GJB 1748-93核辐射监测实用辐射量

核辐射监测实用辐射量GJB 1748-93

Operation radiation quantities for

Nuclear Radiation monitoring

1 范围

1.1主题内容

本标准规定了使用核武器条件下，核辐射监测实用辐射量。

1.2适用范围

本标准适用于全军通用和军兵种专用的核辐射监测装备（以下简称监测装备）。核事故使用的场外应急辐射防护仪器亦可参照使用。

2 引用文件

GB4960-85核科学技术术语

GB12162-90用于校准剂量仪和剂量率仪以及确定能量响应的X、γ参考辐射

GJB188.2-88防化术语核监测

EJ193-82辐射防护术语

3 定义

3.1核辐射监测nuclear radiation monitoring

探测核爆早期与剩余核辐射、评估人员体内外辐照剂量、急性辐射危害（见GJB 188.3-88第3.12条）。

3.2早期核辐射initial nuclear radiation

核爆炸最初十几秒内放出的γ辐射和中子（见GJB188.2-88第3.34条）。

3.3剩余核辐射residual nuclear radiation

核爆炸后，经过一段时间（一般取十几秒左右）之后产生的辐射，包括放射性沉降物放出的核辐射和土壤等经中子照射形成的感生放射性物质所放出大的核辐射，主要是β辐射和γ辐射（见GJB188.2第3.35条）。

3.4外照射external exposure

体外辐射源对人体的照射（见GB4960-85第1073条）。

3.5内照射internal exposure

进入体内的放射性核素作为辐射源对人体产生的照射（GB4960-85第0764条）。

3.6吸收剂量D absorbed dose

D=dE/dm

式中：dE是电离辐射授予质量dm的物质的平均能量（见GB4960-85第1095条）。

3.7比释动能K kerma

K=dEtr/dm

式中：dEtr是不带电电离粒子在质量为dm的某一物质内释放出来的全部带电粒子的初始动能的总和（见GB4960-85第0042条）。

3.8实用辐射量operational radiation quantity

用于辐射防护实践以一般的监测仪器可测定的辐射量，它能提供对限值量的适当偏安全估计并不产生过高估计。

3.9体模phantom

在辐射剂量学、辐射监测研究以及放射治疗学中使用的人体或动物体（整个或局部）的模拟物或具有约定几何尺寸的模型。它通常由组织等效材料构成，多用于测量和计算吸收剂量分布，有时用以确定体外探测效率（见GB4960-85第1031条）。

3.10比活度specific activity

单位质量的某种物质的放射性活度（见GB4960-85第0039条）。

3.11放射性浓度radioactive concentration

某种物质单位体积的放射性活度（见GB4960-85第0266条）。

3.12表面活度surface activity

某种物质单位表面积的放射性活度（见EJ183-82第2.28条）。

3.13红骨髓平均吸收剂量Dm mean dose of red bone marrow

人体各部位红骨髓组织按质量加权的吸收剂量。

3.14骨髓（造血）型放射病radiation sickness of red bone marrow

受照射剂量在1Gy以上而造成的人体造血系统的非随机性损伤。

3.15约定真值conventional true value

对给定目的而言，被认为充分接近真值，可以替代真值的量。通常它的数值由次级标准或基准确定，或者由一台按次级标准或基准校准过的参考装备确定。

3.16校准（刻度）calibration

确定测量装置对某些已知辐射量（如空气比释动能，吸收剂量或比活度）的响应，或确定辐射源相对于同类标准源的强度。

3.17ICRU 球ICRU sphere

直径为30cm，密度为1g/cm3组织等效球体，其质量组成为76.2%，10.1%H，11.1%C和2.6%。

3.18扩展辐射场expanded field

假设的辐射场，在所研究的整个体积内，辐射的注量及其角度与能量分布同实际辐射场中参考点的这些量相同。

3.19齐向扩展辐射场aligned and expanded field

假设的均匀单向辐射场，其注量及能量分布同实际辐射场中参考点的这些量相同。

4 一般要求

4.1应针对早期核辐射和剩余辐射规定核辐射监测实用辐射量。

4.2外照射核辐射监测（包括环境监测和个人监测）必须使用本标准的相应实用辐射量。

4.3γ辐射和中子的外照射核辐射监测实用辐射量应能合理地代表（不低估也不高估计）衡量骨髓（造血）型放射病程度的Dm。

4.4放射性沾染核辐射监测（包括对空气、水、食物等放射性沾染监测和放射性表面沾污监测）必须使用本标准规定的相应实用辐射量。

5 详细要求

5.1使用核武器条件下外照射核辐射监测实用辐射量与单位

5.1.1用于环境监测的周围吸收剂量D.（d）

D.（d）是相应的齐向扩展辐射场在ICRU球内，相对于齐向场的半径上深度d处产生的吸收剂量。

5.1.1.1D.（d）适用于γ辐射和中子的环境监测，d的推荐值为10mm，D.（d）写为D.（10）。在使用核武器条件下，环境监测的主要对象是剩余核辐射的γ辐射，此时D.（10）能合理地代表Dm。

对X、γ辐射的监测，本标准中D.（10）与周围剂量当量H.（10）在数值上相等。

5.1.1.2满足各向同性响应要求并校准为D.（10）的外照射监测装备可用于测量D.（10）。

5.1.1.3外照射环境监测装备的校准因子用式（1）确定。

F=D.(10)t

I (1)

式中：F——监测装备的校准因子；

D.（10）t——D.（10）的约定真值，Gy；

I——监测装备的指示值，Gy。

5.1.1.4实际校准时，仍可沿用常规方法，即在参考辐射源造成的自由空气中宽束平行辐射场内，用式（2）确定D.（10）t。

C= D.(10)t

Rt

(2)

式中：C——转换系数：

Rt——能溯源到国家基准的自由空气中辐射场量（如光子的空气比释能量、照射量、中子注量）的约定真值。

对不同能量光子与中子以及参考辐射源的转换系数见表1～表5.当X、γ辐射光子能量在0.02～10MeV之间时，周围吸收剂量与空气比释动能间的转换系数D.（10）/ka也可由式（3）计算。

D.(10) Ka =

x

ax2+bx+c

+d.tan?1(gx) (3)

式中：D.（10）——X、γ辐射周围吸收剂量，Gy；

Ka——X、γ辐射空气比释动能，Gy；

X——ln（E/E0）;

E——光子能量，MeV;

E0——能量常数，0.00987MeV;

a——1.465；

b——4.414；

c——4.789；

d——0.7006；

g——0.6519。

当中子能量在2.5*10-8～20MeV之间时，中子周围吸收剂量与中子注量间的转换系数D.（10）/φn也可用式（4）计算。

lg(D.10

φn

)=

a

1+（b+cx）2

+

d

1+exp (f?gx)

(4)

式中：D.（10）——中子周围吸收剂量，pGy；

Φn——中子注量，cm-2；

X——lg（E）;

E——中子能量，eV；

a——0.488；

b——0.0436；

c——0.291；

d——1.94；

f——7.46；

g——1.37。

5.1.2用于华景监测的定向吸收剂量D’(d，Ω)

辐射场中某点处的定向吸收剂量D’(d，Ω)是相应的扩展辐射场在ICRU球体内，指定方向的

半径上深度d处产生的吸收剂量。在单向辐射场的特殊情况下，Ω可用入射束反方向半径与指定方向半径之间的夹角a表示。当a=0时，D’(d，0)可写作D’(d)，并等于D.(d)。

5.1.2.1D’(d，Ω)适用于β辐射的环境监测，d的推荐值为0.07mm，D’(d，Ω)

写作D’(0.07，Ω)。对剩余核辐射的β辐射，D’(0.07，Ω)能合理代表β外照射皮肤吸收剂量。

5.1.2.2对监测装备的D’(0.07，Ω)的校准可用本标准5.1.1.3及5.1.1.4条所给出的方法，但其中D.(10)t应改为D’(0.07)的约定真值D’(0.07)t,R t应为能溯源到国家基准的自由空气中的β辐射场量（如空气吸收剂量，组织吸收剂量）。

不同能量β辐射的转换系数见表6.

5.1.2.3当监测装备满足表7的角响应要求，并校准为D’(0.07)时，即可用测量D’(0.07，Ω)。

5.1.3用于个人监测的个人吸收剂量Dp(d)

个人吸收剂量Dp(d)是身体上某一指定点下面深度d处的软组织吸收剂量。

5.1.3.1Dp(d)用于γ辐射和中子外照射个人监测时，d的推荐值为10mm，Dp(d)写为Dp(10)。

5.1.3.1.1监测Dp(10)的剂量计的校准可用本标准5.1.1.3和5.1.1.4条所给出的方法，但必须将剂量计置于合适的体模上。此时，D.(10)t应改为Dp(10)的约定真值Dp(10)t。当使用ICRU 球体模时，在平行束照射情况下Dp(10)就转化为D’(10)并在数值上等于D.(10)。于是，同样可使用表1～表5中转换系数。当使用ICRU组织或有机玻璃平板（30cm*30cm*15cm）体模时，则可采用表8～表10中转换系数。

5.1.3.1.2当监测装备满足表11～表14的角响应要求并校准为D’(10)或Dp（10）时，即可用于测量Dp（10）。

5.1.3.1.3对于早期核辐射的γ辐射和中子以及剩余核辐射的γ辐射Dp（10或）D’(10)能合理代表Dm。

5.1.3.2Dp（d）用于β辐射的个人监测时，d的推荐值为0.07mm，Dp（d）写为Dp（0.07）。

5..1.3.2.1Dp（0.07）的剂量计的校准可用本标准5.1.1.3和5.1.1.4条所给出的方法，但必须将剂量计置于合适的体模上。此时D.(10)t应改为Dp(0.07)的约定真值Dp(0.07)t，Rt应为能溯源到国家基准的自由空气中的β辐射场量（如空气吸收剂量、组织吸收剂量）。对佩带在身体上的剂量计，当使用ICRU球体模时，Dp(0.07)就转化为D’（0.07），于是，同样可以使用表6的转换系数。

5.1.3.2.2当监测装备满足表7的角响应要求并校准为D’（0.07），即可用于测量Dp（0.07）。

5.1.3.2.3对剩余核辐射的β辐射，Dp（0.07）能合理地代表β外照射皮肤吸收剂量。

5.1.4实用辐射量单位

本标准提出的四个实用辐射量以及推荐的辐射场量空气比释动能必须使用我国法定计量单位戈瑞（Gy）及其分数单位cGy，mGy，μGy。

5.1.5部队在作训中，可另行统一规定实用辐射量的适当简化名称。

5.2放射性沾染核辐射监测实用辐射量和单位

5.2.1空气、水、食物等放射性沾染监测使用放射性浓度或比活度，必须使用我国法定计量单位组合，如比活度Bq/kg，放射性浓度Bq/l，Bq/m3等。

5.2.2放射性表面沾污监测使用表面活度，其单位必须使用我国法定计量单位组合，如Bq/ m2, Bq/ cm2。

也可用监测β辐射的定向吸收剂量率D’（0.07）或γ辐射的周围吸收剂量率D.(10)的方法确定表面活度是否超过控制值。

表1光子能量为E的周围吸收剂量D.（10）与空气比释动能Ka间的转化系数D.(10)/Ka

注：当E不大于1.5MeV，通常可将原以仑琴为单位的照射量乘以0.876即转换为cGy为单位的空气比释动能。

表2符合GB12162要求的X参考辐射系列的周围吸收剂量D.（10）与空气比释动能Ka间的转换系数D.（10）/Ka

表3γ参考辐射的转换系数D.（10）/Ka

注:1)

147Pm, 204Tl, 90Sr+90Y β标准源的β辐射经源底座包壳等吸收、散射后其剩余最大β能量分别为0.15,0.57,2.0MeV 。

表7 β参考辐射定向吸收剂量D’（0.07，α）的角响应 注：1）以平行束入射的校准方向为0°归1， 2）自由空气中90Sr+90Y β源30cm 处。

表8采用ICRU组织或有机玻璃平板（30cm×30cm×15cm）体模时个人吸收剂量Dp（10）

表9采用ICRU组织或有机玻璃平板（30cm×30cm×15cm）体模时个人吸收剂量Dp（10）与空气比释动能Ka间的转换系数Dp（10）/Ka

表10采用ICRU组织或有机玻璃平板（30cm×30cm×15cm）体模时个人吸收剂量Dp（10）与中子注量φn间的转换系数Dp（10）/φn

表11γ（X）参考辐射定向吸收剂量D’（10，α）的角响应

注1）以平行束入射的校准方向为0°归1。

表12中子参考辐射定向吸收剂量D’（10，α）的角响应

表13采用ICRU组织或有机玻璃平板（30cm×30cm×15cm）体模时γ（X）参考辐射的个人吸收剂量Dp（10）的角响应

注1）以平行束入射的校正方向为0°归1。

表14采用ICRU组织或有机玻璃平板（30cm×30cm×15cm）体模时中子参考辐射个人