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第四章内照射剂量估算所谓内照射剂量，是指放射性核素通过某种途径被摄入人体后,放射性核素对人体所产生的照射剂量。
由于放射性物质进入人体后,除放射性核素的自发衰变以及人体的代谢过程而排泄出体外，将有相当一部分滞留于体内，从而直接且不间断地对人体组织产生照射，这种照射无法通过一般的时间、距离和屏蔽等控制方法来控制。
因此内照射是更危险的照射，其剂量的确定也比外照射更复杂一些，它涉及到更多的因素。
内剂量学的主要内容就是研究放射性物质在人体内传输、辐射能量在体内转移、能量沉积的规律，确定源组织对靶组织照射的剂量、剂量当量，实现剂量分布的测量和计算分析靶组织中剂量分布等。
第一节内照射剂量学的相关概念一、摄入(量)（INTAKE）：放射性核素进入人体的过程。
其主要摄入途径为吸入、食入、伤口或皮肤；由于某一事件，或者在某一时间段内摄入体内的活度。
二、吸收量（UPTAKE）：放射性核素进入系统循环的量。
（或者可以说放射性核素从入体部位转移进入细胞外体液的量）三、沉积量（DEPOSI TION）：被沉积的放射性核素的量。
例如，在一次急性吸入之后在呼吸道内的沉积，或者在食入之后在胃中的沉积四、含量（CONTEN T）：存在于模式的某生物学隔室内的放射性核素的量。
这种隔室可以是一个器官、一群组织、全身或者某个排泄隔室。
五、有效半减期（e ffective half-live）：进入体内或某一特定器官的放射性核素，由于生物学代谢过程和自发核转变，而减少到初始摄入量的一半所需要的时间。
六、参考人：在辐射防护上，为了在共同的生物学基础上计算放射性核素的年摄入量限值而规定的一种假想的成年人模型，其解剖的生理的特性具有典型性。
七、活度中值空气动力学直径(AMAD)：空气动力学直径是一个单位密度球在空气中沉降时，为达到与所论颗粒相等的终点速度需要的直径值。
放射性监测方法放射性监测方法一、监测对象及内容放射性监测按监测对象可分为①现场监测②个人剂量监测③环境监测。
实在测量内容包括：①放射源强度、半衰期、射线种类及能量；②环境和人体中放射物质含量、放射性强度、空间照射量或电离辐射剂量。
二、放射性测量试验室（1）放射性化学试验室（2）放射性计测试验室三、放射性检测仪器*常用的检测器有三类，即电离型检测器、闪亮检测器和半导体检测器。
（1）电离型检测器原理：假如核辐射被电离室中的气体汲取，该气体将发生电离。
电离探测器即是通过收集射线在气体中产生的电离电荷进行测量的。
仪器：常用的有电离室、正比计数管、盖革—弥勒计数管（G—M管）。
用法：电离室是测量由电离作用而产生的电离电流，适用于测量强放射性；正比计数管和盖革—弥勒计数管则是测量由每一入射粒子引起电离作用而产生的脉冲式电压变化，从而对入射粒子逐个计数，这适合于测量弱放射性。
（2）闪亮探测器原理：是利用射线照射在某些闪亮体上而使它发生闪光的原理进行测量的仪器。
它具有一个闪亮体，当射线进入其中时产生闪光，然后用光电倍增管将闪光讯号放大、记录下来。
用法：该探测器以其高灵敏度和高计数率的优点而被用作测量α、β、γ辐射强度。
由于它对不同能量的射线具有很高的辨别率，所以又可作谱仪使用。
通过能谱测量，辨别放射性核素，并且在适当的条件下，能够定量的分析几种放射性核素的混合物。
此外，这种仪器还能测量照射量和汲取剂量。
（3）半导体检测器原理：是将辐射汲取在固态半导体中，当辐射与半导体晶体相互作用时将产生电子—空穴对。
由于产生电子—空穴对的能量较低，所以该种探测器具有能量辨别率高且线性范围宽等优点。
用法：用硅制作的探测器可用于α计数、α、β能谱测定；用锗制作的半导体探测器可用于γ能谱测量，而且探测效率高、辨别本领好。
半导体探测器是近年来快速进展的一类新型核辐射探测仪器。
四、放射性监测方法对环境样品进行放射性测量和对非放射性环境样品监测过程一样，也是经过以下三个过程：样品采集——样品前处理——仪器测定依据下列因素决议采集样品的种类。
放射性同位素的检测方法和仪器核辐射与物质间的相互作用是核辐射检测方法的物理基础。
放射性同位素发出的射线与物质相互作用，会直接或间接地产生电离和激发等效应，利用这些效应，可以探测放射性的存在、放射性同位素的性质和强度。
用来记录各种射线的数目，测量射线强度，分析射线能量的仪器统称为检测器。
一．核辐射的检测方法使用相关核辐射检测仪器是检测核辐射的重要方法，利用物质衰变辐射后的电离、吸收和反射作用并结合α、β和γ射线的特点可以完成多种检测工作。
对人体进行核辐射检查，主要先做物理性检测，如果发现检测指标异常，再进行生理性检测。
主要采取以下方法：（一）使用核辐射在线测厚仪核辐射在线测厚仪是利用物质对射线的吸收程度或核辐射散射与物质厚度有关的原理进行工作的。
（二）使用核辐射物位计不同介质对γ射线的吸收能力是不同的，固体吸收能力最强，液体次之，气体最弱。
若核辐射源和被测介质一定，则被测介质高度与穿过被测介质后的射线强度将被探测器将穿过被测介质的I值检测出来，并通过仪表显示H值。
（三）使用核辐射流量计测量气体流量时，通常需将敏感元件插在被测气流中，这样会引起压差损失，若气体具有腐蚀性又会损坏敏感元件，应用核辐射测量流量即可避免上述问题。
（四）使用核辐射探伤放射源放在被测管道内，沿着平行管道焊缝与探测器同步移动。
当管道焊缝质量存在问题时，穿过管道的γ射线会产生突变，探测器将接到的信号经过放大，然后送入记录仪记录下来。
二．核辐射的检测仪器检测核辐射有各种不同的仪器，一般将检测器分为两大类：一是“径迹型”检测器，如照像乳胶、云室、气泡室、火花室、电介质粒子探测器和光色探测器等，它们主要用于高能粒子物理研究领域。
二是“信号型”检测器，包括电离计数器，正比计数器，盖革计数管，闪烁计数器，半导体计数器和契伦科夫计数器等，这些信号型检测器在低能核物理、辐射化学、生物学、生物化学和分子生物学以及地质学等领域越来越得到广泛地应用。
放射性同位素的检测方法和仪器Revised as of 23 November 2020放射性同位素的检测方法和仪器核辐射与物质间的相互作用是核辐射检测方法的物理基础。
放射性同位素发出的射线与物质相互作用，会直接或间接地产生电离和激发等效应，利用这些效应，可以探测放射性的存在、放射性同位素的性质和强度。
用来记录各种射线的数目，测量射线强度，分析射线能量的仪器统称为检测器。
一．核辐射的检测方法使用相关核辐射检测仪器是检测核辐射的重要方法，利用物质衰变辐射后的电离、吸收和反射作用并结合α、β和γ射线的特点可以完成多种检测工作。
对人体进行核辐射检查，主要先做物理性检测，如果发现检测指标异常，再进行生理性检测。
主要采取以下方法：（一）使用核辐射在线测厚仪核辐射在线测厚仪是利用物质对射线的吸收程度或核辐射散射与物质厚度有关的原理进行工作的。
（二）使用核辐射物位计不同介质对γ射线的吸收能力是不同的，固体吸收能力最强，液体次之，气体最弱。
若核辐射源和被测介质一定，则被测介质高度与穿过被测介质后的射线强度将被探测器将穿过被测介质的I值检测出来，并通过仪表显示H值。
（三）使用核辐射流量计测量气体流量时，通常需将敏感元件插在被测气流中，这样会引起压差损失，若气体具有腐蚀性又会损坏敏感元件，应用核辐射测量流量即可避免上述问题。
（四）使用核辐射探伤放射源放在被测管道内，沿着平行管道焊缝与探测器同步移动。
当管道焊缝质量存在问题时，穿过管道的γ射线会产生突变，探测器将接到的信号经过放大，然后送入记录仪记录下来。
二．核辐射的检测仪器检测核辐射有各种不同的仪器，一般将检测器分为两大类：一是“径迹型”检测器，如照像乳胶、云室、气泡室、火花室、电介质粒子探测器和光色探测器等，它们主要用于高能粒子物理研究领域。
二是“信号型”检测器，包括电离计数器，正比计数器，盖革计数管，闪烁计数器，半导体计数器和契伦科夫计数器等，这些信号型检测器在低能核物理、辐射化学、生物学、生物化学和分子生物学以及地质学等领域越来越得到广泛地应用。
文章编号：!##!$#%&’（"##(）#!%#$#)核素内照射剂量评价的有关方法徐英杰摘要：内照射剂量的估算在剂量防护和评价中占有较大的比重。
&’()+国际辐射防护委员会, 的剂量系数估算方法确立以来，内照射剂量估算的主要问题变成了如何估算摄入量的问题。
主要介绍了一般情况下以及核事故情况下的摄入量估算方法，对使用个人监测方法测得摄入量的一些进展也进行了介绍。
关键词：内照射；辐射剂量；摄入量中图分类号：(-%%3-文献标识码：6*+,-,-./+0123 411-11,-3.+523.-634764024.2+3 0+1-789:;<=>:?+"%’()*+,+-+’./ 012,1+,.)3’2,4,)’5 6%,)’*’$412’78./3’2,419:4,’)4’5;’<,)= >),.)3’2,419 6.99’=’5",1)?,)@AABCD5 6%,)1,891.64:.; @A?BC D BE D C F:G;G H:;F?I;C D I C J:C F:G;J GK?:K/?I L:M N G I F C;F:; I C J:C F:G;N I GF?B F:G;C;J?/C D EC F:G;3 6BB G I J:;<FGF A?J GK?B G?HH:B:?;F M?F AG J G H&’()O F A?N I G P D?M G H:;F?I;C D I C J:C F:G;J GK C<??KF:M C F:G;AC K F E I;?J:;FG A G Q FG?KF:M C F?F A?:;F CR?3&;<?;?I C D K:F EC F:G;K G I :;;EB D?C I CBB:J?;FK O KG M?M?F A G J K G H BC D BE D C F:;<F A?:;F CR?Q?I? I?B G MM?;J?J:;F A? I?= /:?Q3.G M?N I G<I?K K?K:;:;J:/:J EC D M G;:FG I:;<N I G<I C M K AC/?C D KG P??;:;F I G J EB?J3<-=>+601; :;F?I;C D:II C J:C F:G;S I C J:C F:G;J GK?S:;F CR?内照射评价是在核污染发生时对工作人员或公众进行应急处理的重要环节，也是剂量重建工作中的重要组成部分，其目的是估算放射性核素的意外摄入量及其所致的内照射剂量。
辐射防护与环境保护个人剂量监测辐射监测与评价研究室1监测项目和方法2006年个人剂量监测按照中国原子能科学研究院个人剂量常规监测计划进行，监测项目包括外照射个人监测和内照射个人监测。
外照射个人监测主要监测γ射线、X射线和中子，对手部可能受到较高水平β射线照射的工作人员进行了手部监测。
内照射个人监测项目包括工作人员尿中3H、239Pu和238Pu放射性核素的测定，体内γ放射性核素活度的体外直接测量和甲状腺中125I、131I活度的监测。
所有仪器的探测下限和常规监测周期列于表1和2。
除常规监测外，对特殊任务的工作人员进行了特殊监测。
表1内照射个人监测仪器及最小可探测下限仪器监测核素最小可探测下限监测周期/月全身计数器137Cs 55 Bq 12甲状腺中125I测仪125I 1 Bq 1甲状腺中131I测仪131I 6 Bq 1液体闪烁计数器尿中3H 3.7×102 Bq/L 6低本底α计数器尿中241Am 4.0×10－4 Bq/500 mL 6低本底α计器低本底α计器尿中239Pu尿中210Po2.5×10－4 Bq/24 h尿6.7×10－3 Bq/24 h尿66 表2外照射个人剂量监测方法及监测范围剂量计种类监测范围/mSv 刻度源佩戴部位监测周期/月TLD-469 γ热释光剂量计10－1～106137Cs 前胸 3UD-802 β、γ热释光剂量计10－1～104137Cs 前胸 3UD-809中子热释光剂量计10－1～104Am～Be 前胸 3β热释光剂量计10－1～106 mGy 90Sr～90Y 手中指 22监测结果与评价2.1外照射个人剂量监测外照射个人剂量监测。
原子高科第一季度采用UD-802 β、γ热释光剂量计和UD-809中子热释光剂量计进行监测，第2～4季度采用TLD-469 γ热释光剂量计进行监测，其他单位采用TLD-469 γ热释光剂量计进行监测，2006年全院各单位外照射个人剂量监测结果列于表3。
核辐射的剂量测量方法与设备核辐射是指由核反应或放射性衰变过程中释放出的能量，以电离辐射的形式传播。
核辐射对人体健康有潜在的危害，因此对核辐射的剂量进行准确测量十分重要。
本文将探讨核辐射的剂量测量方法与设备，以及其在核能领域的应用。
一、剂量测量方法1. 电离室电离室是一种常用的核辐射剂量测量设备。
它利用电离室原理，通过测量电离室内空气中的电离粒子数来确定辐射剂量。
电离室具有高精度和宽量程的优点，适用于各种辐射类型的测量。
2. 闪烁体探测器闪烁体探测器是一种利用辐射能量激发闪烁效应的设备。
当辐射粒子通过闪烁体时，闪烁体会发出可见光或紫外光。
通过测量光的强度，可以确定辐射剂量。
闪烁体探测器具有高灵敏度和快速响应的特点，广泛应用于核能、医学和环境监测等领域。
3. 热释电离室热释电离室是一种利用热释电效应测量辐射剂量的设备。
当辐射粒子通过热释电离室时，会产生电荷，通过测量电荷量可以确定辐射剂量。
热释电离室具有高精度和较低的能量阈值，适用于测量低能量辐射。
二、剂量测量设备1. 个人剂量仪个人剂量仪是一种用于监测个人接受的辐射剂量的设备。
它通常由一个辐射敏感器和一个记录装置组成。
个人剂量仪可以佩戴在身上，实时监测个人接受的辐射剂量，并记录下来供后续分析。
2. 电离室阵列电离室阵列是一种用于大面积辐射剂量测量的设备。
它由多个电离室组成，可以同时测量不同位置的辐射剂量。
电离室阵列广泛应用于核电厂和医院等场所，用于监测环境中的辐射水平。
3. 核磁共振成像仪核磁共振成像仪是一种利用核磁共振原理测量人体内部辐射剂量的设备。
它通过检测人体内核磁共振信号的强度和分布，可以确定辐射剂量。
核磁共振成像仪在医学领域被广泛应用于辐射治疗后的剂量评估。
三、应用领域1. 核能领域核能领域是核辐射剂量测量的重要应用领域。
核电厂、核燃料加工厂和核废料处理场等场所需要对辐射剂量进行准确测量，以确保工作人员的安全。
剂量测量设备在核能领域的应用可以帮助监测和控制辐射水平，减少辐射对人体的危害。
放射性核素的测量
放射性核素的测量是通过核辐射的测量来进行的。
常用的方法包括
以下几种：
1. Geiger-Muller计数器：这是一种常见的简单放射性测量设备，通
过测量辐射粒子的数量来确定放射性核素的水平。
计数器中的气体放
射性根据被辐射的能量释放电荷，进而通过电子学装置进行计数。
2. 闪烁体计数器：这种装置使用闪烁晶体来测量辐射，当放射性粒
子通过晶体时，会在晶体中产生闪烁，被光电倍增管测量到。
3. 核电子学仪器：这种仪器适用于更精密的测量，可以提供辐射的
能谱图和连续的测量。
通常使用多道分析器或谱仪来测量放射性活度。
4. 电离室：电离室是一种通过测量辐射粒子电离产生的电流来测量
核辐射水平的装置。
它适用于高能辐射的测量，并可以提供较准确的
结果。
这些方法可以用于测量不同种类的放射性核素，包括α、β和γ射线。
在进行放射性核素的测量前，需要选择合适的测量方法，并进行
必要的辐射防护和校准。
人体内放射性核素全身计数测量方法1 范围本标准规定了全身计数器测量人体内的放射性核素种类和放射性活度的方法。
本标准适用于全身计数器对人体内的放射性核素进行定性和定量分析。
2 规范性引用文件下列文件对于本文件的应用是必不可少的。
凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本文件。
凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。
GB/T 11713 高纯锗γ能谱分析通用方法3 术语和定义下列术语和定义适用于本文件。
3.1全身计数器 whole body counter从人体外直接测量人体内的放射性物质所发射出的X射线或γ射线，进行放射性核素的定性及定量分析的装置。
3.2A探测下限 lower limit of detection；DL在给定的置信度下，谱仪可以探测的最低活度。
3.3模体 phantom对电离辐射的吸收或散射作用与人体组织基本相同的物体。
注：可在各种测量中用于模拟实际测量条件。
4 仪器装置4.1 全身计数器。
由探测器、屏蔽铅室、电子元器件、数据处理系统等构成。
其中电子元器件又包括前置放大器、主放大器、模数转化器 (ADC)、高压电源 (HPS)和多道分析仪。
4.2 全身计数器种类。
常用的有两种：高纯锗（HPGe）的能量分辨率高、探测效率相对低；碘化钠（铊）（NaI(Tl)）的探测效率高、能量分辨率相对低。
根据测量的目的和要求，选择体外探测器的种类和组合。
4.3 高压电源。
探测器有稳定工作的高压电源，其稳波电压不大于 0.01%，对半导体探测器高压应连续可调，不能有间断点。
4.4 谱放大器。
应具有波形调节并与前置放大器及多道脉冲幅度分析器匹配。
4.5 多道脉冲幅度分析器。
应根据能谱的复杂程度、射线能量分布范围及探测器的能量分辨率等选择多道分析器的道宽和道数。
4.6 数据处理系统。
接受多道分析器的谱数据并对其进行处理。
数据处理系统由计算机硬软件设备构成。
4.7 数据处理系统硬件。
主要包括计算机及其配套的读出读入装置。
4.8 数据处理系统软件。
应包括解析γ谱的各种常规程序，诸如能量刻度、效率刻度、谱光滑、寻峰、峰面积计算和重峰分析等基本程序。
5 刻度源和系统刻度5.1 刻度源及其要求5.1.1 刻度源刻度源是全身计数器能够正常进行能量刻度和效率刻度的必备条件。
适于能量刻度的单能和多能核素及其主要参数见附录A。
5.1.2 刻度源的溯源性刻度源应具备准确性和可溯源性，具有检验证书，证书上除给定活度（或比活度）和不确定度外，还应标明定值日期、标准源纯度、质量或体积、化学成分、核素半衰期、γ射线分支比和标准源的定值方法。
此外，放射性核素标准源的总不确定度应小于5%。
5.2 能量刻度5.2.1 刻度范围刻度源γ射线的能量应均匀分布在所需刻度的能区（通常40keV～2000keV)，且最少需要4个能量点。
刻度源应是发射多种能量γ射线的混合源。
5.2.2 刻度曲线用解谱软件做γ射线能量与全吸收峰峰位的直线拟合。
处于良好工作状态的高分辨γ能谱系统的能量刻度曲线应是一条直线，其非线性应小于0.5%。
如果偏离线性，就应该重新做能量刻度。
具体要求按GB/T 11713的规定执行。
5.2.3 刻度曲线的核查在测量期间，每天应至少用两个能量点的γ射线对全身计数器进行检查。
所用γ射线的能量应分别靠近刻度能区的低能端和高能端。
如果峰位基本保持不变，则刻度数据保持适用。
对于HPGe探测器大于1keV，对于NaI探测器大于0.5FWHM时，应重做能量刻度。
5.3 效率刻度5.3.1 效率刻度测量人体中γ放射性核素含量时，应对全身计数器进行效率刻度。
5.3.2 效率刻度源效率刻度源的放射性核素的活度应小于1000kBq ，能量分布应该适当，用于效率曲线刻度时的能量应该分布在40keV ～2000keV 能区内，至少选择7个能量的γ射线。
低能范围（40keV ～200keV ）应有2个～3个γ射线。
效率刻度应用模体来进行。
5.4 刻度模体5.4.1 根据测量的放射性核素、放射性核素在体内的分布、测量的方式和测量的光子能量选择刻度模体，详见附录B 。
5.4.2 当测量均匀分布的体内放射性核素，应用简单刻度体模。
5.4.3 当测量低能光子（40 keV ～200 keV ），应用仿真刻度体模。
5.5 肌肉等效胸壁厚度肌肉等效胸壁厚度（muscle equivalent chest wall thickness ，简写为C T ）：当测量低能光子（<100keV ）时，需对胸壁厚度和成分进行校正。
可用式（1）计算：()[]F 1μF μμ/X T -+=M F M C .............................(1) 式中：X —— 测量的胸壁厚度，单位为厘米（cm ）； M μ —— 肌肉组织的线衰减系数，单位为每厘米（cm -1）； F μ —— 脂肪组织的线衰减系数，单位为每厘米（cm -1）；F —— 脂肪组织的含量分数；（1–F ）—— 肌肉含量的分数。
5.6 组织厚度校正测量器官内低能光子( 100 keV)，必须对覆盖在器官上面的组织厚度进行校正。
组织厚度校正是通过使用刻度模体来模拟所测量器官与探测器之间的人体组织，通过进行三次以上的刻度实验，绘制相应的计数效率刻度曲线来校正。
6 测量6.1 测量前，受检者应取下身上佩带的饰品、手表、眼镜以及其他金属物件。
6.2 经放射性表面污染仪测量，确定受检者没有表面放射性污染。
如果显示受检者有放射性表面污染，应先进行放射性污染洗消，确定没有放射性表面污染后，方可测量。
6.3 根据放射性核素在体内的分布特征，测量类型分为全身测量和器官测量。
6.4 全身测量用于测量放射性核素均匀分布身体的情况。
6.5 器官测量用于测量放射性核素浓集于器官的情况。
常见的器官测量有肺部测量、甲状腺测量。
6.6 肺测量用于定量呼吸系统沉积的放射性活度。
测量肺中放射性活度应进行肌肉等效胸壁厚度校正。
6.7 甲状腺测量。
甲状腺功能正常情况下，大约20%放射性碘被甲状腺吸收。
探测器在颈部表面上10cm 处。
计数时间600s 。
7 数据分析方法7.1 全身计数器γ能谱分析方法7.1.1 全吸收峰（也称全能峰或光电峰）的道址和入射γ射线的能量成正比，这是全身计数器γ能谱定性的基础。
7.1.2 全吸收峰下的净峰面积和与探测器相互作用的该能量的γ射线数成正比，这是全身计数器γ能谱定量的基础。
在全吸收峰净峰面积的分析中，应扣除康普顿连续谱及本底等的计数。
7.2 放射性活度计算放射性活度A 可用式（2）计算：t /N A ∈=‥‥‥‥‥‥‥‥‥‥‥‥‥‥‥‥‥‥(2)式中：N —— 峰面积，见图1；∈—— 给定几何形状的探测效率； t —— 计数时间，单位为秒（s ）。
峰面积N 可用式（3）计算：⎥⎦⎤⎢⎣⎡+-=∑∑∑===m 1i m 1j j i p1k k B B m 2/p N N ‥‥‥‥‥‥‥‥‥‥‥‥(3)式中：k N —— 计算峰总面积的k 道的计数；p —— 峰所含的道数；m —— 选定本底计算的道数 (峰的左右两边）；i B —— 估算峰左基线的道计数；j B ——估算峰右基线的道计数。
图1 峰下面的峰面积和本底8 报告 8.1 报告格式8.1.1 分析报告应包括个人的信息，例如姓名、性别、年龄、放射性污染的接触史等。
8.1.2 分析报告应有受检者的唯一编号、检查类型、检查的工作人员和检查时间。
8.1.3 分析报告应包括核素活度数据及适当的不确定度。
对于不确定度，本标准推荐2倍标准差或包含因子为2，即置信度95%情况下的不确定度。
以置信度报告不确定度时，都应在行文中叙及或用脚注标出，以免混淆，具体见附录C 。
8.2 低于全身计数器探测限的报告在报告分析结果中，出现人体计数率减去本底（或基底）结果为负值时，常见方法是用前置“≤”报告人体的实际测量条件下的DL A 值。
探测限的计算方法见附录D 。
道数总 计 数m mp附录 A（规范性附录）能量刻度用的单能和多能核素全身计数器能量刻度的常用的单能和多能核素应在表A.1中选择。
表A.1 能量刻度用的单能和多能核素附录 B（规范性附录）刻度模体B.1 刻度模体的要求B.1.1 模体材料主要成分应与人体具有相似的放射性衰减特性。
B.1.2 模体与人体的相似程度与所研究的目的有关。
B.1.3 加入模体的放射性物质及其溶液的物理、化学性质稳定，不应和模体材料发生反应。
B.2 标准放射性物质要求B.2.1 应由国家法定计量部门认定或可溯源到国家法定计量部门的计量基准。
国外进口的标准放射性物质应经国家计量部门核定。
B.2.2 标准放射性物质应备有检验证书原件或副本等相关资料，以保证传递过程的可溯源性。
B.2.3 标准放射性物质应在规定的有效期内使用。
B.3 刻度源的一般要求B.3.1 均匀性：无论是模体还是标准放射性物质，其在刻度模体内的分布是均匀的，不产生显著的容器壁特异性吸附而改变其分布。
B.3.2 模拟性：除放射性活度已知外，其他性质，如密度、形状、成分等，都和人体相近。
B.3.3 稳定性：在贮存及使用期内，不产生沉淀、潮解或结晶，不生成异物或霉变。
B.3.4 高纯度：除去加入的放射性标准物质以外，应不含或尽量少含其他放射性杂质。
B.3.5 准确度：在置信度为99.7%的前提下，放射性活度的不确定度应小于5%。
B.3.6 密闭性：应密封于体模内，不应发生泄漏。
