吸收剂量D与剂量当量的关系知识讲解
吸收剂量D与剂量当
量的关系
精品资料
仅供学习与交流，如有侵权请联系网站删除 谢谢2 吸收剂量D ：单位Gy(戈瑞）＝1J/Kg 辅助单位rad(拉德）＝0.01Gy
当量剂量H
：单位Sv(希沃特）＝1J/Kg 辅助单位rem(雷姆）＝0.01Sv
与吸收剂量的关系：H=Q×D （Q 是射线的品质因数）新的叫法是H=W R ×D （W R 称为辐射权重因子）其实一回事……
有效剂量E ：单位Sv(希沃特）＝1J/Kg
T T
T H W E ∑?= (W T 为T 人体器官或组织的组织权重因子，H T 为T 组
织所受辐射的当量剂量）
剂量计算
1、放射性及其常用度量单位 1．1元素 元素是指具有相同核电荷数的一类原子的总称。按照元素的化学性质呈周期性的变化规律排列在元素周期表中占据同一个位置称为元素。 例如 等它们同属于碘元素。 迄今为止，世界上已发现了118种不同的元素，其中92种是地球上存在的天然元素。26种是人造元素。 1．2 同位素 具有相同的原子序数Z和不同的质量数A，或者是原子核内具有相同数目的质子和不同数目的中子的一类原子（或元素），它们的化学性质相同，在元素同期表上占据同一个位置，故称为同位素， 等均属钴的同位素。目前已知的118种元素的同位素达2500余种。 一种元素可以有许多种同位素，例如元素周期中的元素的同位素就有 30种。 一种元素的各个同位素的某些性能可能是不同的。因引，又将核内具有特定数目中子和质子的一类原子。称为某一核素。例如都是氢的同位 素，但它们都属不同的核素。 由核的稳定性能又可将同位素分为稳定同位素和不稳定同位素两类。不稳定的同位素又称放射性同位素。 1．3放射性 不稳定的同位素（或核素）能不属外界条件的影响自发地放出携带能量的射线，使其原子核发生变化，这种现象称为放射性。 1．4放射性同位素 能够自发地放出射线从而变成另一种元素的同位素称为放射性同位素。 放射性同位素又可分为天然放射性同位素和人工放射性同位素。 1．5核衰变（或衰变） 不稳定同位素的原子核能自发地发生变化而入射出某种粒子（例发α、β－、β＋等）和射线（例如γ射线等）的现象称为核衰变或衰变。 放射性核素的衰变与环境温度、压力、湿度等外界条件无关，而是取决于原子核内部的物理状态。对某种特定的放射性同位素的某个特定放射性原子，它何时衰变是随机的，但是可以用统计方法来处理的，则单位时间内发生衰变的几率都是
个人剂量限值
个人剂量限值 一、对职业照射人员个人规定的剂量限值： 1.成年人：连续5年间的年平均有效剂量为20mSv，但不可做任何 追溯性年平均；连续5年中的任何单一年份的年有效剂量为50mSv，但连续5年平均有效剂量不得超过20mSv；眼晶体的年当量剂量为150mSv；四肢或皮肤的年当量剂量为500mSv。 2.16~18岁徒工和学生：年龄在16~18岁、接受职业照射就业培训 的徒工，和年龄为16~18岁、在学习过程中需要使用放射源的学生，他们的受照射剂量应当遵循下述年剂量限值：年有效剂量为6mSv；眼晶体的年当量剂量为50mSv；四肢或皮肤的年当量为150mSv。 3.怀孕期：确认怀孕后，接受与公众成员相同的防护水平。 4.特殊情况：在特殊情况下，可以对个人年剂量限值做下述临时改 变：按审管部门规定，连续5年的平均期可以破例延长到10个连续年；10年内任何一位职业照射人员个人的年平均有效剂量不得超过20mSv；在10个连续年期间任何单一年份受到的年有效剂量不得超过50mSv；在10个连续年期间，自延长期以来任何一位职业照射人员受到的有效剂量累计达到100mSv时，应对此进行审查。对个人剂量限值的临时变更应遵守审管部门的规定，任何一年内不得超过50mSv；临时的改变期限不得超过5年。 二、对公众个人规定的剂量限值：
广义的公众是指除了职业照射人员和医疗照射人员以外的社会成员。而这里的公众则专指关键人群组。来自某给定辐射源和给定照射途径、受照剂量相当均匀、能代表因该给定辐射源和给定照射途径所受的最高有效剂量或当量剂量个人的一组公众成员，简称为人群组。 获得的实践或源致公众中的的关键人群组中的成员个人受到年平均剂量的估计值不应当超过以下剂量限值： 1.年有效剂量为1mSv 2.特殊情况下，若连续5年平均有效剂量不超过1mSv，其中的某一 单一年费的有效剂量可以提高到5mSv 3.眼晶体的年当量剂量为15mSv； 4.皮肤的年当量剂量为50mSv
放射性同位素剂量单位换算
放射性同位素剂量单位 换算精选文档 TTMS system office room 【TTMS16H-TTMS2A-TTMS8Q8-
放射性同位素剂量单位换算 1、dpm：每分钟发生一次衰变。 2、dps：每秒钟发生一次衰变 3、Bq：每秒钟发生一次衰变。 1Bq =1 dps = 60 dpm 1 Ci = × 1010Bq 1 mCi = × 107Bq= × 109dpm 1 uCi = × 104Bq = × 106dpm 1dpm= × 10-10mCi 放射性强度单位和计量单位的换算 物质的放射性强度的单位,一居里以一克镭衰变成氡的放射强度为定义，其符号为Ci。这个单位是为了纪念波兰科学家居里夫人而定的 在国际单位制（SI）中，放射性强度单位用贝柯勒尔（becquerel）表示，简称贝可，为1秒钟内发生一次核衰变，符号为Bq。 1 Ci =×1010 Bq， 物质的放射性剂量单位照射量 伦琴(R) 库仑/千克(C/kg)： 1R＝×10-4C/kg 吸收剂量拉德(rad) 戈［瑞］(Gy)： 1Gy＝100rad 吸收剂量率戈瑞每小时（Gy/h)： 剂量当量雷姆(rem) 希［沃特］(Sv)：1Sv＝100rem 剂量当量率希［沃特］希伏每小时 (Sv/h) 空气中： 1Sv= 1Gy=100R 一、国际标准（我国执行此标准）1990年 1、放射性工作人员：20mSv/年（10mSv/小时） 2、一般公众人员： 1mSv/年（小时）注:以上依据国际放射防护委员会(ICRP)的建议和中国放射卫生防护基本标准（GB-4792-84）规定。 二、单位换算等知识： 1mSv/h=100mR/h 1nCkg-1/h=4mR/h 1mR/h=1γ (原核工业找矿习惯用的单位)放射性活度: 1Ci=×1010Bq=37GBq 1mCi=×107Bq=37MBq 1mCi=×104Bq=37KBq 1Bq=×10-11Ci= 照射量: 1R=103mR=106mR 1R=×10-4Ckg-1 吸收剂量： 1Gy=103mGy=106mGy 1Gy=10Orad 100mrad=1mGy 剂量当量: 1Sv=103mSv=106mSv 1Sv=10Orem 100mrem=1mSv 其他: 1Sv相当于1Gy 1克镭=≈1Ci 氡单位: 1Bq/L==×10-lOCi/L 三、放射性同位素衰变值的计算： A=Aoe-lt l=ln2/T1/2 T1/2为半衰期Ao己知源强度A是经过时间t后的强度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) 四、放射源与距离的关系： 放射源强度与距离的平方乘反比
Xγ辐射剂量当量率仪作业指导书
X、γ辐射剂量当量率仪作业指导书 目录 1目的 (1) 2适用范围 (1) 3术语与定义 (1) 4职责和权限 (1) 5程序 (1) 5.1注意事项 (1) 5.1.1人身安全及防护 (1) 5.1.2仪器维护保养 (1) 5.1.3应用失准验证 (2) 5.2使用方法 (2) 5.2.1加载状态下的泄露辐射测量 (2) 5.2.2非加载状态下的泄露辐射测量 (2) 6相关文件 (3) 7记录表样 (3)
1目的 让操作人员在使用Xγ辐射剂量当量率仪时能规范操作步骤,以避免由于操作不当引起的品质事故或仪器损坏。 2 适用范围 适用于泄露辐射的测量。 3术语与定义 图3-1 图3-2 3.1标尺：将条形图分为20组，每组5段；标尺的单位取决于仪器检测时的量程范围，检测数值的右边，跟着显示测量单位。 3.2安装9V电池：可以连续供电200小时。仪器显示LOW BAT后，还能使用6小时左右。 3.3电离室窗板：测量X射线泄露辐射时，需打开此窗板 4 职责和权限 4.1质量部负责Xγ辐射剂量当量率仪发放、校验、测试、问题处理。 4.2借用人员负责Xγ辐射剂量当量率仪日常维护，保养，使用。 5 程序 5.1注意事项 5.1.1人身安全及防护 使用Xγ辐射剂量当量率仪测量时，注意辐射防护，穿铅衣，尽量远离辐射源 5.1.2仪器维护保养 5.1.2.1 长时间不用仪器，应取出电池并将仪器放在干燥通风处，最好放在干燥器（箱）内。如开机自检后5分钟仪器本底剂量率读数在0.2μSv/h以上不下降,最大可能是电离室潮
湿，机箱内与电离室连通的干燥瓶内的变色硅胶呈粉白色（正常色应是深蓝），应及时进行干燥处理。干燥处理后如无效果，则应返厂修理。 5.1.2.2 仪器断电12小时以上，再加电需要稳定4分钟后才能读数 5.1.2.3测量范围不允许超过他的测量范围 5.1.2.4不允许在有爆炸性气体、水蒸气或粉尘环境中使用 5.1.3应用失准验证 5.1.3.1使用之前确认仪器标识完好 5.1.3.2使用之前确认仪器处于校正有效日期范围内 5.2使用方法 5.2.1加载状态下的泄露辐射测量 5.2.1.1仪器接线方式 本仪器使用时，无需接线，保证仪器电量充足即可 5.2.1.2仪器操作过程 打开仪器电源开关，选择操作模式MODE为FREEZE功能，打开电离室窗板，将仪器放置在距离X射线管组件和X射线源组件焦点1m处，。当检测值大于（0.5 Sv/h）时，显示单位闪烁报警，提示用户辐射场超过了仪器的测量范围。当环境照明条件低于预设的值时即会自动打开。当环境照明条件超过预设的值时，背光照明将关闭，预设值是由工厂预设的。 5.2.1.3仪器使用记录填写 仪器使用完成后，填写《Xγ辐射剂量当量率仪使用记录卡》 5.2.1.4仪器恢复与保养 使用完后，关闭电源和电离室窗板，将仪器放置在指定地点,避免放在直接光照、高温或灰尘较多的地方。 5.2.2非加载状态下的泄露辐射测量 5.2.2.1仪器接线方式 本仪器使用时，无需接线，保证仪器电量充足即可 5.2.2.2仪器操作过程 打开仪器电源开关，选择操作模式MODE为FREEZE功能，打开电离室窗板，将仪器放置在距离X射线管组件和X射线源组件任何易接近表面5CM处。当检测值大于（0.5 Sv/h）时，显示单位闪烁报警，提示用户辐射场超过了仪器的测量范围。当环境照明条件低于预设的值时即会自动打开。当环境照明条件超过预设的值时，背光照明将关闭，预设值是由工厂预设的。
辐射剂量与辐射防护中常用量及其单位
辐射剂量与辐射防护中常用量及其单位 活度 在给定时刻处于一给定能态的一定量的某种放射性核素的活度Ａ定义为： A = dN／dt 式中：dN ——在时间间隔dt内该核素从该能态发生自发核跃迁数目的期望值。 活度的单位是秒的倒数，称为贝克（勒尔）（Bq）,它与原使用单位居里的关系为: 1Ci = 3.7 ×1010Bq 照射量 照射量是描述X和γ射线辐射场的量。照射量的国际单位（SI）用每千克空气中的电荷量库仑表示，即C·kg-1。照射量的专用单位是R(伦琴)。 １R=2.58×10-4C·kg-1 或1C·kg-1=3.877×103R 伦琴单位使用历史悠久，它不是受照物质吸收的能量，应称为照射量，而不是一度被误称的剂量和照射剂量。用于描述辐射场时它只适用于空气，而且只能用于度量10 KeV-3 MeV 能量范围的X或γ射线。 吸收剂量
吸收剂量是描述辐射场内受照物体接受的能量。吸收剂量是与辐射效应有联系的辐射防护中使用的最基本的剂量学量。吸收剂量使用与比释动能相同的SI单位和专用单位，即J·kg-1和Gy（戈瑞）。吸收剂量的旧单位是rad(拉德)， 1Gy=100rad。 对X射线 、γ射线，吸收剂量在0.25戈瑞以下时，人体一般不会有明显效应；但是，剂量再增加，就可能出现损伤。当达到几个戈瑞时，就可能使部分人死亡。接受同样 数量的“吸收剂量”，受照射时间越短，损伤越大；反之，则轻。吸收同样数量剂量，分几次照射，比一次照射损伤要轻。 α粒子穿透能力弱（一张纸就可以阻挡），不会引起外照射损伤。β粒子穿透能力也较弱，外照射时只能引起皮肤损伤。γ射线穿透能力强，人体局部受到它照射，吸收2～3戈瑞剂量时不会出现全身症状，即使有人出现也很轻微。但是，全身照射就可能会引起放射病。 辐射权重因数、剂量当量和当量剂量 吸收剂量表示受到辐射照射后人体组织器官的能量沉积。辐射照射后引起的生物效应及其严重程度不仅取决于能量沉积，还取决 于辐射的种类。为了使不同辐射的吸收剂量能更好的与低剂
放射性同位素剂量单位换算
放射性同位素剂量单位换算 1、dpm：每分钟发生一次衰变。 2、dps：每秒钟发生一次衰变 3、Bq：每秒钟发生一次衰变。 1Bq =1 dps = 60 dpm 1 Ci = 3.7 × 1010Bq 1 mCi = 3.7 × 107Bq= 2.2 2 × 109dpm 1 uCi = 3.7 × 104Bq = 2.2 2 × 106dpm 1dpm=4.5045 × 10-10mCi 放射性强度单位和计量单位的换算 物质的放射性强度的单位,一居里以一克镭衰变成氡的放射强度为定义，其符号为Ci。这个单位是为了纪念波兰科学家居里夫人而定的 在国际单位制（SI）中，放射性强度单位用贝柯勒尔（becquerel）表示，简称贝可，为1秒钟内发生一次核衰变，符号为Bq。 1 Ci =3.7×1010 Bq， 物质的放射性剂量单位照射量 伦琴(R) 库仑/千克(C/kg)： 1R＝2.58×10-4C/kg 吸收剂量拉德(rad) 戈［瑞］(Gy)： 1Gy＝100rad 吸收剂量率戈瑞每小时（Gy/h)： 剂量当量雷姆(rem) 希［沃特］(Sv)：1Sv＝100rem 剂量当量率希［沃特］希伏每小时 (Sv/h) 空气中： 1Sv= 1Gy=100R 一、国际标准（我国执行此标准）1990年 1、放射性工作人员：20mSv/年（10mSv/小时） 2、一般公众人员： 1mSv/年（0.52mSv/小时）注:以上依据国际放射防护委员会(ICRP)的建议和中国放射卫生防护基本标准（GB-4792-84）规定。 二、单位换算等知识： 1mSv/h=100mR/h 1nCkg-1/h=4mR/h 1mR/h=1γ (原核工业找矿习惯用的单位)放射性活度: 1Ci=3.7×1010Bq=37GBq1mCi=3.7×107Bq=37MBq 1mCi=3.7×104Bq=37KBq 1Bq=2.703×10-11Ci=27.03pci 照射量: 1R=103mR=106mR 1R=2.58×10-4Ckg-1 吸收剂量： 1Gy=103mGy=106mGy 1Gy=10Orad 100mrad=1mGy 剂量当量: 1Sv=103mSv=106mSv 1Sv=10Orem 100mrem=1mSv 其他: 1Sv相当于1Gy 1克镭=0.97Ci≈1Ci 氡单位: 1Bq/L=0.27rem=0.27×10-lOCi/L 三、放射性同位素衰变值的计算： A=Aoe-lt l=ln2/T1/2 T1/2为半衰期 Ao己知源强度 A是经过时间t后的强度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)四、放射源与距离的关系： 放射源强度与距离的平方乘反比 X=A.r/R2 A：点状源的放射性活度； R：与源的距离；
CT患者剂量
计算机体层摄影中患者剂量的控制（icrp87号出版物） 1、本报告的动因是什么? ICRP指国际放射防护委员会 CT所致组织吸收剂量(10-100mGy)常常可以接近或超过已知增加癌症概率的水平; 与传统放射学趋势相比,通常CT技术的进步和临床应用的发展都没有导致每次检查中患者剂量的减少； 目前有许多实用的剂量控制的可能方法，最重要的方法是减少毫安秒和扫描体积； 自动曝光控制最有助于改善CT设备的剂量控制。 通过努力使患者剂量减少50%是可能的； 1972年CT被用于医学影像检查； 缩短数据采集时间未必能降低患者的辐射剂量，因为这些检查也比较容易扩大应用或重复进行； 关于医疗照射的欧共体最新法令（CEC，1997）将CT与介入放射学划为高剂量放射学程序一类； 英国辐射防护局（NRPB）1989年的一份调查报告显示，所有医学X射线检查所致全国集体剂量的20%来源于CT，但是检查总数只占到2%；随后随着扫描装置的增加和技术的进步到1995年上升到33%，1998年上升到40%。根据联合国原子辐射效应科学委员会报告（UNSCFAR，2000），全世界CT占所有医学X射线检查总数的5%，而它对集体剂量的贡献达34%；一方面西方国家保健水平更高；另一方面该趋势也与随着患者防护最优化的积极实施而使传统X射线照射减少有关。 1990年11月ICRP用当量剂量和有效剂量代替了以前的剂量当量和有效剂量当量；EQUIV ALENT DOSE ANDEFFECTIVE DOSE {当量剂量定义：Htr=WrDtr 其中H为R类辐射在组织或器官T中所致的当量剂量；D为R类辐射在组织或器官中所致的平均吸收剂量；W为R类辐射的辐射计权因子。当量剂量和剂量当量有如下不同之处：1、剂量当量是以组织或器官中一个点的吸收剂量乘以该点处的辐射品质因子Q，而当量剂 量是以组织或器官的平均吸收剂量乘以辐射计权因子W;取代Q的W则是以入射到身体的辐射种类和能量或以从辐射源放射的粒子种类和能量来选取的； 2、计算剂量当量的辐射品质因子数Q是按辐射的传能线密度（LET）而定，计算当量剂量 的辐射计权因子W则是依据辐射在低剂量，低剂量率时诱发随机效应的相对生物效应（RBE）值选取的。但实际在相当多的情况下W和Q相差无几。 有效剂量与过去的有效剂量当量在形式上没有什么差别，只是以E作为有效剂量的符号，省略了“当量”二字，表达式为：E=∑WtHt；式中H为组织或器官的当量剂量，W为组织计权因子，它的实质性变化主要是W的概念和数值。 1、受计权的组织或器官多了；从9个到13个器官; 2、表中规定的W适用于所有的人群； 3、规定了9个器官,还规定若其余器官中任一单独器官接收的当量剂量超过已给定计权因 子的几个器官中的最大者,则对此器官按W=0.25计,其他的其余器官的平均剂量再以 0.025计权; 4、组织计权因子的定值发生较大变化；不经考虑了致死性癌症和严重遗传效应,还考虑了 相对寿命损失、非致死性癌等综合危害。 有效剂量和有效剂量当量的相差估计有效剂量和有效剂量当量的W值和涉及的器官有显著差别。如果人体内剂量分布的不均匀度增加，则有效剂量和有效剂量当量和空气比释动能
个人剂量
个人剂量 1.热释光测量中的个人剂量监测的是：(A) A.剂量当量 B.当量剂量 C.有效剂量 D.吸收剂量 2.确定热释光测量系统的探测限时，已退火剂量元件放置周期：（D） A．30天 B.60天 C.90天 D.与服务监测周期一致 3.当热释光测量系统的测量误差超过（B） A．10% B.15% C.30% D.50% 4.确定热释光测量系统的探测限时剂量元件控制在：（B）A．3%以内 B.5%以内 C.10%以内 D.都可以 5. 对于年龄为16岁~18岁的就业培训的徒工和在该年龄段的在校学习的学生从事放射工作，应控制其职业照射使之不超过下述相应的限值：(B )
A.年有效剂量，5mSv； B.年有效剂量，6mSv； C.年有效剂量，15mSv； D.年有效剂量，20mSv。 6. 在个人剂量监测中，刻度系数刻的是(A ) A.热释光测量系统 B.热释光测量仪 C.人员操作 D．元件 7. 个人剂量测量中A类不确定度的典型来源之一是：(A ) A.剂量元件灵敏度非一致性 B.剂量元件的方向依赖性 C.剂量元件的能量依赖性 D.校准误差 8. 测量LiF:Mg,Cu,P元件时，仪器升温程序宜设置为：（C） A.“预热”：100°C，15秒，“测量”： 150°C，20秒B．“预热”：130°C，5秒，“测量”： 230°C，20秒C．“预热”：140°C，15秒，“测量”： 240°C，20秒
D．以上都可以 9.热释光剂量测量中，实验室质量控制措施为：（A） A. 选片，元件退火，刻度，光源检查 B．剂量计收发， C．被监测单位留本底 D．正确佩戴 10. 测量热释光元件时，仪器升温程序设置“预热阶段”是为了（A） A.消除不稳定的低温峰 B.消除稳定的剂量峰 C．消除不稳定的高温峰 D．两者都不是 11.在个人剂量监测中，为了扣除环境本底及剂量计自生本底等的贡献，一般需要每个被监测单位（C） A. 佩戴多一个剂量计 B. 不放本底剂量计 C. 放置本底剂量计 D．以上都不对
电离辐射剂量与剂量率的区别
电离辐射剂量与剂量率的区别 人体受到电离辐射照射而引发不同反应，不但与其所受照射的电离辐射剂量密切相关，而且还与所施加照射的剂量随时间变化的速度，即剂量率紧密相关。同样的照射剂量，高剂量率相当于短时间内施加照射，则机体受到急性照射，犹如来不及缓冲和修复损伤的接连冲击，肯定伤害要比低剂量率的照射所引发后果利害。当利用医用加速器等设备所发出的射线治疗恶性肿瘤时，决定疗效和减少照射副作用的不仅有施加的剂量大小，还密切关系到照射的剂量率和分割照射等诸多因素。所以电离辐射剂量学不仅对放射防护至关重要，而且对广泛利用电离辐射技术同样不可或缺。 公众不可能要求像专业人员那样熟悉电离辐射剂量学和放射防护知识，但应当普及知道剂量与剂量率的基本区别。不难理解，判断核事故污染的严重程度，必须用核事故现场的核辐射泄漏造成的剂量率或者放射性核素的活度浓度或比活度等表征，而不是落实到具体人员的剂量。因为人体受到照射的剂量，与所处环境遇到照射来源的强弱、距离该照射源的远近，以及之间有否屏蔽防护和个人防护措施等密切相关。这类似于判断同一地震的伤害破坏力直接取决于距离震中的远近、环境条件和自身状况等。 遗憾的是剂量与剂量率这个明显区别在此次事故开始阶段一度混淆。例如有电视台、广播电台曾用福岛核电站周围污染达到多少“微西弗”（μ S v ，μ为10-6）表达。这种表达有两个错误：一是污染程度强弱应当用剂量率，即每小时多少希（S v /h ）或者每小时多少戈瑞（G y /h ）表示；二是单位用词“西弗”不对。准确表达该用“希沃特”，可简称为“希”。 希的国际符号S v 是核科学家Sievert 名字的缩写。1977年翻译为“西弗特”。但自1980年起经业界专家推敲改定为“希沃特”，可简称为“希”，均已正式列入所有的相关国家标准中。GB 3102.10《核反应和电离辐射防护的量与单位》最早发布的1982年版就明确采用了；我国现行放射防护基本标准GB 18871—2002和核科学技术术语标准GB /T 4960—1996等均如此。虽然英文翻译可有多种音似汉字表达，但已经由技术法规国家标准规定的用词就必须严格遵守统一的规范。这个不当还怪不得媒体新闻界，乃是个别专家开始时使用了淘汰的旧词“西弗”，后来竟然陆续有跟进误用的一些专家，继续不遵照国家标准规定的规范用词，导致新闻媒体、报刊及网络等媒介，在口语和书面文字中竞相误用、误传不规范的“西弗”，还有自己衍变出“希伏”等不合标准用词。全国已经标准化统一了30多年的术语规范不宜轻易间就毁于一旦。科技术语的规范化和标准化也是坚持科学性与严谨治学的具体体现，在这里不得不花费篇幅阐述清楚。 为节省篇幅，兹整理实际工作中经常用到的辐射量及其单位，概括说明于附表中。该表注具体补充了表中的简要介绍。关于辐射量及其单位的更详细解读及诠释可进一步参考有关文献。 附表 实际常用辐射量及其单位一览 辐射量名称，符号 该量的主要内涵 单位符号 SI 单位专用名称 放射性活度，A 表示放射性核素自发衰变的强弱程度，可简称活度。1 B q ＝ 1s -1B q 贝可勒尔，简称贝可活度浓度，A V 表示单位体积物质中的活度，也称体积活度。A V ＝A / V B q / m 3 每立方米的贝可 比活度，A m 表示单位质量物质中的活度，也称质量活度。A m ＝ A / m B q / kg 3 每千克的贝可 表面活度 表示单位表面积上的活度，可用于衡量各种表面的放射性污染。B q / cm 2 每平方厘米的贝可吸收剂量，D 反映电离辐射授予单位质量物质的平均能量。1 G y ＝ 1 J / kg G y 戈瑞，可简称戈 吸收剂量率，D 表征单位时间间隔内吸收剂量的增量。即：d D / d t G y / h 例如：每小时的戈剂量当量，H 为统一衡量不同类辐射产生等同效应而引入的加权吸收剂量，即某点处某类辐射的品质因子Q 和该点处吸收剂量D 之乘积。 S v 希沃特，可简称希（1 S v ＝ 1 J / kg ）剂量当量率，H 表征单位时间间隔内剂量当量的增量。即：d H / d t S v / h 例如：每小时的希器官当量剂量，H T 不可直接测量的用于器官组织受照射的防护评价量。器官组织T 的当量剂量H T ＝∑ W R D T ，R ，式中W R 为R 类辐射权重因子。S v 希沃特，可简称希（1 S v ＝ 1 J / kg ）全身有效剂量，E 由各受照射的器官当量剂量按组织权重因子W T 加权求和估算的 评价全身受照射的防护量。E ＝∑W T H T ＝∑W T ∑W R D T ，R S v 希沃特，可简称希 （1 S v ＝ 1 J / kg ）注：①. 单位均用国际单位制（SI ）； ②. 剂量率是单位时间的剂量，其单位的分母也可用秒、分、月、年等表示； ③. 具体量值的大小还可以用10的次方表示：10-3为毫，符号为m ； 10-6为微，符号为μ； 10-12为纳，符号为n 。 ④. 吸收剂量与可测量的剂量当量，及与专用于防护评价的当量剂量和有效剂量，均具有相同的量纲，即每千克 焦尔（J / kg ），在防护评价中可以把戈瑞数与希沃特数之间简单地认为数值上等同，即转换系数可近似当成1。 （郑钧正教授供稿） ··
PU预聚合物合成当量与用量之计算
PU預聚合物合成當量與用量之計算： NCO%之計算務必使用，如5.6% 而不是0.056 範例：欲設計以pure MDI (當量 = 125.13) 為硬鏈段，PTMEG-2000 (當量 = 1000) 為軟鏈段，含13.8%之PU預聚合物時，pure NDI及PTMEG-2000之用量各為何？ (sol.)：取PTMEG-2000 = 100 g，而pure MDI 之用量 = X X = 91.052g 即欲設計含13.8% 之PU 預聚合物時，pure MDI 及PTMEG-1000 之用量各為92g：100g PU樹脂主劑及硬化劑之設計 ?ISO (主劑) 之用量計算： ?OH.(硬化劑)之用量計算：
範例：欲設計含 3.6%之PU預聚合物的重量為100g, index 設計成95%，而OH. (硬化劑) 之當量為157，則OH. (硬化劑) 的使用量應為何？ (sol.)：NCO = 3.6%；OH. 之當量為157；NCO. index = 0.95, then 即ISO. (主劑) 使用量：OH. (硬化劑) 之使用量= 100g：12.8g Urethane ureathane TDI Prepolymer R：polyester or polyether MDI Prepolymer
MDI-Based Elastomers (To series) MDI-Based Elastomers (To series)
MDI-Based Elastomers (To series) Polyurethane Block Copolymer
放射性同位素剂量单位换算
放射性同位素剂量单位 换算
放射性同位素剂量单位换算 1、dpm：每分钟发生一次衰变。 2、dps：每秒钟发生一次衰变 3、Bq：每秒钟发生一次衰变。 1Bq =1 dps = 60 dpm 1 Ci = 3.7 × 1010 Bq 1 mCi = 3.7 × 107 Bq= 2.2 2 × 109dpm 1 uCi = 3.7 × 104 Bq = 2.2 2 × 106dpm 1dpm=4.5045 × 10-10 mCi 放射性强度单位和计量单位的换算 物质的放射性强度的单位,一居里以一克镭衰变成氡的放射强度为定义，其符号为Ci。这个单位是为了纪念波兰科学家居里夫人而定的 在国际单位制（SI）中，放射性强度单位用贝柯勒尔（becquerel）表示，简称贝可，为1秒钟内发生一次核衰变，符号为Bq。 1 Ci =3.7×1010 Bq， 物质的放射性剂量单位照射量 伦琴(R) 库仑/千克(C/kg)： 1R＝2.58×10-4C/kg 吸收剂量拉德(rad) 戈［瑞］(Gy)： 1Gy＝100rad 吸收剂量率戈瑞每小时（Gy/h)： 剂量当量雷姆(rem) 希［沃特］(Sv)：1Sv＝100rem 剂量当量率希［沃特］希伏每小时 (Sv/h) 空气中： 1Sv= 1Gy=100R 一、国际标准（我国执行此标准）1990年 1、放射性工作人员：20mSv/年（10mSv/小时） 2、一般公众人员： 1mSv/年（0.52mSv/小时）注:以上依据国际放射防护委员会(ICRP)的建议和中国放射卫生防护基本标准（GB-4792-84）规定。 二、单位换算等知识： 1mSv/h=100mR/h 1nCkg-1/h=4mR/h 1mR/h=1γ (原核工业找矿习惯用的单位)放射性活度: 1Ci=3.7×1010Bq=37GBq 1mCi=3.7×107Bq=37MBq 1mCi=3.7×104Bq=37KBq 1Bq=2.703×10-11Ci=27.03pci 照射量: 1R=103mR=106mR 1R=2.58×10-4Ckg-1 吸收剂量： 1Gy=103mGy=106mGy 1Gy=10Orad 100mrad=1mGy 剂量当量: 1Sv=103mSv=106mSv 1Sv=10Orem 100mrem=1mSv 其他: 1Sv相当于1Gy 1克镭=0.97Ci≈1Ci 氡单位: 1Bq/L=0.27rem=0.27×10-lOCi/L 三、放射性同位素衰变值的计算： A=Aoe-lt l=ln2/T1/2 T1/2为半衰期Ao己知源强度A是经过时间t后的强度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)四、放射源与距离的关系： 放射源强度与距离的平方乘反比 X=A.r/R2 A：点状源的放射性活度；
辐射剂量当量率仪作业指导书
医疗设备股份有限公司 编号：GRYL·ZL·QP·JCSB·P02-A/00○密 X、γ辐射剂量当量率仪作业指导书 （编制时间：） 编制： 审核： 批准： 受控状态：
各版本建立及修订履历
目录 1目的 (1) 2适用范围 (1) 3术语与定义 (1) 4职责和权限 (1) 5程序 (1) 5.1注意事项 (1) 5.1.1人身安全及防护 (1) 5.1.2仪器维护保养 (1) 5.1.3应用失准验证 (2) 5.2使用方法 (2) 5.2.1加载状态下的泄露辐射测量 (2) 5.2.2非加载状态下的泄露辐射测量 (2) 6相关文件 (3) 7记录表样 (3)
让操作人员在使用Xγ辐射剂量当量率仪时能规范操作步骤,以避免由于操作不当引起的品质事故或仪器损坏。 2 适用范围 适用于泄露辐射的测量。 3术语与定义 图3-1 图3-2 3.1标尺：将条形图分为20组，每组5段；标尺的单位取决于仪器检测时的量程范围，检测数值的右边，跟着显示测量单位。 3.2安装9V电池：可以连续供电200小时。仪器显示LOW BAT后，还能使用6小时左右。 3.3电离室窗板：测量X射线泄露辐射时，需打开此窗板 4 职责和权限 4.1质量部负责Xγ辐射剂量当量率仪发放、校验、测试、问题处理。 4.2借用人员负责Xγ辐射剂量当量率仪日常维护，保养，使用。 5 程序 5.1注意事项 5.1.1人身安全及防护 使用Xγ辐射剂量当量率仪测量时，注意辐射防护，穿铅衣，尽量远离辐射源 5.1.2仪器维护保养 5.1.2.1 长时间不用仪器，应取出电池并将仪器放在干燥通风处，最好放在干燥器（箱）内。如开机自检后5分钟仪器本底剂量率读数在0.2μSv/h以上不下降,最大可能是电离室潮
EJT776-1993 辐射防护用β、X和γ辐射剂量当量仪和剂量当量率仪
F 84 EJ/T 776—1993 辐射防护用β、X和γ 辐射剂量当量仪和剂量当量率仪 1993-12-13发布 1994-05-01实施 中国核工业总公司发布 附加说明： 本标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会提出。 本标准由中国辐射防护研究院负责起草。 本标准主要起草人：牟宝和。 本标准等效采用国际电工委员会IEC 846《辐射防护用β、X和γ辐射剂量当量仪和剂量当量率仪》（1989年版）。 1 主题内容与适用范围 本标准规定了周围剂量当量（率）仪和定向剂量当量（率）仪的特性、试验方法和检验规则。 本标准适用于测量能量高达4MeV的β辐射及能量高达10MeV的X和γ辐射外照射产生的剂量当量（率）的辐射防护仪器。 本标准不适用于放射医疗仪器和个人佩带的确定个人剂量的仪器。 2 引用标准 GB 8993.2 核仪器环境试验基本要求与方法温度试验 GB 8993.4 核仪器环境试验基本要求与方法潮湿试验 GB 8993.5 核仪器环境试验基本要求与方法冲击试验 GB 10257 核仪器与核辐射探测器质量检验规则 GB 12162 用于校准剂量仪和剂量率仪及确定其能量响应的X、γ参考辐射 GB 12164 用于校准β剂量（率）仪及确定其能量响应的β参考辐射 3 术语 3.1 剂量当量 剂量当量H是组织中某点处的Q和D的乘积，这里D和Q分别是该点的吸收剂量和品质因数，因此， H=QD (1) 单位：J·kg-1 剂量当量单位的专名是希沃特（Sv） 1Sv=1J·kg-1 对于β、X和γ辐射，Q为1。因此，对于这些辐射，用希沃特（Sv）表示的剂量当量在数值上等于用戈瑞（Gy）表示的吸收剂量。 3.2剂量当量率 剂量当量率H是d H除以d t所得的商 H=d H/d t (2) 式中：d H——在时间间隔d t内的剂量当量增量。 剂量当量率的单位是希沃特每秒（Sv·s-1），剂量当量率单位亦可用希沃特或其分倍数除以适当的时间单位所得的商表示（如mSv·h-1）。 3.3周围剂量当量H*（d）和定向剂量当量H'（d，Ω） 在定义这两个量时，由实际辐射场导出约定的辐射场是有用的。为表征这些导出的辐射场使用了“扩展”和“齐向”两个术语。 3.3.1扩展场 在所研究的整个体积内，注量及其角分布、能量分布与参考点处的实际场具有相同的值的辐射场。
如何计算当量值与等价值说明
一、“当量值”与“等价值”地基本概念 “当量值”简言之是一个计量单位地能源本身所具有地热量.而“等价值”则是生产一个单位地能源产品所消耗地另外一种能源产品地热量.目前，这个规定主要体现在电力产品地消费量折算计算上.文档收集自网络，仅用于个人学习 二、能耗核算中关于“当量值”与“等价值”相关规定 为了与世界接轨，同时便于和历史资料对比，我国统计制度明确规定，计算国家、省、市级地能源消费总量时，电力采用等价值（即当年每发一千瓦时电消费地标准煤量.文档收集自网络，仅用于个人学习 截至今年月份，大同市平均每发一千瓦小时电消费克标准煤，也就是每万千瓦时电折吨标准煤）核算；而基层企业计算能源消费量时，电力则采用当量值（即每千瓦小时电本身地热量大卡大卡克标准煤量，也就是每万千瓦时电折吨标煤）核算.因此，目前各省、市能源消费总量都是采用等价值口径核算地，而规模以上工业企业能源消费量是采用当量值口径核算地，两者间由于电力地折标准煤系数不同，由此计算出地能源消费总量和单位增加值能耗也不同，有时差别会很大，不能直接对比.文档收集自网络，仅用于个人学习年大同市规模以上工业万元增加值能耗为吨标准煤，同比增长是由规模以上工业企业按当量值口径汇总计算地，而全市等价值口径计算地万元能耗下降，两数据是不能简单地相比地，必须调整口径进行加工计算才能比较.文档收集自网络，仅用于个人学习 三、“当量值”与“等价值”地具体计算 企业综合能源消费量地计算公式为：综合能源消费量工业生产消费（折标准量）加工转换产出（折标准量）回收利用（折标准量）.能源消耗“当量值”与“等价值”地本质区别，就在于计算综合能源消费量时，电力这一能源品种所使用地折标准煤系数地不同，简言之，某一企业地“当量值”能源消费量是电力折标准煤系数用计算地结果；该企业地“等价值”能源消费量是电力折标准煤系数才用（大同市年月份水平）地计算结果.随电力折标系数地增大，除发电企业外，其他企业地综合能耗“等价值”都会比“当量值”略大，例如大同冀东水泥有限责任公司，截至到今年月份，该企业能耗“当量值”为万吨标煤，“等价值”能耗为万吨标煤.文档收集自网络，仅用于个人学习 对于发电企业，由于有电力产出量，且大同市地发电企业均为火力发电，发电投入以煤炭为主，用电量占电力企业工业消费比重较小，在计算“等价值”能耗时，电力产出量按计算地折标量远大于电厂自用电量地按计算地折标量.月份，大同市发电量亿千瓦时，电厂自用电亿，故在计算大同市电力行业“等价值”地综合能源消费时，由于电力产出量基数过大，电力折标准煤系数从变为后，综合能源消费量工业生产消费（折标准量）加工转换产出（折标准量）回收利用（折标准量）当中地被减数增大，直接导致电力企业地能耗“等价值”比“当量值”小很多.例如，截至今年月份，大同第二发电厂能源消费“当量值”为万吨标煤，而“等价值”能耗为万吨标煤，可以看出，电力企业地“当量值”与“等价值”能耗差距甚远，这也是大同市工业增加值能耗与全市能耗走势不一致地一个主要原因.文档收集自网络，仅用于个人学习 、等价值和当量值 能源地品种很多（多达几十种），各种能源地形态（固态、液态、气态）和计量单位（、）也不一样，不同地计量单位无法相加.因此为了能够对不同地能源进行对比、汇总、分析，需要规定一个标准值（如标准油、标准煤），作为各种能源地度量标准.我国规定，低（位）发热量等于（或）地固体燃料，称. 能量地等价值（），是指为了得到一个单位地二次能源（或载热工质）实际要消耗地一次能源地热量，即加工转换产出地某种能源与相应投入地能源地当量.能源等价热值二次
个人剂量限值
个人剂量限值 Document number：NOCG-YUNOO-BUYTT-UU986-1986UT
个人剂量限值 一、对职业照射人员个人规定的剂量限值： 1.成年人：连续5年间的年平均有效剂量为20mSv，但不可做任何 追溯性年平均；连续5年中的任何单一年份的年有效剂量为 50mSv，但连续5年平均有效剂量不得超过20mSv；眼晶体的年当量剂量为150mSv；四肢或皮肤的年当量剂量为500mSv。2.16~18岁徒工和学生：年龄在16~18岁、接受职业照射就业培训 的徒工，和年龄为16~18岁、在学习过程中需要使用放射源的学生，他们的受照射剂量应当遵循下述年剂量限值：年有效剂量为6mSv；眼晶体的年当量剂量为50mSv；四肢或皮肤的年当量为150mSv。 3.怀孕期：确认怀孕后，接受与公众成员相同的防护水平。 4.特殊情况：在特殊情况下，可以对个人年剂量限值做下述临时改 变：按审管部门规定，连续5年的平均期可以破例延长到10个连续年；10年内任何一位职业照射人员个人的年平均有效剂量不得超过20mSv；在10个连续年期间任何单一年份受到的年有效剂量不得超过50mSv；在10个连续年期间，自延长期以来任何一位职业照射人员受到的有效剂量累计达到100mSv时，应对此进行审查。对个人剂量限值的临时变更应遵守审管部门的规定，任何一年内不得超过50mSv；临时的改变期限不得超过5年。
二、对公众个人规定的剂量限值： 广义的公众是指除了职业照射人员和医疗照射人员以外的社会成员。而这里的公众则专指关键人群组。来自某给定辐射源和给定照射途径、受照剂量相当均匀、能代表因该给定辐射源和给定照射途径所受的最高有效剂量或当量剂量个人的一组公众成员，简称为人群组。 获得的实践或源致公众中的的关键人群组中的成员个人受到年平均剂量的估计值不应当超过以下剂量限值： 1.年有效剂量为1mSv 2.特殊情况下，若连续5年平均有效剂量不超过1mSv，其中的某 一单一年费的有效剂量可以提高到5mSv 3.眼晶体的年当量剂量为15mSv； 4.皮肤的年当量剂量为50mSv
35 χ-γ辐射个人剂量当量(率)监测仪
⒈目的 为了规范和正确使用χ-γ辐射个人剂量当量（率）监测仪（型号RM-2021）操作程序，保证检测工作的顺利进行和设备安全，制定本作业指导书。 ⒉适用范围 χ-γ辐射个人剂量当量（率）监测仪是采用新型单片机技术的职能化、低功耗、图文式液晶显示的个人佩戴式仪器。只要用于监测χ、γ射线和硬β射线，广泛用于核电站、加速器、同位素应用、工业χ、γ无损探伤、放射医疗、钴源治疗、γ辐射、放射性实验室、核设施周围环境监测等领域的工作人员进行个人安全防护监测及放射性提示。 ⒊职责 χ-γ辐射个人剂量当量（率）监测仪操作人员按照本规程操作仪器，对仪器进行日常维护，作使用登记。 仪器保管人员负责监督仪器操作是否符合规程，对仪器进行定期维护，保养。 科室负责人负责仪器综合管理。 4 操作程序 ⒋1主要技术参数 剂量率：0.01μSv/h~1.0mSv/h 累积剂量：0.1μSv~500.0mSv 线性状况：在测量范围内相对误差≤±15% 能量相应：50Kev~1.5Mev≤±30%(对137Cs归一) 角响应：0°~±7.5°≤±20%(对137Cs) 0°~±7.5°≤±50%(对137Cs) 报警阈值：剂量率超过2.5μSv/h报警，也可自行设置； 累积剂量超过20 mSv报警，也可自行设置。 电池报警：电池电压小于2.0V时，欠压提示更换电池。 使用环境：-20℃~+45℃ 工作电源：七号电池两节 外形尺寸：长*宽*高=95mm*60mm*26mm 重量：约125g(包括电池) 4.2 操作步骤 4.1 仪器开关：在仪器电池装好的情况下，持续按住◎约5s，仪器电源开启进入工作状态。 4.2 仪器监测：仪器电源开启后，直接进入射线状态，此时，可作为：本底测量、
中子周围剂量当量(率)监测方法的研究
中子周围剂量当量（率）监测方法的研究 目前，开发的中子剂量仪表大多数是采用单计数器单慢化体，在中子能量范围比较宽的场所使用时剂量仪表的能量响应不能令人满意，应用于辐射防护的能谱仪表在现场中使用也十分不便。本论文的研究目的是综合目前实际应用的剂量仪表和能谱仪表二者的优点，克服二者的缺点，探索一种可行的现场中子剂量监测方法，为研制一种适合辐射防护目的的中子剂量仪表提供理论基础和技术基础。本论文的研究内容包括：(1)把中子位置灵敏计数器应用于剂量监测工作中；(2)采用蒙特卡罗方法模拟计算，对探头的几种尺寸进行比较，选择合适的慢化体直径，设计探头为单球多计数器组合；(3)在数据处理中对探头的计数分区采用等分法和不等分法，并对二者进行比较；(4)验证的实验结果说明利用解谱软件对各分区计数和进行解谱，通过获得中子能谱，由能谱可以计算所需要的监测量。为了吸收单慢化体容易携带的优势，克服单计数器单慢化体的中子剂量仪能量响应不理想的缺点，探头设计采用单球多计数器组合。 当中子照射探头时，中子的慢化程度随球体内深度变化而变化，基于中子位置灵敏计数器具有位置灵敏的特点，把三个热中子位置灵敏的计数器按两两垂直的方法安装在一个慢化球体内来测量球体内热中子分布。数据处理时，国际上对球体划分采用球径向等分法，即把球分割成5个球壳，每个球壳厚度相同，每个球壳內有6小段计数器(最内层为3小段计数器)，把各小段计数器的计数求和作为一个计数区，这样可得5个区的计数。为了得到较理想的5个计数区注量能量响应函数，首次提出对球体划分方法采用球径向不等分法的方法，即各壳层厚度不一样，采用“外层薄内层厚”的方法。通过用蒙特卡罗方法MCNP4A软件对探头设计的大小进行注量能量响应模拟计算，对探头的几种尺寸进行比较，结果表明探头慢化球体直径为25cm比较合适，并计算了各区的注量能量响应矩阵，同时分析了角响应、计数器的气压和慢化体的密度等对响应函数的影响。 通过对等分法和不等分法的响应函数分析，表明不等分法具有一定的优势。中子位置灵敏计数器的探测位置是根据计数器的两端输出的脉冲幅度大小来确 定中子入射到计数器中产生核反应的位置的，本次实验选用MM电子插件来获取位置信号，N工M插件包括加法器、除法器、定时单道和数字模拟转换器(ADC)等。来自于3路位置灵敏计数器的ADC输出信号和5个区的计数是由多道数据获