吸收剂量

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吸收剂量率计算公式

吸收剂量率计算公式English Answers:Absorbed Dose Rate Calculation Formula:The absorbed dose rate (D) at a given point in a medium exposed to ionizing radiation can be calculated using the following formula:D = (ΦE μ_en / ρ)。

where:Φ is the particle fluence rate (number of particles per unit area per unit time)。

E is the energy of each particle.μ_en is the mass energy absorption coefficient (measures the rate at which a material absorbs energy fromionizing radiation)。

ρ is the density of the medium.Units:The absorbed dose rate is typically expressed in units of gray per hour (Gy/h). One gray is equivalent to the absorption of one joule of radiation energy per kilogram of material.Factors Affecting Absorbed Dose Rate:The absorbed dose rate can be influenced by several factors, including:Type of radiation: Different types of ionizing radiation (e.g., gamma rays, x-rays, neutrons) have different energies and interactions with matter, which can affect the absorbed dose rate.Energy of radiation: The higher the energy of theradiation, the higher the absorbed dose rate.Distance from radiation source: The absorbed dose rate decreases with increasing distance from the radiation source.Material density: Denser materials absorb more energy per unit mass, resulting in a higher absorbed dose rate.Applications:The absorbed dose rate formula is used in various applications, such as:Radiation protection: Assessing radiation exposure levels in occupational and environmental settings.Nuclear medicine: Calculating the dose delivered to patients undergoing radiation therapy.Industrial radiography: Determining the exposurelevels for workers involved in industrial radiographyoperations.Radiation dosimetry: Calibrating radiation detection equipment and monitoring radiation exposure.Chinese Answers:吸收剂量率计算公式：在暴露于电离辐射的介质中某一点处的吸收剂量率 (D) 可使用以下公式计算：D = (ΦE μ_en / ρ)。

吸收剂量率的国际标准单位

吸收剂量率的国际标准单位吸收剂量率是评估辐射物质对生物体的辐射影响程度的一种指标。

它衡量单位时间内辐射能量被生物体吸收的量，通常以格雷/秒（Gy/s）为单位。

吸收剂量率是辐射保护领域常用的参数之一，对于评估辐射风险、制定防护措施具有重要意义。

国际标准单位制（SI）是一套国际性的计量单位体系，用于统一全球科学研究和工程技术设计中的计量单位。

吸收剂量率的国际标准单位就是根据SI制定的。

根据医学物理学中的国际常用单位系统（SI 制），吸收剂量衡量单位为焦耳/千克（J/kg），该单位也被称为格雷（Gy）。

吸收剂量率则表示单位时间内辐射能量被吸收的量，单位为焦耳/千克/秒，即Gy/s。

格雷是吸收剂量的国际单位，它表示在特定物质中每千克质量吸收1焦耳的辐射能量。

1格雷等于1焦耳/千克，因此1格雷/秒表示每秒辐射能量吸收量为1焦耳/千克。

这一单位的设立与辐射剂量与生物效应的关系有关，格雷的定义使得辐射剂量可以定量地与生物效应联系起来。

吸收剂量率的计算可以通过测量吸收剂量与辐射源所放射的能量之间的关系。

通过辐射源释放的能量，通过测量装置（例如电离室）吸收，然后将其与测量时的时间相关联，即可计算出吸收剂量率。

这种测量方式可以应用于各种不同类型的辐射源，包括X射线、伽马射线和中子。

吸收剂量率的标准单位不仅在医学和科学研究领域中使用，也在辐射防护的制定中起到了重要作用。

辐射防护是指通过控制辐射剂量来减少人类和环境受到的辐射损害。

在核能产业、放射诊断和治疗、航空航天、核技术等领域，辐射剂量的监测和控制是至关重要的。

为了实现国际标准单位的一致性，国际组织通过国际单位制（SI）规定了统一的计量单位。

在辐射防护领域，为了保障人类和环境的安全，国际原子能机构（IAEA）等国际组织设立了相应的规范和指导文件，制定了合理的剂量限值和辐射防护标准。

总而言之，吸收剂量率作为衡量辐射对生物影响程度的指标，其国际标准单位为格雷/秒（Gy/s）。

核辐射的计量单位与测量方法

核辐射的计量单位与测量方法核辐射是指放射性物质放出的粒子或电磁波对人体或物体产生的影响。

了解核辐射的计量单位和测量方法对于保护人类健康和环境安全至关重要。

本文将介绍核辐射的计量单位和测量方法，并探讨其在现实生活中的应用。

一、计量单位核辐射的计量单位主要有三个：吸收剂量、剂量当量和活度。

1. 吸收剂量吸收剂量是衡量辐射能量在物质中的吸收程度的物理量。

它的单位是戈瑞（Gray，Gy），1戈瑞等于吸收1焦耳的辐射能量。

吸收剂量的大小取决于辐射的能量和物质的吸收能力。

不同类型的辐射对人体的伤害程度也不同，因此吸收剂量可以帮助我们评估辐射对人体的危害程度。

2. 剂量当量剂量当量是衡量辐射对人体造成的生物效应的物理量。

由于不同类型的辐射对人体的伤害程度不同，所以需要引入一个修正因子，将不同类型的辐射进行比较。

剂量当量的单位是希沃特（Sievert，Sv），1希沃特等于剂量当量1焦耳/千克。

剂量当量可以帮助我们评估辐射对人体的生物效应，从而采取相应的防护措施。

3. 活度活度是衡量放射性物质衰变速率的物理量。

它的单位是贝可勒尔（Becquerel，Bq），1贝可勒尔等于1秒内发生1次衰变。

活度可以帮助我们评估放射性物质的辐射强度，从而采取相应的防护措施。

二、测量方法核辐射的测量方法主要有三种：直接测量法、间接测量法和生物测量法。

1. 直接测量法直接测量法是指通过测量辐射源周围的辐射场强度来确定辐射水平的方法。

常用的直接测量仪器有辐射剂量仪和辐射监测仪。

辐射剂量仪可以测量辐射剂量率，即单位时间内所接收到的辐射剂量。

辐射监测仪可以测量环境中的辐射水平，包括空气中的辐射水平和食品、水等样品中的辐射水平。

2. 间接测量法间接测量法是通过测量放射性物质的衰变产物来确定辐射水平的方法。

常用的间接测量方法有闪烁体探测法和核磁共振法。

闪烁体探测法利用闪烁体对辐射的敏感性来测量辐射水平。

核磁共振法则利用核磁共振现象来测量样品中的放射性物质含量。

辐射剂量单位与剂量计算

ε=RIN-ROUT+∑Q RIN是进入该体积的辐射能；ROUT是从该体积逸出的辐射能,∑Q是在该体积中发生的任何核变化时，所有原子核和基本粒子静止质量能变化的总和。
授与能的单位是J。它是个随机变量，但是它的数学期望值，即平均授与能是非随机变量。
• 吸收剂量
吸收剂量D是单位质量受照物质中所吸收的平均辐射能量。即 D=d /dm
无论是内照射还是外照射，不同型辐射相应的平均品质因数Q可参照下表：
射线种类
Q近似值
能量超过30KeV的光子（X或γ射线）
1
能量超过30KeV的电子
1
氚β射线
2
中子
25
质子和离子
25
α粒子
25
如果器官或组织同时受到几种辐射照射，则可用下式计算
i表示辐射类型。
H=∑DiQi
因为Q无量纲，所以剂量当量与吸收剂量的单位都是J·kg-1。单位的
• 照射量率
照射量率Ẋ是dX除以dt所得的商，即 Ẋ= dX/ dt
式中， dX是时间间隔dt内照射量的增量。
照射量率的单位是C·kg-1·s-1。
• 照射量因子
对于单能X或γ射线，空气中某点的照射量X与同一点处的能量注
量Ψ下述关系
X=Ψ(ｕen/ρ)a·（e/Wa）式中(ｕen/ρ)a空气对给定的单能X或γ射线的质量能量吸收系数，
二比释动能
• 转移能
转移能εtr是不带电粒子在某一体积元内转移给次级带电粒子的初始动能的总和，其中包括在该体积内发生的次级过程所产生的任何带电粒子能量。
转移能εtr单位是J，它同授与能ε一样也是随机量，其数学期望值，即平均转移能是非随机量。
• 比释动能

吸收剂量率的国际单位

吸收剂量率的国际单位
吸收剂量率是用来衡量人体吸收辐射的国际单位。

它是指单位时间内吸收辐射的能量，通常用格雷每秒（Gy/s）或毫西弗每小时（mSv/h）来表示。

吸收剂量率的大小取决于辐射源的强度和距离，以及人体暴露于辐射源的时间。

在日常生活中，我们可能会接触到多种辐射源，如太阳辐射、电视机、手机、微波炉等。

这些辐射源产生的辐射对人体的影响不同，因此吸收剂量率也会有所不同。

例如，太阳辐射的吸收剂量率通常很低，而微波炉的吸收剂量率则相对较高。

在医疗领域中，吸收剂量率也是一个重要的指标。

医生在进行放射性检查或治疗时，需要控制患者的吸收剂量率，以避免对患者造成过多的辐射损伤。

此外，医生和医疗工作者也需要注意自身的辐射暴露情况，以保护自己的健康。

在核能领域中，吸收剂量率更是一个至关重要的指标。

核反应堆事故或核武器爆炸等事件会释放大量的辐射，对人体造成严重的伤害。

因此，对于核能工作者和相关人员来说，控制吸收剂量率是非常重要的。

吸收剂量率是一个用来衡量人体吸收辐射的重要指标。

我们需要了解各种辐射源的吸收剂量率，以保护自己的健康。

在医疗和核能领域中，控制吸收剂量率更是至关重要的。

吸收剂量和比释动能的关系公式

吸收剂量和比释动能的关系公式
吸收剂量和比释动能是辐射防护领域中的两个重要概念。

吸收剂量是指物质吸收辐射能量的量，通常用单位格雷（Gy）表示。

比释动能则是指辐射粒子在物质中失去的能量与其穿过物质的路径长度的比值，通常用单位戈瑞（keV/μm）表示。

吸收剂量和比释动能之间存在着一定的关系，这是因为辐射粒子在物质中的能量损失与物质的密度和原子序数有关。

当物质密度越大、原子序数越大时，辐射粒子与物质相互作用的概率就越大，能量损失就越多，吸收剂量也就越大。

相反，当辐射粒子的比释动能越大时，其在物质中的能量损失就越小，吸收剂量也就越小。

因此，在辐射防护中，我们可以通过调节物质的密度和原子序数，来控制辐射粒子与物质相互作用的概率，从而达到控制吸收剂量的目的。

同时，我们也可以通过选择合适的辐射防护材料，使其具有较高的比释动能，从而减少辐射粒子在物质中的能量损失，降低吸收剂量。

吸收剂量和比释动能是辐射防护领域中不可或缺的两个概念，它们之间的关系也为我们提供了一些控制辐射损伤的方法。

Gy和Sv的概念

Gy和Sv的概念吸收剂量 (Gy)吸收剂量是指单位质量物质接收的电离辐射平均能量。

它是描述电离辐射能量的量。

当电离辐射与物质作用时，其部分或全部能量可沉积于受照介质中。

其单位是拉德(rad),相当于1克物质接受1×10－5焦尔的能量。

目前常用的单位是戈瑞（Gy），它相当于1千克物质接受1焦尔的能量。

1Gy=100rad。

吸收剂量是一个适用于任何类型电离辐射和任何类型受照物质的辐射量。

必须注意的是，在应用此量度时，要指明具体涉及的受照物质，诸如空气、肌肉或者其他特定材料。

吸收剂量（absorbed dose）定义为dε除以dm所得的商，其中dε是致电离辐射给予质量为dm的受照物质的平均能量。

即D＝dε/dm。

吸收剂量的SI单位是焦耳·千克-1（J·kg-1），SI单位专名是戈[瑞]（gray），符号Gy。

暂时与SI并用的专用单位名称是拉德，符号为rad。

1Gy＝1J·kg-1＝100rad，或1rad＝10-2 J·kg-1＝10-2Gy剂量当量 (Sv)环境电离辐射的生物效应不仅与吸收剂量值有关，而且还与辐射的类型、能量和照射条件有密切关系。

换言之，在接受相同吸收剂量的情况下，如果电离辐射的种类、能量或照射条件不同，其所致的生物效应，无论是发生几率还是严重程度，均有所差异。

例如，某一射线在组织内很短路上能产生很多的离子对，那么它对人体组织的损伤就大些。

所以在相同吸收剂量下，快中子、粒子对人体组织的损伤要比、或电子的损伤大好几倍。

为了统一描述各类电离辐射对于生物体的危害程度，在核辐射防护领域中，引进了一种"剂量当量"的概念，它等于吸收剂量和描述不同射线生物效应的系数的乘积，其单位是雷姆（rem），目前采用的单位是希沃特（Sv）。

1Sv=100rem。

当量剂量H的SI单位是焦耳·千克-1（J·kg-1），SI单位专名是希沃特（Sievert）符号为Sv。

吸收剂量

吸收剂量吸收剂量剂量是游离辐射给予某材质的单位质量中测量到的能量。

‧量测吸收剂量的SI单位是格雷(Gy)。

‧1 Gy =kgJ1‧Gy可用于任何种类的辐射。

‧Gy并未描述不同辐射的生物效应。

量定义新单位旧单位曝露每单位空气质量中的电荷1R = 2.58×10-4 C/kg-- 仑琴(R)辐射种类R对组织T 的吸收剂量D T, R 组织T的每单位质量所吸收的辐射R之能量1 rad = 100 ergs/g1 Gy = 1 Joule/kg1 Gy = 100 rads格雷(Gy) 辐射吸收剂量(rad)对组织T的等价剂量H T 不同辐射种类对T的剂量贡献总和，每个乘上辐射加权因子(w R)H T =ΣR w R D T, R西弗(Sv) 仑琴等价人(rem)有效剂量E 对受到曝露的组织与器官的等效剂量总和，每个乘上适当的组织加权因子(w T)E=ΣT w T H T西弗(Sv) rem辐射防护为了处理与管制游离辐射对工作人员与一般公众的伤害之实用目的，使用加权因子(以前称为射质因子Q)。

辐射加权因子是个以相对低-LET辐射为标准用来评估已知辐射的每单位剂量的效能。

加权因子是用来转换物理剂量(Gy)为等价剂量(Sv)的无单位因子，即将不同种类的辐射生物效应放在一般刻度上。

加权因子不是RBE。

加权因子代表实际关联到低水平人类曝露的实验性RBE表面的保守判断。

辐射加权因子辐射种类与能量范围辐射加权因子，W RX与γ射线，所有能量范围 1电子正子与介子，所有能量范围 1中子：< 10 MeV 510 keV至100 keV 10> 100 keV至2 MeV 20> 2 MeV至20 MeV 10> 20 MeV 5质子，(不含反跳质子)且能量> 2 MeV 2-5α粒子、分裂碎片、重核20从上表中列出的辐射种类与能量，可用下列关系来计算加权因子。

影像已移除[图1 in UCRP, 1991]Q = 1.0 L < 10 keV/μmQ = 0.32L–2.2 10 ≤ L ≤ 100 keV/μmQ = 300/(L)1/2L ≥ 100 keV/μmL = 在水中的未限制LET(keV/μm)辐射标准LET值1.2 MeV 60Co加马0.3 keV/μm250 kVp x射线 2 keV/μm10 MeV质子 4.7 keV/μm150 MeV中子0.5 keV/μm14 MeV中子12 keV/μm重带电粒子100-2000 keV/μm2.5 MeV阿伐粒子166 keV/μm2 GeV Fe离子1,000 keV/μm组织加权因子组织组织加权因子，W T性腺0.20红骨髓0.12结肠0.12肺脏0.12胃0.12膀胱0.05乳房0.05肝脏0.05食道0.05甲状腺0.01骨骼表面0.01其余器官0.05[ICRP 60, 1991; NCRP 116, 1993]约定等价剂量：当核种进入人体后，时间与剂量的积分。

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吸收剂量剂量是游离辐射给予某材质的单位质量中测量到的能量。

‧量测吸收剂量的SI单位是格雷(Gy)。

J1‧1 Gy =kg‧Gy可用于任何种类的辐射。

‧Gy并未描述不同辐射的生物效应。

辐射防护为了处理与管制游离辐射对工作人员与一般公众的伤害之实用目的，使用加权因子(以前称为射质因子Q)。

辐射加权因子是个以相对低-LET辐射为标准用来评估已知辐射的每单位剂量的效能。

加权因子是用来转换物理剂量(Gy)为等价剂量(Sv)的无单位因子，即将不同种类的辐射生物效应放在一般刻度上。

加权因子不是RBE。

加权因子代表实际关联到低水平人类曝露的实验性RBE表面的保守判断。

辐射加权因子从上表中列出的辐射种类与能量，可用下列关系来计算加权因子。

职业曝露用50年，一般公众用70年。

约定有效剂量：50年或70年与有效剂量的积分。

曝露之量测：光子电磁辐射在空气中的游离影像已移除Fig 12.1 in Turner J. E. Atoms, Radiation, and Radiation Protection , 2nd ed. New York: Wiley-Interscience, 1995.量测在STP 下空气中因游离所产生的电荷(库仑)。

在空气中的曝露单位是仑琴：1 R = 2.58×10-4 C/kg在空气中的吸收剂量1R = ⎪⎭⎫ ⎝⎛⎪⎪⎭⎫ ⎝⎛⨯-C J kg C 341058.24 = 8.8×10-3kg J 1R =8.8×10-3Gy 在空气中影像已移除Fig. 12.2 in [Turner].反应与能量有关(~ 300 keV - 2 MeV) 在空气中与低-Z 腔壁以康普吞散射为主布拉格-格雷原理目的：测定受辐射曝露的组织中吸收剂量。

布拉格-格雷原理与在空气中剂量转成在材质中剂量有关。

组织剂量：剂量计材质是组织等效(相同元素组成)。

条件‧电子平衡：腔壁厚度> 二次带电粒子的最大射程。

‧腔壁厚度并不足以衰减掉辐射。

‧腔壁与气体有类似的电子散射特性。

吸收剂量的量测：光子组织等效游离腔石墨/二氧化碳碳近似组织等效物影像已移除Fig. 12.4 in [Turner].D w = D g =mW N gD w = 对腔壁的剂量 D g = 对空气的剂量N g = 在空气中游离的数目W = 在空气中产生一离子对所需的能量 m = 空气质量一带电粒子射束的吸收剂量影像已移除Fig. 12.9 in [Turner].⎪⎪⎭⎫⎝⎛-=∆∆-=dx dE x A x dx dE A D ρϕρϕ‧‧‧)/(影像已移除Fig. 3.3 in [Turner].‧D =剂量率‧ϕ =通量率(cm -2 s -1) ρ= 密度A = 面积剂量计算阿伐与低能量贝他射源分布于组织中。

放射核种被摄入或吸入而分布在体内各处称为体内射源。

许多放射核种随着特定的新陈代谢路径，像化学元素一样作用并集中在特定组织中。

例：碘集中在甲状腺镭与锶为趋骨物氚会透过体内水分布在全身铯倾向分布于全身若一个体内沈积的放射核种发射出的粒子射程短，则其能量会被包含它们的组织所吸收。

令：A = 组织内放射核种的活性浓度，Bq/gE = 平均阿伐或贝他粒子能量，每次蜕变的MeV吸收剂量率是：。

.D = A Esg MeV ×1.60×10-13MeV J ×103kg g = 1.60×10-10 A E Gy/s加马射线的点射源•D = ρμen •ψ=ρμπenr CE 24 •D = 剂量率•ψ = 能量通量率(MeV/cm 2 sec)C = 活度(Bq)E = 每次蜕变的能量 (MeV)μen /ρ = 空气的质量能量吸收系数(cm 2/g) (对于在~60 keV 与2 MeV 之间的光子是相同的)光子的射束剂量= 吸收能量/质量剂量 = ()()()()()()x A A x E N en ρρρμ⎪⎪⎭⎫ ⎝⎛ =()()E N en ⎪⎪⎭⎫ ⎝⎛ρμ(μen /ρ) = 质量能量吸收系数(cm 2/g) N = 光子通量(光子/cm 2) E = 每个光子的能量 ρ = 密度 x = 厚度 A = 面积‧弹性碰撞(较高能量) ‧捕获(热中子)热中子 D = ρσEN ΦΦ = 热中子通量(n/cm 2) N = 原子密度(cm -3)σ = 捕获截面(每个元素而言) E = 捕获反应的能量 ρ = 组织密度组织中主要的热中子捕获反应14N(n, p)14C σ = 1.7 barns Q = 0.626 MeV E P = 0.58 MeV ，在水中射程 ~ 8 μm E C = 0.04 MeV 能量为局部沈积的1H(n,γ)2H σ = 0.33 barns 2.22 MeV 加马(μ/ρ) = 0.05 cm 2/g (μen /ρ) = 0.025 cm 2/g剂量的贡献与「靶」的大小有关单位密度软组织中的基本元素元素原子 cm -3 捕获截面，σ H 5.98×1022 0.33 barns O 2.45×1022 0.00019 barns C 9.03×1021 0.0035 barns N1.29×10211.70 barns散射：假设平均能量损失为1/2 E max首次碰撞剂量‧ 转当平均自由路径相较时比靶大则代表吸收剂量。

‧ 以每个个别中子的给予剂量表示 ‧ 单位是每中子/cm 2的剂量(Gy cm 2)D =ρσaveS Q NN = 原子密度(cm -3)σS = 散射作用截面(对每个元素而言) Q ave = 碰撞中平均能量转移(1/2E max ) ρ = 组织密度必须对每个元素计算剂量。

例：计算一个5 MeV 中子与组织氢元素首次碰撞剂量。

5 MeV 中子 σS = 1.61 barns N = 5.98×1022 cm -3每次散射碰撞的平均能量，Q ave = 2.5 MeV D = 3.88×10-11 Gy cm 2中子在软组织中的首次碰撞剂量之结果(表12.6 in [Turner].)中子能量(MeV) 单位通量中子与各种元素的首次碰撞剂量(10-11Gy cm2 )H O C N 总共0.01 0.02 0.03 0.05 0.07 0.10 0.20 0.30 0.500.701.02.03.0 5.0 7.0 10.0 14.0 0.0910.1720.2440.3690.4720.6030.9141.141.471.732.062.783.263.884.224.484.620.0020.0040.0050.0080.0120.0170.0340.0520.1220.0890.3900.1560.2050.2440.4850.5951.100.0010.0010.0020.0030.0040.0060.0120.0160.0230.0290.0360.0470.0450.0790.0940.1570.2590.0000.0010.0010.0010.0010.0020.0030.0030.0040.0050.0070.0120.0180.0240.0320.0480.0770.0940.1780.2520.3810.4890.6280.9631.211.621.852.493.003.534.234.835.286.06资料来源：摘自「中子和中子与γ射线混合场中吸收剂量的测量」，美国标准局第75号手册，华盛顿，哥伦比亚特区。

(1961)。