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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。
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。
用于光子外照射放射防护的剂量转换系数用于光子外照射放射防护的剂量转换系数引言：在核能、医学影像和工业领域，放射性材料的应用越来越广泛。
然而，这些应用也带来了辐射的风险。
为了评估辐射对人体和环境的影响，科学家们研究并使用剂量转换系数。
本文将深入探讨用于光子外照射放射防护的剂量转换系数，介绍其定义、计算方法和应用。
一、剂量转换系数的定义剂量转换系数是用于衡量不同类型的辐射对剂量的影响的指标。
它们描述了辐射通过不同介质时剂量的改变程度，从而帮助我们评估不同辐射源对人类和环境的潜在危害。
二、光子外照射剂量转换系数的计算方法对于光子外照射，剂量转换系数通常基于辐射质量因子和能量修正因子计算得出。
辐射质量因子是描述辐射类型对细胞和组织的生物学效应的参数。
能量修正因子则考虑了辐射能量对剂量吸收的影响。
剂量转换系数的计算需要对辐射源的能量谱和辐射场进行测量或模拟。
根据这些测量数据或模拟结果，可以应用相应的数学模型和算法计算出剂量转换系数。
三、剂量转换系数的应用1. 监测和评估辐射风险：剂量转换系数可用于定量评估不同辐射源对人体和环境的潜在危害。
在医学影像领域，通过测量剂量转换系数，可以评估患者接受医学放射诊断和治疗时的辐射风险。
2. 放射防护设计：剂量转换系数可以用于辐射防护措施的设计。
通过了解不同辐射源的剂量转换系数，我们可以选择合适的屏蔽材料、设备和措施来减少人员和环境的辐射暴露。
四、个人观点和理解剂量转换系数在放射防护领域起着至关重要的作用。
它们不仅可以帮助我们评估辐射的生物学效应和潜在风险，还可以指导我们制定合理的放射防护策略。
通过深入研究和了解剂量转换系数，我们可以更好地保护人类和环境免受辐射的伤害。
总结：本文深入探讨了用于光子外照射放射防护的剂量转换系数的定义、计算方法和应用。
剂量转换系数是评估不同辐射源对人类和环境潜在危害的重要指标。
通过测量辐射质量因子和能量修正因子，计算剂量转换系数可以帮助我们有效地监测和评估辐射风险，设计合理的放射防护措施。
开放型实验室辐射屏蔽设计1、辐射屏蔽设计原则（1）任何可能对工作人员产生外照射危害的辐射源均应考虑屏蔽，经屏蔽后的剂量率应符合设计规定值。
（2）设计屏蔽层时，应按设备可能操作的最大放射性活度、最危险的距离和可能工作的最长时间进行计算。
此外还应考虑到可能出现的事故及未来的发展。
（3）计算墙壁、地板及天棚的屏蔽层时，除应考虑屏蔽室所在地区的辐射源外，还要考虑到相邻地区存在的辐射源的影响以及因散射辐射带来的照射。
（4）原则上不允许在屏蔽层中存在着人与放射源相对的直通缝隙，由于穿管、物料通道等原因在屏蔽层内开孔，造成屏蔽效果的减弱，设计上应进行屏蔽补偿。
（5）当操作同时存在α、β和含强中子辐射的放射性物质时，除考虑该种射线自身的屏蔽外，设计上还应考虑(α，n)反应、轫致辐射及活化作用产生的辐射的屏蔽。
2、辐射屏蔽设计标准（1）设计屏蔽层时，放射性工作人员正常的工作时间按每年50周，每周40h 计算。
（2）屏蔽层设计时采用的外照射剂量当量率计算限值如下：白区不超过0.25×10-2mSv/h(0.25mrem/h)；绿区不超过0.75×10-2mSv/h(0.75mrem/h)；橙区不超过2.5×10-2mSv/h(2.5mrem/h)；红区热室、工作箱和手套箱间的隔墙，在箱、室内的放射源不撤出情况下，在相邻箱、室内产生的剂量当量率不超过(25～100)×10-2mSv/h(25～100mrem/h)。
（3）屏蔽层局部漏束产生的剂量当量率，可根据操作特性适当放宽。
（4）实验室内放射性物质转运容器，其计算剂量当量率在距容器表面20cm处为(2.5～25)×10-2mSv/h(2.5～25mrem/h)；实验室内放射性检修设备，其计算剂量当量率在距设备表面20cm处为(2.5～100)×10-2mSv/h(2.5～100mrem/ h)。
3、某些屏蔽设计参数的选取（1）直接连接在放射性溶液设备上的排气管道，屏蔽计算时，按管道充满液体考虑，其放射性浓度值按设备内溶液放射性浓度值降一个量级计算。
射线屏蔽防护计算(总5页) -CAL-FENGHAI.-(YICAI)-Company One1-CAL-本页仅作为文档封面，使用请直接删除射线屏蔽防护屏蔽防护的原理是：射线包括穿透物质时强度会减弱，一定厚度的屏蔽物质能减弱射线的强度，在辐射源与人体之间设置足够厚的屏蔽物（屏蔽材料），便可降低辐射水平，使人们在工作所受到的剂量降低最高允许剂量以下，确保人身安全，达到防护目的。
屏蔽防护的要点是在射线源与人体之间放置一种能有效吸收射线的屏蔽材料。
对于X射线常用的屏蔽材料是铅板和混凝土墙，或者是钡水泥（添加有硫酸钡-也称重晶石粉末的水泥）墙。
屏蔽材料的厚度估算通常利用了半值层(半价层)的概念。
在X射线检测中利用的是宽束X 射线，下表给出了宽束X射线在铅和混凝土中的近似半价层厚度T1/2和1/10价层厚度T1/10。
注意：由于铅板的纯度及纯净度、混凝土的配方以及组织结构上必然存在的差异，因此表中给出的半价层厚度只能作为参考值，在实际应用中必须考虑增加保险量。
在屏蔽防护计算中，需要考虑两个方面的因素，即由射线源直接穿过屏蔽物的初级辐射屏蔽，还有射线在屏蔽物上引起的散射辐射也是需要考虑屏蔽的。
下面结合具体例题予以说明：[1]初级X射线屏蔽：首先确定屏蔽透射量，然后根据由实验测量得到的射线减弱曲线求出所需要的屏蔽层厚度。
屏蔽透射量B=PR2/WUT式中：B—X射线的屏蔽透射量 R/(mA•min) (在1米处) 数值上：1R≈1remP—每周最大容许剂量当量：职业性照射为P=0.1rem/周；放射性工作场所邻近人员P=0.01rem/周（注：根据GB4792-1984《放射卫生防护基本标准》规定放射性工作人员受到全身均匀照射时的年剂量当量不应超过5rem，一年365天共52周，按国家法定工作时间（即扣除周六、日和法定节假日）应为250天约36周，但为了从严考虑（例如加班），取50周计算得到0.1 rem/周的限值，公众人员个人受到的年剂量当量应低于0. 5rem,即为0.1 rem/周的限值。
