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电离辐射与安全防护概述PPT


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电离辐射防护与安全概述
肖德涛 辐射防护和环境保护工学博士 南华大学教授、博士生导师
TEL:0734-8282552,13307478601 E-mail:13307478601@189.cn

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目的 对辐射防护与安全基础知识有一个 概念性的了解

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内容
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前言 原子核与放射性 电离辐射的生物效应 常用辐射量 辐射防护的基本原则 辐射防护的一般方法 辐射监测的一般方法 辐射安全管理(辐射监管)概述

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第一节

前言与绪论

1. 辐射防护的含义 2. 辐射防护简史 3. 辐射防护的基本任务和目的 4. 辐射防护的主要内容

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1.辐射防护的含义
(1)什么是辐射?
从某种物质中发射出来的波或粒子。 (热辐射、核辐射等)

(2)辐射的分类
非电离辐射:能量小于10eV,如紫外线、 可见光、红外线和射频辐射 电离辐射: 能量大于10eV,如X射线、 γ射线、中子、α射线、 β射线等

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(3)什么是电离辐射?

电离:从一个原子、分子从其束缚状态释 放一个或多个电子的过程。 电离辐射: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

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(4)常见的电离辐射
辐射 α β
组成 2 protons + 2 neutrons electron neutron proton High Energy Electromagnetic Photons Same as Gamma-Rays 质量 Relatively Heavy
Relatively Light

电荷 Double Positive Single Negative non positive non

速度
Slow

< 3 x 108 m/s various various 3 x 108 m/s

n
P γ X

Middle weight Middle weight non

non

non

3 x 108 m/s

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放射性衰变基本规律
? 原子核是一个量子体系,核衰变是一个量子跃迁过 程。 ? 对一个特定的放射性核素,其衰变的精确时间是无 法预测的; ? 但对足够多的放射性核素的集合,其衰变规律是确 定的,并服从量子力学的统计规律。

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(5)为什么对辐射(电离辐射)要进行防护?
电 离 、 激 发 损 伤 、 修 复

辐射

原子、分子

组织、器官

确定性效应 机体损伤 随机性效应

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“事实上,在人类身体里就可以找到天然放射性核 素。我们的身体平均每分钟要经历几十万次的核 衰变。”
诺贝尔奖获得者—西博格 《人与原子》

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2. 辐射防护简史
v1895, 伦琴( Roentgen )发现 X 射线

伦琴Nobel Prize in 1901 世界上第一张X射线照片

研究生暑期学校讲座 v1896, 贝克勒尔(Becquerel)发现 铀(Uranium) 发现了天然放射性
Nobel Prize in 1903

v1898, 居里夫妇发现钋( Polonium)和镭( Radium) 同位素的工业应用
Nobel Prize in 1903 and 1911

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v1898, 卢瑟福(Rutherford) 发现了α、β粒子。
法国化学家维拉尔发现 γ 射线

v1932, 查德威克(Chadwick) 发现中子。

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(1)早期辐射损伤认识时期(又称职业性辐射 损伤时期)
时间:发现X射线(1895年)~1930年代 特点:对辐射可能造成的损伤认识不足 损伤对象: 1)X射线球的制造者和应用X射线的技术人员; 2)从事放射性物质研究的科学家; 3)铀矿工人及用含镭夜光涂料的操作女工。

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损伤特点: 1)外照射引起的急性体表损伤; 2)氡及其子体内照射引起的肺癌; 3)镭内照射引起的骨肿瘤。 典型事例: 1)X射线被发现一个月,X射线的制造者 Grubbe的手发生了“特异性皮炎”; 2)1896年,Edison和助手Morton自身试验, 眼部受照数小时后,眼痛,结膜炎;

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典型事例: 3)1896年,Danil报告了X射线可导致秃头; 4)1901年,Becquerel和Curie分别讲述了自己的经历; 5)1911年,54名医学放射性工作者死于恶性疾病; 1922年,约100名医学放射性工作者死于恶性疾病; 6)1875~1917年,Schneegerg矿死亡的622名工人 中有322人死于癌症,其中肺癌占87%; 1921~1926年, Schneegerg矿死亡的工人中 死于肺癌的占50%; 7)1925年,Martland报告在美国从事用镭发光材料 描绘表盘的女工遭受了严重的内照射,发现50例 镭致骨肉瘤。

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(2)中期辐射损伤认识时期 (又称放射线诊断、治疗损伤时期)
时间:1930~1960年代 特点: 医 学 界 把 辐射 看 作 是 时 髦 的 诊断 和 治疗 手 段 , 却缺乏 对 辐射 远 期 效应的 认识, 病 人 由于接 受 高累积剂 量 而诱 发 过多 的 白血病 、 骨肿瘤 、 肝 癌等恶性肿瘤。。

研究生暑期学校讲座 损伤对象: 接受超剂量辐射照射的病人,较突出的例子有: 1) 1935—1954年,在英国应用X射线局部照射治疗 强直性脊椎炎的病人; 2) 1944—1951年,在德国应用镭—224注射治疗强 直性脊椎炎,关节炎及结 核病的病人; 3) 1928—1954年,在一些国家中应用钍造影剂进行 x射线造影的病人。

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(3) 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)
时间:1960年代~现在 特点: 早期 的 职 业性 急 性辐射损伤 , 除 事 故 外, 巳极 为罕见了。 中期所见到的高发生率的恶性肿瘤, 得 以避免 。 除 事 故 外, 只 能 用 大群 体的 或 高 人 年 的 流行病 学 的 调 查 方 法, 才 能 发现辐射损伤 或危 害的增加 。

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重点调查对象包括: 1)职业性受照射群体的流行病学调查; 2)放射事故受害者调查; 3)出生前受X射线诊断照射的群体流行病学 调查; 4)高辐射本底地区居住者的流行病学调查; 5)原子弹、氢弹、切尔诺贝利事故受害者跟踪调查。

研究生暑期学校讲座 调查结论: 迄今为止的流行病学的调查资料证明: ? ? ? ? 在低剂量下,唯一潜在的辐射危害是致癌。非特 异性寿命缩短末见发生。遗传危害也未见增加。 低于职业性剂量限值的辐射水平的长期慢性照射, 是否会增加恶性肿瘤尚不明确。 出生前诊断性X射线的照射量,是否能增加出生 后的小儿癌症的发病率,尚有争议。 高本底地区居民流行病学的调查,均末证实遗传 危害的增加或恶性肿瘤较对照群体有过多的发生。

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3.辐射防护的基本任务和目的
基本任务: (1)允许可能产生辐射的实践 (2)保护人员、后代、环境 目的: (1)防止有害的确定性效应; (2)限制随机性效应的发生率,合理尽 可能低。

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4.辐射防护的主要内容
研究防止辐射对人体危害的综合性学科。
?辐射剂量学 ?辐射防护标准 ?辐射防护技术 ?辐射防护评价 ?辐射防护最优化 ?辐射安全管理

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? ICRP(Publication)International Commission on Radiological Protection 国际放射防护委员会 ? ICRU(Report) International Commission on Radiation Units and Measurements 国际辐射单位与测 量委员会 ? UNSCEAR United Nations Scientific committee on the Effects of Atomic Radiation 联合国原子辐射效应科学委 员会 ? IAEA(Safety Series) International Atomic Energy Agency 国际原子能机构 ? ISO International Standardization Organization 国际标 准化组织

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? ? ? ?

NCRP(Report)(Handbook) National Council on Radiation Protection and Measurements 辐射防护 与测量国家委员会(美) BEIR committee on the Biological Effects of Ionizing Radiations 电离辐射生物效应委员会(美) ANSI American National Standard Institute 美国国家 标准 NRPB National Radiological Protection Board 国家放 射防护委员会(英)

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ICRP 的组成
主 委 员 会 , 一 般 由 13 个 成 员 组 成 , 现 任 主 席 : Holm(瑞典辐射防护所所长) 第一分委员会: 辐射效应 第二分委员会: 辐射照射剂量 第三分委员会: 医学中的防护 第四分委员会: 委员会建议的应用 第五分委员会: 环境保护 我国参加人员: 潘自强(主委员会 ) 周平坤(第一分委员会) 马吉增(第二分委员会) 岳保荣(第三分委员会) 刘华 刘森林(第四分委员会)

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第二节 一:现代原子结构
核与电子处于不同的能 量状态(能级结构) 电磁力 将原子 核与电子结合 核力 将核中 质子与中子结合 核力 〉〉电磁力 核力是短程力

原子核与放射性
原子半径:10-10m 原子核半径:10-14m 原子核 中子
+ ++

质子 电子 (电子云)

研究生暑期学校讲座 核素及符号表示
核素 :具有确定质子数和中子数的原子核的一种统称
核 素 质子数 中子数 质量数 符 号 2 6 6 6 2 6 7 8 4 12 13 14
4He 12C 13C 14C

氦-4 碳-12 碳-13 碳-14

同位素:质子数相同而中子数不同的核素
名称 同位素 同量素 质子数 相同 不同 中子数 不同 相同 不同 质量数 不同 不同 相同 举例
1H 2H 3H 2H 3H 3He 3He

同中子素 不同

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二:原子核衰变及衰变规律---放射性
原子核衰变:原于核由于自发地放出某种粒子而转变为新 核的变化过程。 放射性:原子核自发地发射各种射线或粒子的现象。 放射性核素 :能自发地发射各种射线或粒子的核素。

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放射性衰变及衰变规律 基本衰变——α衰变
+ +

从母核中射出 的4He原子核
+

放射性母核 !! +
+ + + + +

238U→4He

+ 234Th

α粒子得到大部分衰变能

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基本衰变——β衰变
发生原因:母核中子或质子过多
+ + + + + + + + +

反中微子

+ 质子转变成中子,并且 带走一个单位的正电荷 中子转变成质子,并且 带走一个单位的负电荷


中微子
三种子体分享裂变能——因此电子具有连续能量

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电子俘获

质子变成中子

X射线

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电子俘获——7Be→ 7Li

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基本衰变——γ衰变
+ + + + + + + + +

γ光子



中微子

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基本衰变——γ衰变
γ衰变特点: 1、从原子核中发射出光子 2、常常在 α 或 β 衰变后核子从激发态退 激时发生 3、产生的射线能量不连续 4、可以通过测量光子能量来鉴定核素种类 类别

研究生暑期学校讲座 α 衰变 β- 衰变

β+ 衰变

γ 衰变

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放射性衰变规律
半衰期 (T1/2) 定义:一定量的某种放射性原子核衰变至原来 的一半所需要的时间。 时间 t (T1/2 ) 放射性原 子核数目 0 N0 1 2 3 N0 /16 4 N0 /32 5 N0 /64 n N0 /2n

N0 /2 N0 /4

经过n个半衰期后,未发生衰变的放射性原子核数目是原有的1/2n

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放射性衰变基本规律
1. 指数衰减规律 N = N0e-λt N0:(t = 0)时放射性原子 核的数目 N: 经过t时间后未发生衰变 的放射性原子核数目 λ: 放射性原子核衰变常数 大小只与原子核本身性质 有关,与外界条件无关; 数值越大衰变越快

N = N 0 e - λt

研究生暑期学校讲座 核辐射的基本性质
种类 α β γ 质 子 中 子 符号 电荷 质 量 (e) ( u ) 4He +2 4.00279 e± ±1 γ p n 0 0 +1 5.486×10-4 0 1.007276 1.008665 α

β

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三:电离辐射的来源
电离辐射 直接或间接使介质发生电离 效应的带电或不带电的射线 或粒子 (能量 ﹥keV ) α、β、γ、 x、 n、p、 裂变碎片 π 介子等
非电离辐射 紫外线、红外线、微 波等,这些粒子虽能 够同物质发生作用但 都不能使物质发生电 离效应 ~ eV 移动电话 MHz 量级

800-1800

﹤0.01 eV (没有电离作用)

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照射源 宇宙射线 直接电离及光子成分 中子成分 宇生放射性核素 宇宙与宇生总计 陆地辐射外照 室外 室内 陆地辐射外照总计 吸入照射 铀、钍系 氡(222Rn) 钍(220Rn) 吸入照射总计 食入照射 40K 铀、钍系 食入照射总计 总计

天然辐射源照射的世界平均值(UNSCEAR 2000 Report)
年有效剂量(mSv) 平均 0.28(0.30)① 0.10(0.08) 0.01(0.01) 0.39 0.3-0.6③ 0.07(0.07) 0.41(0.39) 0.48 0.2-10④ 0.006(0.01) 1.15(1.2) 0.10(0.07) 1.26 0.2-0.8⑤ 0.17(0.17) 0.12(0.06) 0.29 2.4 1-10 典型范围 0.3-1.0②

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? 医疗照射 ? ?核动力生产 ? 核爆炸 ?

人工辐射

医疗照射 ①作为全球模式的一部分,根据大范围的每百万人口医生 数量,把不同的国家划分为四级医疗保健水平: Ⅰ级:每1000人口至少一名医生 Ⅱ级:1000-3000人口有一名医生 Ⅲ级:3000-10000人口有一名医生 Ⅳ级:>10000人口有一名医生

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②目前与医疗卫生水平相应人均剂量估计值为: Ⅰ级:1.3mSv/人.年 Ⅱ级:0.15mSv/人.年 Ⅲ级:0.03mSv/人.年 Ⅳ级:0.02mSv/人.年 ③所有诊断性医疗检查产生的人均全球照射剂量估计值为 0.4mSv,为天然照射剂量的1/6。

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核动力生产
表 核电力生产持续到2500年时的年人均当量剂量预计值
年份 项目 年核发电量预计值[GW(e)a] 年集体有效剂量(人.Sv) 世界人口(109人) 年人均当量剂量(μSv) 占天然辐射源平均暴露量的百分数(%) 1980 80 500 4 0.1 0.005 2000 1000 1000 10 1 0.05 2100 10000 200000 10 20 1 2500 10000 250000 10 25 1

核爆炸 目前与天然辐射源所致平均年剂量2.4mSv相比较不到1%。

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两类

?天然辐射源 ? ?人工辐射源

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四:射线与物质的相互作用 物 质:气体 液体 固体 包括人体 等 。。。。。。 。。。。。。 。。。。。。 。。。原子。。。

αβ γ n

微观粒子间碰撞有动量和能量的传递

研究生暑期学校讲座 1 带电粒子(α、β)与物质的作用

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物质中原子被电离,在粒子 通过的路径上形成许多离子 对:正离子和自由电子

库仑作用

e+

自由电子 正离子
+ + + -

+ + ++ + + - ++ +++ -+ + ++ -+ +---+ - - + ++ - -+ -

α +
4He

靶原子



正离子 + 电子 + α

+ Ar → Ar+ + e- + 4He

研究生暑期学校讲座 2 γ射线与物质的作用 E=h ν , ν =c / λ

λ 小能量高

电磁辐射谱

λ 大能量低

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电磁辐射产生的来源
γ射线→ X 射线→紫外光→可见光→红外光→微波→无线电波
波长 高能辐射区 γ射线 能量最高,来源于核能级跃迁 χ射线 来自内层电子能级的跃迁 光学光谱区 紫外光 来自原子和分子外层电子能级的跃迁 可见光 红外光 来自分子振动和转动能级的跃迁 波谱区 微波 来自分子转动能级及电子自旋能级跃迁 无线电波 来自原子核自旋能级的跃迁 长

研究生暑期学校讲座 γ射线是什麽?
? γ射线是波长很短能量高的电磁辐射 (λ ﹤ 10-11 米,keV,MeV),来自原子核γ衰变, 不带电, 静止质量 0 。 能量 动量

E = hν) p = hν / c

?

能够同物质原子发生作用,但不能直接使原子 电离;有动量和能量交换,能够产生载能次级 带电粒子,可以对物质发生电离作用。

研究生暑期学校讲座 γ射线对物质的电离作用两步过程

第 1 步 初级作用
γ射线 三种作用效应 光电效应 康普顿效应 电子对效应 产生次级电子

第 2 步 次级作用
电离效应 次级电子使 物质原子电离

研究生暑期学校讲座 光电效应 原子 自由电子

受激原子 作用机制 光子同(整个)原子作用把自己的全部能量传递给原子,壳层中 某一电子获得动能克服原子束缚跑出来,成为自由电子,光子 本身消失了。 γ + A → 原子 A* + e- (光电子) ↓ A + X 射线

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电子对效应
能量≥1.02 MeV 的γ射线与原子 核作用可能产生一对正-负电子。

能量转化成 质量 M = E /C2 M + γ → M 1.02 MeV + e+ me + e- → γ1 + me 0.511MeV γ2 0.511MeV

基本条件: γ射线能量 Eγ≥ 1.02 MeV

为什麽?

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康普顿-吴友训效应(Compton--Wu effect)
当 γ 光子与物质原子中的一个电子发生弹性相撞时, 将部分能量传给电子,电子获得能量后脱离原子而运动, 该电子称康普顿-吴有训电子,而使物质电离。光子本身 能量减少又改变了运动方向。当光子的能量为0.5--1.0MeV 时,该效应比较明。

研究生暑期学校讲座 正负电子湮灭
正电子与负电子相遇发生湮灭,产 生两个 0.511 MeV的 γ光子。

γ

γ

e+ + e- → γ + γ me+ + me - = 0.511 + 0.511 MeV 质量转化为能量 转化效率 (100 %)

研究生暑期学校讲座 αβγ对物质电离作用的比较

α
电离过程 径 迹 比电离 穿透能力 直接 直线 很大 很弱

β
直接 折线 稀疏 中

γ
间接 直线 稀稀拉拉 很强

2 MeV α β
γ

射程(m) 0.01 2-3
10

离子对密度/mm 6000 60
几个

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1 MeV 的粒子穿透物质能力 α β
γ 4580本

1 页 60页/本

n


铅室 地 下 1-2 米深 中子源

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αβγ射线穿透物质能力

αβγ 射线穿透 人体皮肤情况

研究生暑期学校讲座 3 中子与物质的作用 中子不带电不能直接使原子电离 但中子容易进入原子核内 同原子核发生作用引起核反应
1)与 H 原子核的弹性碰撞 传递能量 质子跑出来 中子被慢化 n + H → n + p

n

n
H

n p

第一步 打出质子(载能) 第二步 质子引起物质电离 慢化剂:轻水(1H2O) 重水(2D2O)

电离

研究生暑期学校讲座 2) 中子核反应 例如( n,p)反应 n +
14N

n
1
14N



14C

+

p

第一步 核反应产生质子 第二步 质子对物质产生 电离作用 ? 人体有大量 H 和 N 原子

p 电离
14C

2

中子对人体电离效应严重,可导致严重伤害

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第三节

电离辐射的生物效应

1 原子核裂变或聚变时可以放出巨大的能量,既可造福人类, 也可能对环境和人类产生危害。 2 核辐射同物质相互作用的过程是能量和动量传递 没有能量和动量传递就没有作用。 3 通常遇到的核辐射主要是对物质的电离作用,会 对物体产生一系列的影响,人体也不例外。 定义:电离辐射生物效应是研究核射线的能量传递给生物机 体后引起的机体的变化和反应。即电离辐射的能量传递给生 物机体后造成的后果。 的过程;

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一、作用机理

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一、作用机理
辐 射 生 物 反 应 的 演 变 过 程

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电离辐射生物效应 物 理阶 段 机体获得能量 物 理-化学阶段 化学阶段 分子结构变化 功能变化 生物学阶段 细胞水平变化 组织器官功能障碍 整体损伤

直接作用 大分子化学键断裂

间接作用 水分子电离、激发

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u

直接作用:射线被生物物质所吸收时,直接 和细胞关键的靶超作用,靶的原子被电离或 激发从而启动一系列的事件导致生物改变。 间接作用:射线在细胞内可能和另一个原子 或分子相互作用产生自由基,它们可以扩散 到达靶并造成损伤。

u

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DNA损伤(分子水平)
`

单链断裂: 可以实现无差错 修复
C

`双链断裂:

错误修复

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细胞死亡和细胞变异 间期死亡:大剂量照射时,处于分裂间期的细胞核遭到破坏 立即死亡 增殖性死亡:照射后,有丝分裂受到抑制,细胞增殖时死亡 受照一段时间后死亡 细胞变异:受照后没有发生细胞死亡 出现错误修复 错误信息传给后代

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分子水平

细胞水平
体细胞 细胞死亡 生殖细胞

临床症状
功能障碍

效应

确定性效应 多细胞死亡导致 不孕

DNA损伤 体细胞 细胞变异 生殖细胞 遗传效应 肿瘤 随机性效应 单一细胞变异导致

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影响辐射生物效应的因素
①物理因素 辐射类型:外照射 γ>β>α 内照射 α>β>γ 剂量率及分次照射: 吸收剂量相同,剂量率越大,生物效应越显著; 剂量相同,一次大剂量急性照射的效应大于分 次慢照射,分次越多,各次照射间隔时间越长, 生物效应越小。

研究生暑期学校讲座 照射部位和面积: 与受照部位对应的器官的敏感性有关,如全 身5Gyγ照射可能产生骨髓型急性放射病,照 射局部可能不会出现临床症状;面积越大, 效应越重。 照射的几何条件: 外照射时人受照姿势、在辐射场内的取向等。 另外,内照射时核素种类、数量、理化特性、沉 积和滞留特性等。

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②生物因素 不同生物种系的辐射敏感性 种系的进化程度越高、机体结构越复杂,其辐射 敏感性越高。使生物死亡50%所需要的吸收剂量称 为LD50 。
表 不同生物的LD50
生物 种系 LD50(Gy) 人 4.0 猴 6.0 大鼠 7.0 鸡 7.15 龟 15.0 大肠 杆菌 56.0 病毒 2×104

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个体不同的发育阶段

不同阶段敏感性不同

不同细胞、组织或器官的辐射敏感性不同 骨髓、胃肠上皮、性腺较敏感,肌肉和骨组织 不敏感,见WT表

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研究生暑期学校讲座 靶模型理论 a.单靶模型 设细胞内有一个或多个靶, 其中任一靶被击中一次细 胞即致死,这就是单击中 模型(single hit model)。 b.多靶模型 设细胞内有m个灵敏部位, 每个部位均产生一次能量 沉积事件细胞致死。这就 是多靶模型(multitarget model)。

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二、分类与应用 电离辐射所致生物效应的分类
依据效应发生的个体:
1.躯体效应(somatic effects) 定义:发生在受照者本人身上的效应 2.遗传效应(hereditary effects) 定义:发生在受照者后代身上的效应

研究生暑期学校讲座 依据效应发生的时期 1.潜伏期(latent period): 从受到照射到临床上特定效应的发生所需的时间 2.早期效应(early effects) 受到照射后数周之内发生的效应 3.晚发效应(Late effects) 受到照射后数月以后发生的效应

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早期效应
致死剂量(Lethal Dose), LD
接受曝露后T天,造成曝露群体中50%死亡的 全身急性剂量为 LD50/T 。 如: LD50/30 表示接受这个剂量的人,在30天內 会有一半的人死亡。(约 5 Sv)

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早期效应
接受急性辐射曝露的早期效应和血液有关。

急性剂量 3 Sv 后的血球数变化

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早期效应
日本核临界事故(99.09.30)

事故发生时的位置图

O氏(17Gy): 意识丧失、呕吐、 腹泻、淋巴细胞数 S氏(10Gy) 20分钟后感觉麻木、 呕吐、腹泻

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晚期效应
1. 癌症 2. 白內障 3. 不孕症 4. 突变 5. 萎縮效应 6. 寿命減短

(当剂量小于1西弗时,发生白血病 的几率与正常人无显著差別) 当剂量小于2西弗时不会发生)
γ 射线对人体生殖腺的可能效应 剂量(Gy) 可能效应 1.5 2.5 5-6 8 短期的不孕 1至2年不孕 大部分的人永远不孕 所有的人永远不孕

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晚期效应
1. 癌症 2. 白內障 3. 不孕症 4. 突变 5. 萎縮效应 6. 寿命減短

(当急性剂量在0.2西弗到2西弗之间 时,突变的几率是正常情況的2倍) (大剂量对組织器官的伤害,造成 新陈代谢失常)

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晚期效应的潜伏期

白血病之外的肿瘤

白血病

0 2年 10年

20年

30年

40年

日本原爆受害者肿瘤发生率随时间的变化

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依据效应-剂量关系分类
确定性效应
(deterministic effects)

随机性效应 (stochastic effects)

4有剂量阈值 4效应的严重程度 与剂量成正比

4无剂量阈值 4发生几率与剂量 成正比 4严重程度与剂量无关

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确定性效应:有“阈值的效应,受到的剂量大于阈值,该效应 就 发生。 特点: (1)效应严重程度与所收的剂量大小有关,D越高,后 果越严重。

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(2)效应剂量阈值是相当大的,在正常情况下一般不可能 达到这种水平,只有在大的放射性事故下才可能发生。 (3)确定性效应的剂量阈值
表 确定性效应的剂量阈值 单次照射阈值(Sv) 组织与效应 睾丸 精子减少 永久性不育 永久性不育 混浊 视力障碍 血细胞暂时减少 致死性再生不良 0.15 3.5 2.5-6.0 0.5-2.0 5.0 0.5 1.5 多次照射的累积 剂量的阈值(Sv) 无意义 无意义 6.0 5.0 >8.0 无意义 无意义

卵巢 眼晶体

骨髓

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确 定 性 效 应

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随机性效应:效应发生的几率与剂量大小有关,效应后 果的严重程度与所收受剂量没有关系。

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特点: (1)对于低LET、剂量低于几Gy范围内这类效应剂量的响 应关系有: (2)防护水平下,把随机性效应发生的几率与剂量的关系 简化地假设为“线性”、“无阈”。 优点:a. 尽可能安全的慎重做法 b. P=aD满足线性叠加。 缺点:势必导致应尽可能降低剂量水平的结论。

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小剂量刺激效应(hormesis)
定义: 低剂量照射可以刺激某些细胞功能, 提高机体自然防御功能的现象。 机制:刺激DNA修复酶 免疫学机制

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第四节

常用辐射量和单位

国际辐射单位与测量委员会
(International Commission on Radiation Units and Measurements, ICRU) ü 1975年 国际单位制单位(SI) ? 1984年 中华人民共和国法定计量单位

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1.1 放射性活度(activity, A)
定义:放射性核素在单位时间(dt)内 发生核衰变的数目(dN) A=dN/dt 单位: SI: Becquerel(Bq) 专用单位:居里 1Bq=1s-1

1Ci=3.7×1010Bq

1mCi=10-3Ci=3.7 ×107Bq 1μCi= 10-3mCi=10-6Ci

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比放射性活度:
定义:单位质量或体积中放射性核素 的放射性活度。 单位: Bq/kg; Bq/m3; Bq/l 放射性活度与质量的关系: A=λ×N = 0.693/T1/2×[(Q/M) ×NA] Here, Q:以克为单位的质量(g) M: 摩尔质量 NA:阿伏伽德罗常数=6.02×1023mol

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1.2 照射量(exposure, X)
定义: 光子(γ,χ-ray)在单位质量(dm)空气中释放出来的所 有正负电子被阻止在空气中时,产生的同一符号 的离子的总电荷量(dQ)。

单位:

dQ X = dm
1R=2.58×10-4 Ckg-1

SI: Ckg-1; 曾用单位:伦琴,R

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照射量率(exposure rate):
定义:单位时间(dt)内的照射量(dX)。

dX X = dt
单位:Ckg-1s-1; Rs-1; mRh-1

?

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照射量率与放射性活度的关系: 对于点源:

A×Γ X = 2 R
?

Γ:照射量率常数: 取决于自身的衰变特性( 光子的数目和能量),恒等于A=1mCi, R=1m处的照射量率。可查表得出。

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1.3 吸收剂量(absorbed dose, D)
⑴定义和单位: 授予单位物质(dm)(或被单位物质吸收)的任何 致电离辐射的平均能量(dE)。

单位:

dE D= dm
J/kg ; 1 J/kg =1Gy; 1Gy=100rad

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1.3 吸收剂量(absorbed dose, D)
⑵吸收剂量率 单位时间(dt)内吸收剂量的增量(dD)。 ⑶吸收剂量与照射量的关系 空气中: 1R→8.73×10-3Gy 某组织中: Dtissue=fm ×X (fm 转换因子;×10-3Gy/R) Eγ>0.2MeV以后: Dtissue=9.6×10-3 ×X(Gy)

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1.4 当量剂量(equivalent dose, HT)
定义:组织或器官的当量剂量是此组织或器官的 平均吸收剂量与辐射权重因子的乘积。

HT = ∑DT ,R ×WR
R

单位:

J/kg 专用名称:Sievert, Sv

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辐射权重因子 (Radiation weighting factor, WR)
数值上:依据辐射在低剂量率时诱发随机效 应的相对生物效应值选取的。 性质:表征射线种类,能量与生物效应关 系。

旧名称:辐射品质因子(Q)

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辐射权重因子(WR)
辐射类型 光子 电子和介子 中子 能量范围 所有能量 所有能量 能量<10keV 10-100keV >100keV-2MeV >2-20MeV >20MeV 能量>2MeV WR 1 1 5 10 20 10 5 5 20

质子(反冲质子除外) Α粒子,裂变碎片,重核

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表 ICRP103新建议书推荐的辐射权重因数

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1.5 有效剂量(effective dose, HE)
定义:各组织或器官的当量剂量(HT)与相应的 组织权重因子(WT)的乘积的总和。

HE =

∑W
T

T

× HT

意义:评价随机效应的危险度,使辐射防 护走向定量化。

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组织权重因子 (tissue weighting factor, WT)
定义: WT代表组织T接受的照射所导致的随机效 应的危险系数与全身受到均匀照射时的总危险 系数的比值。 表征组织或器官的辐射敏感性 反应了在全身均匀受照下各该组织或器官对总 危害的相对贡献。

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表 组织权重因子(ICRP 60)
组织或器官 睾丸 红骨髓 结肠 肺 胃 膀胱 乳腺 旰 食道 甲状腺 皮肤 骨表面 其余组织或器官 组织权重因子WT 0.20 0.12 0.12 0.12 0.12 0.05 0.05 0.05 0.05 0.05 0.01 0.01 0.05

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表 ICRP 103年建议书(草案)推荐的WT
组织 骨髓 结肠 肺 胃 乳腺其余组织 性腺 膀胱 食道 肝 甲状腺 骨表面 脑 唾液腺 皮肤 WT 0.12 0.08 0.04 0.01 ∑WT 0.72 0.08 0.16 0.04

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表 组织权重因子的比较
序 号 组织 26号出 版物
性腺 乳腺 红骨髓 肺 甲状腺 骨表面 结肠 胃 膀胱 肝 食道 皮肤 脑 唾液腺 其余组织 0.25 0.15 0.12 0.12 0.03 0.03

WT
90年建 议书
0.20 0.05 0.12 0.12 0.05 0.01 0.12 0.12 0.05 0.05 0.05 0.01

主要变化 06年建议书 (草案)
0.08 0.12 0.12 0.12 0.04 0.01 0.12 0.12 0.04 0.04 0.04 0.01 0.01 0.01 0.12 (1)性腺、 乳腺及其余 组织的WT值 有变动; (2)给出确 定WT值的组 织由6→12 →14个; (3)其余组 织的个数有 变动,由5→ 10→14个。

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14

0.30

0.05

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1. 6 待积剂量(committed dose, HT;HE)
定义:个人单次摄入的放射性物质在此后特定时 间(T)内将要产生的累积剂量。 成人T=50年;儿童T=70年 待积当量剂量

H T ( 50 ) = H E ( 50 ) =



t0 + 50

t0

H T ( t )dt H E ( t )dt
?

?

待积有效剂量



t0 + 50

t0

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1.6 待积剂量(committed dose) 放射性物质在机体内的有效半衰期:

Tr × Tb T = Tr + Tb T r : 放射性半衰期 T b : 体内代谢的生物半排期

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1.7 集体剂量(collective dose, ST; SE) 意义:表征某一实践对社会的总危害。 定义:特定人群所受辐射照射的总剂量。 集体当量剂量: ST = 集体有效剂量:

∑H
i
i

T ,i

× Ni

S E = ∑ H E ,i × N i

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第五节 辐射防护的基本原则 (1)实践的正当化 (justification of practice)
为了防止不必要的照射,在引进伴有电离辐射 的任何实践之前,都必须经过论证,进行代价—利 益分析,判断其所致的电离辐射危害同社会和个人 从中获得的利益相比,是否是可以接受的。只有在 确认某实践可以带来净利益时才能导入。

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(2)防护的最优化 (optimization of radiation protection)
尽量减少辐射照射所致的健康危害,在考虑社会 和经济因素之后,保证个人的受照剂量、受照人数、 受照机会全部保持在可以合理做到的尽量低的水平。 (ALARA principle, as low as reasonably achievable) 可合理做到的尽量低的原则

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代价利益分析法(ICRP推荐):

B = V ? (P + X + Y )
其中B为实践的纯利益,V为实践的毛利益,P为基本的生 产代价,X为达到某种选定的防护水平而需付出的防护代 价,Y为危害代价。

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(3)剂量限值(dose limits)
A)基本限值:有效剂量限值 B)导出限值 C)管理限值 D)参考水平

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A)有效剂量限值
受照群体 全身 放射 工作 人员 眼晶体 其他单个器官或组织 孕妇 有计划的特殊照射 全身 一般公众 眼晶体 皮肤 照射条件 剂量限值
20mSv(5年平均,但其中 任何一年<50 mSv)

150 mSv 500 mSv
2 mSv/余下妊娠期间 内照射<1/20ALI

一次100 mSv
1mSv(特殊情况下, 5年均值为1 mSv)

15 mSv 50 mSv

剂量限值为内外照射之和,但不包括天然本底照射和医疗照射

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B)导出限值
年摄入量限值(annual limit on intake, ALI ) 用于内照射,通过待积剂量推算的摄入量限值

I × ∑WT × hT (50) ≤ 20mSv
T

I × hT (50) ≤ 500mSv
I:放射性核素的年摄入量,Bq; h T(50):摄入单位活度放射性核素后组织T接受的 待积当量剂量,mSv/Bq

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B)导出限值
内外混合照射:

E + 20 mSv

∑ ( ALI
j

I

j

)j

≤1

E:外照射所致的年有效剂量,mSv; Ij :放射性核素j的年摄入量,Bq; (ALI)j:放射性核素j的年摄入量限值,Bq

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B)导出限值
导出空气浓度(derived air concentration, DAC) 工作场所空气中放射性值 呼吸率:0.02m3/min; 年工作50周,每周工作40小时, 年总工作时间:2000小时 年呼入空气量: 0.02m3/min×2000h×60min=2.4×103m3 DAC=ALI/ 2.4×103 DAC单位:Bq/m3

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B)导出限值
表面污染限值:
表面污染导出限值(Bq/cm2)
污染表面 手、皮肤、内衣、工作袜 工作服、手套、工作鞋 设备、地面、墙壁 α放射性物质 3.7×10-2 3.7×10-1 3.7×100 β放射性物质 3.7×10-1 3.7×100 3.7×101

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C)管理限值(authorized limit)
为了管理的目的,由主管部门或企业负责 人根据辐射防护最优化的原则制定的限值。通 常严于基本限值。 甲种工作条件:年剂量有可能≥15mSv 乙种工作条件:5mSv ≤ HE ≤ 15mSv 丙种工作条件: HE ≤ 5mSv

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D)参考水平(reference levels)
不是限值,是为决定采取某行动而规定的水平。 记录水平(recording levels): 超过此值的结果应予以记录、存档。 调查水平(investigation levels): 超过此值时应对其原因进行详细调查 干预水平(intervention levels): 超过此值时则应采取相应的措施(隐蔽、撤离)

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第六节

辐射防护的一般方法

一、外照射辐射防护
1.基本原则
尽量减少或避免射线从外部对人体的辐射,使之所受照 射不超过国家规定的剂量限值.

2.基本方法
(1)减少接触辐射源的时间---时间防护 (2)增大与放射源的距离---距离防护 (3)设置屏蔽---屏蔽防护

=>时间,距离,屏蔽为外辐射防护三要素

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研究生暑期学校讲座 外照射防护的实践措施
(1)时间防护 累积剂量与受照时间成正比 措施:充分准备,减少受照时间 (2)距离防护 剂量率与距离的平方成反比 措施:远距离操作 (3)屏蔽防护 屏蔽材料选择的一般原则

研究生暑期学校讲座 3.点源的剂量计算方法
& :X & = A Ρδ 点源的照射量率 X
.

r2
.

& :D & = 33.85 X & 点源的空气吸收量率D a a
& :D & = f X & 点源的与空气同一点上某物质m中的 D m m m

f m = 33.85(?en ρ )m,a
Γk & & 点源的空气比释动能率 K a : K a = A
.

r2

研究生暑期学校讲座 4.非点源的剂量计算
(1)基本思路 *任何一个辐射源,都可以分割成许多个小块辐射源,以 致每一小块源都能被着成是一个点源; *分割的许多个点源在某点上产生的剂量学量等于它 们简单叠加---积分问题; *对于非点源,除了需要考虑它的形状,体积外,还要考虑 辐射源自身的吸收与散射等因素对剂量的影响。

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(2)以线状源为例计算剂量学量

设源长L(m),总活度为A(Bq),则线活度(单位长度上 的活度)为η1=A/L,那么线状源上任一小段dx可着成点源, 其源度为η1dx,它在Q点造成的比释动能率为:

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(η1 dx)ΓK dK = a2
.

因 a2 = x2 + r 2 , 则

η 1Γk d K = 2 dx 2 x +r
.

K =∫

.

2 ?L 2

L

η1Pk 2 ?1 L 2 AΓk ?1 L dx = η1Γk tg = tg 2 2 2r x +r r Lr 2r

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若用Γδ用代替Γk,则有

2 A Γδ ?1 L tg X = Lr 2r
.

显然当θ很小时θ≈L/(2r),上述 表达式。

X 和 K 的 表达式就为点源的

.

.

说明:对于任一形状的辐射源当考察点与源的 距离比源本身的尺寸大5倍以上时,可将该点视为 点源由此带入的误差小于5%。

研究生暑期学校讲座 3.屏蔽材料的选择原则
根据辐射类型的和应用的特点来选择,同时又要考虑经 济代价和材料的易获得.

4.确定屏蔽厚度所需用的参数和资料
?辐射源 (或装置 ) ? ?辐射场 ? ?屏蔽层外表面的剂量的 参考值 (控制要求 ) ?适当材料的选取及其屏 蔽层厚度的确定方法 ?

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射线类型 α β、e P、d、3He X、γ n 电离、激发 电离、激发、韧致辐射 核反应产生中子 光电、康普、电子对 弹性、非弹性散射、吸收 一般低Z材料 低Z+高Z材料 高Z材料 高Z材料、通用 建筑材料 含氢低Z材料、 含硼材料 纸、铝箔、有机玻璃等 铝、有机玻璃、混凝土、 铅等 钽、钚等 铅、铁、钨、铀;混凝土 、砖、去离子水等 水、石蜡、混凝土、聚乙 烯、碳化硼铝、含硼聚乙 烯等

屏蔽材料选择的一般原则
材料选择定则 常用屏蔽材料

作用的主要形式

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有关问题 辐射源(或装置) 辐射场

确定屏蔽层厚度时的一些参数
主要参数 辐射类型、能谱、角分布、发射率、辐射源活度或工作负荷等 辐射场的空间分布、计算点与源(装置)间距离,在该计算点处的居住存 在情况(职业人员所在区域,居住因子q=1;非职业人员所在区域:全部 存在:q=1,部分存在:q=1/4,不常存在:q=1/16) 根据辐射防护的基本准则,以当量剂量限值作为屏蔽层外表面的剂量控制 的参考值。 控制区(辐射工作人员): 年当量剂量限值HL.a=20mSv?a-1 月当量剂量限值HL.M=5/3mSv?M-1 时当量剂量限值HL.h=10 μSv?h-1 非控制区(公众人员): 年当量剂量限值HL.a=1 mSv?a-1 选择适当的屏蔽材料,根据相应材料的透射系数、减弱系数、或透射比, 确定屏蔽层厚度

屏蔽层外表面的剂 量控制的参考值

屏蔽层厚度

研究生暑期学校讲座 实例:X射线机房的防护设计

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①考虑两种辐射
有用辐射对外界影响(A点) ? ? ? X射线机的泄露和有用辐射在样品上的散射辐射对环境的影响(CA)

②考虑三种因素
主辐射大小(工作负荷 , W = It ) ? ? ?方向因子 ?,即射向有关方向位置 的时间占用全部工作时 间的份额 ? 居留因子 q ,不同区域人员停留时 间占全 P 工作时间的份额 ?

③通风与门窗的考虑 ④屏蔽计算 ⑤方案制定

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二、内照射防护
防护目的:防止放射性物质进入人体。 基本原则:
(1)围封,即把放射性物质限制在一定空间不让其外泄。 (2)保持清洁和对被污染的空气、水和物体表面采取措 施。 (3)制定适宜的管理规定和操作程序,并要求工作人员 严格遵守,尽量减少人员吸入或摄入放射性物质。 (4)采用合适的个人防护器具,要求工作人员穿戴好个 人防护用品,并讲究个人卫生。 (5)妥善储存放射性物品。

研究生暑期学校讲座 内辐射防护的一般措施 八个字:包容、隔离、净化、稀释 包容:对源的操作→指在操作过程中,将放射性物质 密
闭起来。 对操作人员→用工作服、鞋、帽、口罩、围裙、 气衣等将操作人员围封起来,以防止放射性物质进入体内。

隔离:也叫分隔,根据放射性核素的大小,操作量多
少和操作方式等,将工作场所进行分级、分区管理。

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净化: 采用吸附、过滤、除尘、凝聚沉淀、离子交 换、蒸发、储存衰变、去污等方法,尽量降低空气、水中 放射性物质浓度,降低物体表面放射性污染。 稀释: 在合理控制下利用干净的空气或水使空气或水 中的放射性浓度降低到控制水平以上。 说明 *在污染控制中,包容、隔离是主要的,特别是放射性高、 控制量大的情况下更为重要。 *在开放型放射操作中,“包容、隔离”和“净化、稀释” 可联合使用。

研究生暑期学校讲座 开放型放射工作场所的分级、分区及其主要防护要求 1、日等效(最大)操作量及其计算
开放型(非密封源)工作场所是按放射性核素日等效最大 操作量Qmax的大小进行分级的。 (1)Qmax定义 放射性核素日等效最大操作量Qmax定义为:放射性核素 的实际日操作量A(Bq)与该核素毒性组别修正因子G的积 除以与实际操作方式有关的修正因子F所得的商。即: Q=AG/F 若操作场所含有不同放射性核素,则: Ai G i Q max = ∑ Fi i

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(2)放射性核素的毒性分组(GB18871-2002可查) 四组:极毒组、高毒组、中毒组、低毒组。 (3)放射性核素的毒性组别修正因子
毒性组别 极毒 高毒 中毒 低毒 毒性组别修正因子 10 1 0.1 0.01

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(4)操作方式与放射源状况修正因子
放射源状况 操作方式 表面污染水平 液体、溶液、 表面有污 较低的固体 悬浮液 染的固体 1000 100 10 1 100 10 1 0.1 10 1 0.1 0.01 气体、蒸汽、粉末、压 力很高的液体和固体 1 0.1 0.01 0.001

源的储存 很简单的操作 简单的操作 特别危险的操作

例如:在一工作场所有储有液体226Ra源,若226Ra的总活 度为107Bq,求该场所的日等效操作量。 对液体226Ra源:G=10, F=100 , A=107 Bq Q=AG/F=106( Bq)

研究生暑期学校讲座 2、非密封源工作场所的分级
按放射性核素日等效最大操作量的大小分为甲、乙、丙 三级,即: 级别 甲 乙 丙 日等校最大操作量,Bq >4×109 2×107~4×109 豁免活度值以上~ 2×107

研究生暑期学校讲座 3、开放型放射性工作场所的分区
对于开放型放射性工作场所国际上分为四个区:

白色区:办公、休息、非或低放实验室场地(<3/10
剂量限值)

绿色区:屏蔽室或密封容器操作区,中、高活度实验
室(<剂量限值)

橙色区:可在其中打开屏蔽室或密封容器进行维修,
装卸和去污的场所(可能超过剂量限值)

红色区:屏蔽室、装源的密封闭容器、辐射室等(不
接近、加以控制)

研究生暑期学校讲座 我国三个区: ①直接操作放射源物质的区域; ②进行废物处理和检修区域; ③工作人员经常逗留的操作区。

研究生暑期学校讲座 4、开放型放射性工作场所的主要防护要求
(1)甲级开放型放射性工作场所的主要防护要求(绿色 区、橙色区、红色区) *按三区制原则布置 特点:1)危险级高的区域依次被危险级较低的区域所包围; 2)
三 区 三 区

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3)工作必须按序在各区域之间通行, 进:低危险→高危险 出:高危险→低危险 4)P低〉P高负压差 *为减少污染扩散的可能性,运送放射性物质的通道最好 与工作人员的通道分开; *良好的通风,并避免出现通风死角; *对于放射性气体过滤释放; *对于产生的放射性废水要处理,短寿命放置衰变、储存; *对于固体废物应集中到临时存放和包装固体废物的场所;

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*在工作人员逗留或通过的地点,应安装监测仪表,当 外照射水平超过有关限制时,它会发出警报; *建筑结构材料,除考虑一般的结构特性外,还应具有 较好的耐辐照、耐火性能,对于贯穿性辐照,还应具有较好 的辐射屏蔽性能。对于操作过程中会产生较多放射性气体、 气溶胶或粉尘的场所,其墙壁、地面、天栅、工作台表面等, 应铺设不易污染、耐化学腐蚀、容易去污的材料。 (2)、乙级开放型放射性工作场所的主要防护要求(白 区、绿区、有时还包括橙色区) (3)丙级开放型放射性工作场所的主要防护要求(白区)

研究生暑期学校讲座 对开放型放射操作、运输、储存的防护要求 1、开放型放射操作设备 2、放射性物质的储存和运输 3、放射形废物的处理 4、个人防护措施 5、去除表面放射性污染

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第七节
第一节 第二节 第三节 第四节 第五节

辐射监测的一般方法

个人剂量监测 工作场所监测 环境监测 流出物监测 辐射防护监测中对仪表的基本要求

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? 辐射防护监测是指估算和控制工作人员和公众所受辐 射剂量而进行的测量。它是辐射防护的重要组成部分。 在辐射防护计划中,监测必然起着主要的作用。监测 的含义不等于测量,更不等于物理测量和化学分析方 法。 ? 监测包括: 纲要的制定 测量和结果的解释 评价

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? 辐射防护监测的主要内容,考虑到辐射防护的目的是 保证公众和工作人员生活在安全的环境中,所以,辐 射防护监测的对象就是人与环境两大部分。 ? 具体监测有四个领域: 个人剂量监测 环境监测 ? 监测可分为: 常规监测 特殊监测 操作监测 工作场所监测 流出物监测

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辐射监测的特点
(1)监测介质的放射性水平很低,要求监测仪器灵敏度 高,测量中需要低水平放射性测量和微量分析技术; (2)监测的对象复杂,有空气、水、生物、土壤、食品、 物体表面等,且干扰因素多,因此需要多种有关样品 采集、处理、测量和分析的技术; (3)分析测量样品多,且要求速度快,因此,有些情况 下还需配备自动监测和数据处理系统。

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一、

个人剂量监测
个人外照射监测 个人内照射监测

个人剂量监测
皮肤污染监测 核事故监测

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1、个人外照射监测
目的: 评 定、 记录 和 限 制 工作人员的剂量;或 当事故发生时,测出并估算受照人员所 受的剂量。

原则: 并不是任何外照射条件下都需要进行个人 剂量监测,只对受照剂量达到一定水平或

偶尔可能发生大剂量照射的地方,进行个 人剂量监测。

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甲种工作场所:

ICRP

一年内工作人员的受照水平有可能超过年 剂量限值的3/10的工作场所。
乙种工作场所:

一年内工作人员的受照水平很少可能超过 年剂量限值的3/10的工作场所。

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? 监测方法:
?X或γ射线 — 直读式袖珍剂量计、热释光剂量计; ?β射线 ?中子 — 胶片剂量计和热释光剂量计; — 固体径迹剂量计、热释光剂量计等。

? 仪器选择:
足够灵敏、合适的量程、体积小、重量轻、 性能稳定等

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? 佩戴部位: 胸部、头部、腹部、手与前臂 ? 监测周期: 一周、两周、一个月、一个季度

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2、个人内照射监测
监测对象:
? 天然铀、钍矿的开采、粉碎和精炼; ? 经常从事天然铀、浓缩铀的加工及燃料元件的制造; ? 操作铀、钚等的后处理车间; ? 操作大量气态或挥发性放射性物质的场所,如发光粉涂 料车间、操作碘同位素及重水堆中氚的氧化物等。

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内照射剂量监测,实质上就是用生物样品(主要是尿、 粪,也有用汗液,呼出气体等)分析法和采用全身或部分 身体器官的放射性活度计数装置的直接测量法,测得体内 (或某一器官)的放射性活度,然后利用这些测量结果, 根据摄入物质的物理化学性质和生物学特性计算出摄入的 放射性物质对人体造成的有效剂量(或某个器官的当量剂 量)。 当不能用生物样品的分析结果和全身或器官的放射性 活度的测量结果去估算体内(某一器官)的放射性活度时, 也可以根据工作人员所处环境空气中的放射性物质浓度来 估算摄入量。

研究生暑期学校讲座 监测方法
(1)体外测量,如全身计数器测量; (2)环境介质的监测,估算内照射剂量; (3)分析排泄物(如尿、粪便)或体液,估算内照射剂量。

一般认为,空气监测的年平均值小于 最大容许浓度的1/30,可判断工作人员在 此条件下所接受的内照射剂量,不大可能 超过年有效剂量限值的3/10,因此,不需 进行常规个人监测。

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3、皮肤污染监测 ? 监测仪器: 表面污染监测仪 ? 注意事项: 仪器的标定,计数与污染水平的换算

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4、 核 事 故 监 测
? 事故发生后应快速鉴别受照射人员和测出个人剂量数 据。因此事先必须准备好设备及测量方法。 ? 在事故情况下,应模拟事故的真实情况及时确定出个 人剂量。 ? 当怀疑或确知吸入或摄入了放射性核素时,还需进行 内照射个人剂量的监测。 ? 在核设施事故时,β、γ和中子辐射剂量都应进行监测

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二、工作场所监测
工作场所辐射防护监测的目的在于保证工 作场所的辐射水平及放射性污染水平低于预定 要求,以确保工作人员处于合乎防护要求的环 境,同时还要能及时发觉偏离上述要求的情况, 以利及时纠正或采取补救的防护措施,从而防 止或及时发现超剂量照射事件的发生。

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1、工作场所的外照射监测
β、γ 和中子的外照射 监测的方法: ?固定或可移动的辐射监测仪(电离室、G-M 计数管、闪烁体等) 监测的频度: ?与装置的变动导致周围辐射场的变化频度相关

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2、工作场所的表面污染监测
主要辐射类型α、β 监测的方法: ?直接测量:表面污染仪 ?间接测量:擦拭法(不易测量、高本底)

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3、空气污染监测
?放射性气溶胶的测量:衰变法、能量甄别法等 注意排除氡、钍射气子体对测量结果的影响。 气溶胶: 气体中悬浮有固体或液体微粒

?放射性气体测量: 反应堆、加速器厂房及周围空气, 中子活化:14Ar、16N、19O; 反应堆裂变:131I、85Kr、133Xe; 重水堆:3H

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三、环境监测
? 环境监测的目的是为了检验环境介质及该环境 的生物是否和国家的或地方的有关规定相符合; ? 并用于评价人为活动(如核材料循环、核技术 和同位素应用等)引起的环境辐射的长期变化 趋势等。

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环境监测的主要目的
在正常情况下,环境监测的主要目的是: ①检验其环境介质是否符合环境标准和其他运行限值; ②评价控制放射性物质向环境中释放的设施的效能; ③.估算环境中辐射和放射性物质对人的真实的和可能产 生的照射。验证环境评价模式; ④探测放射工作单位运行过程中引起的任何可能的长期 变化或趋势。

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应制定一个环境监测方案
环境监测方案与被监测设施规模的大小和性质有 关。不是每一个操作放射性物质或处置放射性废物的 设施都必须有环境监测计划,对于排放量很小的设施, 不必制定环境监测计划,但在开工前,仍有必要提出 环境评价报告。环境监测计划可分为:运行前的、运 行时的和事故应急的。

研究生暑期学校讲座 环境监测方法按其取样方式可分为: 就地监测 实验室监测 ?就地监测时不改变欲测样品在环境中的状态。 ?实验室监测是取样到实验室进行分析和测量。 在大多数情况下,实验室监测方法是环境监测 的主要方法,它能更精确地分析和测定放射性核素 的浓度,描述其空间分布;也能提供放射性核素的 化学和物理形态,其缺点是取样和分析工作量大, 测量结果的解释较为困难。

研究生暑期学校讲座 就地监测按测量射线的种类可以分为γ、β和 α以及中子的监测。其中以γ为主。γ射线监测又 可分为γ辐射照射量或剂量监测和γ放射性浓度的 监测。实验室监测方法包括样品的收集和制备 以及物理测量。环境样品测量方法与其他放射 性样品的测量方法在原则上并无差异,但也有 其特点,这些特点主要是放射性浓度很低和欲 测介质的种类多、成分复杂,因此,需要考虑 测量精度的影响因素。

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四、流出物监测
? 环境监测的目的是为了检验环境介质及该环境 的生物是否和国家的或地方的有关规定相符合; ? 并用于评价人为活动(如核材料循环、核技术 和同位素应用等)引起的环境辐射的长期变化 趋势等。

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流出物监测的一般原则
①对任何可能存在放射性污染的流出物,在其最终排放点上, 应进行常规监测; ②流出物监测必须独立于工艺监测,并能提供用于上述监测 目的的所有信息; ③流出物的监测方案与核设施的性质有关,每种核设施的监 测方案均有自己的特点; ④监测点的选择应使得监测结果能代表真实排放情况; ⑤取样和测量的频率决定于流出物排放率的可变性;

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⑥在流出物中存在的放射性核素的种类与浓度可能变化很大时, 为了选择取样和测量方法,应该仔细研究流出物中可能存 在的放射性核素的情况; ⑦除隋性气体以外,仅仅测量总放射性(总α和β、γ放射性) 通常是不满足要求的。但是在下述情况下可能是合适的: 流出物中放射性核素的组成已经完全清楚并保持不变、或 者,排放的放射量极小,以至很难或不必要分析放射性核 素; ⑧当存在低能β放射性核素如3H、14C、35S或低能γ放射性如 55Fe时,对其监测问题,应作专门考虑。

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五、辐射防护监测中对仪表的基本要求
辐射防护监测的内容繁多,监测的对象十 分复杂,因此,所采用的监测方法和使用的仪 表也很多,各有特点。只能根据具体情况确定 监测的目的、项目、内容、方法、评价等。这 里仅将在监测过程中对仪表的基本要求,即具 有共性部分归纳如下:

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1、 灵敏度
? 对于一个探测器、剂量计或测量装置都有一个灵敏度的 要求。以测量装置灵敏度为例,它表示对于一个给定的 被测量的数值来讲,被测量观测值的变化除以相应的被 测量的变化所得的商。 ? 在使用荧光玻璃剂量计测量中子时,荧光玻璃的中子灵 敏度取决于它们的成分、尺寸以及过滤包装方法。荧光 玻璃对快中子的灵敏度相当低,一般只相当于γ射线灵敏 度的1%,最高仅达到γ灵敏度的1/10左右。 ? 应注意灵敏度的变化,例如热释光剂量计,它的灵敏度 改变包括两方面,即仪器本身不稳定,其次是热释光元 件的灵敏度改变。

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2、 能 量 响 应
也称能量依赖性。它表征辐射探测器的灵敏度与入射辐 射的 能 量的 依 赖 关 系 。对 于 给 定 类 型 的辐射 , 仪 表 的 读 数 与辐射能量有关,尤其是测量剂量时,剂量计的响应R与吸 收剂量Dm的比值将随辐射能量而变化,这就是剂量计的能 量 响 应 。 在 实际 监 测 中 必须考虑 或利 用 能 量 响 应 。 同一 类 型 辐射的 LET 值 将 随辐射 粒 子的 能 量 而 变 化, 这 时能 量 响 应和 LET 量 有 依 赖 性 。 希望 有 一 个 比 较 宽 的 能 量 范围 , 但 往往难以满足。一般要求仪器对X、γ的辐射响应,在 50keV~3MeV能量 范围内的响应与对137Csγ参 考 源辐射响 应的差别不得超过30%。

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3、 重复性、均匀性、和准确性
剂量计读数的重复性,又叫精密度,它是 单个剂量计在短时间内相同条件下相继受到同 样照射时读数的一致性。重复性决定于辐射场 和测量装置的统计涨性质。热释光剂量计和辐 射光致发光剂量计等固体剂量计必须经过退火 处理后才能重复测量,其重复性还依赖于退火 处理后剂量计性能的再现程度。

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4、 探测限和测定限
? 探测限是在辐射监测中,用于评价探测能力的一种统计量 的值。探测限是剂量计能够可靠地探测到的剂量下限,也 就是剂量计的读数明显地不同于零的最小剂量值。这里所 谓可靠地探测到是指漏测的几率很小。探测限与测得量的 可靠性相关联,它不涉及测量值的精密度。 ? 测定限,或剂量读数下限是剂量计能够以指定的精密度测 得的剂量下限。一般都希望有较低的测量下限。在使用热 释光剂量计时,探测下限取决于磷光体本身的特性(制备 方法、材料的物理状态、制成元件的尺寸),使用过程度 中的环境条件(摩擦、化学浸蚀表面、紫外光照射),测 读方法和设备以及精度要求。

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5、量程和线性
? 量程是剂量计可以测量的剂量或剂量率范围。量 程下限决定于本底读数的涨落;测量上限决定于 剂量计自身的饱和(如乳胶中所有银颗粒形成了 显影中心)效应和辐射损伤,也受到外部仪表或 器件的限制。 ? 仪表读数在量程范围内的一致性称作线性。良好 的线性对简化刻度方法和方便测量是很必要的。 在使用荧光玻璃剂量计时,线性范围和玻璃的尺 寸、读数仪的类型有关。

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6、 辐射响应
仪 器的响应 值R等于 仪器的测 量值与同样 测量条件下给出的约定真值之比。有时也表达 成定值剂量除以空气吸收剂量约定真值的商。 这个比值或商,对同一个探测器或同一个剂量 计在测量不同的辐射时是很不相同的。这就是 辐射响应。因此在实际监测中必须根据不同的 辐射场或混合场,按需测的量选用不同的剂量 计。

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7、 角 响 应
? 仪器的响应与入射辐射的方向之间的关系。对 于恒定的照射量或照射量率,仪器的响应 与 探测器对辐射源取向的关系。对60Co或137Cs 发射的γ射线,在所有方向的平均响应与特定 方向的响应的差值不大于15%。 ? 在实际监测中,中子入射方向往往是变化的, 因此要求中子剂量计的角响应尽可能小。

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8、潜象衰退
胶片及核乳胶片,它们受到辐射照射时形成的潜象 是不稳定的,它会随着辐射照射与暗室处理之间的间隔 时间延长而逐渐地消失,这种现象称为潜象衰退。衰退 的影响因素很多,例如乳胶成分、颗粒大小和贮存条件 等。由于衰退和环境条件有密切相关,潜象衰退随周围 环境温度和湿度增加而加快,而且在实际监测中难于修 正。热释光剂量计也有热释光衰退的问题,即磷光体经 过辐射照射后热释光随时间而裒减的现象,随温度的增 加衰退也变大,不同的热释光材料,由于它们具有不同 深度的俘获陷阱,所以衰退也就不同。

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9、环境条件
要使剂量计给出准确值往往与使用和储存的环 境条件密切相关。例如, 热释光片在50℃时贮存30 天,读数变化小于20%。荧光玻璃有避光的要求, 室内光线或灯对荧光中心的影响可以忽略,但紫外 光和直射日光照射1小时会引起7%。的衰退,因此 保存和佩带玻璃剂量计时,都应避免直射日光。在 使用核乳胶片时,为了防止潜象衰退提出了许多方 法,其主要之点是将核乳胶贮藏或密封在温度较低 和干燥的环境中。

研究生暑期学校讲座 ? 在具体进行实际监测时,必需考虑到实际情况, 例如监测中子剂量;混合辐射场、内照射监测、 事故监测、生物剂量计的使用等,它们都各有 其特殊性。 ? 以上各条不可能在一种监测仪表中都能满足, 例如用G-M计数器构成的照射量仪时具有简单、 稳定和环境适应性好等优点,但其灵敏度较差, 自身本底较高。因此在选用监督仪表时必须综 合考虑,突出重点,兼顾一般

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第八节

辐射安全管理(辐射监管)

管理依据:
中华人民共和国放射性污染防治法 放射性同位素与射线装置安全和防护条例 放射性同位素与射线装置安全许可管理办法

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一、我国辐射安全与防护法规体系
国家法律 国务院条例 部门规章 标准和导则 技术文件

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辐射安全与防护监管的目的

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辐射安全与防护的法律溯源
《中华人民共和国放射性污染防治法》
《中华人民共和国 环境影响评价法》 《放射性同位素与射线装置 安全和防护条例》 《中华人民共和国刑法》

《放射性同位素与射线装置 安全许可管理办法》

《中华人民共和国 行政许可法》 《中华人民共和国 行政处罚法》

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二、辐射安全与防护的法律基础
(一)《中华人民共和国放射性污染防治法》 本法是调整和规范我国核设施、核技术利用、铀(钍)矿、 伴生放射性矿开发利用中发生放射性污染的防治活动。 (二)《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》 本条例遵照《放射性污染防治法》,针对核技术利用的放 射性同位素与射线装置的生产、销售、使用,以及放射性同位 素的转让、进出口等活动进行调整和规范。 (三)《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》 本办法是按照《安全与防护条例》的规定,细化并制定核技 术利用许可的实施内容与程序。

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三、国家核与辐射安全管理框架
核安全与环境 专家委员会

环境保护部 (国家核安全局)

省级辐射环境 监管机构
(31个)

办公厅

核安全与辐 射环境管理 司
综合处 核电一处 核电二处 核电三处 核反应堆处 核材料处 放射性废物管理处 核技术处 电磁辐射处 核设备处等12

国际合作司 (人事、法规、
规划等)

其它司办

技术支持 中心
(5个) 环境保护部 核与辐射安全 中心 辐射环境监 测技术中心 苏州核安全 中心 核设备安全 与可靠性中心 北京核安全 审评中心

地区核与辐射 安全监督站 (6个) 上海核与辐射 安全监督站 广东核与辐射 安全监督站 四川核与辐射 安全监督站 北方核与辐射 安全监督站 东北核与辐射 安全监督站 西北站核与辐 射安全监督站

核安全国 际合作处

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环保部 (国家核安全局) 环保部核与辐射安全中心 -核设备安全与可靠性中心 -北京核安全审评中心 -北方核与辐射安全监督站
东北核与辐射安全监督站

上海核与辐射安全监督站

苏州核安全中心 西北核与辐射安全监督站 四川核与辐射安全监督站 辐射环境监测技术中心

广东核与辐射安全监督站

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四、有关术语及实践
放射性同位素:是指某种发生放射性衰变的元 素中具有相同原子序数但质量不同的核素。

放射源:是指除研究堆和动力堆核燃料循环范 畴的材料以外,永久密封在容器中或者有严 密包层并呈固态的放射性材料。

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四、核技术利用有关术语(续)
射线装置:是指X线机、加速器、中子发生器以及含放 射源的装置。 非密封放射性物质:是指非永久密封在包壳里或者紧 密地固结在覆盖层里的放射性物质。 转让:是指除进出口、回收活动之外,放射性同位素 所有权或者使用权在不同持有者之间的转移。

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五、核技术利用现状
据不完全统计[2004(2008)年]: § § § § § 涉源单位 在用放射源 闲置废弃源 12412 (12876 ) 家 76767(98158 )枚 30613(26041 )枚 放射源总数 107380 (124199 ) 枚

射线装置 >100000(200000)台

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六、核技术利用管理现状
1、国家重视 在十一五规划中国家重点向核技术利用的监管 予以倾斜。全面充实和调整国家和省级辐射安全与防护监 管机构,多数省市成立了辐射源安全管理处或核安全局, 积极开展辐射安全的能力建设,国家投资三个多亿建设国 家和省级城市放射性废物库。 2、部门行动 从2006年3月1日起,承担全国辐射安全与防护 统一监管的各级环保部门,全面按照《安全与防护条例》 和《许可管理办法》要求开展监督管理。要求08年年底换 证完毕。今年将对发证情况进行检查、处理。

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六、核技术利用管理现状(续)
3、业主响应 开展辐射工作的业主单位,明确了自己在辐射工作 中承担辐射安全与防护的法律责任意识。按照国家有关法规和 标准的要求,从辐射安全与防护设施的硬件投入,各类管理规 章制度的修订,自主监测的仪器适用性,从业人员的专业与安 全防护知识培训等方面纷纷开展自查,力争符合国家新的管理 规范要求。 4、存在问题 旧有的管理模式仍未完全按照新的法规要求转变过 来;有的业主对企业的安全文化建立缺乏紧迫感,重视不够, 致使员工不知晓辐射安全与防护的基本知识,对辐射的危害性 认识欠缺;放射源失控、丢失等情况仍不断出现,严重影响到 职业人员及公众的安全。

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