04外照射剂量的计算
GBZ 128-2002 职业性外照射个人监测规范

职业性外照射个人监测规范国家标准转贴自:国家标准点击数:587文章录入:xiaoyu前言本标准第4.1条、第4.2条和第9章为强制性的,其余为推荐性的。
根据《中华人民共和国职业病防治法》制定本标准,原标准GB5294-2001与本标准不一致的,以本标准为准。
本标准起草时主要依据卫生部令第52号《放射工作人员健康管理规定》,并参考ICRP第60号出版物《国际放射防护委员会1990年建议书》、ICRP第75号出版物《工作人员放射防护的一般原则》和IAEA安全丛书115号《国际电离辐射防护和辐射源安全的基本安全标准》等资料约有关内容。
本标准的附录A是规范性附录。
本标准由中华人民共和国卫生部提出并归口。
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:xx、xx。
本标准由xx卫生部负责解释。
职业性外照射个人监测规范Specifications of individual monitoring for occupational external exposureGBZ128-20021范围本标准规定了职业照射中外照射(以下简称"职业外照射")个人监测的原则、方法、剂量评价以及质量保证等方面的基本要求。
本标准适用于放射工作人员职业外照射个人监测。
2规范性引用文件下列文件中的条款通过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。
GBZ/T151放射事故个人外照射剂量估算原则3术语和定义下列术语和定义适用于本标准。
3.1职业照射occupational exposure除了国家法规、标准所排除的照射和已规定予以豁免的实践或源产生的照射以外,工作人员在工作过程中所受的所有照射。
3.2个人监测individual monitoring利用工作人员佩带剂量计进行的测量,或对其体内或排泄物中放射性核素的种类和活度进行的测量,以及对测量结果的解释。
应用Geant4计算光子外照射对人体产生的有效剂量

应用Geant4计算光子外照射对人体产生的有效剂量李明生;欧向明;牛昊巍;程金生【摘要】在Geant4中构建ORNL程式化混合模体,应用此模体计算不同能量下平行光子入射的人体有效剂量.计算结果以吸收剂量与空气比释动能比值的形式呈现.计算结果与ICRP74值进行了对比验证.【期刊名称】《中国医学装备》【年(卷),期】2010(007)007【总页数】4页(P14-17)【关键词】ORNL模体;有效剂量;蒙特卡洛方法;光子【作者】李明生;欧向明;牛昊巍;程金生【作者单位】中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所,北京,100088;中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所,北京,100088;中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所,北京,100088;中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所,北京,100088【正文语种】中文【中图分类】R1441 引言有效剂量是辐射防护中的一个重要的危险评估量,有效剂量作为防护量,无法直接测量。
一种方法是应用蒙卡程序模拟出重要辐射敏感器官的当量剂量,根据ICRP60报告[1]中的辐射敏感器官组织权重因子得到有效剂量;另外一种是通过已经算好的器官剂量转化系数得到人体有效剂量,例如ICRP74报告[2]中的器官剂量转化系数。
在蒙卡软件Geant4中构建一个ORNL[3]混合模体,应用此模体计算人体侧面照射时的有效剂量。
混合模体是指把男性与女性的一些性器官组合到一起形成的模体,应用此模体可以直接计算各种几何条件下人体器官的当量剂量值和人体有效剂量。
模体主要器官体积与参考体积进行了对比,有效剂量值与ICRP74报告中的系数值进行了对比验证。
2 材料和方法2.1 Geant4中构建模体方法Geant是英文“几何与追踪”(Geometry And Tracking)的缩写,是一种利用蒙特卡洛模拟粒子通过物质整个物理过程的软件平台。
这个软件适用于几乎所有已知的物理粒子,并且可以覆盖绝大多数的粒子反映过程。
GBZ106-2020职业性放射性皮肤疾病诊断标准

ICS13.100C 60GBZ中华人民共和国国家职业卫生标准GBZ 106—2020职业性放射性皮肤疾病诊断Diagnosis for occupational radiation dieases of skin2020-04-03发布2020-10-01实施中华人民共和国国家卫生健康委员会发布目次前言 (II)1 范围 (1)2 规范性引用文件 (1)3 术语和定义 (1)4 诊断原则 (2)5 急性放射性皮肤损伤的诊断与处理 (2)6 慢性放射性皮肤损伤的诊断与处理 (3)7 放射性皮肤癌的诊断与处理 (4)附录A(资料性附录)正确使用本标准的说明 (5)附录B(资料性附录)红外线热成像技术 (6)附录C(资料性附录)急性放射性皮肤损伤的治疗 (7)附录D(资料性附录)放射性皮肤损伤的护理 (8)附录E(资料性附录)慢性放射性皮肤损伤的治疗 (10)附录F(资料性附录)皮肤癌的TNM分期和临床分期(美国癌症联合委员会(AJCC)第八版). 11附录G(资料性附录)放射性皮肤癌的治疗 (12)前言本标准5.1、6.1、7.1为强制性的,其余为推荐性的。
根据《中华人民共和国职业病防治法》制定本标准。
本标准按照GB/T 1.1—2009给出的规则起草。
本标准代替了GBZ 106—2016《职业性放射性皮肤损伤诊断》、GBZ 219—2009《放射性皮肤癌诊断标准》和WS/T 475—2015《放射性皮肤疾病护理规范》。
与上述标准相比,除编辑性修改外主要技术变化如下:——增加了GBZ/T 244一项规范性引用文件,修改GBZ 104名称(见第2章,GBZ 106—2016的第2章)。
——增加“体表放射性核素沾染”定义,修改了2个定义,删除“远期效应”定义(见第3章,GBZ 106—2016的3.1、3.2,WS/T 475—2015的3.6)。
——诊断原则中“受照剂量”修改为“吸收剂量”,“病理学检查”修改为“组织病理学”(见第4章,GBZ 106—2016、GBZ 219—2009的第4章)。
04外照射剂量的计算

1
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 减少受照时间 距离:远距操作 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
/
c)
⎤ ⎥⎦
+
νre1−νr
式中:
当 νr ≥ 1时 c
⎢⎣⎡1 −
νr c
e1−(νr
/
c)
⎥⎦⎤=0
D& -在吸收介质中距离点源r(克/厘米2)处的β剂量率(毫戈/小时)
A - β点源的放射性活度(贝克)
c - 与β最大能量有关的参数
ν- β射线的吸收系数
K - 归一化系数
21
第三节 带电粒子的剂量计算
X&
=
2πSvΓ µs
[1 −
cos ϕ0
−
E2 (µsl)
+
cos ϕ0E2 (µsl sec ϕ0 )]
14
7
第一节 γ射线剂量的计算
二.非点源照射率计算
3.体源
(2).半无限大体源
当
ϕ0
=
π 2
,
l = ∞,便是半无限大体源: (若仅考虑自吸收)
X& = 2πSvΓ c / kg ⋅ s
(3).无限大体源
一.X射线的产生
产生X射线的机理有两种,一种是轫致辐射;一种是特征X辐射。在此两 种发射的X射线中以轫致辐射为主,因此X射线是连续谱。实际中我们利 用X射线机产生的X射线应用于医疗、工业、农业及科学研究方面。 16
辐射外照射剂量的计算

二、重带电粒子剂量的计算 两种方法 ①质量阻止本领法 ②剂量换算因子法
0.00956
1.0
0.00965
0.00922
0.00956
1.5
0.00964
0.00920
0.00958
2.0
0.00966
0.00921
0.00954
3.0
0.00962
0.00928
0.00954
4.0
0.00958
0.00930
0.00948
5.0
0.00954
0.00934
0.00944
E
碳
(兆电子伏)
铝
铅
空气*
水
肌肉* 骨胳*
聚苯 乙烯
硅
氟化锂 软片*
(LiF) 乳胶
0.010 0.015 0.020 0.030
0.04 0.05 0.06 0.08 0.10 0.15 0.20 0.30 0.4 0.5 0.6 0.8 1.0 1.5 2.0 3.0
4 5 6 8 10 15 20 30 40 50 60 80 100
小结: X射线 韧致辐射X射线(连续谱)——管电压
特征X射线 (分立谱) ——靶材料、能级
二、X射线剂量的计算
D fX 0It(R0 R)2 (Gy)
f ——换算系数 (Gy/R) ; X 0 ——离靶为 R0 处的 X 射线输出额 (R/mA min) ,可从专用图上查出; I ——管电流 (mA) ; t ——受照时间( min :分); R0 ——在图上查出 X 射线输出额为 X 0 时离靶的距离 (cm)
270.720 200.480 161.760 119.856 97.232 82.960 73.088 60.304 52.368 41.472 35.936 30.464 27.824 26.416 25.568 24.704 24.352 24.224 24.448 24.992 25.488 25.888 26.224 26.768 27.168 27.888 28.368 28.992 29.424 29.744 30.000 30.384 30.672
剂量率和距离公式

剂量率和距离公式典型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。
关键词: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,三种效应均随屏蔽材料原子序数的增加而不同程度的增加。
外照射剂量计算算法
12.7 外照射剂量计算算法12.7.1剂量计算算法的临床实现进程总的来说,剂量计算算法在被应用到临床之前要经历一系列变革步骤。
了解这个用户看不见的变革步骤以及这个步骤的组成项目是很有教育意义的。
对用户来说,了解了这一点能帮助建立治疗计划的QA项目。
12.7.1.1剂量计算算法的发展剂量计算算法就是尽可能精确的预测剂量在病人体内任意一点的分布。
因为射线与人体组织辐射反应的相当复杂,并且实际应用时为了增加计算速度,剂量计算算法必须取物理模型的近似值。
这是剂量计算算法的内在限制。
结果这些剂算法的应用在某些条件下是计算精度很高,但在其他另一些复杂条件下是精度不够。
通常来说,更长运算时间的复杂剂量计算算法的不确定度要小于简单的剂量计算算法。
常用的剂量计算算法会在下一节细节做详细的讨论。
剂量算法的优化是一个治疗计划系统中很重要的因素。
一些系统制造商在治疗计划系统中提供了不止一个的剂量算法。
12.7.1.2剂量计算算法软件的开发一旦剂量计算的数学公式被发现,算法就可以被转化成计算机代码。
这些编码过程需要软件的如下支持:(1)接受与病人影像资料或者轮廓数据;(2)允许描画靶体积和正常组织;(3)确定射线几何参数和射野形状;(4)允许对辅助设备的附加支持,例如楔形板,挡铅和多叶准直器(MLC)等;(5)可以为相关的机器和与病人有关的参数进行精确的剂量计算;(6)可以提供简易的治疗计划评估和优化;(7)可以在显示器上提供计划设计的结果;(8)可以通过网络或打印机对计划进行输出。
事实上,软件中大部分代码用来信息管理,只有相当少的代码被用来剂量计算。
尽管购买者可以通过选择不同的软件来选择想要的剂量算法,但是购买者并不能精确的知道算法如何被写成代码。
考虑到计算速度的需要,软件的有时候会简化原原来的数学公式,这样计算结果就会产生一定的误差。
12.7.1.3 剂量计算算法所需数据的输入所有算法都需要输入某些形式的治疗数据。
辐射应急情况下外照射途径所致剂量快速计算软件设计
向皮肤沉积实验数据以及在事故后果中的个人习惯的预测。因此,皮肤的B剂量率,用放射性核素
在皮肤或衣服上的平均表面沉积密度来计算,通常可以给出比较准确的估算。皮肤的当量剂量(B)
可由公式(5)得到。
皿=∑己.。·呱,,·瓯·Te
(5)
式中,凰为皮肤的当量剂量。mSv:e,为放射性核素i在皮肤或衣服上的平均表面沉积密度,Bq/cm2;
件。该软件包括点源、皮肤剂量和空气中Y外照射剂量3个单元模块组成,其中点源模块又包括4 个子模块,软件设计流程图如图2所示。本软件设计集成了近200种放射性核素约5 000个参数。 软件启动后,提供不同模块选择界面,利用界面上command控件实现模块功能选择。为了便于不同 模块间的相互切换,软件还设计了“返回”col珊aand控件以实现此功能。软件除了已集成的参数外 还需要用户输入相关可直接测量参数如时间、剂量率、距离等和间接可测量数据如放射性核素的活 度浓度等。每个模块功能不同需要的参数也不同,在每个模块界面上都有相应提示,若输入参数有 误,软件能够自动识别并给出相关错误提示。用户输入的参数输入到模块界面的text控件中。软件 集成的参数选择由模块界面上list控件提供给用户来完成,该1ist控件显示的内容为放射性核素 名称,每个核素在软件中都对应一个或多个参数,用户一旦选定核素后,软件自动在后台把核素对 应参数选上。
空气中放射性核素的平均浓度, kBq/m 3; CF9
E14)。
。为放射性核素i的剂量转换因子(取自文献”1表.i
2 4剂量估算软件
2.4.1软件设计依据 本软件是一套剂量估算程序,其计算公式与计算模式如上面所述均采自文献伽中。
2.4.2软件设计 考虑到计算软件应用的兼容性、实用性及运行的可靠性,采用Visum Basic 6.0编写该应用软
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相同的这个几率叫做衰变常数,λ。
假定在to时刻有N个放射性原子,到时刻则有个放射性原子核发生衰变,则:公式(1)就是放射性衰变的基本方程。
是衰变率,通常称为放射性活度(后面再述)。
辐射受照人员的外照射剂量估算
第二阶段(事故后7~71h)
剂量工作的目的是复核初步剂量报告,做出必要 的修正,再评价事故受照人员的剂量估算和大致的剂 量分布,为最终剂量报告做好准备。
• 对第一阶段所收集的资料进行分析复查。 • 若有中子照射,继续收集并测量有关样品,初步估
算中子剂量,有条件时做全身测量。 • 进行事故后剂量测量。
• 根据事故剂量预估和现场监测,确定可能发生急性 损伤病人区域,对他们进行剂量估计与医学检查。
• 涉及的场区公众,对他们个人剂量进行粗略估算。 • 专科医院收治的病人,查明每个人的内、外受照剂
量,并给出最终剂量报告。
剂量估算的一般程序
大型核辐射事故
事故后的剂量工作 • 继续做好环境辐射监测。 • 收集可供事故后剂量测量的物品。 • 为事故场区内、外放射性污染和处理提供剂量数
目的意义
物理剂量估算是外照射辐射损伤诊断的主要方法之一。 早期、快速、合理地提供受照病人详细的剂量分布、器官剂 量、全身剂量等剂量学参数。
放射事故多为非均匀照射。 • 人体特定的几何构型 • 空间辐射场的变化 • 受照时人体取向不同 • 人体器官(或组织)的元素组成和密度不同。
剂量估算的基本原则
• 即时发现即刻处理和报告 • 寻找客观判据 • 在辐射防护剂量范围内,应不出现低
估和过大的高估 • 有临床意义的剂量,应尽可能准确、
可靠
剂量估算的一般程序
一般核辐射事故
第一阶段(事故后0~6h) 剂量工作的目的是给出事故受照人员的初步剂量估
算,为下阶段工作直至最终剂量报告累积原始资料。 • 收回事故受照人员和在场者全部个人剂量计并测量 • 检查并登记事故现场及附近周围的所有固定式的监
测仪表和记录剂量仪表的数据。
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第三节 带电粒子的剂量计算
二.计算β射线剂量的经验公式
点源的剂量计算
} D&
=
KA (νr)2
⎩⎨⎧c ⎢⎣⎡1 −
νr c
e1−(νr
/
c)
⎤ ⎥⎦
+
νre1−νr
式中:
当 νr ≥ 1时 c
⎢⎣⎡1 −
νr c
e1−(νr
/
c)
⎥⎦⎤=0
D& -在吸收介质中距离点源r(克/厘米2)处的β剂量率(毫戈/小时)
A - β点源的放射性活度(贝克)
c - 与β最大能量有关的参数
ν- β射线的吸收系数
K - 归一化系数
21
第三节 带电粒子的剂量计算
二.计算β射线剂量的经验公式
点源的剂量计算
K - 归一化系数 K = 4.59×10−5ρ2ν3 Eβα 毫戈 / 小时⋅贝克 = 4.59×10−5ρ2ν3 Eβ 3c2 − e(c2 −1)
ρ-吸收介质的密度 e -自然对数的底 α - 等于1/[3c2-e(c2-1)]
22
11
第三节 带电粒子的剂量计算
二.计算β射线剂量的经验公式
点源的剂量计算
参数c和ν按下列公式计算:
当介质是空气时:
c = 3.11e−0.55Emax
ν
=
(E β max
16.0 − 0.036)1.40
[2
−
Eβ
*
Eβ
]
⎧2 当吸收介质为软组织时: c = ⎪⎨1.5
⎪⎩1
0.17 < Eβmax < 0.5MeV 0.5 < Eβmax < 1.5MeV 1.5 ≤ Eβmax < 3.0MeV
ν
=
(E β max
18.6 − 0.036)1.37
[2
−
Eβ
*
Eβ
]
23
第三节 带电粒子的剂量计算
二.计算β射线剂量的经验公式
点源的剂量计算
式中:
Eβmax - β射线的最大能量(MeV)
Eβ - β射线的平均能量(MeV)
*
Eβ
- 理论计算的β谱平均能量(MeV)
24
12
第三节 带电粒子的剂量计算
三.辐射平衡
辐射平衡常在气候学中提到,这里指:在放射性物质均匀分布的体积V 中,假定物质组成及密度均匀,在V内围绕P点取一小体积元dV;在小体 积dV内产生的辐射,因射出该体积造成的能量损失,等于周围发射的辐 射进入此小体积的能量补偿时,就说P点存在着辐射平衡
达到辐射平衡的条件是dV的边界到V的边界距离等于或大于辐射的最大射程 对于α或β射线,当dV的边界到V的边界的距离d≥Rmax时,P点容易达到辐射 平衡;对于γ射线,由于它在物质中的减弱服从指数规律,实际上没有射程 的概念,一般情况下也不存在辐射平衡条件。
在辐射平衡条件下,单位质量的物质所吸收辐射的能量,等于单位体积内 由辐射所发出的能量,利用这一结论可计算物质中某点的吸收剂量 25
第三节 带电粒子的剂量计算
四.重带电粒子剂量的计算
重带电粒子的剂量,常用质量阻止本领计算
1. 质量阻止本领的计算
等效质子能量法是根据具有相同速度的两种带电粒子在同一物质中的阻 止本领之比,等于他们所带电荷平方之比的原理提出的
Sion
= ⎜⎛ − ⎝
dE ⎟⎞ dx ⎠ion
=
4πz 2e 4 m0v2
NB
26
13
第三节 带电粒子的剂量计算
四.重带电粒子剂量的计算
重带电粒子的剂量,常用质量阻止本领计算
1. 质量阻止本领的计算
现用Mp和M1分别表示质子和入射重带电粒子的质量,用E和v分别表示入 射重带电粒子的能量和速度,把速度等于v时的质子能量,称为等效质
子能量,用ε表示,
ε
=
(
Mpc2 M1c2
)E
=
Mp M1
E
Mp/M1-质子质量与入射重带电粒子质量之比
E -入射重带电粒子
27
第三节 带电粒子的剂量计算
四.重带电粒子剂量的计算
1. 质量阻止本领的计算
可从辐射防护手册中查到质子在不同材料中的质量阻止本领,由表中可
查出相应能量为ε时,在所求物质中的阻止本领值(S/ρ)ε,入射重带 电粒子在所求物质重的质量阻止本领为:
S ρ
=
(z zp
)2 (s
/
ρ)ε
=
z2 (s
/
ρ)ε
z -重带电粒子电荷数 zp -质子电荷数 zp=1
28
14
第三节 带电粒子的剂量计算
四.重带电粒子剂量的计算
2. 剂量计算
重带电粒子在物质中的能量损失与电子相同,主要时通过电离、激发。
因此可用电子剂量计算公式来计算剂量当量率:
H& = 3.6×106 Qϕ(S) 毫西弗/ 小时 ρ
ϕ - 重带电粒子的注量率(1/m2·s) S ρ - 能量为E的重带电粒子在物质中的阻止本领(J·m2/kg) Q - 品质因数(其值可查)
在进行外照射计算时,应考虑粒子的种类和能量
29
第三节 带电粒子的剂量计算
四.重带电粒子剂量的计算
3. 剂量换算因子法计算剂量
为了防护计算上的方便,通过实验或理论计算,求出相当于每小时
1×10-2毫雷姆所需粒子注量率φ0,或者求出每单位注量率对剂量的贡 献d,我们把φ0或d称为剂量换算因子。
φ0与粒子注量率φ及当量率的关系如下:
H& = ϕ0 ×10−2 mSv / h ϕ
ϕ - 重带电粒子的注量率(粒子/米2·秒 )
ϕ0
-
剂量换算因子【(
粒子/米2·秒
)/(毫雷姆/小时)】 30
15
小结
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第四节 中子剂量的计算
中子是一种间接致电离粒子,快中子通过与人体组织中的氢、碳、氮、氧 等原子核的弹性和非弹性碰撞,不断把能量传递给组织而被慢化,当中子
慢化到热能范围时,通过1H(n, γ)D 和 14 N(n, p)14 C反应被吸收
在确定中子的吸收剂量时,必须计算在快中子慢化的过程和热中子核俘
获过程中,由组织吸收的总能量。
在计算中子剂量时,必须知道中子注量、能谱、组织成分的百分比及各
种反应截面。
在人体组织中,计算的情况复杂(有文献中的数据可
查),此外有两种比较简便的方法:
一种是中子谱已知的情况,采用计算比释动能的方法,把计算得到的比
释动能作为吸收剂量的近似值;另一种是剂量换算因子法。
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第四节 中子剂量的计算
一.用比释动能计算
对于具有谱分布的中子源,其比释动能为:
∫ K = dΦ(E) (µtr )EdE
dE ρ
积分号内的函数,表示中子能量在E到E+dE之间的比释动能,在带电粒子 平衡条件下,它等于吸收剂量,此函数再乘以该能量的有效品质因数 Q, 便得到相应的中子剂量当量值,因此,上式变为:
∫ H = dΦ(E) (µtr )EQdE
dE ρ
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第四节 中子剂量的计算
二.用剂量换算因子计算
各种常用同位素中子源和单能中子的剂量换算因子dH可从手册中查到,若 知道某一源或确定能量的中子注量率φ,并查出相应的剂量换算因子,按
下式可计算出中子的剂量当量率:
H& = ϕdH
Sv / s
例题:求中子发射率为2.5×106中子/秒的钋-铍源0.3米处的剂量当量率? (已知钋-铍中子源的dH=35.5×10-15西弗/(中子/米2))
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