kev 转换 剂量当量率

电离辐射量和单位撰写时间：2012-6-8 文章作者：质检总局计量司文章来源：《我们身边的电离辐射》在人类发现和认识电离辐射的过程中，如何定义适当的物理量用以正确表述对电离辐射量的测量，一直是电离辐射计量学的重要任务。

自从1895年伦琴发现X射线并很快付诸医学应用开始，伴之而来的问题就是如何度量X射线。

直到1925年第一届国际放射学大会，产生了第一个关于辐射测量和标准化的专业组织“国际辐射单位委员会”（ICRU）。

后来，在该组织的名称中又强调并且加入了测量，确定为“国际辐射单位与测量委员会”（简称ICRU未变）。

ICRU的成立，为全球电离辐射量和单位的标准化工作奠定了基础。

随着科学技术的不断进步，历经50年的技术发展，ICRU在不断完善科学定义的基础上于1974年提出建议，并于1975年通过第15届国际计量大会决议确定（1）对放射性活度的国际制单位s－1采用专名贝可勒尔（Becguerd），记号为 Bq，1Bq=1s－1；（2）对吸收剂量的国际制单位[焦·千克－1]，采用专名“戈瑞”（Gray），记号为Gy。

从此，开始了全世界范围内辐射量和单位的国际制单位推行工作。

我国一直十分重视统一单位制的工作。

早在1959年6月25日国务院就发布了关于统一计量制度的命令，确定米制单位为我国的基本计量单位。

1977年5月27日国务院颁布《中华人民共和国计量管理条例（试行）》在第三条中明确规定“逐步采用国际制单位”。

1978年8月原国家标准计量局设立“国际单位制办公室”。

1984年2月27日国务院发布《关于在我国统一实行法定计量单位的命令》。

1984年 6月9日原国家计量局以文件的形式发布《中华人民共和国法定计量单位使用方法》。

1985年9月6日颁布的《计量法》以国家法律的形式强调“国际单位制计量单位和国家选定的其他计量单位，为国家法定计量单位。

”但是由于各种原因，特别是受旧的习惯势力的影响，使得国际制单位的使用还存在不少问题。

当量剂量率剂量当量是指在要研究的组织中某点处的吸收剂量、品质因素和其它一切修正因数的乘积。

剂量当量，单位为希(Sv)。

概念一般来说，某一吸收剂量所产生的生物学效应与辐射的类型、照射条件、辖射剂量和剂量率大小、生物种类和个体差异等相关，因此相同的吸收剂量未必产生同样程度的生物学效应，例如，由于α射线比β射线的传能线密度大，所以吸收相同剂量的生物组织，α射线电力损伤比β射线的要大，即相对生物学效应α射线>β射线。

为了比较不同类型辐射引起的不同生物学效应和统一表示各射线对机体的危害效应，在辐射防护中引进了一些系数，当吸收剂量乘上这些系数后成为一个新的物理量，我们称之为剂量当量（equivalentdose，H)，剂量当量就是用来比较不同类型辐射照射所造成的生物学效应的严重程度或产生几率的同一尺度。

剂量当量用符号H表示，只限于防护中应用。

组织或器官中H是此组织或器官的平均吸收剂量D与品质因数Q(或称线质系数）及N(其他修正因子）的积：H=DQN式中：D是吸收剂量；Q在放射生物学中称为相对生物学效应系数，是表示吸收剂量的微观分布对危害的影响所用的系数，它的值是根据水中的传能线密度值而定的。

它的国际单位制单位是希沃特(Sv)，1Sv=1J/kg。

以前使用的单位是雷姆(rem)，1 rem=10-2Sv。

吸收剂量是电离辐射给予物质单位质量的能量，是研究辐射作用于物质引起各种变化的一个重要物理量，但是由于辐射类型不同，即使同一物质吸收相同的剂量，引起的变化却不等同。

辐射品质因子与辐射引起的电离密度有关。

α粒子在机体中1毫米径迹所产生的离子对数目大约为106，β粒子在机体中1毫米径迹所产生的离子对数目约为104。

由于电离密度不同，使机体损伤的程度和机体自身恢复的程度也不同，各种辐射的品质因子见表。

单位剂量当量单位——希沃特（Sv）—般地说，给定的吸收剂量D的生物效应，取决干辐射的品质，并且还取决于照射条件。

标题：深度解读光子外照射放射防护的剂量转换系数导语：在放射防护领域，剂量转换系数是一个至关重要的概念。

特别是在光子外照射情况下，合理的剂量转换系数可以帮助我们更好地评估辐射剂量，从而保护我们的健康。

本文将从浅入深，逐步解读光子外照射放射防护的剂量转换系数，带您深入了解这一重要概念。

一、什么是剂量转换系数？剂量转换系数是指在特定辐射条件下，单位入射辐射能量所引起的平均等效剂量与实际受照射体组织所承受的吸收剂量之比。

在光子外照射情况下，剂量转换系数可以帮助我们将入射辐射的能量转换为实际组织吸收的剂量，进而评估辐射对人体的影响。

二、剂量转换系数的重要性在放射防护和医学影像等领域，合理的剂量转换系数对于评估辐射剂量、制定防护措施以及指导临床诊断具有至关重要的意义。

尤其在光子外照射情况下，剂量转换系数的准确性直接关系到辐射对人体的影响评估是否准确可靠。

三、光子外照射放射防护的剂量转换系数应用光子外照射是一种常见的医学影像检查和治疗手段，而合理的剂量转换系数可以帮助医务人员更准确地评估患者接受的辐射剂量，从而保证影像质量的同时最大限度地减少辐射对患者健康的影响。

在工业、科研等领域，对于职业暴露或环境辐射的评估也离不开合理的剂量转换系数。

四、剂量转换系数的进一步研究随着放射防护和医学影像技术的不断发展，对于光子外照射放射防护的剂量转换系数也在不断进行研究和探索。

通过深入研究不同情况下的剂量转换系数特性，可以更好地指导临床实践和放射管理，保障人们健康和安全。

结语：剂量转换系数作为放射防护领域的重要概念，在光子外照射情况下具有非常重要的应用价值。

通过本文的深度解读，相信读者对于光子外照射放射防护的剂量转换系数有了更为全面、深入的理解。

我们也希望未来能有更多的研究能够不断完善这一领域的知识，为人类的健康和安全提供更好的保障。

个人观点：在我看来，剂量转换系数的正确应用对于我们在实践中更好地把握辐射对人体的影响至关重要。

动物实验基础知识系列之一：剂量换算关于剂量换算的问题最近不少战友询问关于不同实验动物之间或者实验动物与人之间的剂量如何作“等效”换算的问题。

这个问题对学习药理的战友来讲，可能是非常熟悉了。

但对于非药理专业但又需做药理实验的战友来说，仍然是令人困扰的问题。

下面我们分以下几点来探讨这个问题。

第一、等效剂量系数折算法换算第二、体表面积法换算第三、系数折算法与体表面积法的比较第四、系数折算法的相对误差第五、小孩与成人的剂量换算第六、少常用实验动物剂量间的换算第七、不同给药途径间的剂量换算第八、LD50与药效学剂量间的换算下面我来简单说一下这个问题。

我们在实验中估算一种药物或化合物的使用剂量的时候，差不多是来源于两条途径：一是查文献，参考别人使用的剂量。

有时有现成的，可直接用。

有时没有我们所用动物的剂量，但有其它实验动物的。

也有的是有临床用量的，但没有实验动物的。

这样，我们就得进行换算。

这是我们今天要谈的这种方法。

另一种方法就是根据自己或文献上有关急性毒性的数据来进行估算，以期采用合适的剂量。

一般参考数据是LD50。

至于该选择LD50的多少分之一来作为参考剂量，众说纷纭。

这个我们再另题讨论。

下面我来说一说用第一种方法进行如何换算。

目前我们大多数人用的方法，是参考徐叔云教授主编的《药理实验方法学》。

在其附录中有一个表，列出了人和动物间按体表面积折算的等效剂量比值。

这个表，几乎被药理专业的人们奉为经典，一直在科研中沿用。

表如下所示：请注意最后一行，这个就是我们通常用到的。

把人的临床剂量转换为实验动物的剂量。

试着换算一个。

如：人的临床剂量为X mg/kg ,换算成大鼠的剂量：大鼠的剂量＝X mg/kg×70kg×0.018/200g＝X mg/kg×70kg×0.018/0.2kg＝6.3 X mg/kg. 这也就是说，按单位体重的剂量来算，大鼠的等效剂量相当于人的6.3倍。

㊀第43卷㊀第5期2023年㊀9月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.43㊀No.5㊀㊀Sep.2023㊃辐射防护监测㊃水中浸没γ外照射剂量率转换系数计算方法研究龚军军,黄㊀固,夏文明,陈君军,张耀云(海军工程大学核科学技术学院,武汉430033)㊀摘㊀要:采用蒙特卡罗软件建立点源球壳模型,快速计算得到能量在10keV ~10MeV 区间的30种单能γ射线在水中的有效作用距离;采用蒙卡软件程序的F6卡㊁F4卡结合FM4卡㊁∗F8卡三种方法,计算得到参考人在水中浸没外照射条件下的单能γ射线和19种核素的放射性活度浓度-剂量率转换系数㊂计算结果表明,分别与采用MIRD 模型的美国能源署FGR 12报告㊁FGR 15报告和采用体素模型的ICRP 144相比,相对偏差均在ʃ10%以内,计算方法和结果可为工程上快速计算提供借鉴参考㊂关键词:水中浸没外照射;剂量率转换系数;有效作用距离;蒙特卡罗方法中图分类号:TL8文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2022-08-05作者简介:龚军军(1977 ),男,2012年毕业于清华大学核科学与技术专业,副教授㊂E -mail:dxaw110@ 通信作者:夏文明㊂E -mail:xiawenming2008@㊀㊀核动力舰船发生核事故时,可能需要进行潜水作业或救援,作业人员存在电离辐射照射的风险,为确保作业人员健康,需进行剂量评估与计算㊂水中浸没γ外照射有效剂量率转换系数(effective dose rate conversion coefficient,DRCC,以下简称剂量率转换系数),即单位活度浓度的水体在单位时间内对浸没于水体中的人体产生的有效剂量,常用于评估暴露于放射性水体中人员的辐射健康风险㊂由于放射性实验存在辐射安全隐患㊁产生废液㊁费用昂贵等不足[1-3],绝大多数情况下均采用模拟计算的方法获得γ外照射剂量率转换系数,仅对小部分情形采用实验的方法加以验证㊂1993年,美国环境保护署发布第12号和第13号联邦导则报告[4-5],给出了在空气浸没外照射㊁地面沉积外照射和水中浸没外照射条件下MIRD 人体模型各组织器官的当量剂量率转换系数和人体有效剂量率转换系数㊂近年来,剂量学人体模型㊁蒙特卡罗计算软件以及放射性核素衰变数据等都在不断更新[6]㊂国际放射防护委员会(ICRP )2007年修改了计算有效剂量所需的组织权重系数[7],2020年发布了男性和女性参考人的新模型[8],蒙特卡罗计算软件和放射性核素的辐射衰变数据库[9]也在不断发展和更新㊂Song Jae Yoo 等[10]利用蒙卡软件建模,利用F6卡计算得到人体受到能量介于10keV ~10MeV 区间的26种单能γ射线在空气浸没外照射㊁地面沉积外照射和水中浸没外照射条件下的剂量率转换系数㊂高峰等[11]等利用蒙卡的F6卡得到不同能量γ射线的水中浸没照射条件下的剂量率转换系数,采用多项式拟合得到转换系数与能量的函数关系,但将能量在3MeV 以内的γ射线的有效作用范围全部限制在半径3m㊁高度6.4m 的圆柱体内,具体核素的转换系数还要查阅衰变能量和分支比进而通过公式进行计算才能得到㊂李怀良等[12]采用蒙卡的F6卡除以F4卡的值计算得到10keV ~10MeV 的单能γ射线在水㊁骨㊁软组织三种材料或组织的注量率-剂量率转换系数㊂路伟等[13]利用Geant4获取人体外围圆柱面的能谱㊁发射角度等信息作为二次源项,利用蒙卡软件计算中国参考人体素模型在地面沉积外照射和空气浸没外照射条件下不同单能γ射线的剂量率转换系数㊂2019年,美国环境保护署发布专门针对第12号导则报告更新的第15号联邦导则报告[14](以下简称FGR 12和FGR 15),同年ICRP发布144号出版物[15](以下简称ICRP 144),给出基于新参考人的体素模型在不同条件下的外照射剂量率转换系数㊂㊃064㊃龚军军等:水中浸没γ外照射剂量率转换系数计算方法研究㊀本文在研究已有的外照射剂量率转换系数计算方法的基础上,提出计算不同能量光子在水中的有效作用距离(effective distance,D eff)的新方法,快速计算能量在10keV~10MeV内的30种单能γ射线在水中的有效作用距离,采用蒙卡程序的三种计数卡,计算水中浸没外照射条件下单能γ射线和19种常见核素的剂量率转换系数,并与FGR12㊁FGR15和ICRP144进行比较㊂1㊀计算方法㊀㊀(1)有效作用距离的计算方法水与γ射线作用使其强度不断减弱,当距离足够远时,可以忽略该处及更远距离水体产生的γ射线对人体的作用,因此计算时可取有限尺寸的水体,只要精度满足要求即可㊂由于在同一介质中不同能量γ射线的减弱系数不同,满足相同精度要求所对应的水体尺寸也不相同,能量越高,满足要求的水体尺寸越大㊂如果为简便起见,不同能量γ射线对应的水体尺寸均参照相同的最高能量计算将耗费计算资源,延长计算时间㊂对所有能量的γ射线而言,当放射源与受照对象之间的距离超过5个平均自由程(mean free path,MFP,衰减为原来的1/e时穿过介质的厚度)时,放射源产生的辐射贡献衰减至无介质时的e-5(约0.67%)以下,因而实践中常以5个平均自由程作为边界条件㊂为提高计算效率,本文分别求不同能量的γ射线有效作用距离作为后续计算的边界㊂虽然由γ射线在介质中的线衰减系数能够直接计算出在该介质中的平均自由程(平均自由程与线减弱系数互为倒数),但这是在不考虑散射作用理想窄束条件下得到的,由此计算得到的平均自由程未考虑多次散射作用,与实际的宽束条件相差较大,尤其是在原子序数较低的介质中更是如此[16]㊂例如,1MeV的γ射线在水中的线减弱系数为0.0707cm-1,则在窄束条件下计算得到的平均自由程为14.1cm,但在宽束条件下减弱为原来的1/e对应的水层厚度为37cm,是前者的2.6倍㊂因此,在工程实践中必须按照宽束条件计算㊂利用蒙卡程序进行建模计算,采用图1所示的模型与实际测量装置和条件比较一致,但对某种能量的γ射线而言,屏蔽介质的厚度需要调整多次,工作量将增加许多倍㊂本文提出一种点源-球壳模型,如图2所示,各向同性发射的点源位于球心,在不同距离处(间隔1cm)设置厚度为0.01 mm的薄球壳作为计数栅元㊂与图1模型相比,这种模型有两大优点:一是计数栅元的立体角达到4π,极大地提高了计算效率,在相同统计误差要求条件下所需计算时间显著缩短;二是保证一种能量的射线只需通过一次计算即可获得有效作用距离,克服了采用图1模型需要反复调整屏蔽体厚度㊁耗时耗力的缺点㊂以介质为真空时计数栅元的值I0作为比较基准,介质为水时计数栅元的值记作I,当I0/I的比值即衰减倍数K等于e5对应的计数栅元的半径即为有效作用距离㊂图1㊀采用准直器的模型Fig.1㊀Model withcollimator图2㊀点源-球壳模型Fig.2㊀Model diagram of point source-spherical shell (2)剂量率转换系数的计算方法自1970年以来,ICRP等机构和研究人员建㊃164㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期立了MIRD 模型㊁体素模型等,并不断根据实验数据和各国的实际情况加以修改㊂体素模型能够十分精确细致地反映人体受照剂量,但对计算平台和资源要求很高,也十分耗时[17]㊂本文采用相对简单但能反映主要器官质量㊁位置㊁形状等关键信息的MIRD 成人模型,γ放射性核素均匀分布于水体,各向同性发射(本文未考虑β射线),水体为圆柱体,完全将人体包围,如图3所示㊂为保证计算精度的同时缩短计算时间,将放射性核素发射的最大能量γ射线(分支比大于1%)在水中的有效作用距离作为头顶㊁脚底及躯干与水体外边界的距离㊂图3㊀MIRD 人体模型和水中浸没外照射模型Fig.3㊀MIRD phantom and external exposuremodel of water immersion对水中浸没γ外照射,人体的有效剂量是γ射线在各器官中沉积的能量的加权和,加权系数包括γ射线的辐射权重因数和器官的组织权重因数,加权系数可查询ICRP 相关出版物获得,关键是如何计算γ射线在各器官中的沉积能量㊂蒙卡程序的F6卡可用于统计光子在栅元中的能量沉积,其物理意义[18]为:H t =ρam ʏʏʏʏσt (E )H (E )ϕ(r ➝,Ω^,E ,t )d E d t d V d Ω(1)式中,ρa 为栅元材料的原子数密度;m 为栅元的质量;σt (E )为能量为E 的入射粒子与栅元发生作用的截面;H (E )为入射粒子与栅元发生作用时的能量沉积;ϕ(r ➝,Ω^,E ,t )d E d t d V d Ω为r ➝处d V 微元内t 时刻d t 间隔内㊁能量在(E ,E +dE )㊁Ω^方位d Ω立体角范围内的粒子的注量率㊂但应该注意的是,光子与栅元发生光电效应㊁康普顿效应或电子效应产生的负电子,F6卡均认为其能量全部就地沉积,不会再产生光子,这与实际情况不完全相同㊂实际上,这些电子还将与栅元作用,产生轫致辐射,其能量大小和份额与电子的能量有关,这将导致计算得到的射线在器官中的能量沉积与实际稍有不同㊂蒙卡程序还提供了F4卡结合FM 卡统计光子能量沉积的方法,F4卡的物理意义[18]为:ϕ-V =1Vʏʏʏʏϕ(r ➝,Ω^,E ,t )d E d t d V d Ω(2)式中,V 为栅元的体积,F4卡实际统计的是穿过栅元的径迹长度之和与栅元体积的比值,与注量具有相同的量纲㊂仔细观察F4卡和F6卡的物理意义表达式可以看出,在F4卡的基础上,常量部分乘以栅元的质量密度,除以栅元的原子数密度,积分项乘以光子与栅元的作用截面和能量沉积函数,即可达到与F6卡相同的效果㊂FM 卡设置为:FM4:P ρa /ρm MT -5-6,其中ρm 为栅元材料的质量密度,MT 为栅元材料编号,-5代表光子与栅元材料发生作用的总截面,-6代表每次作用的能量沉积,-5和-6的涵义与F6卡中的σt (E )和H (E )相同㊂但与F6卡不同,F4卡还将模拟光子与栅元产生的负电子与栅元的进一步相互作用和能量沉积,因而数值会较F6卡稍大一些㊂这两种方法均认为光子与栅元作用后产生的负电子的能量全部就地沉积,而实际情况是负电子将与栅元材料的原子或分子发生碰撞并穿行一段距离,以电离损失或辐射损失方式损失能量,蒙卡的F8卡能够完整㊁精确地统计这一过程中的能量沉积㊂F8卡和E8能量分箱卡配合使用,可用于统计光子和电子在栅元中的沉积能量在E8划分的各能量分箱中的数量分布,∗F8与E8卡配合使用,则可统计光子和电子在栅元中的沉积能量在E8划分的各能量分箱中的大小分布㊂如果将E8能量分箱的上限和下限分别规定为入射光子的能量和接近于零的某个极小数(蒙卡程序不建议设为零),则∗F8卡统计的就是光子和电子在栅元中的沉积能量㊂但要得到与F6卡相同意㊃264㊃龚军军等:水中浸没γ外照射剂量率转换系数计算方法研究㊀义的结果,∗F8的结果还需要除以栅元的质量㊂基于以上分析,本文使用以上3种方式计算水中浸没外照射条件下各种核素在各组织器官中的沉积能量(实际是吸收剂量),而ICRP规定γ光子和电子的辐射权重因数为1,所以只需按照ICRP给出的组织权重因数加权求和,得到的数据即为人体的有效剂量㊂由于MCNP的计算结果是归一化到一个源粒子的贡献(也可以视作单位时间内发生一次衰变的贡献,单位为Sv㊃s-1),因而需要对结果进行适当变换才能得到单位放射性活度浓度到剂量率的转换系数DRCC㊂假设蒙卡程序计算得到的输出结果用DR表示,水体中放射性核素的活度浓度为单位活度浓度,即1Bq㊃m-3,有效作用距离范围内的水体体积为V(需扣除人体体积),单位为m3,则该水体内的放射性核素在单位时间内发生衰变的次数为V,则单位活度浓度的水体对人体产生的剂量率,即单位放射性活度浓度-剂量率转换系数DRCC为:DRCC=DR㊃V,单位为Sv㊃s-1/(Bq㊃m-3)㊂2㊀计算结果分析㊀㊀(1)有效作用距离图4给出了使用上述方法得到的10keV~ 10MeV能量区间内30种单能γ射线在水中的有效作用距离,由于不同能量γ射线的有效作用距离的差别很大,最大值与最小值相差数十倍㊂为方便比较分析,图4还给出了对应能量γ射线的线减弱系数㊂从图4可以看出,在10~60keV能量区间,随着γ射线能量的增加,有效作用距离快速增加,但从60keV开始至10MeV,有效作用距离随γ射线能量增加而增加的速度很慢㊂这种变化规律与γ射线的线减弱系数随γ射线能量增加的变化规律恰好相反,且相应的能量区间也非常吻合,验证了采用本文所提出方法的可靠性㊂(2)剂量率转换系数本文首先计算了单能γ射线的剂量率转换系数,3种方法的计算结果和FGR12的数据列于表1(2019年公布的FGR15和ICRP144没有单能γ射线对应的数据表)㊂由于∗F8更准确更细致地反映了实际物理过程,因而表1仅给出∗F8所得结果与FGR12数据的相对偏差㊂从表1可以看图4㊀不同能量的γ射线在水中的线减弱系数和有效作用距离Fig.4㊀Linear attenuation coefficient and effectivedistance ofγ-rays with different energies in water 出,对30keV~10MeV范围的各种单能γ射线(10keV和20keV对应的有效作用距离比人体的横向尺寸还小,意义不大,故未计算),∗F8计算值与FGR12的相对偏差均在10%以内,γ射线能量较低时相对偏差较大一些,γ射线能量达到1MeV以上时,相对偏差减小很多㊂从表1可以看出,F4所得结果比F6所得结果略微大一点,与前述理论分析相符,但均不超过0.2%㊂∗F8所得结果有的比F6大,有的比F6小,且与γ射线能量有关,入射γ射线的能量越高,产生的次级电子能量越高,可能沉积到邻近组织器官的可能性和能量就越大,而不同组织器官在人体分布部位的差异和组织权重因数的差别,最终导致剂量率转换系数有所差异㊂由于三者相差很小,最大不超过ʃ1.3%,为节省篇幅,后续计算仅给出∗F8计算结果㊂在此基础上,本文计算了半衰期不短于1h的19种γ放射性核素的剂量率转换系数,计算时,选取核素放出的最大能量γ射线(能量分支比超过1%)的有效作用距离作为尺寸边界㊂表2同时给出了FGR15和ICRP144的数据及FGR15相对于ICRP144的偏差,由于ICRP144缺少部分核素的数据,表中只给出了∗F8计算值相对于FGR15的偏差㊂从表2可以看出:(1)采用简单的MIRD模型计算的FGR15数据与采用复杂的体素模型计算的ICRP144数据相对偏差最大不超过ʃ3.5%;(2)除Ag-110㊁Zn-65和Cs-134三种核素外,本㊃364㊃㊀辐射防护第43卷㊀第5期㊀㊀㊀㊀㊀表1㊀水中浸没条件下单能γ射线的外照射有效剂量率转换系数Tab.1㊀Effective dose rate conversion coefficient for mono-energy gamma-rays表2㊀水中浸没条件下放射性核素的γ外照射有效剂量率转换系数龚军军等:水中浸没γ外照射剂量率转换系数计算方法研究㊀文的∗F8计算值与FGR15的相对偏差稍大外(也未超过ʃ10%),其余核素的∗F8计算值与FGR15的相对偏差均低于ʃ5%㊂3　结论㊀㊀本文提出快速计算γ射线在水中的有效作用距离的点源球壳模型,建立标准参考人水中浸没γ外照射计算模型,采用蒙卡程序的F6卡㊁F4卡结合FM4卡和∗F8卡三种方法,计算了水中浸没γ外照射剂量率转换系数DRCC㊂由于物理定义的差别,F4卡结合FM4卡所得结果均比F6卡稍大(0.2%以内),而∗F8结果与F6相对偏差最大不超过ʃ1.3%,说明采用三种方法中的任一种方法都是可行的㊂对单能γ射线而言,∗F8所得水中浸没γ外照射DRCC相对于FGR12的偏差最大不超过ʃ9%,且在γ射线能量超过1MeV时,偏差低于ʃ3%㊂对压水堆发生事故可能向外释放的半衰期超过1h的一些典型放射性核素而言,采用相对简单的MIRD模型计算的FGR15给出的DRCC 与采用复杂的体素模型计算的ICRP144给出值的相对偏差最大不超过ʃ3.5%,本文采用∗F8计算所得的DRCC比FGR15给出值最大偏差在ʃ10%,满足工程上快速估算ʃ10%的误差要求㊂本文建模条件与ICRP144和FGR15类似,均假定头顶与水面的距离为放射性核素的有效作用距离,而实际情况可能是救援人员头部位于水面以上,因而计算结果可能比实际会偏大一些,但这也符合辐射防护偏保守偏安全的基本原则㊂后续可以建立与实际情况更为一致的模型进行计算分析,以得到更接近实际的结果㊂参考文献:[1]㊀徐园,孔海宇,王希涛,等.水体环境中的放射性污染及测量[J].核安全,2020,19(1):75-79.[2]㊀赵亚民.关于水源中放射性核素浓度标准问题[J].原子能科学技术,1986,20(5):572-572.[3]㊀藉安時.水中放射性污染的测量[J].原子能科学技术,1960,2(Z1):579-579.[4]㊀Eckerman Keith F,Ryman Jeffrey C.External exposure to radionuclides in air,water,and soil[R].Federal GuidanceReport 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for water immersion γexternal exposureGONG Junjun,HUANG Gu,XIA Wenming,CHEN Junjun,ZHANG Yaoyun(College of Nuclear Science and Technology,Naval University of Engineering,Wuhan 430033)Abstract :The point source spherical shell model was established by Monte Carlo software,and the effectivedistances of 30mono-energy gamma rays with energies in the range of 10keV -10MeV in water were quicklying three methods of Monte Carlo method F6card,F4card combined with FM4card,∗F8card,the radioactivity concentration-dose rate conversion coefficients of mono-energy gamma-rays and 19kinds of nuclides for reference person water immersion were calculated.The calculation results show that the relativedeviations are within ʃ10%compared with the FGR 12report and FGR 15report of the US Energy Agency usingthe MIRD model and the ICRP No.144using the voxel model.The calculation method can provide a referencefor rapid engineering calculation.Key words :water immersion external exposure;dose rate conversion coefficient;effective distance;Monte Carlomethod㊃664㊃。

放射物理常用知识一、国际标准（我国执行此标准）1990年1、放射性工作人员：20mSv/年（10μSv/小时）2、一般公众人员：1mSv/年（0.5μSv/小时）二、单位换算等知识：1R＝2.58×10-4C•kg-1。

1μR＝0.258nC•kg-1 1nc•kg－1＝3.876μR≈4μR1μR≈1γ(原核工业找矿习惯用单位已废除）1R=103mR=106μR放射性活度：1Ci=1000mCi 1mCi=1000μci目前使用的活度为：Bq1Ci=3.7×10Bq =37GBq1mCi=3.7×107Bq =37MBq1μCi=3.7×104Bq=37KBq1Bq=2.703×10-11Ci=27.03pci照射量：1R=103mR=106μR1R=2.58×10-4c/kg 1μR＝0.258nC•kg-11nC•kg－1＝3.876μR≈4μR目前以上两个单位都在使用照射量率：C/kg•h；mC/kg•h；μC/kg•h；nC/kg•hR/h；mR/h；μR/h吸收剂量：1Gy=103mGy=106μGy 1Gy=100rad（rad旧单位已废除）100μrad=1μGy目前使用的吸收剂量单位为：Gy；mGy；μGy吸收剂量率：Gy/h；mGy/h；μGy/h用于辐射防护单位：剂量当量：1Sv=103mSv=106μSv 1Sv=100rem（rem旧单位已废除）100μrem=1μSv目前使用的剂量当量单位为：Sv；mSv；μSv剂量当量率：Sv/h；mSv/h；μSv/h其他：1Sv在特定条件下相当于1Gy，1μSv/h在特定条件下相当于100μR/h，1克镭=1Ci氡单位：1Bq/L=0.27em=0.27×10-10Ci/L三、放射性同位素衰变值的计算：A=A0e-λt t=T/2；A0已知源强A是经过时间后的多少根据放射性衰变计算表查表计算放射性屏蔽：不同物质的减少一半和减少到1/10值（cm）放射源铅铁混凝土减半1/10减半1/10减半1/10铯—1370.652.21.65.44.916.3铱—1920.551.91.34.34.314.0钴—601.104.02.06.76.320.3四、放射源与距离的关系：放射源强度与距离的平方乘反比。

成都理工大学工程技术学院毕业论文放射性核素的剂量计算设计作者姓名：严俊专业名称：核工程与核技术指导教师：张艳丽讲师放射性核素的计量计算设计摘要辐射剂量的计算在辐射防护、环境监测、辐射调查等多方面都有非常重要的应用。

基于此，本论文根据探测器测得的粒子注量，粒子能量、以及周围介质的吸收系数等，设计出了一种计算监测点处辐射剂量大小的一种思路。

在论文中，我们将实测值与计算值作了比较，比较结果发现，两者的变化趋势吻合较好，但是两者在数值大小上略有差别，本论文就此做了详细的分析。

关键字：粒子注量能量注量吸收剂量剂量当量闪烁体探测器AbstractRadiation dose calculation has very important aspects of the application in radiation protection, environment monitoring, radioation investigation,etc. Based on this, the paper designs a train of thought about how to calculate the size of the radiation dose on the monitoring place according to the particle fluence measured by the probe, particle energy , and the absorption coefficient of the surrounding media. In the paper, we have compared the measured values with the calculated values. The results shows that the variation trend of the measured values with the calculated values are better matched, but they have a slightly difference in numerical size, this paper made a detailed analysis of this.Keywords:particle fluence, energy note amount, absorb dose, dose equivalent, scintillation detectors目录摘要 (I)Abstract (II)目录 (III)前言 (1)1探测器的分类及特点 (2)1.1闪烁体探测器的简介 (2)1.1.1闪烁体的基本组成和工作原理 (2)1.1.2闪烁体探测的分类 (2)1.2气体探测器的简介 (3)1.3半导体探测器的简介 (3)1.4各种探测器优缺点 (3)1.4.1气体探测器的优缺点 (3)1.4.2闪烁体探测器的优缺点 (4)1.4.3半导体探测器的优缺点 (4)2辐射防护与辐射剂量学中常用的物理量 (5)2.1辐射防护中常用的物理量 (5)2.1.1放射性活度 (5)2.1.2粒子注量与粒子注量率 (5)2.1.3能量注量与能量注量率 (6)2.1.4相互作用系数 (7)2.2辐射剂量学中的物理量 (8)2.2.1吸收剂量 (8)2.2.2授予能 (8)2.2.3比释动能与比释动能率 (9)2.3其它常用的物理量 (10)2.3.1照射量 (10)2.3.2剂量当量概念及单位 (10)2.4物理量之间的关系 (11)2.4.1粒子注量与能量注量的关系 (11)2.4.2吸收剂量与比释动能的关系 (11)2.4.3照射量与吸收剂量率之间的关系 (12)3辐射剂量计算设计思路 (14)3.1设计思路简述 (14)3.2实验测量某点的粒子注量 (14)3.2.1实验目的 (14)3.2.2实验仪器设备及连接框图 (15)3.2.3实验步骤 (15)3.2.4实验数据 (16)3.3辐射剂量计算 (16)3.3.1实测值与计算值的比较 (17)3.3.2误差分析 (18)总结 (19)致谢 (20)参考文献 (21)前言辐射与物质（包括生物体）发生作用，引起物理、化学和生物学等方面变化。

放射卫生防护基本标准（GB4792—84）作者:佚名医学频道来源:本站原创点击数： 338更新时间:2004—4—11放射卫生防护基本标准（GB4792—84）1．引言1．1本标准的宗旨是;保障放射工作人员和公众及其后代的健康与安全，并提高放射防护措施的效益；在此基础上促进我国放射工作的发展。

1．2从上述宗旨出发,对电离辐射源的使用必须将其产生的照射给予适当限制，从而防止发生对健康有害的非随机效应，并将随机性损害效应的发生率降低到认为可以接受的水平。

1．3本标准适用范围1．3．1使用电离辐射源或产生电离辐射的一切实践活动。

1．3．2对放射工作人员和公众接受电离辐射照射需加控制的一切实践活动.1．4在1．3所列范围内进行与防护有关的设计、监督、管理时，必须遵从以下基本原则。

1．4．1实践的正当化：产生电离辐射照射的任何实践要经过论证，或确认该项实践是值得进行的，其所致的电离辐射危害同社会和个人从中获得的利益相比是可以接受的，如果拟议中的实践不能带来超过代价(包括健康损害代价和防护费用的代价）的净利益，就不应当引进该项实践。

1．4．2放射防护最优化：应当避免一切不必要的照射；以放射防护最优化为原则，以期用最小的代价，获得最大的净利益，从而使一切必要的照射保持在可以合理达到的最低水平。

1．4．3个人剂量的限制：个人所受照射的剂量当量不应超过规定的限值。

1．5凡从事放射工作的单位均应设立专职防护机构或专职人员负责放射防护工作,按有关规定上报防护监测数据或资料，并接受该地区放射卫生防护部门的监督和指导。

1．6对从事放射工作的人员应加强安全和放射防护知识的教育,并定期进行考核,使他们自觉遵守有关放射防护的各种标准和规定,有效地进行防护并防止事故的发生。

新参加工作的人员要经过放射防护部门的考核，领取合格证后才可以从事放射工作。

1．7各省、市、自治区及有关部门,可根据本标准的原则和要求，结合各地区各部门的特点，制订相应的实施办法或实施细则。

2021年3月份版核技术利用辐射安全考核（非医用Ⅲ类射线装置）题库及答案1、以下属于核子秤优点的是（）。

A、不受物料的物理化学性质的影响B、动态测量精度高，性能稳定，工作可靠C、结构简单D、可在恶劣的环境下工作E、可显示多种监测参数正确答案：BCDE2、核子仪使用期间的辐射环境监测应每年进行（）次。

A、1B、2C、3D、4正确答案：A3、若核子仪工作场所的辐射场变化较大，则应（），使工作人员免遭大剂量照射A、加大场所剂量测量频率B、设置监测报警系统C、给工作人员配备个人剂量仪D、给工作人员配备剂量巡检仪正确答案：A4、核子仪的辐射防护监测，根据其监测的对象，分为（）。

A、环境辐射监测B、辐射工作场所C、辐射工作人员D、周边公众成员E、以上均正确正确答案：ABC5、若核子仪使用场所不限制人员的活动范围，则核子仪外围5cm辐射的剂量率控制值为（）。

A、250≤H<1000μSv/hB、25≤H<250μSv/hC、2.5≤H<25μSv/hD、H<2.5μSv/h正确答案：D6、核子仪的使用说法正确的是（）。

A、新购入的核子仪必须进行放射防护和安全验收检验B、操作人员熟悉源容器的结构、掌握放射防护技能后可先操作，后取得放射工作人员资格证书C、在监督区的放射工作人员、各类核子仪的放射源换装和涉源维修时的放射工作人员，应进行个人剂量监测D、核子仪退役的密封源可自行处理E、以上均正确正确答案：AC7、柜式X射线行李包检查系统工作时，不允许身体的（）部位通过通道口和窗口进入射线束内。

A、四肢B、躯干C、头颈D、任何正确答案：D8、新设计、新安装的X射线行李包检查系统必须进行（）的验收检测，合格者方可发放许可证。

对不合格设备，改造后经重新检测合格才允许使用。

A、防护性能B、电气性能C、安全性能D、识别性能正确答案：A9、柜式X射线行李包检查系统辐射安全的常规检测频率为（）。

A、三年一次B、两年一次C、每年一次D、每月一次正确答案：C10、下列哪一项是X射线行李包检查装置的核心部件（）。