物理书 第4章 辐射监测仪器

1、第四章辐射监测仪器G. RAJANMedical Physics and Safety Section,Bhabha Atomic Research Centre,Mumbai, Maharashtra, IndiaJ. IZEWSKADivision of Human Health,International Atomic Energy Agency,Vienna翻译李光俊李涛导言人体接受的辐射分为内照射和外照射。密封放射源产生内照射的可能性很小，几乎完全专用于放射治 疗。本章主要涉及外照射监测。外照射监测是指辐射水平测量，包括：-工作区内或其周围的辐射水平；-放射治疗设备或放射源容器周围的

2、辐射水平；-从事放射工作的个人接受的当量剂量。辐射监测的内容：-评估工作环境和人员的辐射水平；-保证工作环境辐射安全；-保存长期的监测纪录，并形成规章制度。辐射监测仪可用来监测场所和个人辐射。用于测量场所辐射水平的设备称作场地辐射测量仪，用于记录 放射工作人员接受的当量剂量的设备称为个人剂量计。为了得到准确的数据，用于辐射防护测量的所有设 备必须经过校准。辐射监测中用到的量国际辐射单位和计量委员会(ICRU)提出了一套关于辐射防护剂量学的量和单位的建议。国际辐射 防护委员会(ICRP)建立了关于这些量的实际应用的建议。这些量是为实际测量场所和人员辐射剂量而定义的。在辐射防护中，根据剂量当量接近

3、其限制值，辐 射被分为弱贯穿辐射和强贯穿辐射。在实际应用中，弱贯穿辐射通常指低于15keV的光子和0辐射。在场所监测中，定义了环境剂量当量H*(d)和定向剂量当量H(d,Q)。这就在外照射野的剂量当量和 处于相应辐射场中的ICRU球内的深度d处或特定角度Q处的有效剂量当量之间建立了联系(见第16章)。对于强贯穿辐射，推荐d=10mm，相应的环境剂量当量表示为H*(10)，定向剂量当量表示为H (10, Q)。对于弱贯穿辐射，在皮肤内推荐d = 0.07mm，环境剂量当量和定向剂量当量分别表示为H*(0.07)， H (0.07, Q)；在晶状体中推荐d = 3mm，环境剂量当量和定向剂量当量分

4、别表示为H*(3)，H(3, Q)。在个人监测中，引入了个人剂量当量Hp（d）,定义为人体特定点以下深度d处软组织中的剂量当量（见 第16章）。对于强贯穿辐射，推荐d = 10mm，个人剂量当量表示为Hp（10）。对于弱贯穿辐射，皮肤内推荐d = 0.07mm，个人剂量当量表示为Hp（0.07）；晶状体中推荐d = 3mm， 个人剂量当量表示为Hp（3）测量Hp（d）时，剂量计佩戴在皮肤表面，并覆盖适当厚度的组织等效材料。场所辐射测量仪辐射测量仪分为充气探测器和固体探测器（如闪烁体或半导体探测器）。充气探测器通常为圆柱形， 有壁和中心电极，并彼此绝缘；电离室的壁通常由组织等效材料制成，其他类型

5、的气体探测器外壁为铜或 黄铜。根据气体探测器的设计原理和两个电极之间的电压，探测器工作于离子收集电流电压曲线（图4.1） 中的以下三个区域中的一个区：电离室区B，正比区C或盖格-米勒（Geiger-Muller，GM）区E；而复合区 A和受限正比区D不能用于测量。PW0W-OCJd uo-0wqLunN图4.1充气探测器电压工作区。A复合区，B电离室区，c正比区，d受限正比区，e GM区。曲线（a ） 表示1 MeV R粒子，曲线（b ）表示100 keV R粒子。图4.2场所测量仪：电离室、正比计数器GM计数器。根据特定的用途，剂量计具有不同的形状和尺寸（见图4.2）。气体通常为非负电性气体

6、，以避免电子捕获作用导致负离子形成作用增加，负离子将延长探测器的收集 时间，从而限制气体探测器能够监测的最小剂量率。离子的迁移率比电子小3个量级，这种较慢的迁移率 会造成电荷收集时间的延长。因此气体探测器所充气体通常为惰性气体。 P -Y测量仪的前端具有薄窗以记录弱贯穿辐射。这种探测器的Y效率通常仅为百分之几（由外壁吸收 率决定），而对进入探测器的P粒子的响应率接近100%。由于灵敏度高，基于GM管的y监测仪比电离室型探测器的体积更小。根据所使用的电子器件不同，探测器可以工作在“脉冲”模式、“平均水平”模式或电流模式。正比计 数器和GM计数器通常工作在脉冲模式。由于有限的分辨时间（探测器记录到

7、一次脉冲以后恢复到正常状态所需的时间），这些探测器在高强度 辐射场中将会饱和。工作在电流模式下的电离室更适合高剂量率测量。电离室在电流电压曲线的电离室区，搜集到的任一符号的初级离子数与探测器体积内带电粒子轨迹上沉积的 能量成正比。由于传能线密度（LET）不同，可以使用粒子判别函数（见图4.1）。测量高能光子辐射 时，为了提高探测效率，须要使用平衡帽；而测量低能量光子（10-100 keV）和月粒子时，不应使用平 衡帽。正比计数器在电流电压曲线的正比区，由于离子和气体分子的电离碰撞，初级离子的信号会被放大（电荷增殖）。 初级离子位于中心电极附近时，在连续的碰撞之间能够获得足够的能量，从而在探测器

8、内引起进一步的电 离，这时会出现电荷倍增现象。倍增约为103 - 104倍。正比计数器比电离室具有更高的灵敏度，适合测量低强度辐射场。每次相互作用中收集到的电荷量与 探测器内气体中沉积的能量成比正。中子场地测量仪中子场地测量仪工作在电流电压曲线的正比区，这样可以更容易地把光子本底辐射区分开。在热中子测量仪的壁内侧，通常附加一层硼化合物，或者测量仪内充BF3气体。热中子和ioB核作用引起（n，a）反映，a粒子由于电离作用很容易被探测到。探测器被一层含氢材料制成的慢化剂包围就形成了快中子测量仪（图4.3），与慢化剂相互作用的快中子 被热化后可被慢化剂包围中的BF3计数器探测到。图4.3.中子剂量当

9、量率测量仪，带有直径为0cm的热化聚乙烯球过滤补偿器的作用是减少热化范围和过度反应，使反应符合ICRU的辐射加权因子Wr（见16章）。在中 子能谱的很宽的范围内（10 decades），输出信号与软组织中的剂量当量近似成正比。其他的中子探测器（如3He探测器）的功能也符合同样的原理。GM计数器在电流电压曲线的GM区，气体放电在整个探测器体积内的传播和脉冲高度不依赖于初级电离或相互 作用的粒子能量。在GM计数器内，气体放大在整个阳极长度范围内发生。由于发生持续放电，气体探测器 不能工作在高于GM区的电压之下。由于大量的电荷倍增（9到10个量级），GM测量仪广泛应用于极低辐射水平的测量（如放射治疗

10、室 周围的公众区），特别适用于泄漏测试和放射性污染的探测。GM计数器对低能光子表现出很强的能量依赖性，而且不能用来测量脉冲式辐射。所以GM计数器可以 作为辐射存在的指示器，而电离室则用于更加精确的测量。GM探测器有较长的死时间，约从几十到几百毫秒。因此，当计数率超过每秒几百次时，GM计数器不能 用于精确测量。便携式GM测量仪在很高的辐射场中可能会瘫痪，得到读数为零的结果。在高剂量率的辐射 场中，应使用电离室进行测量。闪烁探测器基于闪烁体的探测器称为闪烁探测器，这类探测器属于固体探测器的范畴。有机或无机晶体（含有具 有激活剂作用的原子）在吸收电离辐射后发出荧光光子，这种物质就是荧光粉。高原子序数

11、的荧光粉多用 来进行测量Y辐射，而塑料闪烁体多用来测量P辐射。闪烁荧光粉包括固体有机材料和铊激活的无机荧光粉，前者如蒽、芪和塑料闪烁体，后者如NaI（Tl）、 CsI（Tl）晶体。光电倍增管（PMT）与闪烁体进行光学连接，把光脉冲转化为电脉冲。有些测量仪用光敏二极管代替光电 倍增管。半导体探测器体积电导率探测器由纯半导体材料制成，有很高的体积电阻抗（如CdS、CdSe）。该类探测器在辐射场 中接受照射时工作原理与固态电离室相似；半导体探测器与闪烁探测器同样属于固体探测器。含微量磷或锂杂质的半导体探测器，如硅和锗，被用来制作结型探测器。这类探测器接受辐照时工作 原理也如固体电离室，同样工作在反偏

12、压下。固体探测器的灵敏度约为气体探测器的104倍，这是因为固体探测器产生一个离子对需要的平均能量比 气体探测器更低（通常低一个量级），同时固体探测器材料密度比气体密度大（通常大三个量级）。这些特 点有利于固体辐射监测设备的小型化。场所剂量仪的一般特性电池低电量警示自动调零，自动转换量程，自动背照式工具适当的反应时间和数据存储空间；剂量率和累积剂量两种工作模式可以选择模拟或数字显示，标注相应量的单位，包括常规的照射量/空气比释动能、环境剂量当量或个人剂量当量 辐射水平的声音指示（发出不同频率的“嘀嘀”声）可重设或非可重设警示功能，并且警示水平可调可视的闪烁LED辐射指示远距离操作和读数显示4.3

13、.8 .测量仪的校准用于防护水平测量的场所剂量仪必须经过校准，用于校准的参考测量仪剂量传递直接或间接追溯到国 家标准实验室。Y辐射的参考剂量仪通常为带有测量附件的电离室（图4.4）。参考剂量仪不直接给出用于校准辐射 防护监测设备的剂量当量H，而是用参考电离室测量基础辐射量如空气中光子的空气比释动能，剂量当量H 用适当的转换系数h定义：H = hNRMR (4.1)图4.4参考电离室，用于在37Cs y辐射场中校准场地剂量计Nr：参考电离室在参考条件下的校准因子（空气比释动能或空气比释动能率）Mr :经过影响因素修正的参考电离室读数辐射防护监测参考电离室在空气中的校准在参考辐射质范围（由国际标准

14、委员会ISO定义）内进行， 仪的校准应使用相同的参考辐射质。以环境剂量当量H*（10）校准测量仪分三步：用参考电离室在参考射野中测量空气中的比释动能。转换系数的确定：hH* =田*（10）/（、旗该关系式在理论上成立，通过校准射野射线质的相关数据，参考电离室的读数可以转换为H*(10)。被校准的剂量计放在校准点，得到读数M。环境剂量当量的校准因子Hn由公式NH灵H*(10)/M定义。4.3.9.测量仪特性灵敏度灵敏度S定义为校准系数N的倒数。使用十进制电阻，探测器体积越大，气压越大，电离室型测量仪 覆盖的当量剂量率范围越大(如川Sv/h-Sv/h)。由于分辨时间的限制，当计数率达到每秒几千次以

15、上时，GM计数器将会饱和。短死时间计数器或死时 间修正电路使得这类探测器能在更高强度的辐射场中工作。闪烁探测器比GM计数器的灵敏度更高，这是因为闪烁探测器具有更高的Y转换效率和倍增电极的放 大作用。闪烁探测器一般用于测量非常低水平的辐射(如辐射污染监测和失源的探测)。然而，与GM计数 器相比闪烁探测器的分辨时间非常短(几微秒或更低)，所以闪烁探测器也可以用于较高辐射水平的测量。能量依赖性测量仪是在一种或几种辐射质的射野中进行校准的，但是经常使用于更加复杂或未知的辐射场中。所 以测量仪应该在较宽的能量范围内具有低的能量依赖性。过去，测量仪被设计为具有恒定不变的能量响应，包括照射量或空气比释动能。

16、为测量当量剂量有：NH* = H*(10)/M = H*(10)/(Kair)air/(Kair)air/M测量仪的能量响应应随H*(10)/(Kair)air而变化。GM计数器对低能光子(80keV)有很强的能量依赖性。方向依赖性测量仪的方向依赖性研究可以通过绕测量仪的垂直轴旋转而得到。对于环境剂量当量测量，在偏离校 准参考方向土 6080以内时，测量仪响应一般表现出等方向性，通常光子能量越高(80keV )等方 向性表现越好。剂量当量范围测量仪覆盖的范围可以从nSv/h到Sv/h，但是一般使用的范围是p Sv/h到mSv/h。响应时间测量仪的响应时间定义为测量电路的RC时间常数，R代表十进

17、制电阻，C代表电路电容。低剂量当量区会有高R值，继而有高的RC值，指示器的运动将变得迟缓。至少需要3到5个时间常数 测量仪的读数才会稳定。过载特性剂量计必须能够承受大约是最大量程10倍的剂量率照射，以保证在饱和时读数为最大刻度值而不是 接近零。一些测量仪，尤其是较老的型号，在过载时读数可能为零（当量剂量率超过量程时）。这类测量仪不应用 于监测，因为使用者可能错误地认为一个放射强度非常高的区域没有放射性。GM计数器并不适用于脉冲辐射场，因为可能导致过载，而应使用基于电离室的测量仪。长期稳定性测量仪必须以国家法规要求的频率在标准剂量实验室进行校准，一般每三年一次；在修理后或响应突 然改变之后都需要

18、立即进行校准。测量仪的长期稳定性必须定期使用长半衰期辐射源在相同的几何条件下进行检查。区别不同类型辐射的能力端窗型的GM计数器通过平衡帽从Y射线中区分出P射线。对于P测量，必须取下平衡帽允许P粒 子进入灵敏体积内。场地测量的不确定度在测量仪的校准过程中，标准实验室产生了与校准因子联系在一起的不确定因素。使用部门在后来的 测量中产生了 A类不确定因素。由能量依赖性和角度依赖性以及测量时射野条件与校准条件不同而产生的 不确定度为B类不确定度。这两种类型的不确定度的乘积构成测量仪测量值得总不确定度。总不确定度与包含因子k=2或k=3的乘积分别与95%或99%的置信限度相对应。在标准实验室条件下， 场

19、地剂量计测量的不确定度一般小于土 30%。个人剂量监测个人监测是指放射工作人员接受的辐射剂量的测量。有规律地在控制区工作的个人或监督区（见16章 的定义）的全职工作者应该配戴个人剂量计，以便在完整的基础水平之上监测他们的剂量。个人监测也用来 验证工作场所辐射防护的实践效果。个人监测在测量工作场所辐射水平的变化和收集意外照射的相关信息 等方面发挥作用。使用最广泛的个人监测仪为基于热释光或胶片的剂量计，尽管其他技术，如放射光致发光（RPL）和光释 光（OSL）也在一些国家使用。反照率剂量计（Albedo dosimeters）和原子核径迹乳胶用于测量快中子剂 量。自读便携剂量计和电子个人剂量计（E

20、PDs）是直接读数的剂量计，可以显示即时剂量率和任意时间点的累 积剂量。如4.2节所述，个人外照射监测使用的量为个人剂量当量Hp（d），对于强贯穿辐射建议深度d=10mm, 对于弱贯穿辐射d=0.07mm。个人剂量计以这些量进行校准。胶片剂量计（胶片徽章）特殊感光乳剂胶片被避光包装在盒子或有窗的固定器中，并附加适当的过滤器，这种装置称为个人胶 片剂量计（图4.5）。固定器在胶片上产生不同的图案样式表示辐射的类型和能量。单个过滤器对100keV 以上的光子是足够的，但对能量更低的光子必须使用多过滤器系统。因为胶片是非组织等效材料，为了接近组织等效材料对射线的响应特性，必须使用过滤器系统使能量 响

21、应变平坦，尤其是更低能量的光子。图4.5.个体剂量让热释光剂量计A，B，C）和个人胶片剂量计D，E）。估算P、X、Y和热中子辐射的累积剂量是通过测量使用不同过滤器的胶片光密度（OD），并与校准胶片 的结果进行对比，校准胶片巳经在确定的不同类型的辐射场中接受巳知剂量的照射。胶片也可以作为热中子监测仪。镉窗吸收热中子，产生Y射线使镉窗下的胶片感光，胶片黑度表示中子 的剂量。原子核径迹乳胶用于快中子监测。中子与乳胶及周围材料中的氢原子核发生弹性碰撞产生反冲质子。粒 子产生的潜影在冲洗后的胶片上变黑，表示粒子径迹。胶片受许多外部因素的影响，如热、液体和超标的湿度环境。未处理的胶片潜影随时间延长会消退，

22、在 理想情况下，期限大约为三个月。图4.6.个人剂量计的校准,PMMA平板模体，标准13S y射野。热释光剂量计热释光剂量计（见图4.5）由一套插在塑料固定器上的条形热释光探测器和过滤器构成。最常用的热 释光材料是LiF:Ti，Mg，CaS04：Dy和CaF2：Mn。不同的国家使用不同的剂量计设计，包括热释光材料和过 滤器。剂量计记录的P、X和y辐射剂量的估算是通过测量使用不同过滤器的输出信号，并与校准剂量计 的校准曲线进行比较，校准剂量计巳经在确定的辐射场中接受巳知剂量的照射。与胶片一样，使用高原子序数热释光材料制作的剂量计为非组织等效，也须要使用过滤器使其与组织的 能量响应相匹配。使用低原

23、子序数热释光材料的剂量计不需要复杂的过滤器系统。热释光信号也有衰退的现象，但是不如胶片那样明显。因为探测器本身的厚度和覆盖物的厚度，目前用于P监测的热释光剂量计有相对较高的阈值（约50keV）。 使用特殊类型的热释光剂量计，包括肢体剂量计，监测身体某个部位（如：眼睛、手臂、手腕或手指）的 剂量非常方便。许多技术巳经应用于中子监测，如把身体作为慢化剂以热化中子（与反照率剂量计相似）或者利用6Li的 热中子（n，a）反应使用富含6Li的LiF以增强热中子的灵敏度。放射光致发光（RPL）玻璃剂量学系统放射光致发光玻璃剂量计是利用RPL现象测量辐射剂量的累积型固体剂量计，所使用的材料是银激活 的磷酸盐

24、玻璃。这类剂量计的形状为小玻璃棒状。当银激活的磷酸盐玻璃暴露于辐射场中时，处于稳定状态的发光中心在Ag,和 Ag,离子处被激活。数据读 出使用脉冲紫外激光激发技术。PMT记录发出的橙色荧光。 RPL信号不会在数据读出期间被消除，所以剂量计可以被重复分析多次，同时测量数据被复制累加。放 射光致发光玻璃剂量计可以测量累积剂量和记录终身剂量。市场销售的放射光致发光剂量计能测量的剂量范围一般为30p Sv到10Sv。对于Hp（10），这类剂量计的 平坦能量响应范围为12keV到8MeV。 RPL信号衰退的速度非常慢，而且对环境温度不敏感，这使个人监测更加方便。光释光（OSL）系统现在巳经有市场销售的O

25、SL产品可以用于个人剂量的测量。OSL剂量计包含一薄层氧化铝（Al2O3：C）。 分析时，氧化铝被选定频率的激光激发，产生与辐射剂量成正比的荧光。市场销售的剂量计为预装的整合包，一根氧化铝条夹在热封的过滤器包内，形成类似三明治的结构。特 殊的过滤器模式提供有关辐射情况的定性信息。光释光剂量计具有较高的灵敏度；比如Luxel系统可用于低至10口 Sv的测量，同时准确性为10口 Sv。 这种高灵敏度特别适用于低辐射环境中的个人监测。在5keV40keV的光子射野中，这种剂量计适用的剂 量范围较宽，最高可以达到10Sv。这类剂量计可以被重复分析多次，而灵敏度不会下降，使用期限长达一年。直读个人监测除

26、了被动式剂量计，直读式个人剂量计广泛地适用于：提供任意时刻的直接剂量读数；跟踪日常活动吸收的剂量；特别操作（如：放射源安装测量和放射事故的处理）.直读式个人剂量计分为两类：（1）自读式袖珍剂量计（2）电子个人剂量计（EPD）。自读式袖珍剂量计外形像一只笔，含有一个作为电容器的电离室。电容器在使用前被完全充电并读零 点。在辐射场中照射一段时间后，电离室内产生的离子使电容器放电；照射量（或空气比释动能）正比于 放电量，并以光线的形式通过内置的目镜直接读出。但是，与EPD相比，便携剂量计适用范围有限，存在 电荷泄露问题，灵敏度差，近年使用率在下降。基于小型GM计数器或硅探测器的EPD巳经出现，其对光

27、子能量的测量范围最低至30keV。- 现代EPD以个人当量剂量（光子和P辐射的Hp（10）或Hp（0.07）进行校准。EPD能即时显示任 意时刻的累积当量剂量。P PEPD有自动转换量程工具，并能给出视觉和听觉警示（发出频率与剂量率成正比的闪光或“嘀嘀” 声），这样辐射场的变化会立即被觉察到。EPD对于即时分析在紧急状况下吸收的当量剂量非常有用。个人剂量计的校准个人剂量计应以外照射个人监测中使用的量进行校准（即个人剂量当量Hp（d），对强贯穿辐射推荐深 度d=10mm，对弱贯穿辐射推荐深度d=0.07mm（见第4.2节）。剂量计的校准应在标准化模体内进行照射，使反散射环境与人体相似。推荐分别适

28、用于全身、腕、踝 和手指剂量计校准的三种模体为：厚板状模体代表人体躯干，柱状模体代表腕和踝关节，棒状模体针对的 是手指剂量计。这些标准模体是由ICRU推荐的组织材料制作的。ISO建议使用特殊水模体（称作ISO平板 模体），然而事实上PMMA模体经过适当的修正也在使用。个人剂量计以H （d）校准分三个步骤：p用经过标准实验室校准的参考电离室测量参考射野的空气中的空气比释动能（匕让）遂。根据理论公式4（小/（、？山对胡=hkHp，和校准射线质的相关数据，参考电离室的读数可以转化为 虬（小睥。被校准的剂量计放置在模体内的校准点，得到读数M。依据公式NHp=Hp（d）/M确定Hp（d）校准因子。个人监

29、测仪的特性灵敏度胶片和热释光剂量计能够测量的当量剂量范围为0.1mSv10Sv；光释光和放射光致发光剂量计具有更 高的灵敏度，可测量的极限当量剂量为1030口 Sv。在辐射防护的剂量范围内个人剂量计通常是线性的。能量依赖性胶片有很强的能量依赖性，胶片剂量计通过合理的设计能量响应能控制在20%以内。LiF热释光剂量 计为近似组织等效材料，同时具有可以接受的能量依赖特性。CaSO4:Dy有明显的能量依赖性，须要对剂量 计的设计进行适当的调整以减轻它的能量响应。市场销售的放射光致发光剂量计（如Asahi，PTW，Toshiba）的平坦能量响应范围为12keV-8MeV，而 光释光剂量计的均整能量响应

30、范围为5KeV-40MeV直读便携剂量计在40keV-2MeV范围之间的能量依赖性为20%。因为EPD含有能量补偿探测器，在 30keV-1.3MeV范围内的能量依赖性为20%。根据个人剂量计的材料和结构不同，上述能量响应数值对应的能量范围和平坦程度可能发生变化。个体监测的不确定度根据ICRP，在实验条件下测量辐射场，在95%的置信水平（k=2），通常可以达到10%的不确定度。然而， 通常工作场所的能谱和辐射野的方向并非完全巳知，个人剂量计测量的不确定度会明显高于以上结果。这 对于光子可能是一个重要影响因素，而对于中子和电子的影响更为严重。在实验室条件下下，对于低剂量率（2 mSv/h），EP

31、D测量的不确定度大约是10%，而对于较高的剂量率 （100 mSv/h）不确定度可增加到20%。当量剂量范围个人剂量仪必须有足够宽的可测量的剂量范围，能够胜任对于辐射防护和放射事故的测量要求（一般从 10口 Sv到10mSv）。胶片和热释光剂量计覆盖的剂量范围是100口 Sv-10Sv，光释光剂量计的剂量范围大约 是 10口 Sv-10Sv。自读式袖珍剂量计能够测量的剂量下限为50口 Sv,上限为200mSV。EPD的测量范围是0.川Sv-10Sv。方向依赖性根据ICRU，个人剂量计必须是等方向性的（也就是，相对于垂直照射的角度响应必须以ICRU定向剂 量当量H（d,Q变化）（见4.2）。方向

32、依赖性必须经过评估，并进行适当修正。区别不同类型辐射的能力胶片能够识别X射线、Y射线、P粒子和热中子，并能估算剂量。热释光、光释光和放射光致发光剂 量计一般能识别X射线、y射线和8辐射，并能估算剂量。参考文献ATTIX, F.H., Introduction to Radiological Physics and Radiation Dosimetry, Wiley,New York (1986).CLARK, M.J., et al., Dose quantities for protection against external radiations:Guidance on the 199

33、0 recommendations of ICRP, Doc. NRPB 4 3 (1993).FOOD AND AGRICULTURE ORGANIZATION OF THE UNITED NATIONS,INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, INTERNATIONAL LABOURORGANISATION, OECD NUCLEAR ENERGY AGENCY, PAN AMERICANHEALTH ORGANIZATION, WORLD HEALTH ORGANIZATION, InternationalBasic Safety Standards fo

34、r Protection against Ionizing Radiation and for the Safety ofRadiation Sources, Safety Series No. 115, IAEA, Vienna (1996).INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Calibration of RadiationProtection Monitoring Instruments, Safety Reports Series No. 16, IAEA, Vienna (2000).INTERNATIONAL COMMISSION ON RADI

35、ATION UNITS AND MEASUREMENTS, Determination of Dose Equivalents Resulting from ExternalRadiation Sources, Rep. 43, ICRU, Bethesda, MD (1988).Measurement of Dose Equivalents from External Photon and Electron Radiations,Rep. 47, ICRU, Bethesda, MD (1992).Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry, Rep. 51, ICRU, Bethesda,MD (1993).INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION,Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection Against External Radiation,Publication 74, Pergamon Press, Oxford and New