中国的天然γ辐射剂量率水平
中国的天然γ辐射剂量率水平
【摘要】目的弄清中国天然γ辐射剂量率水平到底是多少。方法用实际的数据资料分析和讨论各调查采用的仪器和方法的可靠性。结果文献［1］在调查中使用的质量控制仪器(RSS-111)和方法与国际标准一致，是可行的；文献［2］在调查中使用的质量控制仪器(AEI)比国际标准偏低10%，扣除仪器对宇宙辐射响应的方法导致其结果明显的系统偏低。结论文献［1］的结果较好地代表了中国天然γ辐射水平的实际情况。室内空气吸收剂量率人口加权平均值为119.5 nGy．h-1，室外为80.3 nGy．h-1，道路为79.5 nGy．h-1，所致全国居民人均年有效剂量为684 μSv，集体年有效剂量为9.6×105人．Sv。
一、概况
评价人类受天然辐射源照射的辐射剂量具有特别重大的意义，一贯倍受有关国际组织和许多国家的重视。国内也十分重视这个问题。国家卫生部自1978年组织酝酿全国本底调查的计划，于1984年基本完成全国天然γ辐射剂量率水平的调查工作，并相继发表了有关数据资料［1，3，4］。本文作者针对中国的天然γ辐射水平明显高于当时联合国原子辐射效应科学委员会(UNSCEAR)报告书公布的世界平均值，也高于各国报告的水平这一事实，发表了《关于中国天然γ辐射水平的讨论》［5］，描述中国天然γ辐射水平的悬殊变化及其地理分布特点，与国际同类资料比较，重点讨论了调查使用的FD-71型闪烁辐射仪和中国天然γ辐射水平比国外偏高的原因。本调查有RSS-111型高压电离室在全国约3 000个点上的测量数据作后盾［1，3-6］，我们至今对当年的调查数据是很有信心的。
随后，国家环保局也于1983～1990年期间完成了类似的调查工作［2，7］。不幸的是两个调查结果之间存在明显的系统偏差，某些作者曾先后对二者差别进行过讨论或评述［7-10］，本文作者发表这篇文章的目的是为了进一步弄清我国天然γ辐射水平的实际情况。
二、有关天然γ辐射水平的比较
表1分别为文献［1］和文献［2］调查的全国天然γ辐射剂量率数据，表中同时列出了UNSCEAR于1998年收集的54个国家和地区的数据，以及根据中国土壤中天然放射性核素的比活度［11］和UNSCEAR1998年收集的世界40个国家和地区土壤中天然放射性核素比活度及其在此资料中采用的“比活度～剂量率”转换系数(nGy*h-1/Bq*kg-1)计算的天然γ辐射剂量率。
由表1可见：(1)文献［1］实测的数据高于世界平均值，这与中国土壤中天然放射性核素的比活度(产生的剂量率)高于世界平均值是一致的；(2)文献［1］的室外天然γ辐射剂量率的实测值与土壤计算值相当一致，偏差约为2.9%，UNSCEAR的二者偏差约为1.7%，但文献［2］的实测值却比其计算值约偏低17.3%，而文献［2］土壤计算值与文献［1］的实测值又比较一致；(3)文献［2］的实测数据比文献［1］明显偏低，室内约偏低17.5%，室外约偏低22.5%，道路约偏低22.3%。由文献［1］和文献［7］可知，不仅全国平均值二者存在明显的系统偏差，而且各省区市的室内、室外和道路的数据也无一不存在明显的系统偏差，说明二者偏差确实是系统性的。
表1 天然γ辐射剂量率人口加权平均值的比较(nGy·h-1)
注：*不包括约1.2 nGy*h-1［12］的137Cs的贡献；**区域加权均值。由文献［11］和UNSCEAR(1998)显示，人口加权均值略高于其他均值(高2%～5%)三、关于FD-71的讨论
为了与国际标准接轨，在文献［1］的调查中专门引进了两台美制RSS-111型高压电离室作为质量控制仪器。为了保持RSS-111的标准，采取了下列措施：(1)用226Ra γ源阴影屏蔽法刻度仪器；(2)建立长期稳定的环境参考点；(3)及时与新引进的RSS-111进行现场比对测量［13］(曾先后与北京核仪器厂、湖北医科院、北京放射医学研究所等单位新引进的同型号仪器比对)。
FD-71是文献［1］的现场调查采用的仪器，它对环境本底辐射的响应，它的读数修正公式，它的现场刻度，它的质量控制等，都是以RSS-111为标准的。自80年代以来，发表过许多专门讨论FD-71用于天然γ辐射剂量率测量的文章［5，14-20］。本文仅对FD-71再做一些必要的讨论。
1.FD-71对天然γ辐射的响应
用226Ra γ源阴影屏蔽法刻度的FD-71，根据其能量响应曲线和典型环境γ辐射能谱，计算了它对天然γ辐射的响应系数，对40K为1.45，对232Th系为1.94，对238U系为2.31，对典型环境γ谱的响应系数为1.84。对日本、美国、意大利的多个γ能谱计算的响应系数在1.80～2.02之间［5］。在全国各省区市土壤中天然放射性核素比活度广泛变化的情况下［12］，计算的响应系数的范围值为1.82(北京)～2.08(广西)，全国算术平均值为1.94，1倍标准偏差为0.063(见表2)。由于232Th系，40K和238U系对全国γ辐射剂量率的相对贡献分别为48%、31%和21%［12］，所以，加权平均的FD-71响应系数为1.87，因此，在实际应用中，平均响应系数取“2”，不会高估全国天然γ辐射剂量率水平，对某一个省区市的平均值一般也不会明显的高估。根据与RSS-111广泛比较测量的结果，估计对单点测量由此带来的误差约在10%以内(95%置信度)［14，16］。
2.FD-71的读数修正公式
由于FD-71的能响特性差，所以，它的读数如果不加修正，那么，在绝大多数情况下将不能代表实际的环境辐射水平。经过与RSS-111的广泛比较测量研究，得出了它对天然γ辐射的响应系数，对宇宙辐射的响应系数及其自身本底辐射剂量率，得出了适用于FD-71的修正公式［14，16］。许多作者对此修正公式进行过实际测量检验，除卫生系统以外，还有核工业系统和环保系统的一些作者，例如北京401所，北京三所、国营七一二矿、国营二七二厂、湖南环保所、武汉环保所等单位的作者，而且他们获得了较好的比对测量结果［5，17］(另见中国核学会辐射防护学会1983年10月杭州会议资料和1984年11月石家庄会议资料汇编)。
3.FD-71的现场刻度和比对测量
作者曾经指出［14，16］，本方法只适用于环境本底测量，而且必须用较高级的环境监测仪器，并利用环境谱对FD-71进行现场刻度，这是更简便更切合实际的刻度方法。为了得到较好的调查结果，以及使FD-71的调查数据容易解释，在全国调查期间，两台RSS-111先后到全国各省区市的一些典型地区对各地FD-71进行现场刻度，并使FD-71与RSS-111在各省区市进行广泛的现场比对测量，表2为比对测量的结果。由表2可见，二者结果符合很好，说明FD-71仪器的测量结果与RSS-111基本是等效的。
由于天然γ辐射水平低，影响测量结果的因素多，所以，其他仪器与FD-71单点比对测量的数据之间有时出现较大偏差，甚至在多点比对测量时出现系统偏差，这都是可能的。单点测量二者出现大偏差平时可以见到，但不能统统归结为是由于FD-71的能响特性造成的。因为除了仪器的能响特性外，还有稳定性、重复性、直线性、角响应，以及更复杂的环境条件的影响等。能响特性都较好的仪器之间，甚至同类仪器之间，比对测量结果之间仍会出现较大的偏差。文献［21］表明，在一般环境点，8台高压电离室之间的最大偏差为30%；8台塑料闪烁仪之间的最大偏差为50%；6台G-M计数器之间为70%；全部比对测量仪器之间的最大差别达2.3倍。在文献［22］中，同是FT-620型塑料闪烁仪，在6个地面环境点上比对测量，它们在每个点上的最大偏差分别为49%、41%、29%、36%、41%和34%。FT-620和SG-102之间的最大偏差为65%。因此，FD-71和其他类型的仪器之间有时出现大偏差也是可以理解的。至于FD-71与其他仪器之间出现系统偏差问题［10］，不排除实验者对FD-71采用的刻度方法不符合修正公式本身的要求造成的。FD-71的修正公式是在特定刻度条件下得到的，如果FD-71的刻度方法偏离了修正公式要求的条件，就必定会出现系统偏差。
四、文献［2］数据偏低的原因分析
由前面的数据和分析表明，文献［1］的数据是可信的，既然文献［1］的数据没有偏高，那么就是文献［2］的数据系统偏低了。文献［2］的数据为什么系统偏低，主要由两个原因引起的：一是文献［2］使用的质量控制仪器AEI对环境辐射的响应比RSS-111系统偏低；二是文献［2］从调查仪器读数中扣除对宇宙辐射响应的方法存在问题。
1.AEI对环境辐射的响应明显偏低
文献［2］的质量控制仪器AEI对环境辐射的响应比国际标准仪器RSS-111系统偏低约10%，但对镭源γ辐射场的测量值二者仅相差1%［22］，这是文献［2］在调查期间内部仪器比对时得到的结果(表3)。这一结果与欧洲共同体委托丹麦RIS?国家实验所组织的一次环境剂量率仪的刻度检验中出现的情况是一致的［21］。同样是一台非RSS-111型的高压电离室，在137Cs、60Co、226Raγ辐射场中，测量的结果与RSS-111基本一致，但在环境辐射场中，其测量结果就明显的低于RSS-111的结果(表3)。
表2 FD-71与RSS-111在全国现场测量结果的比较及FD-71响应系数的变化*
注：*变异系数C.V.=σ/×100%，σ为标准偏差，为平均值；由于测量点的选择并非是完全随机性的，所以变异系数C.V.的值不一定反映该省区市天然γ辐射场变异的实际情况；比值=FD-71测量值/RSS-111测量值；比对测量总点数，室内为1039个，室外为936个，道路为750个；计算FD-71响应系数涉及的环境γ谱总数为1 848个，谱数最少的省区市为24个，最多的为208个AEI与德国技术物理研究所(PTB)的PTB-7201型闪烁剂量仪(塑料闪烁体)在北京、太原、西安3城市17个环境点上比对测量的结果表明，AEI比PTB-7201平均偏低13%［23］。
AEI对环境本底辐射的响应比RSS-111等国际次级标准仪器系统偏低是客观存在的事实，国内生产塑料闪烁仪的厂家也及时发现AEI比该厂引进的RSS-111系统偏低，并提出过他们今后生产塑料闪烁仪是以RSS-111为标准还是仍然以AEI为标准的问题，最终还是让以AEI为标准。
表3 文献［2］及欧共体环境辐射监测仪器比对测量结果摘录(nGy·h-1)*
注：*表中数据引自文献［21，22］(剂量率的单位与原文不同；文献［21］取了6台RSS-111的平均值；比值=RSS-111/IGS/A8·5N11·5是本文作者计算的) 为什么AEI测量环境辐射的结果偏低，原因之一可能是由于AEI对宇宙辐射的响应偏低引起的。据文献［24］报道，不同壁厚的球形高压电离室(其他参数都相同)，在高空气球测量中，厚壁电离室的读数高于薄壁电离室的读数。壁厚为3 mm的钢壳充氩气球型电离室对宇宙辐射的响应因子K c近似等于对典型环境γ辐射的响应因子Kγ(从海平面到，随着壁厚减小，K c也变得小于K r。在壁厚分别为3、1.4、0.6和0.5 mm时，相应的K c/Kγ分别为1.00、0.83、0.76和0.73。而AEI和AEI(Ⅱ)的壁厚分别为2 mm和1.5 mm，它们对宇宙辐射响应的实测结果列于表4。实测结果表明，AEI对宇宙辐射的响应比壁厚为3 mm的RSS-111偏低约18%，这与文献［24］的报道基本相符。
表4 AEI与RSS-111对宇宙辐射响应实测
结果的比较(nGy*h-1)
注：［25］为1982年3月21日在北京南苑机场2台RSS-111测量结果；［26］为1981年6月24日在河北香河用AEI测量结果；(1)高度值换算为整数；(2)1991年11月18日在山西长治机场测量，数据引自空军和卫生部1996年4月科技成果鉴定资料由于AEI对
宇宙辐射响应明显偏低，所以，尽管它对镭源γ辐射场响应与RSS-111一致，但对环境辐射场的响应却比RSS-111系统偏低，这是因为环境辐射场中包括宇宙辐射的贡献。
AEI测量环境辐射结果偏低的另一个原因是与其刻度因子有关的问题。文献［27］指出，AEI(Ⅱ)型高压电离室采用带孔过滤补偿，有较好的能量响应，对226Raγ谱和对典型环境谱的响应因子仅差～0.2%，经标准226Ra源刻度后，用于测量环境辐射无需再进行能响修正。但实际情况是AEI(Ⅱ)经226Ra源刻度后，其刻度因子仍作了3%的修正后再用于环境辐射的测量(见“仪器校准证书，原安字第10号，1987)。这就与文献［27］中的叙述明显不符，也就人为的又系统低估了环境辐射剂量率水平。
2.扣除宇宙辐射响应的方法存在问题
文献［2］的天然γ辐射数据是从仪器的总读数中扣除该仪器在大水面上的读数得到的。对塑料闪烁仪是这样作的，对AEI也是这样作的［7］。事实证明，在大水面上测量时，除了可以忽略的水中天然放射性核素和空气中氡及其子体产生的γ辐射的贡献以外，还有一些不能忽略的γ辐射的贡献。文献［28］综合了国内不同单位在大水面上的测量的结果：环保部门的一些单位，在全国天然γ辐射水平调查期间，用高压电离室在国内10个大水面上测量的结果表明，平均有6.6 nGy*h-1的γ辐射的贡献；卫生部在全国17个大水面上测量得到的γ辐射剂量率贡献平均为6.3 nGy*h-1；北京市在6个大水面上得到的为6.4 nGy*h-1；核工业部门的数据为5.7 nGy*h-1；由不同作者在海面上测量的γ辐射的平均贡献为7.0 nGy*h-1。由此可知，文献［2］的数据就扣除宇宙辐射响应的方法一项，至少低估室外γ辐射剂量率10%以上，文献［20］对此问题进行了详细分析和具体估算。问题并非到此为止，我们知道，就一个省区市来说，在其地域范围内，符合大水面测量条件的水面，远不能覆盖不同高度和不同纬度的地面调查点，这就需要把大水面的测量值作许多高度外推(忽略纬度外推)。据统计，符合大水面测量条件的水面一般都处在海拔较低的地方，高度外推实际上就是向上外推，这就把仪器在大水面上的读数中包含的γ辐射连同仪器的自身本底同宇宙辐射一起随高度按指数变化规律升高了。由此，其调查的全国天然γ辐射剂量率进一步降低了。
五、中国的天然γ辐射水平
由以上两方面的原因，足可引起文献［2］的调查数据偏低20%以上。因此，从表1数据可以看出，文献［1］的调查结果应当更接近中国天然γ辐射剂量率的实际水平，室外为80.3 nGy·h-1，室内为119.5 nGy·h-1，道路为79.5 nGy·h-1；所致全国人均年有效剂量为684 μSv，集体年有效剂量为9.6×105人·Sv［1］。我国室内和室外的天然γ辐射剂量率水平分别为世界均值的1.42倍和1.36倍。但根据UNSCEAR最近得到资料，室外γ辐射剂量率超过中国的国家有：朝鲜、马来西亚、泰国、澳大利亚和葡萄牙，其室外γ辐射剂量率分别为87、92、107、93和84 nGy·h-1。这些国家除葡萄牙以外，其余均与中国一样，处在亚洲太平洋地区。
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辐射剂量与防护重点
00 从稳定性考虑，原子核(原子)可以分为稳定和不稳定的2大类 不稳定的原子核会随着时间发生变化，会自发的或在外界影响下从某种核素(元素)变化到另一种核素(元素)，与此同时会释放出各种类型的粒子，同时释放出不同的能量，这种现象称为放射性。上述粒子携带大量能量高速运动，形成射线； 常见的例外的情况是X 射线，医用、工业用X射线是由核外电子能态变化引起 本课的目的：采取各种方法、手段，有效地避免放射性对人体的损害 凡是存在放射性应用的地方，则必然伴随着辐射防护工作 第一阶段：早期辐射损伤认识时期（1895-1930） 第二阶段：中期辐射损伤认识时期（又称放射线诊断、治疗损伤时期）（1930~1960） 第三阶段：近期辐射损伤认识时期（又称流行病学调查所见的辐射损伤时期）（1960~现在） 01 电离辐射：由能通过初级过程或次级过程引起电离的带电粒子或不带电粒子组成的，或者由它们混合组成的辐射； 电离辐射场：电离辐射无论在空间，还是在介质内部通过、传播以至经由相互作用发生能量传递的整个空间范围，由此形成的场； 辐射量：为了表征辐射源特征，描述辐射场性质，量度辐射与物质相互作用的程度及受照物质内部发生的辐射效应的量； 粒子辐射：是指组成物质的基本粒子，或由这些粒子组成的原子核。既有能量又有静止质量。 电磁辐射：实质是电磁波，仅有能量，没有静止质量。 辐射计量学量：根据辐射场自身的固有性质来定义的物理量； 辐射剂量学量：描述辐射能量在物质中的转移、沉积的物理量； 辐射防护学量：用各类品质因数加权后的吸收剂量D引申出的用于防护计算的物理量； 粒子通量(N.)：粒子数在时间间隔dt的变化量dN，s-1 能量通量(R.)：辐射能在时间间隔dt内的变化量dR，J·s-1； 粒子注量(Φ)：可以认为是进入单位截面积小球的粒子数；m-2 能量注量(Ψ)：进入向心截面积为da的小球的辐射能dR与da的比值，J·m -2 粒子注量率(φ)：表征单位时间内进入单位截面积小球的粒子数的多少，又称为粒子通量密度，m-2·s-1 能量注量率(ψ)：表征单位时间内进入单位截面积小球的辐射能的多少，又称为能量通量密度，J·m -2·s-1 电离：从一个原子、分子或其它束缚状态释放一个或多个电子的过程； 电离密度：带电粒子在单位路径长度上形成的离子对数，单位为离子对/cm。 激发：带电粒子通过物质时，原子由基态转入高能态。 退激：激发态的原子不稳定，以发射光子的形式放出相应的能量回到低能态轨道。 散射：带电粒子通过物质时，与带正电的原子核发生排斥作用而改变其本身的运动方向。 电离和激发两过程构成了重带电粒子在碰撞过程中的主要能量损失。 传能线密度LET：表示带电粒子在单位长度径迹上传递的能量。单位是MeV·cm-1 射程：带电粒子从进入物质到完全被吸收沿原入射的方向穿过的最大距离，称为该粒子在物质中的射程。 如果不指明在哪种物质中，就是指粒子在标准状况下的空气中的射程。
(整理)辐射剂量试题参考答案
一 填空题（共80题） 1. X 、γ射线照射量曾用单位是伦琴，它等于 2.58×10-4C ·kg -1。（易） 2. 吸收剂量的法定计量单位的名称和符号分别是戈瑞、Gy ，它等于1J/kg 。（易） 3. 3空气比释动能的法定计量单位的名称和符号分别是戈瑞、Gy ，它等于1J/kg 。（易） 4. 辐射防护专用的辐射量是剂量当量，其法定计量单位的名称和符号分别是希沃特、Sv 。（易） 5. 空气比释动能是由不带电粒子在单位质量的某种物质中释放出来的全部带电粒子的初始动能总和，其 法定计量单位的名称和符号分别是戈瑞、Gy 。（易） 6. 剂量当量是在研究的组织中某点处的吸收剂量和品质因子的乘积。（易） 7. γ射线与物质相互作用的主要效应是光电效应、康普顿效应和电子对效应。（易） 8. ICRU 定义的辐射防护实用量是周围剂量当量、定向剂量当量和个人剂量当量。（易） 9. 照射量是光子在质量为dm 的空气中释放出来的全部电子（正电子和负电子）被空气阻止时，在空气 中产生一种符号的离子的总电荷的绝对值dQ 除以dm 。（中） 10. 阻止本领是描写带电粒子在物质中穿行时，单位距离上的能量损失。（中） 11. 形成每对离子平均损失的能量W 是带电粒子的总能量除以该粒子产生的总电荷。（易） 12. 带电粒子与物质相互作用时的总质量阻止本领包括 碰撞组织本领 和 辐射阻止本领 。（中） 13. 辐射场中某点处的周围剂量当量 H*(d) 是相应的扩展齐向场在ICRU 体内、逆向齐向场的半径上深度 d 处产生的剂量当量。（难） 14. 辐射场中某点处的定向剂量当量 H’(d,Ω)是相应的扩展场在ICRU 体内、沿指定的方向Ω的半径上深 度d 处产生的剂量当量。（难） 15. 指示值的相对误差是仪器的指示值相对于被测量约定真值的百分误差。（中） 16. 仪器的相对固有误差是在规定的参考条件下，仪器对指定的参考辐射的指示值的相对误差。（难） 17. 仪器参考点是仪器上的一点，用于将仪器定位于检验点。（中） 18. 检验点是参考辐射中的点，检定时与仪器的参考点重合。（中） 19. 仪器的响应是其仪器的读数值与约定真值的比值。（中） 20. JJG912-96是治疗水平剂量计检定规程。本规程规定的被测量是照射量。（中） 21. 剂量计检定中温度、气压修正因子K TP =)15.273()15.273(0 0T p T p ++。其中T 0是20℃，P 0是101.325kPa ，P 是检定时的气压，T 是检定时的温度。（难） 22. 剂量计的首次检定是对新购置或重大修理后的检定，随后检定是首次检定后的常规检定。（中） 23. 标准剂量计首次检定应进行除长期稳定性外的JJG912-96规定的全部检定项目。（中） 24. 低能X 射线检定参考辐射质是50kV 过滤束。（易） 25. 按JJG912-96规定检定标准剂量计的标准装置是国家基准，检定工作级剂量计的标准装置是标准剂量 计。（中） 26. 中能X 射线和60Co 检定的参考辐射质是220kV 过滤束。（易） 27. 密封式电离室剂量计的检定不需做温度气压修正。（易） 28. 电离室剂量计（照射量计）的电离室若为非密封型的，则使用时需进行气压—温度修正。这种修正是 对空气密度的修正。（难） 29. 过滤X 射线参考辐射包括高空气比释动能率系列、低空气比释动能率系列、宽谱系列和窄谱系列四个 系列。（中） 30. 在参考条件下，如果检验点的空气比释动能率约定真值为? a K ，待校准仪表读数为M ，仪表的响应等 于?a K M ；校准因子等于M K a ? ，这时M 应修正到参考条件。（难） 31. 目前，我国X 射线照射量基准是自由空气电离室，γ射线照射量基准是空腔电离室。（中） 32. 个人剂量应在模体上校准，ISO 规定的模体包括板模、柱模和棒模。（中） 33. 辐射化学产额的定义为ε/)()(X n X G =，其中)(X n 为授予物质平均能量ε而使某一指定实体 X 中 生成 、破坏 或 变化 的物质的平均量。（试题难度：中） 34. 对带电粒子的探测原理是基于带电粒子对探测介质的 激发 和 电离 效应。（试题难度：易） 35. 辐射剂量测量的特点是其与入射粒子的种类、能量、方向以及受照物质的特性有关。（试题难度：难） 36. 1980年，联合国粮农组织（FAO ）、国际原子能机构（IAEA ）和世界卫生组织（WHO ）召开的辐照 食品安全联合专家会议上，建议食品受辐照的平均剂量在 10 kGy 以下时，可以不做毒理检验。（试题难度：易） 37. 剂量标准实验室用于检定/校准剂量仪表所使用的辐射源规范，用于治疗级仪器检定的一般称为 辐射 质 ，用于防护级仪表检定的一般称为 参考辐射 。（试题难度：中） 38. 目前钴源的检定规程为 JJG 591-1989 γ射线辐射源（辐射加工用）检定规程，该规程规定的检定项 目有 源到辐照位置的重复性 、辐射场 空间分布的不均匀度 、 校准点处 吸收剂量率、 产品箱中 剂量分布的不均匀度 及吸收剂量的总平均值，并确定动态照射时的刻度系数等。（试题难度：难） 39. 按剂量率水平可将剂量分为 辐射加工 、 放射治疗 、 辐射防护 和 环境辐射 四个等级。（试题难 度：中） 40. α粒子与物质相互作用的主要形式有 电离 、 激发 和 核反应 ；β粒子与物质相互作用的主要形式 有电离 、 激发 、 散射 和产生次级X 射线等。（试题难度：难）
中国的天然辐射剂量率水平.
中国的天然γ辐射剂量率水平 【摘要】目的弄清中国天然γ辐射剂量率水平到底是多少。方法用实际的数据资料分析和讨论各调查采用的仪器和方法的可靠性。结果文献［1］在调查中使用的质量控制仪器(RSS-111)和方法与国际标准一致，是可行的；文献［2］在调查中使用的质量控制仪器(AEI)比国际标准偏低10%，扣除仪器对宇宙辐射响应的方法导致其结果明显的系统偏低。结论文献［1］的结果较好地代表了中国天然γ辐射水平的实际情况。室内空气吸收剂量率人口加权平均值为119.5 nGy．h-1，室外为80.3 nGy．h-1，道路为79.5 nGy．h-1，所致全国居民人均年有效剂量为684 μSv，集体年有效剂量为9.6×105人．Sv。 一、概况 评价人类受天然辐射源照射的辐射剂量具有特别重大的意义，一贯倍受有关国际组织和许多国家的重视。国内也十分重视这个问题。国家卫生部自1978年组织酝酿全国本底调查的计划，于1984年基本完成全国天然γ辐射剂量率水平的调查工作，并相继发表了有关数据资料［1，3，4］。本文作者针对中国的天然γ辐射水平明显高于当时联合国原子辐射效应科学委员会(UNSCEAR)报告书公布的世界平均值，也高于各国报告的水平这一事实，发表了《关于中国天然γ辐射水平的讨论》［5］，描述中国天然γ辐射水平的悬殊变化及其地理分布特点，与国际同类资料比较，重点讨论了调查使用的FD-71型闪烁辐射仪和中国天然γ辐射水平比国外偏高的原因。本调查有RSS-111型高压电离室在全国约3 000个点上的测量数据作后盾［1，3-6］，我们至今对当年的调查数据是很有信心的。 随后，国家环保局也于1983～1990年期间完成了类似的调查工作［2，7］。不幸的是两个调查结果之间存在明显的系统偏差，某些作者曾先后对二者差别进行过讨论或评述［7-10］，本文作者发表这篇文章的目的是为了进一步弄清我国天然γ辐射水平的实际情况。 二、有关天然γ辐射水平的比较 表1分别为文献［1］和文献［2］调查的全国天然γ辐射剂量率数据，表中同时列出了UNSCEAR于1998年收集的54个国家和地区的数据，以及根据中国土壤中天然放射性核素的比活度［11］和UNSCEAR1998年收集的世界40个国家和地区土壤中天然放射性核素比活度及其在此资料中采用的“比活度～剂量率”转换系数(nGy*h-1/Bq*kg-1)计算的天然γ辐射剂量率。 由表1可见：(1)文献［1］实测的数据高于世界平均值，这与中国土壤中天然放射性核素的比活度(产生的剂量率)高于世界平均值是一致的；(2)文献［1］的室外天然γ辐射剂量率的实测值与土壤计算值相当一致，偏差约为2.9%，UNSCEAR的二者偏差约为1.7%，但文献［2］的实测值却比其计算值约偏低17.3%，而文献［2］土壤计算值与文献［1］的实测值又比较一致；(3)文献［2］的实测数据比文献［1］明显偏低，室内约偏低17.5%，室外约偏低22.5%，道路约偏低22.3%。由文献［1］和文献［7］可知，不仅全国平均值二者存在明显的系统偏差，而且各省区市的室内、室外和道路的数据也无一不存在明显的系统偏差，说明二者偏差确实是系统性的。 表1 天然γ辐射剂量率人口加权平均值的比较(nGy·h-1)
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） ··
环境γ辐射剂量率自动监测技术要求
附件四: 环境γ辐射剂量率自动监测技术要求 （征求意见稿） 1 范围 本规范规定了环境γ辐射剂量率自动监测的技术要求，适用于全国辐射环境网络各级环境监测站采用自动监测系统对环境γ辐射剂量率进行监测的活动。 其他辐射环境监测机构可参照执行。 2 引用标准 以下标准和规范所含条文，在本规范中被引用即构成本规范的条文，与本规范同效。 GB18871-2002 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 HJ/T 61-2001 辐射环境监测技术规范 GB/T 14583-93 环境地表γ辐射剂量率测定规范 当上述标准和规范被修订时，应使用其最新版本。 3 名词术语 3.1 环境γ辐射剂量率 室外环境地表上方一定高度（通常为1m）处，由周围物质中的天然核素和人工核素发出的γ射线产生的空气吸收剂量率。 3.2 环境γ辐射剂量率自动监测 —43—
在监测点位采用连续自动监测仪器对环境γ辐射剂量率进行连续测量的过程。 4 环境γ辐射剂量率自动监测系统 4.1 系统的构成 环境γ辐射剂量率自动监测系统由现场监测子站和数据处理中心组成。数据处理中心分省级和国家级两类。 现场监测子站的主要任务：对环境γ辐射剂量率进行连续监测；存储监测数据；通过有线或无线通讯设备向数据处理中心实时传输数据。 省级数据处理中心的主要任务：收集各现场监测子站的监测数据和设备工作状态信息，并对所收取得监测数据进行判别、检查和存储；对采集的监测数据进行统计处理、分析、显示、报表；向国家级数据处理中心发送监测数据。 国家级数据处理中心的主要任务：收集各省级数据处理中心的监测数据并对所收取得监测数据进行判别、检查和存储；对监测数据进行统计处理、分析、显示、报表。 4.2 现场监测子站设置 现场监测子站点位的布设取决于测量目的，需根据源和照射途径以及人群分布和人为活动情况仔细选择。 4.2.1 对于核设施监测，应考虑风向分布、人群居住分布、地形等因素选择现场监测子站设置位置。 4.2.2 现场监测子站应选择周围环境开阔，容易检修，避水—44—
环境地表γ辐射剂量率测定规范(三)-环境影响评价师考试.doc
5.测量仪器与方法1.测量环境地表γ辐射利量率的仪表应具备以下主要性能和条件：a．量程范围；低量程：1×10-8Gyh-1－ 1×10-5Gyh-1 高量程：1×10-5Gyh-1一 l×10-2Gyh-1 b．相对固有误差：＜±15％；c．能量响应：50KeV～3MeV相对响应之差＜土30％(相对137Cs参考γ辐射源)；d．角响应：0°～180°R／R≥0.8（137Csγ辐射源)；R：角响应平均值；R：刻度方向上的响应值；e．温度：-10～＋40℃(即时测量仪表)，-25～＋50℃(连续测量仪表)；f．相对湿度：95％(＋35℃)。2.环境地表γ辐射剂量的测定成采用高气压电离室型、闪烁探测点型和具有能量补偿的计数管型γ辐射剂量率仪等仪表。具有能量补偿的热释光剂量计。可用于固定测点的常规测量，也为发生事故时提供数据。3.环境γ辐射剂量率连续监测系统，探测器采用高气压电离室或NaI(Tl)晶体，
能量补偿型G-M计数管，数据应自动采集、存储或摇控传输，量程必须兼顾止常与事故情况下的水平。4.对核电厂等大型核设施可配备环境放射性监测车，该车具有测量地表γ剂量率测定以及某些气象参数等功能。核设施正常运行时，用于定期环境巡测。事故时配合固定式环境监测系统以及气象观测资料可快速确定环境地表γ辐射剂量率水平与分布状况。5.发生重大核反应堆事故时，可由装载在飞机上大体积Na(Tl)晶体探测器对污染地区进行γ辐射测量以提供测区地面污染水平及γ放射性核素污染物的浓度和空间分布。为事故的最初评价提供资料。6.环境地表γ辐射剂以率的测定方法：6.1.环境地表γ辐射剂量率测量方式合两种：a．即时测量。用各种γ剂量率仪直接测量出点位上的γ辐射空气吸收剂量率瞬时值。b．连续测量。在核电厂等大型核设施的环境固定
辐射单位和剂量
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（0.52μSv/小时） 二、单位换算等知识: 1μSv/h=100μR/h1nc/kg.h=4μR/h 1μR=1γ(原核工业找矿习惯用的单位） 放射性活度: 1Ci=1000mCi 1mCi=1000μci 1Ci=3.7×1010Bq=37GBq 1mCi=3.7×107Bq=37MBq 1μCi=3.7×104Bq=37KBq 1Bq=2.703×10-11Ci=27.03pci 照射量：1R=103mR=106μR1R=2.58×10-4c/kg 吸收计量：1Gy=103mGy=106μGy1Gy=100rad100μrad=1μGy 计量当量：1Sv=103mSv=106μSv1Sv=100rem100μrem=1μSv 其他：1Sv相当1Gy1克镭=0.97Ci≈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=A0eλ-t t=T1/2；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 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.г/R2A：点状源的放射性活度；R：与源的距离；г：照射量率常数 注：Ra—226(t1608年)г=0.825伦.米2/小时.居里Cs—137(t29.9年)г=0.33伦.米2/小时.居里 Co—60(t5.23年)г=1.32伦.米2/小时.居里 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≈4μR 1μR≈1γ(原核工业找矿习惯用单位已废除） 放射性活度: 1Ci=1000mCi1mCi=1000μci目前使用的活度为：Bq 1Ci=3.7×1010Bq=37GBq 1mCi=3.7×107Bq=37MBq 1μCi=3.7×104Bq=37KBq
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