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

取系统来完成的。借鉴多球谱仪可以获得辐射场能谱信J自、的优点，由5个区的数据和解谱软件，采用蒙特卡罗计算出5个区的中子注量能量响应矩阵，可以获得所测量的中子辐射场的能谱，再由中子能谱和已知的响应矩阵即可计算有关的辐射防护的常用量，达到监测目的。

本工作从理论上较好地解决了剂量能量响应不理想的问题，设计的输出量除了周围剂量当量率，还可以根据需要选择包括总注量率等一些有用的结果。本工作为了验证设计监测方法的可行性，选择2弓ZCf中子源和Am一Be中子源参考辐射场进行研究，测试结果表明中子位置灵敏计数器的分辨率(FWHM)为5mI’n，位置解的相对误差未超过士5%。选择的解谱软件是德国尸TB实验室于2002年研究开发的UMG解谱软件包，并利用软件包中的MXD--FC31和GRV一FC31两种少道问题解谱软件进行解谱，对两种中子参考辐射场分别计算出注量率、周围剂量当量率、单位注量平均周围剂量当量和剂量当量平均能量，其结果与参考值的偏差未超过士15%，从解谱的结果来看，不等分法的解谱结果要优于等分法的解谱结果。通过对两种参考辐射场的总谱、本底谱和源谱的分析，中子散射对辐射防护量计算的一些影响。

讨论了两种解谱软件输入参数和预置谱等对计算结果的影响，并对测量和计算等环节的不确定度来源进行了分析。通过注量能量响应的假设验证结果说明，如果该监测方法应用于中子周围剂量当量或中子注量测量，则二者得到的结果的不确定度可以不超过30%。通过理论分析和实验结果的验证表明，设计的这种中子周围剂量当量(率)的监测方法具有十分重要意义，它可以应用到中子辐射场的一些辐射防护量监测，改善了目前使用的中子剂量仪表的剂量能量响应不理想的状况;打破了我国的可携带式中子剂量仪表输出结果单一化的僵局，走输出结果多元化之路;在保证职业受照人员的安全和提高我国的中子剂量监测的水平方面将起到应有的作用。本论文的成果有:1、中子剂量仪表采用中子位置灵敏计数器; 2、在我国第一次用单球多计数器进行剂量监测研究; 3、首次提出对探头的计数分区采用不等分法，经实验验证该方法行之有效。

关键词:中子位置灵敏计数器中子剂量监测能量响应矩阵少道解谱单球多计数器/。

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

中子剂量与防护

中子剂量和防护-正文中子剂量通常指中子吸收剂量或中子剂量当量（见辐射剂量）。不同能量的中子同人体组织中的元素（氢、氮、氧、碳等）发生不同的相互作用（见中子核反应和宏观中子物理），所产生的具有一定能量的次级带电粒子能够引起电离和激发，从而使肌体受到损伤。剂量学涉及的主要物理问题是散射、核裂变和辐射俘获等. 研究中子在生物组织中不同深度的吸收剂量和剂量当量的模型有：半无穷大板块、有限圆柱体（直径为30厘米，高为60厘米）和椭圆柱体（长半轴为18厘米，短半轴为12厘米，高为60厘米）模型。模型的材料组成应同软组织的相当,密度为1g/cm3。能量范围从10-2eV延伸至 2000MeV。其中对半无穷大板块模型和有限圆柱体模型研究的结果,是目前确定中子注量率-剂量当量率换算系数的基础。平行中子束垂直入射到一块物质上时，该物质的吸收剂量D随深度的分布（示意图见图1）同γ辐射的情形相似：吸收剂量的最大值并不出现在表面，而是出现在某个深度处，这个深度取决于中子的能量。医学上就是通过调节辐射的能量，把这个最大值对准病变组织的部位进行放射治疗。放射防护规定：对个人所受剂量的限制是由剂量当量决定的。不同能量中子的有效品质因数坴(见辐射剂量)的数值示于图2。此外，由测得的中子注量率可以换算到剂量当量率。目前各国都采用图3所示的数值。中子剂量测定主要指中子吸收剂量和剂量当量的测量。此外还包括表示剂量分布的微剂量测量。通常使用组织等效电离室，乙烯-聚乙烯正比计数器,硫酸亚铁剂量计以及量热计等测量吸收剂量。在多数情况下，组织等效电离室是测定快中子吸收剂量最准确的装置仪器。剂量当量测量仅适用于辐射防护，所采用的方法分场所监测和个人监测两类，其响应正比于最大剂量当量。微剂量测定的目的在于从实验上研究辐射在直径为微米量级或更小的球体内能量沉积的空间分布和谱分布。微剂量学所考虑的体积应同生物细胞的大小相当，借以模拟辐射在生物细胞、细胞组分和生物大分子中的能量沉积。常用的测量仪器是低压组织等效气体的“无壁”计数器，但测量方法和数据处理牵涉到很复杂的技术。中子防护目的在于减少工作人员所受的辐射剂量，并尽可能将它控制在放射防护标准规定的限值以下。职业性放射性工作人员每年所受的剂量当量限值为50mSv(5rem)。表中给出对不同能量的中子相当于25μSv(2.5mrem)每小时的中子注量率以及1mSv（0.1rem）的中子注量。减少防护工作人员受中子照射的措施除了尽量缩短受照时间、尽可能远离中子源以外，还需对中子源进行有效的屏蔽。不同能量的中子同物质相互作用有不同的特点（见中子核反应和宏观中子物理）。因此屏蔽热中子要用含吸收截面大、俘获辐射γ光子能量低的材料，如硼、锂以及它们的化合物等。屏蔽快中子时首先需要用慢化能力强的材料将快中子的能量降低,然后用吸收截面大、俘获辐射γ光子能量低的材料加以吸收。快中子慢化的主要过程对于重核及中重核是非弹性散射；对于轻核是同原子核发生弹性散射。对于一次弹性散射，靶原子核的质量越接近中子的质量，中子损失的能量也就越大。因此屏蔽能量不很高的快中子最有效的元素是氢，通常采用的是含氢成分较多的水、石蜡、聚乙烯等轻材料。对于几兆电子伏以上能量的中子，可以用含重核或中重核的材料通过非弹性散射使其能量迅速降低然后再用含氢材料进一步使其慢化,最后被含10B或6Li材料吸收。因此，在规划屏蔽层的布局和确定屏蔽层厚度时必须知道中子能谱及各类材料的不同中子能量的有关反应截面数据，并根据上述特点对屏蔽层填料作合理安排，据某种理论模型进行数学运算。对大型中子源常用的屏蔽计算方法有双群法、多群法和移出扩散法等。放射性同位素中子源的屏蔽计算常用分出截面法和半（或1/10）值层减弱法。若屏蔽层足够厚，又含有足够量的氢时，可用分出截面法进行计算。在近似计算中，可用裂变中子谱的分出截面。半（或1/10）值层减弱系指将辐射量（注量、吸收剂量或剂量当量等）降至1/2（或1/10）时所需的屏蔽层厚度。半值层厚度(HVT)同1/10值层厚度(TVT)的换算关系式是：H VT＝0.301TVT。普通混凝土对单能中子的1/10值厚度示于图4。屏蔽放射性中子源，可以单独使用水、石蜡等；也可兼用其他慢化材料和吸收材料，或将慢化材料和吸收材料混合使用（如含硼聚乙烯、含硼石蜡等）。对大型中子源（如加速器、反应堆）的屏蔽比较复杂，常以普通混凝土和重混凝土等屏蔽材料为主，还要采用铁一类的物质屏蔽γ辐射和快中子。在中子辐射防护中，除了中子以外还应当特别注意对γ辐射的防护。这是因为反应堆、加速器和很多放射性同位素中子源都伴有很强的γ辐射。在很多情况下，γ辐射的剂量当量大大超过中子的剂量当量。例如,镭-铍中子源的γ剂量当量率约比中子剂量当量率高50倍。即使是被认为γ剂量较少的镅-铍中子源,γ辐射剂量当量率也占总剂量当量率的百分之几十。在使用放射性同位素中子源时，要严格防止放射性物质的泄漏。特别是使用镭-铍中子源时应经常检查是否有氡气漏出。一旦发现有漏出，就应及时采取措施。辐射剂量-正文

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

中子源的注量率测量

龙源期刊网 https://www.360docs.net/doc/fd2410266.html, 中子源的注量率测量作者：谢菊英程品晶赵越来源：《科技资讯》2011年第33期摘要:通过进行中子源注量率测量后,为保证进入中子源库的实验人员的安全范围提供第一手参考资料。进行中子研究具有巨大的科学价值和社会影响力。本文阐述了对238Pu-Be 20ci 中子源的注量率测量方法,测得离中子源距离约半径R＝60cm辐射场的中子的注量率为 0.0682cm-2.s-1,并对实验测得的结果进行了分析。关键词:中子源注量率安全范围中图分类号:O571.54 文献标识码:A 文章编号:1672-3791(2011)11(c)-0167-01 中子源的辐射危害早就已经被人们所认识,随着中子源在工业生产中的广泛应用,必须做好中子的监测和评价工作。粒子剂量学是辐射防护监测的基础,在辐射防护中占有特殊重要的地位[1～4]。而中子注量率是描述中子场或中子束的基本量,因此,中子注量率的测量始终是中子实验方法的基本内容之一,中子注量率的准确程度,直接影响各种参数诸如反应截面、角分布等测量的准确度。因此,关于中子以及与中子有关问题的研究,已经发展成为一门专门的学科—中子物理学。而中子的探测也成为一个专门的应用和研究课题。 1 测量原理与装置 238Pu-Be中子源是利用放射性核素衰变时,放出的一定能量的射线,去轰击某些靶物质,产生核反应而放出中子。测量中子注量率的方法是多种多样的。但是依靠基本原理归类可概括成:标准截面发,包括n-p散射截面,及其他中子俘获的截面;伴随粒子法;次级标准法,包括标准中子源与标准探测器等[5]。工作原理中子的探测方法基于核反应法。中子入射到仪器的探头内,被探测器中的10B或6Li核俘获,导致闪烁体发光。该闪烁光被光电倍增管放大并转换成电信号。该信号由后续电子学线路进一步处理后送单片机处理系统,由单片机处理系统完成数据采集的处理,并实现显示(见图1)。仪器连接使用时首先把探头和主机连接好,注意电缆插头缺口的方向。

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。

BH3105E型中子剂量当量仪操作规程

BH3105E型中子剂量当量仪操作维护规程 1 设备简介 BH3105E型中子剂量当量仪是BH3105E型中子剂量当量仪的升级产品。主要用于核反应堆、核电站、核潜艇、中子实验室及其它应用中子辐射的场合中，中子辐射的剂量监测。 2 主要技术参数 2.1灵敏度：5cps/（μsv/h） 2.2 响应时间：20Ｓ 2.3 测量范围：0.1μsv/h~999.9msv/h 2.4 相对固有误差：-50%~+100% 2.5 测量误差：≤±15%(典型值) 2.6 能量响应范围：热中子~14Ｍev 2.7 抑制性能：对13?Cs-γ辐射，γ抑制比优于100:1附加误差≤±10%（对1mSv/h） 2.8 角响应：相对于轴对称校准方向，指示值在0o~±90o的变化≤±25% 2.9 使用环境条件温度范围：5℃－40℃ 相对湿度：≤85%（30℃） 3 操作规程 3.1 开机：打开电源开关，进入时间显示，实时显示当前时间。 3.2 自检：在主画面中，按自检键，仪器开始检查自身的工作状态，如果工作正常，随后自动返回到主画面。 3.3 测量;在主画面中，按测量键，仪器进入计数测试过程，屏幕显示计数正在计数。定时时间自动设定20Ｓ，定时时间到，屏幕显示计数结束，并显示出计算结果。在计数过程中经及结束后，按返回键均可回到主画面。测量过程中仪器显示剂量当量率值，显示屏指示条随剂量当量率值大小变化，即指示条长短定性显示剂量当量率值。另外每一次计数蜂鸣器有一个声响，也可根据鸣器声响判断剂量当量率大小。完成一个测量周期。测量结果自动保存到存储器内。 3.4 数据导出：存储数据由ＲＳ-232数据线导出到计算机。具体操作见软件

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；

用于中子测井的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法

用于中子测井的CR39 中子剂量计的个人剂量监测方法 GBZ/T 148-2002 1范围本标准推荐了用于中子测井场所的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法。本标准适用于241Am-Be中子源测井场所工作人员的个人中子剂量监测。 2规范性引用文件下列文件中的条款通过在本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。 GB 12714 镅铍中子源 3术语和定义下列术语和定义适用于本标准。 3.1 固体核径迹探测器 solid state nuclear track detector 核粒子穿过绝缘体时，造成一定密度的辐射损伤，经适当处理，形成可观测的径迹，这种固体称为固体核径迹探测器。 3.2 CR-39径迹探测器CR39 track detector 用烯丙基二甘醇碳酸酯（品名 CR39）制成的核径迹探测器。按照测定程序，利用其在中子场经累积照射形成的可观察径迹，在一定准确度内，可得到相应的当量剂量。它是固体核径迹探测器的一种。 3.3 化学蚀刻 chemical etching 固体核径迹探测器的辐射损伤经过化学试剂蚀刻形成可观察径迹的过程。 3.4 中子注量灵敏度 neutron fluence sensitivity 垂直入射的单位中子注量在剂量计单位面积上产生核径迹的概率。 3.5 中子当量剂量灵敏度 neutron equivalent dose sensitivity 中子探测器单位面积上每单位当量剂量相应的径迹数。 3.6 中子剂量换算系数 neutron dose converson coefficient 在各种照射条件下，用人形体模换算出的单位中子注量的当量剂量。 4测量元件 CR39个人中子剂量计由CR39径迹探测器和包装盒组成。 4.1 CR39径迹探测器应具备对辐射损伤灵敏、高透明度、结构均匀、各向同性、热固性稳定和低本底等特性。CR39呈片状，其典型值厚1mm，面积10mm×20mm。 4.2 包装盒用硬质塑料制成，外形为圆柱体或长方体，一侧装有佩带针（夹），以便使用；其典型值厚度为5mm，面积为55mm×35mm。 1

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

13 理论中子剂量学的一些基本概念

22.54 中子与物质的相互作用及应用（2004年春季）第十三讲（2004年4月6日）理论中子剂量学的一些基本概念参考文献 -- Radiation Dosimetry, G. J. Hine and G. B. Brownell, eds. (Academic Press, New York, 1956). G. S. Hurst and J. E. Turner, Elementary Radiation Physics (Wiley, New York, 1970). J. A. Coderre et al., "Boron Neutron Capture Therapy: Cellular Targeting of High Linear Energy Transfer Radiation", Technology in Cancer Research and Treatment 2, 355 (2003). Monte Carlo Simulation in the Radiological Sciences, R. L. Morin, ed. (CRC Press, boca Rotan, 1988). 除去在核反应堆中的应用之外，中子相互作用的另一个重要应用是在核医学领域。辐射在医学中的应用在Wilhem C. Roentgen（伦琴）于1895年发现x射线（他为此获得了1901年的诺贝尔物理学奖）之后不久就开始了。不仅是因为1899年第一例有记载的成功肿瘤治疗，而且也由于早期的一些失败经历，使得人们认识到：理解和控制射线反应对人体的定量效果是多么的重要和困难。辐射剂量问题包括物理和生物方面的因素，二者难以很明确地区分；对于中子剂量学来说，挑战既来自于科学，又来自于技术——控制辐射的效果，并利用中子反应的特点来为人体健康尽可能造福（或造成最小损伤）。 1. 一些基本的辐射剂量学概念从最基本的层面上讲，核心问题是被照射物中的能量沉积。如何描述这个过程，包括辐射的特性、射线与物质相互作用的一般知识，初看起来非常简单，但是稍作思考就会发现事情没有这么容易。对射线的反应过程方面是没有什么问题的，但我们还是不清楚射线在介质中造成的生物响应是怎样的。换句话说，如何将能量沉积的物理特性与随之而来的生物效应、破坏或者治疗结合起来，是一个令人感到畏惧的挑战。我们在本课程中不会研究这个问题。在剂量学中，沉积能量（辐射损失）和吸收能量（局部或者分散）不完全是一回事。当我们谈到单位体积内沉积了多少能量的时候，我们也应该意识到生物效应或许也依赖于射线在其径迹上释放能量的空间分布。能量沉积不是一个点函数，而是与其路径有关的，这使得它很难去量化。在辐射剂量学中，分布式的过程为我们早先讨论过的关于中子反应的情况又提供了一个例子，即由特定反应截面决定的单个反应事件与包含许多次碰撞、由分布函数描述的作用是不同的。在考虑介质中吸收能量与其所导致生物效应之间的关系时，吸收的局部范围起到了关键的作用。直观地，我们会觉得有必要考虑一些有关生物系统内能量传输的描述。仅仅考虑吸收剂量来反映从原子、分子的电离到临床症状的复杂过程是不合理的。除了吸收能量的多少，吸收的速率（剂量率）也是很重要的。另外，在射线轨迹上能量的沉积方式，即阻止能力，也对最终的生物效应有影响。我们在(cf. 22.101)中已经讨论过物质与射线反应时的阻止能力，现在可以用到这些知识了。剂量的单位能量沉积这个概念使我们很自然地将物理剂量与被照射物体单位质量所吸收的能量联系起

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） ··

GBZT148-2002用于中子测井的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法

ICS 13.100 GBZ C57 中华人民共和国国家职业卫生标准 GBZ/T 148-2002 用于中子测井的CR39 中子剂量计的个人剂量监测方法 Individual dose monitoring method with CR-39 neutron dosimeter using in neutron logging 2002-04-08发布 2002-06-01 实施中华人民共和国卫生部发布

前言根据《中华人民共和国职业病防治法》制定本标准。中子测井技术是核技术在石油工业已广泛使用的技术，在我国也已使用多年。为推进该技术在我国的顺利应用和推广，应进行中子剂量计的监测方法标准化、规范化，以利于放射防护，保障放射工作人员的安全和健康。本标准按照我国国情，对用于中子测井场所的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法，制订了具体要求。本标准由卫生部提出并归口。本标准起草单位：中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所。本标准主要起草人：冯玉水陆杨乔李俊雯。本标准由卫生部负责解释。 I