待积剂量等于相应的剂量限值。它等于同时满足下式的年摄入量的最大值。,年摄入量限值（annuallimitonintake，ALI）,光子的周围剂量当量和定向剂量当量转换因子,周围剂量当量H*(10)与注量、空气比释动能Ka、照射量X的转换因子以及定向剂量当量H(0.07)与注量、空气比释动能Ka的转换因子,电子的定向剂量当量转换因子,对于不同的辐射最大能量，定向剂量当量与空气吸收剂量Da的转换因子注（a)147Pm、204T1和90Sr+90Y源的辐射经源底座、包壳等吸收、散射后剩余最大能量分别为0.15、0.57和2.0MeV。,光子的个人剂量当量转换因子,在光子垂直入射的条件下，采用ICRU组织的有机玻璃平板(30cm30cm15cm)模体时，个人剂量当量Hp(10)与空气比释动能量Ka的转换因子,一些确定性效应阈值,例题1,设：A在一年内接受了以下剂量，求其该年的全身剂量,HD（外照射，全身）8mSvHS（外照射，皮肤）12mSvHT（内照射，肺部）10mSvHT（内照射，甲状腺）30mSv,HWBHDHTWTHDHTWT（肺部）HTWT（甲状腺）8+100.12300.0510.7mSv,解：,远小于确定性效应时，忽略。,例题2,设：B在重水堆工作，某年接受了以下剂量HD（外照射）4.6mSvHX（四肢）12.2mSvHT（全身，氚）8.7mSvHT（甲状腺）30.0mSv,试求B在今年还能接受多少剂量才不超过剂量限值？,HWBHDHTWTHDHTWT（氚）HTWT（甲状腺）4.68.71300.0514.8mSv,剂量限值：20mSv,还能接受剂量：20-14.85.2mSv,四肢还能接受多少剂量？,500-（4.6+8.7）-12.2477.5mSv,例题3,C在工作时，由射线吸收了8.4mGy的全身剂量，从80keV的中子吸收了1.2mGy，求其接受了多少有效剂量？,全身剂量的加权因子：Wt1.0,射线的品质因子：Q180keV中子品质因子：Qn6,解：,HWBHHn18.4mGy61.2mGy8.4mSv7.2mSv15.6mSv,例题4,设：D工人肺部接受的射线剂量为8mGy；甲状腺接受了射线剂量为180mGy；全身接受了14mGy的剂量，求D接受了多少有效剂量？,HT（肺部）208mGy160mSvHT（甲状腺）1180mGy180mSvHWB114mGy14mSv,解：,利用器官权重因子：,He0.121600.0518011442mSv,总结,HWB年均剂量小于20mSv/y，单年剂量小于50mSv/y,对于随机性效应：,对于确定性效应：,四肢、皮肤小于500mSv/y；150mSv/y,上述剂量不包括背景剂量、医疗剂量和出于营救目的的紧急救援活动女性工作者怀孕后，剂量限值降至4mSv/y,寿命损失年数,核电站年均剂量：2mSv,工作年限：2065岁,职业生涯总剂量：24590mSv,致命癌症患病率额外升高：40.090.36,损失寿命天数？,假设A40岁时患癌症，癌症平均潜伏期为15年。那么A的期望寿命从社会平均值70岁，降低至55岁。,LLE0.36150.054年20天,若，每天坐车上班，LLE增加至372天,待积（约定）剂量当量,单次摄入放射性物质后，某一器官或组织在此后50年受到的累积剂量当量称为待积剂量当量，即其中t0是摄入放射性的时刻，为t时刻的剂量当量率。,辐射防护措施,(一)外照射可阻挡.一般有时间防护、距离防护、屏蔽防护三种防护措施，必要时可采用三者结合的综合防护措施。,1时间防护：减少照射时间，使人体接受的剂量当量小于最大容许值。,设在地点A工作，A点的吸收剂量为DA，根据辐射类型查知最大容许剂量当量率m，则最大容许照射时间TM：,上式中Q是外照射射线的品质因素。,方法如下：,例：在A点的快中子（En=10MeV）通量为360/厘米2秒，求工作人员每周最多在A点工作时间不得超过多少？（已知能量为10MeV的快中子的最大容许剂量当量m=18/厘米2秒）,解：,分钟/小时=18分钟/天,计算表明，如果工作人员每天正常上班按6小时计算，则他每天在A处工作不长于18分钟，才被认为是安全的。,2距离防护,距离一活度为Ac(Ci)的点源的安全间距应为多少呢？,设安全间距为r，则距源r处人体所受的剂量当量率应为：,雷姆/时,用最大容许剂量率m代替上式中的B，就可求得安全距离rm：,cm,另，因人体所受的剂量当量率B与距源间距r的平方成反比，所以只要知道已知距离r处的剂量当量，即可求出安全距离：,3屏蔽防护,所谓屏蔽防护是将放射源用阻挡辐射的物质屏蔽起来，使得射线由于要穿过这层物质强度减弱，由此保证工作场所剂量低于最大容许值。,外照射中射线的屏蔽是最常见的。选择屏蔽厚度(X)一般有通用表方法和半减弱厚度方法两种。,通用表方法,由已知源活度Ac求出剂量当量率；求减弱倍数K（使工作区剂量低于最大容许值所要减少的倍数）确定屏蔽物质种类，然后查表求出屏蔽层X的厚度。,对贯穿辐射有足够的吸收本领；,放射性杂质的含量低；,结构性能好，容易加工，成本低等。,合适的屏蔽材料,射线的吸收,实验表明，射线强度随吸收厚度增加而指数衰减：,上式中，称为线性衰减系数，也称线性吸收系数，单位为cm-1。,使射线的强度减弱一半（即I/I0=1/2）的吸收层厚度，称为半吸收厚度。,表几种材料的窄束射线吸收系数,通常采用铅对射线进行防护或屏蔽,简答：采取何种措施能对中子进行有效防护或屏蔽？,答：利用中子易与轻核作用发射带电粒子的反应，因而可采用含16O、10B丰富的轻物质，然后还要做好防护（因为生成核通常是不稳定的）。采用含16O、10B丰富的轻物质是利用