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外照射屏蔽计算方法

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14 屏蔽计算

14 屏蔽计算




X
： 有屏蔽材料的照射率 X
照射量积累因子
0
：没有屏蔽材料的照射量率
B ：

d ：所加屏蔽材料的厚度的射线平均自路程个数
7/20

0降低到拟达到的水平 X 用k代表为把原有的照射量 X
所需要的减弱倍数.则：

X0 1 k d X B e

根据上式可计算出所需要屏蔽层的厚度d
2.5 E 20兆电子伏
β射线在各种材料中的射程
5/20
γ射线屏蔽

γ射线在物质中被吸收的特点，是服从于指数 减弱规律的。 γ射线屏蔽体厚度的计算方法，常用的有三种， 即减弱倍数法、减弱因子法和半值层厚度法。
6/20
1、减弱倍数法

若用照射量率来描述γ辐射场的强弱：
X B X 0 e d
12/20
[例]某医院放射性同位素室分装碘-13l样品， 瓶内放射性活度约2Ci(7.4×1010Bq)，操作者 在离样品1米处采用远距离操作。要使人所在 位置的照射量率小于2.5毫伦／时，问对样品 需加多厚的铅防护屏蔽套? 解：不加屏蔽套时1米处的照射量率为：

因此，所需的减弱倍数为：
K
11/20
各种放射性核素的γ射线穿过 密度为18.9克/厘米3的铀所 引起的宽束透射
3、半值层法


用半值层法求所需屏蔽材料的厚度，也是辐射 防护惯用的一种方法。这种方法所得结果的精 确程度不如上述二种方法的高。 半值层数目n与减弱倍数K的关系为：K＝2n。 查表知n从l到l0的K-n关系。知道了半值层数目 和半值层厚度，就可以用它的乘积求出所需屏 蔽的总厚度。
辐射防护方法

放射性γ源的屏蔽计算程序毕业设计展示

放射性γ源的屏蔽计算程序毕业设计展示

设计流程图
开始 输入参数
参数是 否完整 输入
否
是 计算
结果输出 (存盘)
结束程序
运行状况（程序截图）——程序整 体的界面、外观
运行状况（程序截图）——用户 误输入了字母，程序发出提示
运行状况（程序截图）——用户正 确输入各项数据后，可以得出结果
运行状况（程序截图）——本程 序的存盘功能
运行状况（程序截图）——打开 C盘下的“数据存储.txt”文件
是计算机编程技术与辐射防护的结合。
2. 本工作设计一个简单的程序，方便用户在
外照射防护活动中快速得出所需要的屏蔽材料
的厚度，可提高防护设计的效率，具有一定的
实用意义 。
外照射防护的基本知识
剂量限值与剂量约束 1. 剂量限值定义为正常控制条件下 不应超过的剂量水平。 2. 剂量约束可以理解为对每个可能
理论简介——屏障厚度的确定用到的参数
1. 居留因子：从受照位置和受照时间来表征人
员受照情况的一个系数。
2. 衰减倍数：指设置屏蔽之前某关心点处的周
围剂量当量与设置屏蔽之后该点周围剂量当量
的比值。
3. 透射比 ：为衰减倍数的倒数。表征关心点
处穿透屏蔽的射线占初始射线的份额。
理论简介——屏蔽计算的方程
1.基本方程 数学表达式为：H（d）≤ HL
2.曲线的拟合： 由于查图表获得的厚度值不 方便，而且也无法写进程序代码。 综合方便性与可行性，采用李士
俊教授的相关文献中的曲线拟合
方程。
理论简介——本项目涉及的常数
本项目涉及到了四个γ源，即Cs-137、Co-60、Ir-192、 Ra-226。下表为空气比4Bq
1m
1
0.1mSv/h

04外照射剂量的计算

04外照射剂量的计算

04外照射剂量的计算外照射剂量的计算主讲：崔莹1第四章外照射剂量的计算外照射是辐射源在机体外面时所产生的照射，对人体而言，外照射主要来自中子、γ射线和X射线，其次是β射线。

由于α粒子射程短，天然α粒子衣服即可挡住，所以，外照射剂量计算一般不涉及α射线（加速器产生的α粒子除外）。

外照射剂量计算是进行辐射防护及评价的基础21第四章外照射剂量的计算外照射防护的基本原则：尽量减少或避免射线从外部对人体的照射，使之所受照射不超过国家规定的剂量限值。

外照射防护的三要素：时间：充分准备距离：远距操作减少受照时间任何源不能直接用手操作屏蔽：根据辐射源的类型、射线能量、活度，选择适当材料和厚度进行屏蔽3第一节γ射线剂量的计算一.点源的剂量计算点源是指辐射源的线度远小于源至计算剂量点的距离的辐射源如果辐射场中某点与辐射源的距离，比辐射源本身的几何尺寸大十倍以上，即可把辐射源看成是点状的，称其为点状源，简称点源。

任何其他形状的源，都可视为若干点源的叠加。

42第一节γ射线剂量的计算照射量与吸收剂量的关系照射量的单位为：库仑每千克（C/kg），其专用单位为伦琴（R）1R = 2.58 ×10?4 C / kgDa = 33.85 X戈(国际单位制下) 戈（照射量X用伦琴为单位）Da = 8.69 ×10 ?3 XDa －－空气中同一点处的吸收剂量（Gy） X －－空气中同一点X 或γ射线的照射量（R）(μ / ρ )m 空气中同一点组织中的吸收剂量 D m = 8.69 ×10 ?3 en X = fX 戈( μen / ρ ) a5第一节γ射线剂量的计算一.点源的剂量计算1.γ点源的空气吸收剂量率计算γ射线在空气中吸收剂量率与照射量率之间的关系为：& & Da = 33.85 XGy / s在空气中同一点处γ射线在物质（m）中吸收剂量率与照射率关系为：& & Dm = f m X其中f m = 33.85( μen / ρ ) m ( μen / ρ ) aJ /C63第一节γ射线剂量的计算一.点源的剂量计算2.γ点源的吸收剂量率与粒子注量率之间的关系在带电粒子平衡条件下，光子注量率与吸收剂量率有下列关系：μ & D = ? ( en ) Er ρμen ρ戈/秒& D —γ射线在注量率为φ的某一点处，空气的吸收剂量率—空气中在计算剂量点处，γ射线的注量率（1/m2s）－γ射线在空气中的质能吸收系数（m2/kg）Er －γ射线的能量（J）7第一节γ射线剂量的计算一.点源的剂量计算2.γ点源的吸收剂量率与粒子注量率之间的关系在带电粒子平衡条件下，光子注量率与吸收剂量率有下列关系：μ& D = ? ( en ) Er ρ戈/秒例题：在工作场所某一点，测得能量为1.00MeV的γ射线的注量率为1.55×107光子/米2·秒，计算此点的吸收剂量率【查表可得：空气中的（μen/ρ）＝2.787×10-3米2/千克】84第一节γ射线剂量的计算一.点源的剂量计算3.源的活度与照射率的关系γ照射率常数Γ把源的活度A和照射率联系起来，其物理意义：距离照射率常数Γ 活度为1居里的γ点源1米处，在1小时内所产生的照射率，即：Γδ =l 2 dX ( )δ A dtc ? m 2 / kg设源的活度为A居里，离源R米处的照射率用下式计算：& AΓ X = 2 c / kg ? s R 60Co源在1米处的照射率为多少？例题：试计算1居里的在空气和皮下组织内的吸收剂量率是多少？【Г＝2.56×10-18库伦·米2/千克＝1.32伦·米2/小时·居里， fm＝9.5×10-3】9第一节γ射线剂量的计算二.非点源照射率计算在实际工作中，除点源外，如反应堆、放射性工艺管道、放射性料液贮存容器、用于辐射消毒的大型面源、大的表面污染等，必须考虑源的形状、体积、源内的多次散射及自吸收。

外照射防护

外照射防护

3
1.1 人（群） 从防护角度出发，依据接受额外照射 额外照射的可 从防护角度出发，依据接受额外照射的可 能性和频次对特定人（ 能性和频次对特定人（群）进行分类考虑。 进行分类考虑。 职业性人员：与相关射线操作相关。 职业性人员：与相关射线操作相关。 公众：与相关射线操作无关。 公众：与相关射线操作无关。 但对于可能从受照中受益的人员（ 但对于可能从受照中受益的人员（如放疗 中的病人）而言， 中的病人）而言，需要针对特定实践过程进行 防护。 防护。
外照射防护
2008 年 6 月
1
目
录
*** ***
一、外照射防护基本知识 二、外照射防护基本技术
三、外照射屏蔽设计与评价 * 四、外照射屏蔽计算实例
2
一、外照射防护基本知识
1、外照射防护目的和出发点 、 目的：保护特定人（ 目的：保护特定人（） 不受过分的直接 或潜在的外照射危害。 或潜在的外照射危害。 出发点： 出发点：从防护目的的实现以及与此相关的社 会付出方面综合进行考虑。 会付出方面综合进行考虑。
15
1.1 单能电子束、β射线和重带电粒子 单能电子束、 射线和重带电粒子 1.1.2 射程 指介质中， 指介质中，带电粒子沿其入射方向穿行 的最大直线距离 R 。 对于单能电子束和β射线，有： 对于单能电子束和 射线， 射线
0.01≤ E ≤ 2.5 Mev R = 0.412⋅ E1.265−0.0954⋅LnE
H * ( r , d ) 通常可作为仪器所在位置上人体有效剂量
的合理近似。 的合理近似。 的增量。 周围剂量当量率就是单位时间内 H * (r ,10) 的增量。
14
二、外照射防护基本技术
1、射线在介质中的衰减规律和剂量计算 、 1.1 单能电子束、β射线和重带电粒子 单能电子束、 射线和重带电粒子 1.1.1 能量损失方式 带电粒子在介质中通过 电离激发和 轫致 电离激发和 辐射两过程损失能量。用阻止本领来定量描述。 辐射两过程损失能量。用阻止本领来定量描述。 两过程损失能量 就防护而言， 就防护而言，需要选择恰当的屏蔽材料 以尽量减少轫致辐射的产生。 以尽量减少轫致辐射的产生。

核和放射事故医学应急常用计算机剂量估算方法

核和放射事故医学应急常用计算机剂量估算方法

间，其默认值为168h(一周)。将测量值填入相应的文本框后，按“开始计算”命令
键，即可得出相应的累积剂量当量。 方法2：需要测量地面上方1m处的平均周围剂量当量率(μSv/h)，平均剂量当量 率是指事故后7天内的测量均值，将平均测量值填入相应的文本框后，按“开始计算
”命令键，即可得出7天的累积剂量当量。若需估算其中某天的值，则仅需将这天的
下图是烟羽β外照射剂量重建的用户界面。这个界面主要包括烟羽惰性气体 、非惰性气体二种计算
在界面中的事故姓名、性别、编码和事件时间均由计算机按先前录入的
信息生成，用户不必再输入这些个文本框。 对图中烟羽惰性气体造成的剂量当量的计算模块，烟羽惰性气体核素可 选择Kr-85、Kr-85m、Kr-87、Kr-88、Xe-133和 Xe-135等6种核素。再输入近 地空气核素的时间积分浓度(GBq.s.m-3)和屏蔽因子后，按开始计算，便可得出 剂量当量值，并显示在相应的文本框中。 对图中烟羽非惰性气体造成的剂量当量的计算模块中，烟羽其他核素可选 择Sr-89、Sr-90、Zr-95、Nb-95、Ru-103、Ru-106、 Te-132、I-131、I-132、I133、 I-135、Cs-134、Cs-137、Ba-140、La-140、Ce-144、Np-239、Pu-241等 18种核素。再输入近地空气核素的时间积分浓度(GBq.s.m-3)和屏蔽因子后，按
核和放射事故医学应急常用 计算机剂量估算方法
一、概述
二、核事故剂量估算方法
三、光子外照射剂量估算方法
四、重粒子外照射剂量估算方法
五、电子及皮肤污染剂量估算方法 六、核事故内照射剂量估算方法 七、应急个人监测及剂量估算 八、食品水和气溶胶应急监测及剂量估算
一、概述

第三章Xγ射线的外照射防护

第三章Xγ射线的外照射防护

m / 质量衰减系数（cm2/g）
环境工程 Environmental Engineering
两个常用的概念
• 能谱的硬化： 随着通过物质厚度的增加，不易被减弱的 “硬成分”所占比重越来越大的现象。 • 平均自由程： 线减弱系数的倒数称为光子在物质中的 平均自由程。即λ=1/μ。 表示光子每经过一次相互作用之前，在 物质中所穿行的平均厚度。 N e d / N

环境工程
Environmental Engineering
• 在x射线辐射场中，同一点处以Gy为单位的 比释动能K与以Gy为单位的吸收剂量指数DI， 以及以Sv为单位的剂量当量指数HI数值上 几乎相等。因此可上式算出距离阳极靶r （m）处的吸收剂量指数率、剂量当量指数 率。
环境工程
Environmental Engineering
环境工程
Environmental Engineering
(5） 体 球 源 中 的 射 心 照 量 4As (1 e a ) Q1 : X

环境工程
Environmental Engineering
(6）无限大体积源 任一点的照射量 4As X （不计多次散射） 4As A1 1 A1 ）（计多次散射） X （ 1 a1 1 a2
环境工程
Environmental Engineering
• 2）x射线剂量率的计算 • 在距离靶r（m）处由于x射线机产生的初 级x射线束造成的空气比释动能率可近似按 下式计算：
r0 2 1 K a I x ( ) , 单位：mGy min r I：管电流，mA；r0 1m；
环境工程
Environmental Engineering

辐射屏蔽设计

辐射屏蔽设计

辐射防护的方法辐射对人体的照射方式有外照射和内照射两种。

体外辐射源对人体的照射称为外照射，进入人体的放射性同位素对人体的照射，称为内照射。

外照射的基本防护原则是，缩短照射时间、加大人员与辐射源的距离和进行适当的屏蔽。

内照射防护最根本的方法是尽量减少放射性物质进入体内的机会。

例如制定合理的卫生管理制度，通风，密闭存放和操作，个人防护等等。

第一节 X 或?射线的外照射防护与X 、?射线相关的辐射源有：X 射线机、加速器X 射线源和放射性核素。

X 射线机的工作电压通常低于400kV ，电子加速器产生的高能X 射线一般为2~30MeV 。

放射性核素产生的X 或?射线一般在几keV 到几MeV 之间。

1．1 X 或?辐射源的剂量计算1、 X 射线机X 射线机的发射率常数?X 定义为：当管电流为1mA 时，距离阳极靶1m 处，由初级射线束产生的空气比释动能率，其单位是mGy ?m 2?mA -1?min -1。

发射率常数?X 与X 射线管类型、管电压及其电压波形、靶的材料和形状、以及过滤片的材料和厚度等因素有关。

准确的发射率常数应通过实验测量得出。

准确度要求不高时，也可查手册中的发射率常数曲线来近似估计。

空气比释动能率.K a 可近似按下式计算： 式中，r 0=1m ；I 是管电流，单位是mA ；.K a 的单位是mGy ?min -1。

例1：为某患者做X 射线拍片，设X 射线管钨靶离患者，曝光时间。

已知管电压为90kV 、管电流50mA ，出口处过滤片为2mm 铝。

试估算患者表面所在处的吸收剂量（忽略人身的散射影响）。

解：查得该条件下，发射率常数?X 为 mGy ?m 2?mA -1?min -1，由公式（2．1）计算.K a 为693 mGy ?min -1，空气比释动能为 mGy 。

吸收剂量值近似等于空气比释动能值，为 mGy 。

2、 加速器X 射线源由加速器输出的电子束产生的X 射线源的发射率，同电子能量、束流强度、靶物质的原子序数以及靶的厚度等因素有关，并随出射角度而异。

外照射剂量计算算法

外照射剂量计算算法

12.7 外照射剂量计算算法12.7.1剂量计算算法的临床实现进程总的来说，剂量计算算法在被应用到临床之前要经历一系列变革步骤。

了解这个用户看不见的变革步骤以及这个步骤的组成项目是很有教育意义的。

对用户来说，了解了这一点能帮助建立治疗计划的QA项目。

12.7.1.1剂量计算算法的发展剂量计算算法就是尽可能精确的预测剂量在病人体内任意一点的分布。

因为射线与人体组织辐射反应的相当复杂，并且实际应用时为了增加计算速度，剂量计算算法必须取物理模型的近似值。

这是剂量计算算法的内在限制。

结果这些剂算法的应用在某些条件下是计算精度很高，但在其他另一些复杂条件下是精度不够。

通常来说，更长运算时间的复杂剂量计算算法的不确定度要小于简单的剂量计算算法。

常用的剂量计算算法会在下一节细节做详细的讨论。

剂量算法的优化是一个治疗计划系统中很重要的因素。

一些系统制造商在治疗计划系统中提供了不止一个的剂量算法。

12.7.1.2剂量计算算法软件的开发一旦剂量计算的数学公式被发现，算法就可以被转化成计算机代码。

这些编码过程需要软件的如下支持：（1）接受与病人影像资料或者轮廓数据；（2）允许描画靶体积和正常组织；（3）确定射线几何参数和射野形状；（4）允许对辅助设备的附加支持，例如楔形板，挡铅和多叶准直器（MLC）等；（5）可以为相关的机器和与病人有关的参数进行精确的剂量计算；（6）可以提供简易的治疗计划评估和优化；（7）可以在显示器上提供计划设计的结果；（8）可以通过网络或打印机对计划进行输出。

事实上，软件中大部分代码用来信息管理，只有相当少的代码被用来剂量计算。

尽管购买者可以通过选择不同的软件来选择想要的剂量算法，但是购买者并不能精确的知道算法如何被写成代码。

考虑到计算速度的需要，软件的有时候会简化原原来的数学公式，这样计算结果就会产生一定的误差。

12.7.1.3 剂量计算算法所需数据的输入所有算法都需要输入某些形式的治疗数据。

放射防护屏蔽计算

放射防护屏蔽计算

4、墙（1-2）：
需要考虑初级辐射和次级辐射；其后方为加速器辅助机房（控制
区），T=1（为安全），所以P/T=0.1mGy/周；dp=3m，U=1， Kp1=5.9mGy/患者，N=40
利用公式得出：
K p（0）
K p1UN dp2
5.9 *1* 40 32
26 .22 mGy
/周
将这个值降低到P/T=0.1mGy/周
利用公式得出：
K
（0）
se c
K
se
1 c
N
d
2 se c
2.9 *10 -2 * 40 （1.3）2
0.686 mGy
/周
将这个值降低到P/T=0.32mGy/周
Bse（c Xbarrier）
P/T
K
（0） sec
0.32 0.686
4.66 *10-1
在次级辐射的透射曲线上可查，相当于0.1mm铅当量,所以墙（1-3）需 要0.1mm铅当量的屏蔽。
方法三 IAEA 估算法
❖ D = FA/r2 ❖ A单位 GBq ❖ F为γ因子 ❖ r单位 m ❖ D单位 mSv/h
Jilin University
❖ 透射因子B ❖ 衰减倍数K
I0
I1
二、计算实例
Jilin University
例一
控制区职业人员剂量目标值取0.1mGy/周, 非控制区公众剂量目标值取0.02mGy/周。
指定的工作负荷分布
每名患者的Wnorm （mA·min/患者）
1米处每名患者的初 级空气比释动能
（mGy/患者）
X射线摄影机房（胸部bucky）
0.6
2.3
X射线摄影机房（地板或其他屏障）

外照射屏蔽计算方法

外照射屏蔽计算方法
•十倍减弱厚度△1/10 ：tenth value thickness 将入射光子数减弱到十分之一所需的屏蔽层厚度
1/2 0.3011/10 1/10 3.321/2
常用γ射线的△1/2， △1/10 （cm）
核素
铅 △1/2 △1/10
钢铁 △1/2 △1/10
混凝土 △1/2 △1/10
屏蔽方式
• 固定式：防护墙（迷路）、防护门、观察窗
• 移动式：包装容器、手套箱、防护屏 铅砖、铅围裙、眼镜等
窄束γ射线在物质中的减弱规律
• 窄束的概念（narrow beam）： 不包含散射成分的射线束
•单能γ射线在物质中的减弱规律
I I0ed
I，I0：设置屏蔽前后的剂量率（强度） d：屏蔽层厚度（cm）
5.50 105 mR / h
减弱倍数为
K=X0/X=(5.05×105 )/0.25=2.02×106
查表：Co-60平均能量为1.25MeV, 需要混凝土的厚度约为145cm
例题3
欲将放射性活度为3.7×1014Bq的60Co辐射源置于 一个铅容器中，要求容器表面的当量剂量率小于 2×10-3Svh-1，容器表面1m处的当量剂量率应小 于10-4Svh-1。设容器表面到源的距离为25cm，求 铅容器的屏蔽层厚度。
Co-60 1.2 4 2.0 6.7 6.1 20.3
Cs-137 0.7 2.2 1.5 5.0 4.9 16.3
Ra-226 1.3 4.4 2.1 7.1 7.0 23.3
点源的屏蔽计算
• 直接用公式计算
I I0 Be d
•利用减弱倍数法计算 K I0 ed IB
•利用半减弱厚度计算
（1）时间防护(Time) 累积剂量与受照时间成正比 措施：充分准备，减少受照时间

典型γ辐射剂量计算方法

典型γ辐射剂量计算方法

典型γ辐射剂量计算方法作者：甘业福来源：《科技创新与应用》2017年第21期摘要：γ辐射剂量计算是为辐射防护提供设计输入数据，判定屏蔽材料选择是否满足人员和公众辐射防护要求。

文章介绍了几种典型模型的γ辐射剂量计算方法，为同类核设施或核技术运行设施辐射防护屏蔽计算提供参考。

关键词：典型；辐射；计算中图分类号：TL72 文献标志码：A 文章编号：2095-2945（2017）21-0096-02引言在国内外核技术应用和核设施中，存在大量γ放射性核素，γ放射性核素会发出一定能量的γ射线。

人员接触后，会产生受照剂量，在不采取辐射防护措施的情况下，一旦超过限值，可能对人员产生辐射损伤。

在已建成的核技术运用设施和核设施，通常设置有固定式或者便携式γ剂量测量设备，用于监测工作现场γ剂量率，根据监测数据确定工作人员辐射防护措施，确保工作人员辐射安全。

但新建的核技术运用设施和核设施，需要通过新建设施内的源项进行γ剂量理论计算，计算结果作为设计输入，进行辐射防护屏蔽设计，确保设施运行过程中工作人员辐射安全。

目前国内外γ辐射剂量计算多数采用蒙卡计算，计算软件较为复杂，而且需要专业技术人员计算，科研研究院所使用较多，厂矿企业使用较少。

因此，为方便厂矿企业开展辐射剂量计算，特开展较为典型模型的辐射剂量计算开展研究。

对于较为复杂的模型，可采用点核计算后进行积分或叠加。

1 γ外照射辐射防护计算原理1.1 Γ常数放射性同位素的Γ常数表示从1mCi点源释放出的未经屏蔽的γ射线在距源1cm处所造成的剂量率（R/h）。

Γ常数分为微分Γ常数和总Γ常数，对某一给定放射性同位素的某一单能γ射线所计算的Γ常数为微分Γ常数，以Γi表示，放射性同位素的总Γ常数简称Γ常数，等于Γi之和。

即：上式可简化为：。

经计算，Cs-137的Γ常数为8.51E-14Gy.m2/（h.Bq），Co-60的Γ常数为3.42E-13Gy.m2/（h.Bq）。

1.2 γ屏蔽计算γ射线与物质的相互作用，主要是光电效应、电子对效应和康普顿散射。

放射防护屏蔽计算

放射防护屏蔽计算

利用公式得到：

将该值降到P/T=0.32mGy/周，利用公 式得到1-2墙次级透射为：

由曲线查得铅当量厚度为0.2mm铅当量。
1-3墙屏蔽计算 条件： 1.此墙后面为控制室，控制区，因此居 留因子选取T=1，因而P/T=0.1mGy/周。 2.此墙只考虑次级辐射。 3.设dsec=1.8米 4.从表中透视管（摄影+透视共用机房） 栏中查到泄漏+侧向散射总和Ksec1=3.2*10-1 mGy/患者。 5.每周检查患者数目N=150人。
Jilin University
透射因子B 衰减倍数K
I0
I1
二、计算实例
Jilin University
例一
控制区职业人员剂量目标值取0.1mGy/周, 非控制区公众剂量目标值取0.02mGy/周。 例：某模拟机机房屏蔽计算，该机房仅一 台X线模拟机，为了安全N值取忙时的40人/ 周，位于建筑物最底层，求各墙厚度？
指定的工作负荷分布
每名患者的Wnorm （mA· min/患者） 1米处每名患者的初 级空气比释动能 （mGy/患者）
X射线摄影机房（胸部bucky） X射线摄影机房（地板或其他屏障） X射线摄影管（摄影和透视共用机房） 专用立式胸部bucky摄影机房
0.6 1.9 1.5 0.22
2.3 5.2 5.9 1.2
（0） sec
1
P/T 0.32 -1 Bsec （X barrier） 4 . 66 * 10 （0） 0.686 K sec
在次级辐射的透射曲线上可查，相当于0.1mm铅当量,所以墙（1-3）需 要0.1mm铅当量的屏蔽。
6、墙（1-4）：
该面墙体需要考虑初级辐射和次级辐射；其外侧为走廊 候诊区（非控制区），T=1/4,则P/T=0.02*4=0.08mGy/ 周；Kp1=5.9mGy/患者，U=1（为安全），dp=3m， N=40 1 利用公式得出： K 5.9 *1* 40 （0） p UN Kp 26.22mGy / 周 2 dp2 3 将这个值降低到0.1mGy/周，

外照射屏蔽计算方法

外照射屏蔽计算方法
物质中所穿行的平均厚度。
•
宽束(broad beam) 辐射的衰减
•B：累积因子（build-up factor)
•描述散射光子影响的物理量。
•表示某一点散射光子数所占份额
•B取决于：光子能量，屏蔽材料的原子数，
•
屏蔽层厚度，屏蔽层几何条件
•B值可以查表求得
•
屏蔽计算中常用的几个参数
• 减弱倍数K ： 辐射场中某点处没有设置屏蔽层时的当量剂 量率H(0)，与设置厚度为d的屏蔽层后的当量 剂量率H(d)的比值。 K = H(0)/H(d) = eμd/B(Eγ，μd) 表示屏蔽材料对辐射的屏蔽能力。 无量纲。
（1）时间防护(Time) 累积剂量与受照时间成正比 措施：充分准备，减少受照时间
•（2）距离防护(Distance) • 剂量率与距离的平方成反比 • 措施：远距离操作 • 任何源不能直接用手操作； • 注意β射线防护
•
外照射防护基本原则：
（3）屏蔽防护(Shielding) 设置屏蔽体 屏蔽材料和厚度的选择： 辐射源的类型、射线能量、活度等
• 直接用公式计算
•利用减弱倍数法计算
•利用半减弱厚度计算
•
令K=2n，则n=logK/log2
•
屏蔽厚度d=n △1/2
•
例题1
将Co-60所产生的剂量减弱2000倍，所需铅防 护层厚度是多少？
解：已知K=2×103， 查表得Co-60的△1/2 =1.2cm 则：n=（log 2×103)/log2=11 R=n×△1/2 =11 ×1.2=13.2cm
• 射程（Range；R）： 带电粒子在物质中沿其入射方向所穿过的最大 直线距离。
• 屏蔽材料的厚度等于β粒子在该材料中的最大 射程时，即可屏蔽所有β粒子。

辐射防护(屏蔽计算)

辐射防护(屏蔽计算)

第二节 X、 γ射线的外照射防护
（一）、窄束X或γ射线的减弱规律
（1）窄束（narrow beam）： 不包含散射成分的射线束
（2）窄束单能γ射线在物质中的减弱规律
N N0 e d
μ—线衰减系数，cm-1。
22
• 所谓窄束射线是指不包括散射成份的射线 束，通过吸收片后的γ光子，仅由未经相互 作用或称为未经碰撞的光子所组成。“窄 束”一词是实验上通过准直器得到细小的 束而取名。这里所说的“窄束”并不是指 几何学上的细小，而是指物理意义上的 “窄束”，即使射线束有一定宽度，只要 其中没有散射光子，就可称之为“窄束”。
第6章 外照射的防护
1
第一节 外照射防护的一般方法 第二节 X、γ射线的外照射防护 第三节 带电粒子外照射的防护
第四节 中子外照射的防护
2
第一节 外照射防护的一般方法
第一节 外照射防护的一般方法
一、 外照射防护的基本原则
二、 外照射防护的基本方法
三、 屏蔽材料的选择原则
四、 确定屏蔽厚度所需用的参数和资料
3
第一节 外照射防护的一般方法
一、外照射防护的基本原则
内外照射的特点
照射方式
内照射
辐射源类型
多见开放源
危害方式
电离、化 学毒性
常见致电离 粒子 α、β
照射 特点 持续
外照射
多见封闭源
电离
高能β、质子、 间断 、X、n
基本原则：
尽量减少或避免射线从外部对人体的照射，使 之所受照射不超过国家规定的剂量限值。
T＝ 1/4 T＝ 1/16
第二节 X、 γ射线的外照射防护
第二节 X、 γ射线的外照射防护
一、X、γ 辐射源及辐射场 二、X、γ 射线在物质中的减弱规律 三、X、γ 射线的屏蔽计算

放射防护屏蔽计算

放射防护屏蔽计算

3、墙（1-1）： 本墙为控制室墙壁，只需要考虑次级辐射；其后方为控制室（控制区）， T=1，则P/T=0.1mGy/周；dsec=1.5m；Ksec1=2.9*10-2 利用公式得出：
K
（0） sec
K sec N 2.9 *10 -2 * 40 0.516 mGy / 周 2 2 （ 1.5） d sec
L混凝土=TVL混凝土×NTVL = TVL混凝土 ×lg(1/BX)=35.6mm×lg(1/(3.8×10-3)) =86.2mm L铅=TVL铅×NTVL = TVL铅×lg(1/BX)=0.58 mm×lg(1/(3.8×10-3))=1.4 mm 因为，此处Xpre=0.3mm铅当量， Xbarrier=1.4-0.3=1.1mm铅当量，针对初级辐 射1-2墙需要1.1mm铅当量的屏蔽。
对初级辐射束的不同材料前屏蔽当量厚度（xpre）
xpre（mm） 应用条件 摄影床影像接受器或墙上安装的暗盒架（由滤线栅、暗盒和 影像接受器支持构件的衰减造成的） 侧向投照束穿过摄影床（仅由滤线栅和暗盒衰减造成的） Pb 混凝土 钢板
0.85
0.3
72
30
7
2
在指定的患者工作负荷（W norm ）和d p=1米处的未屏蔽的初级空气比释动能K1P值
B p ( X barrier
dp
2
32
P /T 0.02 mGy / 周 -4 X pre ) 7 . 6 * 10 (0) 26 .22 mGy / 周 Kp
。
L混凝土=TVL混凝土×NTVL = TVL混凝土 ×lg(1/BX) =35.6mm×lg(1/(7.6×104))=111.0mm L铅=TVL铅×NTVL = TVL铅×lg(1/BX)=0.58 mm×lg(1/(7.6×10-4))=1.8 mm 因为，此处Xpre=0.85mm铅当量（见表 4.18），Xbarrier=1.8-0.85=0.95mm铅当量， 针对初级辐射天花板需要0.95mm铅当量的 屏蔽。

典型γ辐射剂量计算方法

典型γ辐射剂量计算方法

典型γ辐射剂量计算方法γ辐射剂量计算是为辐射防护提供设计输入数据，判定屏蔽材料选择是否满足人员和公众辐射防护要求。

文章介绍了几种典型模型的γ辐射剂量计算方法，为同类核设施或核技术运行设施辐射防护屏蔽计算提供参考。

标签：典型；辐射；计算引言在国内外核技术应用和核设施中，存在大量γ放射性核素，γ放射性核素会发出一定能量的γ射线。

人员接触后，会产生受照剂量，在不采取辐射防护措施的情况下，一旦超过限值，可能对人员产生辐射损伤。

在已建成的核技术运用设施和核设施，通常设置有固定式或者便携式γ剂量测量设备，用于监测工作现场γ剂量率，根据监测数据确定工作人员辐射防护措施，确保工作人员辐射安全。

但新建的核技术运用设施和核设施，需要通过新建设施内的源项进行γ剂量理论计算，计算结果作为设计输入，进行辐射防护屏蔽设计，确保设施运行过程中工作人员辐射安全。

目前国内外γ辐射剂量计算多数采用蒙卡计算，计算软件较为复杂，而且需要专业技术人员计算，科研研究院所使用较多，厂矿企业使用较少。

因此，为方便厂矿企业开展辐射剂量计算，特开展较为典型模型的辐射剂量计算开展研究。

对于较为复杂的模型，可采用点核计算后进行积分或叠加。

1 γ外照射辐射防护计算原理1.1 Γ常数放射性同位素的Γ常数表示从1mCi点源释放出的未经屏蔽的γ射线在距源1cm处所造成的剂量率（R/h）。

Γ常数分为微分Γ常数和总Γ常数，对某一给定放射性同位素的某一单能γ射线所计算的Γ常数为微分Γ常数，以Γi表示，放射性同位素的总Γ常数简称Γ常数，等于Γi之和。

即：上式可简化为：。

经计算，Cs-137的Γ常数为8.51E-14Gy.m2/（h.Bq），Co-60的Γ常数为3.42E-13Gy.m2/（h.Bq）。

1.2 γ屏蔽计算γ射线与物质的相互作用，主要是光电效应、电子对效应和康普顿散射。

究竟哪种效应是主要的，决定于射线的能量和屏蔽材料的原子序数，三种效应均随屏蔽材料原子序数的增加而不同程度的增加。

14 屏蔽计算

14 屏蔽计算

19/20

不加屏蔽时，R＝50厘米处中子通量率为：
1 1 2 0 5 10 167 中子 秒 厘米 4 (50) 2
6

查得半值层d＝6.68厘米，取B＝l，则：
K 2
x 6.68
167 9.8 17

20/20
由此得出x＝20厘米。
6/20
1、减弱倍数法

若用照射量率来描述γ辐射场的强弱：
X B X 0 e d




X
： 有屏蔽材料的照射率 X
照射量积累因子
0
：没有屏蔽材料的照射量率
B ：

d ：所加屏蔽材料的厚度的射线平均自路程个数
7/20

0降低到拟达到的水平 X 用k代表为把原有的照射量 X
18/20
Hn 4.06 1010 (Gy 中子1 cm2 )
因此，容许通量率为：
H 6.94 10 7 1 2 n 17 ( 中子 秒 厘米 ) 8 H n / n 4.06 10

可查表得Φn＝18中子· 秒-1· 厘米-2。下面计算 屏蔽厚度时用l7中子· 秒-1· 厘米-2。
16/20

如果已知屏蔽材料对一定能量的中子的半值层 d，则离此点状中子源R远处的中子通量率Φn 为：
A 1 1 2 n B （中子 秒 厘米 ） x 2 4R 2d

A为中子源强度，中子/秒；B为积累因子，如 不考虑散射中子的影响，可取B=1；x为屏蔽 层厚度。
17/20
2、减弱系数法

与减弱倍数K相反，
x( x ) x0
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内外照射的不同特点
照射 方式 辐射源 类型 危害 方式 常见致电 离粒子 照射 特点
内照射 开放源 电离、化学毒性 α、β 持续 外照射 密封源 电离 高能β、γ、 间 断 x、n
外照射防护基本原则
（1）时间防护 ）时间防护(Time) 累积剂量与受照时间成正比 措施：充分准备， 措施：充分准备，减少受照时间 （2）距离防护 ）距离防护(Distance) 剂量率与距离的平方成反比 措施： 措施：远距离操作 任何源不能直接用手操作； 任何源不能直接用手操作； 注意β射线防护 注意 射线防护
减弱倍数为 K=X0/X=(5.05×105 )/0.25=2.02×106
查表：Co-60平均能量为1.25MeV, 需要混凝土的厚度约为145cm
例题3
欲将放射性活度为3.7×1014Bq的60Co辐射源置于 一个铅容器中，要求容器表面的当量剂量率小于 2×10-3Svh-1，容器表面1m处的当量剂量率应小 于10-4Svh-1。设容器表面到源的距离为25cm，求 铅容器的屏蔽层厚度。 (查表得Γ(60Co)=2.503 ×10-18Ckg-1m2Bq-1 s-1)
屏蔽方式
• 固定式：防护墙（迷路）、防护门、观察窗 • 移动式：包装容器、手套箱、防护屏 铅砖、铅围裙、眼镜等
窄束γ射线在物质中的减弱规律
• 窄束的概念（narrow beam）： 不包含散射成分的射线束 •单能γ射线在物质中的减弱规律
I = I 0e
− µd
I，I0：设置屏蔽前后的剂量率（强度）
γ 点源的屏蔽计算
• 直接用公式计算
I = I 0 Be
− µd
•利用减弱倍数法计算 µd I0 e K = = I B •利用半减弱厚度计算 令K=2n，则n=logK/log2 屏蔽厚度d=n △1/2
例题1
将Co-60所产生的剂量减弱2000倍，所需铅防 护层厚度是多少？ 解：已知K=2×103， 查表得Co-60的△1/2 =1.2cm 则：n=（log 2×103)/log2=11 R=n×△1/2 =11 ×1.2=13.2cm
• 减弱倍数K ： 辐射场中某点处没有设置屏蔽层时的当量剂 量率H(0)，与设置厚度为d的屏蔽层后的当量 剂量率H(d)的比值。 K = H(0)/H(d) = eµd/B(Eγ，µd) 表示屏蔽材料对辐射的屏蔽能力。 无量纲。
半减弱厚度与十倍减弱厚度
• 半减弱厚度△1/2：half value thickness 将入射光子数减弱一半所需的屏蔽层厚度 •十倍减弱厚度△1/10 ：tenth value thickness 将入射光子数减弱到十分之一所需的屏蔽层厚度
β辐射屏蔽
（1）最大射程法： 经验公式：R是电子在低z物质中的射程，g cm-2
R = 0.412 E (1.265−0.0954 ln E ) Condition : 0.01 < E < 2.5MeV R = 0.53E − 1.06 Condition : 2.5 ≤ E < 20 MeV
知道了材料的密度ρ，可计算出最大射程对应的 屏蔽材料厚度d（cm）： 1 d= Eβ max 2ρ
外照射防护基本原则： 外照射防护基本原则：
（3）屏蔽防护 ）屏蔽防护(Shielding) 设置屏蔽体 屏蔽材料和厚度的选择： 屏蔽材料和厚度的选择： 辐射源的类型、射线能量、 辐射源的类型、射线能量、活度等
屏蔽材料选择的一般原则
射线类型 作用形式 α 电离、激发 β γ、χ 中子 电离、激发、轫致辐射 光电、康普顿、电子对 弹性、非弹性、吸收 材料选择原则 一般低Z材料 低Z 材料+高Z材料 高Z 材料、 含H低Z 材料、 含硼材料 常用屏蔽材料 铝、有机玻璃、 混凝土、铅 铅、铁、钨 混凝土、砖 水、石蜡、含硼 聚乙烯
β辐射屏蔽
• （2）半值层法 由半值层求所需屏蔽材料的厚度或估算 屏蔽效果比较方便。n个半值层的屏蔽厚 度可使辐射减弱1/2n。
例题2
要建筑一个Co-60辐照室，源活度为3754居里， 墙外容许照射率为0.25mR/h,若用混凝土建筑， 需要屏蔽墙的厚度是多少？
解：A=3754Ci, Γ=1.32 Rm2/hCi P 300cm R=3m, X=0.25mR/h 无屏蔽时，墙外的照射量率为 A Γ 3754 × 1 .32 × 10 3 X0 = 2 = = 5 .50 × 10 5 mR / h R 32
−d / λ N = N 0e
宽束(broad beam) 辐射的衰减
I = I 0 Be
− µd
B：累积因子（build-up factor) 描述散射光子影响的物理量。 表示某一点散射光子数所占份额 B取决于：光子能量，屏蔽材料的原子数， 屏蔽层厚度，屏蔽层几何条件 B值可以查表求得
屏蔽计算中常用的几个参数
µ

d：屏蔽层厚度（cm） 线衰减系数：Linear attenuation coefficient（cm-1）
µm = µ / ρ 质量衰减系数（cm2/g）
两个常用的概念
• 能谱的硬化： 随着通过物质厚度的增加，不易被减弱 的“硬成分”所占比重越来越大的现象。 • 平均自由程： 线减弱系数的倒数称为光子在物质中的 平均自由程。即λ=1/µ。 表示光子每经过一次相互作用之前，在 物质中所穿行的平均厚度。
第5章 外照射防护 (External Radiation Protection)
• 密封源： 密封源： 正常工作状态下没有开封或破损的可能性 不会因泄漏、 不会因泄漏、渗透等导致逸出或扩散的放射源 有足够强度的包壳 正常使用条件下不污染设备、 正常使用条件下不污染设备、环境 分类： 分类： 点源、线源、平面源、园柱源等（按形状） 点源、线源、平面源、园柱源等（按形状） 检查源、照射源、标准源（按活度不确定度） 检查源、照射源、标准源（按活度不确定度）
∆1/ 2 = 0.301∆1/10 ∆1/10 = 3.32∆1/ 2
常用γ射线的△1/2， △1/10 （cm）
核素 Co-60 Cs-137 Ra-226 铅 △1/2 1.2 0.7 1.3 △1/10 4 2.2 4.4 钢铁 △1/2 2.0 1.5 2.1 △1/10 6.7 5.0 7.1 混凝土 △1/2 6.1 4.9 7.0 △1/10 20.3 16.3 23.3
γ放射源
• 常用源：60Co、137Cs、192Ir、 • 制作：不锈钢或铂铱合金密封壳 • 用途：医疗照射、工业照射、工业照相 及辐射仪表等
辐射场
• 定义： 定义： 辐射源产生的发生电离辐射作用的 空间范围 组成粒子的类型、方向分布、 组成粒子的类型、方向分布、能量分布 • 分类：单一场、混合场 分类：单一场、
安全防护系统-对照射装置的防护
构成： 由警告信号和安全联锁两部分 警告信号： 音响信号（警铃、警笛或广播） 显示信号（闪烁的或连续的） 安全联锁：起自动保护作用 控制操作室-防护门开关-升降源装置 经常的检查和维护
放射性工作场所控制区的标志
β射线的防护
• 一般β射线的能量＞70keV，可穿透皮肤表层， 故要注意外照射防护。 • 射程（Range；R）： 带电粒子在物质中沿其入射方向所穿过的最大 直线距离。 • 屏蔽材料的厚度等于β粒子在该材料中的最大 射程时，即可屏蔽所有β粒子。 • 一般操作的防护要求： 几兆Bqβ源：戴手套、眼罩，使用聂子等工具 较强β源：长柄工具操作，＞R的有机玻璃屏
α放射源
• 常用源： 210Po、238Pu、239Pu、241Am、237Np、235U、 238U等 • 制作： 电镀法：将放射性物质沉积在金属托盘上， 表面镀薄层纯金或云母 • 作业：α放射源用于烟雾探测器的原理？
β放射源
• 常用源： 3H、14C、22Na、45Ca、55Fe、58Co、63Ni、 137Cs、85Kr、90Sr-90Y等 • 制作（电镀法、陶瓷法）： 金属特性的放射性核素：电镀法沉积在 金属托盘上，外加保护层密封。 Sr、Cs可以烧结在陶瓷中 H、C可以制成有机玻璃。 用途：参考源、测厚源等