辐射剂量与防护（B5标准）

核 辐

射 剂 量 与（内部教材）

张丽娇 编

护

防

目录

目 录

目 录 ............................................................................................................ I 绪论 ................................................................................................................ 1 第一章 辐射的基础知识 ............................................................................ 7 第一节 物质结构 .................................................................................... 7 1.1. 原子结构 ....................................................................................... 7 1.2. 射线与辐射 ................................................................................. 10 第二节 射线与物质相互作用 .............................................................. 16 2.1. 带电粒子与物质相互作用 ......................................................... 16 2.2. γ射线与物质相互作用 ................................................................ 17 2.3. 中子与物质相互作用 ................................................................. 19 第三节 辐射防护中常用的物理量 ...................................................... 21 3.1. 描述辐射场的量 ......................................................................... 21 3.2. 相互作用系数 ............................................................................. 24 3.3. 辐射剂量学中使用的量 ............................................................. 29 3.4. 辐射防护中使用的量 ................................................................. 40 第二章 辐射对人体的影响和防护标准 .................................................. 47 第一节 放射性来源 .............................................................................. 48 1.1. 天然放射性 ................................................................................. 48 1.2. 人工放射性 ................................................................................. 50 第二节 辐射的生物效应 ...................................................................... 53 2.1. 基础知识 ..................................................................................... 53 2.2. 几种电离辐射的相对危害性 ..................................................... 56 2.3. 辐射的生物效应 ......................................................................... 57 2.4. 影响辐射生物效应的因素 ......................................................... 61 第三节 辐射防护的目的、原则和标准 .............................................. 64

I

目录

3.1. 辐射防护的目的 ......................................................................... 64 3.2. 辐射防护原则 ............................................................................. 65 3.3. 辐射防护标准 ............................................................................. 66 第三章 外照射的防护 .............................................................................. 75 第一节 外照射防护的基本方法 .......................................................... 75 1.1. 时间防护 ..................................................................................... 76 1.2. 距离防护 ..................................................................................... 76 1.3. 屏蔽 ............................................................................................. 76 第二节 X或Γ射线的外照射防护 ....................................................... 77 2.1. X、γ射线剂量计算 ..................................................................... 77 2.2. X、γ射线在物质中的减弱规律 ................................................. 83 2.3. X、γ射线的屏蔽计算 ................................................................. 88 2.4. 屏蔽X或γ射线的常用材料 ................................................... 102 第三节 Β射线的外照射防护 ............................................................. 103 3.1. β射线的剂量计算 ..................................................................... 103 3.2. β射线的轫致辐射的剂量计算 ................................................. 105 3.3. β射线的屏蔽计算 ..................................................................... 107 第四节 中子的外照射防护 ................................................................ 110 4.1. 中子的剂量计算 ....................................................................... 110 4.2. 中子的屏蔽计算 ....................................................................... 112 4.3. 屏蔽中子的常用材料 ............................................................... 117 第五节 外照射防护中的几个特殊问题 ............................................ 119 5.1. 屋顶厚度的计算 ....................................................................... 119 5.2. 迷道和门窗问题 ....................................................................... 122 5.3. 通风问题 ................................................................................... 124 5.4. 安全连锁系统 ........................................................................... 124 第四章 内照射的防护 ............................................................................ 127 第一节 概述 ........................................................................................ 127 1.1. 内照射的特点 ........................................................................... 127 4.2. 内、外照射防护的不同思路 ................................................... 128

II

目录

4.3. 放射性物质进入人体的途径 ................................................... 128 第二节 内照射限值 ............................................................................ 132 2.1. 次级限值 ................................................................................... 132 2.2. 导出限值 ................................................................................... 135 第三节 内照射防护 ............................................................................ 136 3.1. 开放型放射性工作场所的分级、分区及其主要防护要求 .... 137 3.2. 个人防护措施 ........................................................................... 141

第五章 辐射防护监测 ....................................................................... 143

第一节 监测特点和分类 .................................................................... 143 第二节 个人剂量监测 ........................................................................ 144 2.1. 外照射个人剂量监测 ............................................................... 144 2.2. 体内污染的个人剂量监测 ....................................................... 147 第三节 工作场所监测 ........................................................................ 149 3.1. 外照射监测 ............................................................................... 149 3.2. 表面污染监测 ........................................................................... 150 3.3. 空气污染监测 ........................................................................... 152 第四节 环境监测 ................................................................................ 154 4.1. 本底调查 ................................................................................... 155 4.2. 常规监测 ................................................................................... 155 4.3. 应急监测 ................................................................................... 156 4.4. 环境监测的质量保证 ............................................................... 156 附表1 γ射线在某些元素和材料中的质量减弱系数、质量能量转移系数和质量能量吸收系数 ............................................................................ 158 附表2 中子在某些物质中的比释动能因子.......................................... 161 附表3 各向同性γ点源的照射量积累因子 .......................................... 165 附表4 各向同性点源γ射线减弱倍数所需的水屏蔽层厚度 .............. 168 附表5 各向同性点源γ射线减弱倍数所需的混凝土屏蔽层厚度 ...... 172 附表6 各向同性点源γ射线减弱倍数所需的铁屏蔽层厚度 .............. 176

III

目录

附表7 各向同性点源γ射线减弱倍数所需的铅屏蔽层厚度 .............. 180 附表8 加速器X射线减弱倍数所需的混凝土屏蔽层厚度 ................. 184 附图1~10 ................................................................................................... 186

IV

绪论

全程度相当。

人们实施辐射防护时，应以预防为主。在外照射情况下，应测量或预先计算工作场所的剂量场分布，以便决定是否需要采取相应的安全措施，如屏蔽、远距离操作等。在内照射情况下，必须通过测量，了解环境介质如空气、水源等的污染情况，或者测量体内放射性核素的积存量，以便对个人或群体的受照情况及环境的安全情况进行评价。

辐射防护技术包括屏蔽设计、防护器械和衣具的使用、表面去污等内容。在反应堆、加速器、X射线机、中子发生器、较强的β、γ及中子源的安装和使用中，通常需要用屏蔽的方法将辐射剂量率降低到预定的控制水平以下。故辐射屏蔽是辐射防护的重要手段。目前，有关屏蔽材料和屏蔽计算的研究较为广泛和深入，某些复杂的屏蔽计算问题需要应用高容量计算机来解决，本书只涉及屏蔽中一些基本的计算。

辐射防护评价是辐射防护的重要环节，它包括对辐射设备、核装置的辐射安全及其周围环境污染水平的评价等内容。现在它已发展成为一门学科即评价方法学。评价方法学研究的内容很广，其中包括放射性物质在环境介质中的运动规律和在人体内代谢转移的理论模式等。许多国家规定，在设计和建造核设施之前，必须提出环境评价和辐射安全评价方面的报告，只有当这些报告被主管部门批准后，方可设计施工。在核设施正常运行后，尚须定期地向主管部门提出评价报告。

辐射效应是人们极为关心的问题。几十年来，虽然各国及有关的国际组织对它进行了大量研究，取得了某些进展，但辐射危害的本质至今尚未完全弄清楚。因此，辐射效应的阈值问题、慢性小剂量照射的晚期效应及遗传效应等问题，还有待于继续深入研究。

总之，辐射防护是一门内容非常丰富，在理论上和应用上都十分重要的学科。过去几十年的研究工作，虽然取得了很大的成就，但是，在核科学技术应用方面，仍存在着许多辐射防护问题等待着我们去研究解决。

6

第1章 辐射的基础知识

第一章 辐射的基础知识

第一节 物质结构

1.1. 原子结构

1.1.1. 元素和原子结构

所有的物质都是由一种或几种不同的元素组成的。自然界本身存在有92种元素。现代科学技术还利用人工制造出多种元素，使元素的总数目增加到100多种。

构成某一元素的最基本的单位叫做该元素的原子。原子是很微小的粒子，它的直径只有10-8cm左右。原子的质量也很微小，天然元素中，最轻的是氢-1原子（1H），其质量只有1.6733×10-24g；最重的是铀-238原子（238U），其质量也不过是3.951×10-22g。近代物理研究结果表明，原子由质子、中子和电子等更微小的基本粒子组成。

虽然不同元素的原子具有不同的性质，但是它们的结构都是十分相似的。质子带有1个单位的正电荷，电子带有1个单位的负电荷，而中子不带电荷。在原子的中心，质子和中子构成原子核，带正电荷；核外周围有带负电荷的电子按照一定的轨道绕核运行。原子核所带正电荷的数量恰好等于所有绕核运行电子所带负电荷的数量，所以正常的原子在电极上呈中性。

在核技术应用中用克作质量单位实在是太大了，因此，国际上统一规定以碳-12原子质量的1/12，即1.66054×10-24g为1原子质量单位。其他原子或粒子的质量可以与12C的原子质量进行比较定出。某元素的

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第1章 辐射的基础知识

平均原子质量与12C原子质量的1/12之比即为该元素的相对原子质量。

质子、中子和电子的质量非常微小，在实际应用中，我们近似地认为质子和中子的质量为1原子质量单位，电子质量为1原子质量单位的1/1840。原子核的质量比起电子的质量要大得多，如果忽略核外电子质量的话，原子核的质量几乎等于原子的质量。原子核中质子的数目称为原子序数，即原子序数（Z）=质子数。原子质量可以用原子核中质子和中子的数目来确定，即原子质量数（A）=质子数+中子数。不同元素的原子，其原子核是不同的，它们的根本区别就是组成核的质子数和中子数不同。通常用ZX表示不同元素的原子核，X为元素符号，Z为原子序数，A为原子质量数。由于每一种元素的所有原子都有确定的质子数，所以Z有时可以不标出来，只标出A，简写成AX，如：3H、16O、32P、

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ACo、131I、235U等。

原子的直径在10-8cm左右，而原子核的直径在10-13~10-12cm之间，

可见原子核和它的绕行电子之间，有很大一部分空间是空虚的，而核仅占整个原子的极小的一部分空间。

原子中的电子是按轨道层分布的。在某一轨道上运行的电子都具有一定的能量。内层轨道上的电子能量低，外层轨道上的电子能量高。电子可以吸收能量而从能量较低的内层轨道跃迁到能量较高的外层轨道，这种现象称为激发。如果吸收的能量较大，足以使得轨道上的电子脱离原子核的吸引力而自由运动，则称为电离。反之，当电子从能量较高的外层轨道跃迁到能量较低的内层轨道时（轨道电子俘获），多余的能量将以X射线（光子）的形式发射出来。

原子核与原子一样，也具有很多能级，最低能级叫做基级，在正常情况下，核都处于基级。只有在核反应过程中，或核衰变过程中，核才有可能处于激发态。处于激发态的核一般不能停留很久，它将迅速地跃迁到基级或先跃迁到较低的能级，然后再跃迁到基级，并同时将多余的能量以γ射线（光子）的形式发射出来。

在物理学中，常用焦耳（J）和尔格（erg）作为能量单位。但在原子核物理学中，以焦耳（J）或尔格（erg）作为能量的单位实在太大，因此通常用电子伏（eV）、千电子伏（keV）和兆电子伏（MeV）作为

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第1章 辐射的基础知识

能量单位。1电子伏（eV）就是一个电子在电位差为1伏的电场中加速所获得的能量。

1J=107erg

1eV≈1.6×10-12erg=1.6×10-19J

1.1.2. 核素和同位素

在核科技领域内，经常使用“核素”这一名词，它是指核内具有确定数目的质子和中子并具有同一能态的一类原子。核素有稳定和不稳定两种，我们把不稳定的核素称为放射性核素。核素根据其质量数A和原子序数Z及所处的能态差异可分为：同位素、同质异能素和同质异位素。

具有相同原子序数，但质量数不同的核素称为同位素。原子序数相同而原子质量不同的同一种元素，它们在周期表上占同一位置，因此称为同位素。虽然一种元素的所有原子都包含有相同的质子数，但它们可能包含不同的中子数，这就意味着一种元素可能有两种或多种同位素。例如：1H、1H和1H是氢元素的同位素；27Co、27Co、27Co、27Co、

59276061235238Co、27Co和27Co是钴元素的同位素；234UUU是铀元素、和92929212355565758的同位素，等等。

由于互为同位素的原子，其原子序数相同，所以同位素具有相同的化学性质。天然存在的同位素大多是以同位素混合物状态出现，比如，目前在核能利用中最重要的元素是铀（U），天然铀是三种铀同位素的混合物，这三种铀的天然同位素是

23492U、235U和238U，它们在天然铀9292中的含量百分比分别为0.006%、0.712%和99.282%。在天然存在的92中元素中，有350多种天然同位素，其中有近300种是稳定的同位素，有约50种是不稳定的同位素。另外，用核粒子轰击（如在反应堆中用中子轰击）天然同位素可得到700多种人工同位素，人工产生的同位素大都是不稳定的同位素。不稳定的同位素叫做放射性同位素。现在知道，原子序数从84起的所有元素都是不稳定的，具有放射性，而原子序数小于84的元素主要以稳定的同位素存在，只有少量的同位素是不稳定的。

同质异能素是指具有相同的质量数和原子序数，但处在不同能态的

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第1章 辐射的基础知识

核素。同质异位素是指具有相同的质量数而原子序数不同的核素，如

9038Sr（锶）、90Y（钇）。 391.2. 射线与辐射

早在100年前，法国物理学家贝可勒发现铀的化合物能使放在附

近的照相底片感光。后来认识到这个现象是由于铀发射出某种肉眼看不见的、穿透力相当强的射线的缘故。此后，多位科学家通过实验证实了某些天然核素的原子是不稳定的，它们能自发地转变成另一种核素的原子，并发射出某些粒子。我们把这种物理现象称为放射性，把这个转变过程称为放射性衰变。 1.2.1. 辐射类型

放射性核素在衰变时主要发射出三种类型的辐射，即α辐射、β

辐射和γ辐射。另外，在科研和生产中常见的还有中子辐射。中子不是由衰变产生的，而主要是由核反应产生的。

(1)X射线

伦琴于1895年使用高压放电管时，发现了一种新的穿透辐射，即后来人们所称的伦琴射线，又称X射线。X射线是一种短波长的电磁波，波长大约10-10~10-5cm，介于γ射线和紫外线之间。它的产生是由伦琴管内被电场加速至高速的电子，在轰击金属靶过程中获得的。此外，在电子感应加速器、回旋加速器等装置工作时，在电子显微镜内、在强大的振荡器和整流器内以及某些电射线管内都能获得X射线。

X射线具有强大的穿透能力。它能使照相乳胶感光、荧光物质发光、气体电离，还能穿透纸张以及金属薄片。X射线防护主要是外照射防护。

(2)γ射线

γ射线是波长极短（通常10-8cm以下）的电磁波。它的波长在10-8~10-10cm，它的速度和光速一样。γ射线性质与X射线大体相同，所以把它们统称为光子。它们的根本区别在于来源不一样：γ射线是因原子核结构变化而发射出来的，而X射线则是因为核外电子绕行轨道改变而发射出来的（X射线虽然不是放射性衰变产生的，但发射X射线的

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第1章 辐射的基础知识

现象也是放射性）。原子核从能量较高的状态跃迁到能量较低的状态时，常放出γ射线。此外，在带电粒子的轫致辐射、基本粒子的湮没以及原子核衰变的过程中，都能产生γ射线。

γ射线具有极大的穿透能力，其最大的危害因素为外照射。γ射线和X射线都不带电，不能直接引起电离，但它们穿透物质时，可以使核外电子成为高速飞行的自由电子，这些电子则可以发生电离作用。γ射线穿透能力与其能量有关，它的能量范围一般是0.01 ~10MeV。

(3)α射线

α射线是从一些放射性同位素物质的核中放射出来的带正电荷的α粒子流，α粒子实际上就是氦原子核（2He）。2He核是由2个质子和2个中子组成，因此，α粒子的质量为4个原子质量单位，带有2个单位的正电荷。

α射线的速度约为2×109cm · s-1，贯穿本领很小，在空气中射程为2~9cm，在水和生物组织内为0.02~0.06mm，其防护主要是内照射，外照射可不予考虑。但有很强的电离作用（光化学作用也强）。其能量约在2~9MeV。

(4)β射线

β射线是从放射性同位素原子核里放射出来的高速的电子流，β粒子的质量等于1/1840原子质量单位。β射线有两种，一种是发射负电子的β射线；一种是发射正电子的β射线。我们平常说的β射线通常指的是β射线。

β射线的速度均可达到光速的99%，贯穿本领较大。但它的能量比α射线小很多，对空气的电离作用小，其能量范围在3MeV以下。β射线穿透能力取决于其能量，但比γ射线小。其电离能力比同样能量的α射线低数倍，但大大高于X、γ射线。β射线对机体作用既有外照射情况也有内照射情况出现。

(5)中子

中子是一种不带电的中性粒子，质量接近1原子质量单位。在自然界里中子并不单独存在，它是在原子核受到外来粒子的轰击时才从核里释放出来的。自由中子都是不稳定的，它会自动衰变为一个质子、一

--+

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第1章 辐射的基础知识

个电子和一个中微子，其半衰变期约为12.8min。

中子具有巨大的速度和贯穿本领。中子的穿透能力与能量有关，能量越大穿透性越强。由于中子不带电荷，所以中子只与原子核发生作用，中子与各种元素原子核相互作用能产生γ射线或β射线。中子和γ射线是外照射防护中要考虑的两种主要辐射。中子引起人体损伤的程度随中子能量以及通量密度的大小而异。

入射粒子在物质中运动时，不断损失其能量，待能量耗尽，就停留在物质中。它沿原来入射方向所穿行的最大直线距离，称为该入射粒子在该物质中的射程。各种射线的射程取决于射线的能量。形象地说，α射线穿不透一张薄纸，β射线穿不透一张玻璃，γ射线穿不透很厚的混凝土。表1.1列出了各种射线粗略的射程。

表1.1 几种射线的射程 辐射类型 位 α粒子 β粒子 γ粒子 快中子1) 质量/原子质量单电荷/e +2 -1 0 0 0 在空气中的射程 约0.03m 约3m 很大 很大 很大 在生物组织中的射程 约0.04mm 约5mm 有可能穿透人体 有可能穿透人体 约0.15m 4 1/1840 0 1 1 慢中子 1)中子按能量划分为快中子、表热中子和热（慢）中子，详见后面叙述。

1.2.2. 放射性衰变

无论是天然放射性核素，还是人工放射性核素都会自然地进行核结构的变化而发射出某种射线，这个过程叫做核衰变。核衰变是放射性核素所具有的特征，衰变的速度（即衰变率）由它本身的核特性决定，不以人的意志为转移，既不受外界因素（如温度、压力、电磁场等）的影响，也不随元素的物理、化学状态的变化而改变。

核衰变根据其衰变时发射出的射线种类不同而主要分为α衰变、β衰变和γ衰变。

（1）α衰变

12

第1章 辐射的基础知识

原子核由于自发地放出α射线而转变成另外一种原子核的过程叫做α衰变。由于α粒子由2个质子和2个中子组成，因此，原子核在进行α衰变后，它的质量数（A）减少4个原子质量单位，原子序数（Z）减少2。一般而言，原子质量数大于140的许多核素会发生α衰变。

原子核发生α衰变的一般式为：

AZX?A?4Z?2Y+42He(α)+Q

式中，ZX——母体核素；

A?4Z?2AY——子体核素；

Q——衰变能，它是在原子核衰变过程中，由核内部所释放出来的能量，包括α粒子所带走的动能和剩余核（即子体核）的反冲能。

（2）β衰变

原子核由于自发地放出β射线而转变成另外一种原子核的过程称为β衰变。β衰变分为β衰变和β衰变。我们平常说的β衰变通常指的是β衰变，即原子核衰变时发射出负电子。负电子带有一个单位负电荷，其质量可忽略不计，因此，原子核在进行β衰变之后，它的质量数（A）不变，原子序数（Z）增加1；相反，原子核在进行β衰变之后，原子序数（Z）减少1。

原子核发生β衰变的一般式为：

AZ-+

---+

X?AZ?10Y+-1e(β-)+ν?Q

式中，ZX——母体核素； Z?1Y——子体核素； -1e——负电子； ν——反中微子； Q——衰变能。

原子核发生β衰变的一般式为：

AZA+

AA0X?AZ?10+Y++1e(β+)+ν?Q

式中，Z?1Y——子体核素； +1e——正电子； ν——中微子； 其他同上。

0+13

第1章 辐射的基础知识

反中微子ν是在β衰变过程中伴随β射线而放射出来的一种基本粒子。它的反粒子称为中微子ν。ν和ν都不带电，其静止质量近似看成零，与物质相互作用极微弱，因而穿透能力极强。β衰变可以看成是母体核内一个中子n衰变，生成一个质子P放出一个电子β和反中微子ν的过程，这个过程可以写成：

--

-

n?P?β-?ν?Q

而β衰变可以看成是母体核内一个质子P转变为一个中子n而放出一个正电子β和中微子ν的过程，这个过程可以写成：

++

P?n?β+?ν?Q

（3）γ衰变

γ衰变就是放射性核素发射出γ射线的衰变。γ粒子实际上就是光子，γ光子既无质量，又不带电荷，因此，原子核在进行γ衰变后，它的原子质量数（A）和原子序数（Z）都不变。

通常放射性原子核衰变时，γ光子是伴随着α粒子或β粒子发射出来的。其原因是原子核在进行α衰变或β衰变时，产生的子体核可能暂时处于激发状态，然后再很快地过渡到能量较低的激发态或基态，也就是说原子核的内部排列要重新调整一下，使之处于相对稳定的状态。在这个过渡过程中，多余的能量便以γ射线的形式释放出来。由于这个过渡时间非常短暂，所以γ衰变常被看作是与母体核衰变同时发生的。

须注意的是，每一激发态的原子核退激时，不一定只发射1个γ光子，例如27Co在β衰变后，处于激发态的原子核前后发射出2个γ光子，才过渡到基态的28Ni。另外，有极少数的放射性核素衰变后，子体核直接就成为基态，而没有γ射线产生，例如，H、C、P等核素在β衰变时不发出γ射线。 1.2.3. 衰变规律

通过对大量原子核进行研究，发现所有的放射性物质衰变时，其原子核数目随时间t的变化都遵循指数规律。这个规律的数学表达式为：

314606032N?N0e??t （1.1）

式中，N——t时刻的原子核数；

N0——初始时刻（t?0）的原子核数；

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第1章 辐射的基础知识

?——该放射性物质的衰变常数。

衰变常数?的物理意义是单位时间内放射性核素一个原子核衰变的概率。一定的放射性核素，其?值是一定的；每种放射性核素，有其固定的?值。

表征放射性核素自发跃迁的另一个参数是半衰期T1/2。放射性半衰期是指放射性核素的原子核数目因衰变减少到原来的一半所需要的时间。半衰期和衰变常数都是放射性核素的特征常数，根据半衰期定义和指数衰减规律可以得出它们的关系式。当t?T1/2时，N?N0/2，代入（1.1）式求得：

T1/2?ln2??0.693? （1.2）

显而易见，某放射性核素原子核的初始数目为N0，经过n个半衰期，则该核素的原子核数目N变为原来的()，即

12n1（1.3） N?N0()n

2从理论上说，需要经过无限长的时间，该核素才能衰变完。但实际上，当某核素残留的原子核数目为起始时的千分之一时，我们就可以认为该核素衰变完了。假设原子核数目衰变到原来的千分之一所需要的时间为t，则

N0?N0e??t 1000ln10006.91 t???10T1/2 （1.4）

??即一种放射性核素经过10个半衰期后，可以认为该核素已衰变完了。

实际工作中还用平均寿命?表示放射性核素的衰变速度。平均寿命是指放射性核素平均生存时间。?与T1/2、?的关系为：

??1/??T1/2/ln2?1.44T1/2 （1.5）

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第1章 辐射的基础知识

（1）剂量当量

相同的吸收剂量未必产生同等程度的生物效应，因为生物效应受到辐射类型、剂量与剂量率大小、照射条件及个体差异等因素的影响。为了用同一尺度表示不同类型的辐射照射对人体造成的生物效应的严重程度或发生几率的大小，辐射防护上采用了剂量当量这个辐射量。

剂量当量是用适当的修正因数对吸收剂量进行加权，使得修正后的吸收剂量能更好地和辐射所产生的生物效应联系起来。剂量当量H定义为组织内被考察的某一点处的D、Q和N的乘积，即

H?DQN （1.52）

式中，H——剂量当量，单位是J · kg-1，专门名称是西沃特（Sievert），简称希，符号Sv?；

D——吸收剂量，Gy； Q——品质因数；

N——考虑到由于照射条件的改变而引进的所有其它修正因数

的乘积。不论外照射还是内照射，N的取值ICRP推荐为1。

品质因数Q，是辐射防护领域中为了以同一尺度衡量各种辐射引起

的有害效应程度而引进的一个系数，它的数值是根据辐射在水中的传能线密度L?的大小确定的。传能线密度就是前面介绍过的线碰撞阻止本领，即L??Scol。与不同L?值相应的品质因数Q的值见表1.6。

表1.6 L?与Q的关系 水中的L?（keV · μm-1） Q 1 2 5 10 20 ?3.5 7 23 53 175

显然，传能线密度的大小和带电粒子的初始动能、种类及介质的特性有关。在一定范围内其值愈大，表明该种辐射的生物效应也大。如果 -2?

过去，剂量当量的专用单位是雷姆，符号是rem，1rem=10Sv。

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第1章 辐射的基础知识

在所考察的体积内，不完全知道带电粒子的传能线密度，可以按照初级辐射的类型使用品质因数的平均值的近似值。1986年4月4日，ICRP和ICRU联合任务组给ICRP和ICRU的报告提出，无论是内照射还是外照射，与不同类型辐射相应的平均品质因数Q可取表1.7中所列的数值。

如器官或组织同时受到几种辐射照射，则可用下式计算它的剂量当量：

H??DQii （1.53）

i式中，i表示辐射的类型。

需要注意的是，上述Q（或Q）值不适用于描述高剂量和高剂量率下所产生的急性照射。所以，剂量当量只限于在辐射防护所涉及的剂量范围内使用。

表1.7 不同类型辐射的Q值

射线种类 X射线、γ射线、β粒子（电子） 中子（能量<10keV或>20MeV） 中子（能量10~100keV或2~20MeV） 中子（能量100keV~ 2MeV） 质子和离子 ?粒子 Q近似值 1 5 10 20 20 20

用剂量当量来描述人体所受各种电离辐射的危害程度，可以表达不同种类的射线，在不同能量及不同照射条件下，所引起的生物效应的差异。因此，在计算剂量当量时，必须指明射线种类、能量和受照条件。

（2）剂量当量率

?是单位时间内的剂量当量，其定义为dH除以dt所剂量当量率H得的商，即

??dH （1.54） Hdt42

第1章 辐射的基础知识

式中，dH——在时间间隔dt内剂量当量的增量。

剂量当量率的单位是J · kg-1 · s-1，即Sv · s-1。 （3）有效剂量当量

人体受到的任何照射，几乎总是不只涉及一个器官或组织，为了确定在给定照射水平下，受到照射的有关器官和组织带来的总的危险，相对随机性效应而言，在辐射防护中引进了有效剂量当量HE，即

HE??WTHT （1.55）

T式中，HT——器官或组织T受到的剂量当量；

WT——器官或组织T的组织权重因子。

由于组织权重因子WT是无量纲，所以有效剂量当量HE的单位名称及符号同剂量当量HT一样，即为Sv。

人体器官或组织T的组织权重因子见表1.8所示。

表1.8 人体器官或组织T的组织权重因子

器官或组织T 性腺 红骨髓 结肠 肺 胃 膀胱 乳腺 组织权重因子WT 0.20 0.12 0.12 0.12 0.12 0.05 0.05 器官或组织T 肝 食道 甲状腺 皮肤 骨表面 其余器官或组织 组织权重因子WT 0.05 0.05 0.05 0.01 0.01 0.05 注：其余器官或组织是指直肠、唾液腺等以上列出的器官或组织除外的5个接受剂量最大的器官或组织。其余组织不包括手、前臂、足、踝、皮肤和眼晶体。

有效剂量当量适用于由外部源或内部源产生的均匀照射或非均匀照射。但是它没有包括两代以后的遗传效应，也没有包括非致死的躯体效应。

（4）待积剂量当量

43

第1章 辐射的基础知识

为了定量计算放射性核素进入体内所造成的内照射剂量，辐射防护中又引进一个叫做待积剂量当量的辐射量。

待积剂量当量HT(?)是人体单次摄入放射性物质后，某一器官或组织在某段时间内将要受到的累积的剂量当量，即

t0??HT(?)??（1.56）

t0?(t)dt HT式中，t0——摄入放射性物质的时刻； ?——摄入放射性物质之后经过的时间；

?(t)——在t时刻器官或组织T受到的剂量当量率。 HT3.4.2. 与群体相关的辐射量

（1）集体剂量当量

评价辐射对一个群体所产生的危害，可用这一群体的集体剂量当量来衡量。

集体剂量当量的定义为：

S??HiNi （1.57）

i式中，Hi——受照射群体中i人群组内Ni个成员平均每人全身或任一器官（或组织）所受的剂量当量。

简言之，集体剂量当量是受照群体每个成员的剂量当量的总和。 集体剂量当量的单位是人· Sv。 （2）剂量当量负担

为了评价现时的实践在以后的时间中所造成的影响，可以用“剂量当量负担”来衡量。

如果由于某一决策或实践对指定群体造成了在时间上持续的照射，则与此相应的剂量当量负担Hc是该群体中平均每人的某一器官或组织

?(t)在无限长时间内的积分，即 受到的剂量当量率H??(t)dt （1.58） Hc??H0简言之，剂量当量负担是在无限长时间内，由给定决策和实践对群体中每个成员的有关器官或组织造成的平均累积剂量当量。

44

第1章 辐射的基础知识

剂量当量负担单位是Sv。 3.4.3. 描述周围辐射水平的指数量

辐射防护工作的基本要求之一，是要确定人体内的最大剂量当量，并将它与辐射防护的基本限值相比较，借以判断所受照射的剂量当量是否处在可接受的范围之内。不过，人体受到外照射时，体内各器官（或组织）的剂量当量是不同的，而且也不可能直接测量。为此，ICRU建议用一个直径为30cm的组织等效球（称ICRU球）作为人体躯干的模型，借此估计人体躯干中的最大剂量当量，为此又进一步提出了描述周围辐射水平的指数量。

（1）吸收剂量指数和剂量当量指数 1）吸收剂量指数

辐射场中某点的吸收剂量指数DI，定义为以此点为中心，由密度为1g · cm-3的软组织等效材料组成的，直径为30cm的球（即ICRU球）内的最大吸收剂量。

?。 单位时间内的吸收剂量指数称为吸收剂量指数率DI?的单位的符号分别是Gy、Gy ·DI、D s-1。 I2）剂量当量指数HI

辐射场中某点的剂量当量指数HI，定义为以此点为中心的ICRU球内的最大剂量当量。

?。 单位时间内的剂量当量指数称为剂量当量指数率HI?的单位的符号分别是Sv、Sv ·HI、H s-1。 IDI、HI统称为广义指数量。虽然广义指数量可以较好地量度人体

躯干和头部中的量大吸收剂量和剂量当量。但是，在外照射监测中常需要确定贯穿辐射造成的剂量当量和基本上局限于皮肤的剂量当量。为此，又引进深部剂量当量指数HI,d和浅表剂量当量指数HI,s，它们分别可以代表人体较深部位组织中和皮肤内的最大剂量当量的近似值。

（2）深部剂量当量指数和浅表剂量当量指数 1）深部剂量当量指数HI,d

某点处的深部剂量当量指数HI,d，是以此点为中心的ICRU球体内，深度在1cm以上范围内的最大剂量当量。

45

第1章 辐射的基础知识

第二节 射线与物质相互作用

原子核衰变放射出来的射线在与物质相互作用时，一方面射线的能量不断损耗，另一方面射线消耗的能量使周围物质的分子或原子产生电离或激发。这种过程对于射线的应用以及辐射防护等都具有十分重要的意义。

2.1. 带电粒子与物质相互作用

带电粒子通过物质时，其能量转移（损失）的主要方式是电离和激发。

电离就是当带电粒子在物质中从原子核外电子旁边经过时，通过带电粒子与核外电子的静电作用，把能量转移给核外电子。当电子获得足够大的能量时，它将脱离原子核对它的束缚而成为自由电子，被电离的原子成为带正电荷的离子。所以每个电离过程都产生一个自由电子和一个正离子组成的离子对。

激发则是带电离子转移给核外电子的能量，不足以使电子摆脱原子核的束缚，但电子可以从原来的运动轨道跃迁到能量较高的轨道上，使整个原子处于能量较高的状态，即激发态。处于激发态的原子是不稳定的，它很快会自发地回到自己原来的状态上，而将多余的能量以发射X射线的形式释放出来。 2.1.1. α粒子

射程指的是粒子沿入射方向所能达到的最大直线距离。α粒子在不同的介质中有不同的射程。在同一介质中，α粒子射程与其能量有关。能量越大，射程越长。通过观察，α粒子在空气中的径迹在大多数情况下是直线。

α粒子具有很强的电离能力。它与物质相互作用时，在单位路径上形成密集的电离对，如在空气中大约是（1~7）×104离子对 · cm-1。同时，在很短的距离内就将能量消耗掉，比如，

16

24195Am发射能量为

第1章 辐射的基础知识

5.5MeV的α粒子，在空气中的射程不足5cm，而在铝中的射程仅有2.4×10-2mm。 2.1.2. β粒子

β粒子是由原子核里发射出的高速电子。由于中子相对过多的原子核是不稳定的，中子发生β衰变转变为质子，同时释放出一个电子，这就是β粒子。β粒子与物质相互作用时，除了发生电离和激发外，若β粒子速度较高，有时还会产生轫致辐射。轫致辐射是高速电子与物质原子核或其他粒子的电场作用而被减速或加速时所伴生的电磁辐射。

β粒子的动能可从0到最大值Emax，形成一个连续的能量分布，平均能量E约在其最大能量的1/3处。通常我们说某种放射性核素发射β粒子的能量是指该β粒子的最大能量。

β粒子的质量比α粒子小得多，在介质中穿行速度较快，在单位路径上形成的电离对较α粒子稀疏，如在空气中约为60~7000离子对 · cm-1。当然，由于β粒子在物质中能量损失的速率较慢，因此，β粒子比α粒子的射程更大一些。如32P发射能量为1.71MeV的β粒子，在空气中的射程为610cm，而在铝中的射程为2.29mm。

2.2. γ射线与物质相互作用

γ射线与X射线都是光子，一般而言，X射线的能量要比γ射线的能量低一些，但它们与物质作用的机理是一样的。γ光子与物质相互作用，不断地损失能量，最后被物质吸收。γ射线与物质相互作用时，主要过程有光电效应、康普顿效应以及电子对效应等。这三种主要作用发生的几率与光子能量hv、吸收物质的原子序数Z有关，如图1.1所示。

图中曲线上的每一点意味着在同样的原子序数Z和光子能量hv下，两种相邻效应的截面相等。从图中可以看出，当光子能量在0.8~4MeV之间时，对于原子序数为任何值的物质，康普顿效应都占优势。一般地说，对于低原子序数的物质，康普顿效应在很宽的能量范围内占优势；对于中等原子序数的物质，在低能时，光电效应占优势；在高能时，电子对效应占优势。当光子能量在10MeV以上，并且与它作

17

第1章 辐射的基础知识

用物质的原子序数为任何值时，在上述三种主要相互作用过程中，光电效应、康普顿效应的截面随光子能量的增加而降低，电子对效应的截面却随着光子能量的增加而增大，相对于前两种过程占优势。

图1.1 γ射线三种主要作用与光子能量、吸收物质原子序数的关系

2.2.1. 光电效应

当能量为hv的一个γ光子与物质中的一个束缚电子作用时，它可能将全部能量交给电子，而光子能量本身被吸收，得到能量的电子脱离原子核的束缚而成为自由电子，这个电子称为光电子，这一过程

称为光电效应，作用示意图见图1.2所示。在发生光电效应时，入射光子能量的一部分用于克服电子的结合能，其余部分转化为电子的动能。 2.2.2. 康普顿效应

图1.2 光电效应示意图

18

第1章 辐射的基础知识

入射光子把一部分动能交给原子外层电子，电子从原子中与入射光子成?角度射出，这一电子称为反冲电子。入射光子能量则变成hv'，并朝着与入射方向成?角度散射，这一过程最早为康普顿发现，故

称为康普顿效应，作用示意图见图1.3所示。 2.2.3. 电子对效应

随着入射光子能量的增高，光电效应的吸收作用很快减弱，康普顿效应也逐渐减弱，当光子能量大于1.02MeV时，就存在形成电子对效应的几率。γ光子从原子核旁经过时，光子被吸收转化为一正、

负电子对，这一过程称为电子对效应，作用示意图见1.4所示。

图1.4 电子对效应示意图 图1.3 康普顿效应示意图

2.3. 中子与物质相互作用

中子不带电荷，因而它不能直接引起物质原子电离。中子通过物质时与核外电子几乎不发生作用，而主要是与原子核发生作用，其作用的概率主要取决于核的性质。中子与原子核作用的主要方式有：弹性散射、非弹性散射和吸收。根据相互作用的能量关系，常常把中子分为三

19

第1章 辐射的基础知识

个能量等级，即能量超过100keV的快中子（主要表现为非弹性散射）、能量在0.5keV到100keV之间的表热中子（主要表现为弹性散射）和能量低于0.5keV的热（慢）中子（主要表现为吸收）。 2.3.1. 散射

中子的散射可分为弹性散射、非弹性散射和去弹性散射。 弹性散射时，中子和原子核发生如同台球那样的碰撞，使中子的一部分能量转变为原子核的动能，该原子核称为反冲核，而中子本身则改变了原来的运动方向。弹性散射前后，中子与原子核两者的总动能保持不变。由于碰撞，中子被慢化。当中子能量不高时，中子与一些轻核物质作用，弹性散射是主要作用过程，因此，石蜡、水、和石墨等轻元素物质常被用来作为中子慢化的材料。

非弹性散射时，中子使原子核处于激发态。受激核经常以γ射线的方式释放。对于中子的非弹性散射而言，重要的过程就是伴随γ射线的产生，γ射线再与物质相互作用。

去弹性散射时，中子与原子核作用后，可出现多个中子，即发生（n，2n）、（n，3n）等反应。这时，核发射一个中子后，仍处于激发态，还可发射一个或几个中子。如，氮（7N）核受到高能中子轰击时，能放出两个中子，而作用后氮原子核性质仍保持不变。 2.3.2. 吸收

中子的吸收可分为辐射俘获和散裂反应。

原子核俘获中子的过程称为吸收。在俘获过程中，原子核吸收一个中子，形成一个激发的复合核。复合核通常发射其他粒子或γ射线释放出多余的能量，而回到基态。辐射俘获多发生在低能重核上。

散裂反应过程是指原子核吸收高能中子能引起原子核的散裂并发射出两个或三个以上的带电粒子的反应。如，碳（6C）原子核吸收一个高能中子后即散裂成一个中子和三个α粒子。

1216

20

第1章 辐射的基础知识

第三节 辐射防护中常用的物理量

电离是指从一个原子、分子或其它束缚状态释放一个或多个电子的过程。电离辐射，就是由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组成的，或者由它们两者混合组成的辐射。有时也将电离辐射简称为辐射。电离辐射无论在空间，还是在介质内部通过、传播以至经由相互作用发生能量传递的整个空间范围，称为(电离)辐射场。

电离辐射通过与物质的相互作用，把能量传递给受照物质，并在其内部引起各种变化。辐射量是为了表征辐射源特征，描述辐射场性质，量度辐射与物质相互作用的程度及受照物质内部发生的辐射效应而建立的。也就是说，辐射量是一种能表述特定辐射的特征并能加以测定的量。有关辐射量的基本概念及其单位，不但广泛地应用于辐射剂量学和辐射防护领域，而且广泛地应用于放射医学、放射生物学、放射化学与辐射物理等领域。

本节将讨论电离辐射领域中常用的几个辐射量及其单位和与辐射防护有关的几个量及其单位。

3.1. 描述辐射场的量

辐射测量和辐射效应的研究，要求不同程度地描述被考察点的辐

射场特性。下面介绍用以描述辐射场性质的粒子注量、能量注量，并简单讨论它们之间的关系。 3.1.1. 粒子注量

描述辐射场性质最简单的方法是计算入射粒子的数目。粒子注量，就是根据入射粒子数的多少描述辐射场特性的一个量。

ICRU（国际辐射单位与测量委员会）定义：辐射场中某一点处的粒子注量，是进入以该点为球心的一个小球的粒子数dN除以该球截面

21

第1章 辐射的基础知识

积da?而得的商，即

Φ=式中，Φ——粒子注量，m-2；

dN （1.6） da dN——进入小球体的粒子数（不包括从小球体内流出的粒子数）；

da——小球体的截面积，m2。

由于小球体内的截面积可任意选取，对无论任何方向入射到小球体上的粒子，都可选取出相应的截面积。故ICRU定义的粒子注量既适用于定向辐射场的情况，也适用于非定向辐射场的情况。也就是说，粒子注量与粒子的入射方向无关。在辐射防护领域，人们主要关心的是辐射作用于某一点所产生的效应，而不管辐射的入射方向。因此，粒子注量在辐射防护上是一个重要的辐射量。

实际上，到达辐射场某点的粒子，它们的能量往往不是单一的。因此，辐射场中某点的粒子注量存在着按粒子能量的谱分布。谱分布有积分分布Φ(E)和微分分布ΦE两种形式。

积分分布Φ(E)，表示能量在0~E间的粒子注量。微分分布ΦE是积分分布对能量E的导数，即

ΦE?dΦ(E) （1.7） dEdΦ(E) dE （1.8）

dEdΦ(E) dE （1.9）

dE于是，能量在E到E?dE之间的微分粒子注量为：

Φ?E?将上式对全粒子能谱积分，便得到能量为0~∞范围内的粒子注量

Φ??义为dΦ除以dt所得的商，即

?0粒子注量率?是指单位时间内进入单位截面积小球的粒子数，其定

?

这里，球截面积是指通过球心的截面面积，下同。

22

第1章 辐射的基础知识

dΦd2N （1.10） ???dtdadt式中，?——粒子注量率，m-2 · s-1；

dΦ——时间间隔dt内粒子注量Φ的增量。

3.1.2. 能量注量

除粒子数外，也可用辐射场中某点的粒子能量来定量描述辐射场的性质。为此又引进能量注量这一辐射量。

ICRU定义：进入辐射场中某一点处的能量注量，是以该点为球心的小球的所有粒子能量（不包括静止能量，下同）之和dE除以该球截面积da所得的商，即

Ψ?式中，Ψ——能量注量，J · m-2；

dE （1.11） da dE——进入小球体所有粒子的能量之和（不包括静止能量），J；

da——小球体的截面积，m2。

能量注量率?是指单位时间内进入单位截面积小球的所有粒子能量之和，其定义为dΨ除以dt所得的商，即

dΨd2E??? （1.12）

dtdadt式中，?——能量注量率，J · m-2 · s-1；

dΨ——时间间隔dt内能量注量的增量。

3.1.3. 能量注量与粒子注量的关系

对于能量为E的粒子，能量注量Ψ和粒子注量Φ的关系为 （1.13） Ψ?ΦE

当粒子能量具有谱分布时，由（1.8）式可推得能量在E到E?dE之间的微分能量注量为

Ψ?E?Φ?EE?dΦ(E) EdE （1.14）

dE则进入单位截面积球体内的粒子能量注量为

Ψ???0dΦ(E) EdE （1.15）

dE23

第1章 辐射的基础知识

3.2. 相互作用系数

相互作用系数是用来描述电离辐射与物质相互作用程度的。下面将要讨论的各种相互作用系数，其数值都是针对特定辐射、特定能量、特定物质甚至指定相互作用类型的。

3.2.1. 质量减弱系数、质量能量转移系数和质量能量吸收系数

质量减弱系数?/? 、质量能量转移系数?tr/?和质量能量吸收系数?en/?三个系数，都是针对不带电粒子（X 、γ射线和中子）穿过物质时发生的物理现象而定义的。它们分别量度：平均有多少粒子减少；平均有多少能量转移为带电粒子的动能和平均有多少能量被物质所吸收。它们的单位都是m2 · kg-1。下面以γ射线为例，从物理意义上分析这三个系数的联系与区别。

（1）质量减弱系数

为了说明质量减弱系数所表示的物理意义，我们先进一步说明线减弱系数的概念。γ光子在物质中穿行一段距离时，有的与物质发生相互作用，有的则没有发生。经受相互作用的光子数可用发生作用的几率来表示。线减弱系数就是入射光子在物质中穿行单位距离时，平均发生总的相互作用的几率。“总的相互作用”是指所发生的一切相互作用。γ射线与物质的相互作用主要有光电效应、康普顿效应和电子对效应等三种过程。显然，γ射线在物质中的减弱，通常是这几种过程叠加的结果。因此，物质对γ射线的总线减弱系数?，应该是各种过程的线减弱系数的总和，即

（1.16） ???????

总线减弱系数?的单位是m-1，它表示γ射线穿过单位长度距离后，因相互作用，其光子数减少的分数值。?、?和?分别表示光电效应、康普顿效应和电子对效应的线减弱系数，单位均为m-1。

若用物质的密度?去除线减弱系数?，则得到辐射屏蔽中应用更广泛的质量减弱系数?/? ，则上式变为

??????? （1.17） ????24

第1章 辐射的基础知识

质量减弱系数?/?的单位是m2 · kg-1，它表示γ射线穿过单位质量厚度后，因相互作用，其光子数减少的分数值。?/?、?/?和?/?是相应于上述三种过程的质量减弱系数，单位均为m2 · kg-1。

质量减弱系数?/?，只涉及到物质中入射不带电粒子数目的减少，并不涉及进一步的物理过程。

采用质量减弱系数的优点是，它的数值不因材料的物理状态的改变而改变。此外，在康普顿散射中，与光子作用的仅涉及自由电子，除氢元素外，绝大多数物质，其单位质量内的电子数大致相等，所以在康普顿散射占优势的光子能量范围内，几乎所有物质以m2 · kg-1为单位的质量减弱系数大致相同。

（2）质量能量转移系数

同样，线能量转移系数应等于光子在各相互作用过程中的线能量转移系数之和，则?tr可表示为

?tr??a??a??a （1.18）

线能量转移系数?tr的单位是m-1，它表示γ射线在物质中穿过单位长度距离后，由于相互作用，其能量转移为带电粒子能量占总能量的份额。

?a、?a和?a分别表示光电效应、康普顿效应和电子对效应过程中光子

能量转移为带电粒子能量的线能量转移系数，单位均为m-1。

同（1.17）式相似，质量能量转移系数?tr/?为

?tr?a?a?a （1.19） ???????质量能量转移系数?tr/?的单位是m2 · kg-1，它表示γ射线在物质中穿过单位质量厚度后，因相互作用，其能量转移为带电粒子动能占总能量的份额。?a/?、?a/?和?a/?分别表示相应上述三种过程的质量能量转移系数，单位均为m2 · kg-1。

质量能量转移系数，只涉及到在物质中入射不带电粒子能量的转移，而不涉及能量是否被物质吸收的问题。

（3）质量能量吸收系数

线能量转移系数?tr表示光子能量转移给带电粒子的那一部分能量份额。带电粒子从光子那里得到的那部分能量又将使物质电离、激发和产生轫致辐射，则真正被物质所吸收的能量应等于光子转移给带电粒子

25

第1章 辐射的基础知识

电粒子与物质相互作用释放出次级带电粒子，不带电粒子的能量转移给次级的带电粒子；第二，带电粒子将通过电离、激发，把从不带电粒子那里得来的能量授与物质。吸收剂量是表示第二过程的结果。为了表示第一过程的结果，引进了另一个新的辐射量，即比释动能。

比释动能K表示不带电粒子与物质相互作用时，在单位质量的物质中产生的带电粒子的初始动能的总和。其定义为：不带电粒子在某一体积元内的平均转移能d?tr除以该体积元内物质的质量dm所得的商，即

K?d?tr （1.32） dm式中，d?tr——不带电粒子在质量dm的物质中释出的全部带电粒子的初始动能总和的平均值，它既包括这些带电粒子在轫致辐射过程中辐射出来的能量，也包括在该体积元内发生的次级过程所产生的任何带电粒子的能量。

比释动能K的单位与吸收剂量的单位相同，即J · kg-1或Gy。 比释动能只适用于不带电粒子，但适用于任何物质。它也是一个与无限小体积相联系的辐射量。在受照物质中每一点上都有它特定的比释动能数值。所以在给出比释动能数值时，也必须同时指出与该比释动能相联系的物质和该物质的部位。

（3）比释动能率

?是单位时间内的比释动能，定义为dK除以dt所得比释动能率K的商，即

2d?trdK??K? （1.33） dtdmdt式中，dK——在时间间隔dt内比释动能的增量。

?的单位与吸收剂量率相同，即J ·比释动能率K kg-1 · s-1或Gy · s-1。

（4）比释动能与注量的关系

对于仅有一种单能不带电粒子的辐射场，某点处物质的比释动能

K与同一点处的能量注量Ψ有如下关系：

?K?Ψ(tr) （1.34）

?31

第1章 辐射的基础知识

式中，K——比释动能，Gy；

m-2； Ψ——粒子能量注量，J ·

?tr/?——物质对入射的不带电粒子的质量能量转移系数，

m2 · kg-1。

由（1.13）式代入上式，得到比释动能K与粒子注量Φ的关系：

K?Φ(式中，Φ——粒子注量，m-2；

?tr（1.35） )E

? E——入射的不带电粒子的能量，J。

对于具有谱分布的不带电粒子的辐射，若Φ(E)表示其能量在

0~E之间的粒子注量，则由能量在E到E?dE之间的微分能量注量Ψ?E?[dΦ(E)/dE]EdE，推导出物质的比释动能为：

?dΦ(E)?tr K?E?Ψ?E(tr)?()EdE （1.36）

?dE?将上式对全粒子能谱积分，便得到能量为0~∞范围内的粒子的比释动能为：

?K??0dΦ(E)?tr（1.37） ()EdE

dE?对于单能中子，令fK?E(?tr/?)，代入（1.35）式，可得中子辐射场中某点处物质的中子比释动能Kn，即

Kn?fKΦ （1.38）

式中，fK——中子的比释动能因子，它表示与单位中子注量相应的比释动能值，其单位是Gy · m2。

附表2列出了中子在某些物质中的比释动能因子fK的数值。这样就可以方便地用（1.38）式计算中子在这些物质中的比释动能。

（5）比释动能与吸收剂量的关系

不带电粒子在与物质相互作用过程中，传递给单位质量的物质的能量，只有在带电粒子平衡的条件下，才近似等于被单位质量的物质实际吸收的能量。带电离子平衡的概念在辐射剂量学中有着重要的应用。因此，在讨论比释动能与吸收剂量关系之前，先简单介绍带电粒子平衡的概念。

32

第1章 辐射的基础知识

设不带电粒子通过体积为V的物质，如图1.5所示。假设在体积V中任取一点O，并以O点为中心取一小体积元?V。

图1.5 不带电粒子平衡示意图

不带电粒子传递给小体积元?V的能量，等于它在内所产生的次级带电粒子动能的总和。这些次级带电粒子有的产生在?V内，也有产生在?V外的。在?V内产生的次级带电粒子有些离开体积元?V，如径迹a；也有些在?V外产生的次级带电粒子进入该体积元，如径迹b。当进入该体积元的带电粒子和离开该体积元的带电粒子的总能量和谱分布达到平衡时，就称O点存在带电粒子平衡。显然，带电粒子平衡是指受照物质内某一点的状态而言。每当一个带电粒子离开以O点为中心的小体积元?V时，就有另一个同种类、同能量的带电粒子进入该体积元来补偿，这种状态称之为带电粒子平衡。在带电粒子平衡条件下某点存在的带电粒子能谱称为平衡谱。如果涉及的带电粒子是电子，则就称为电子平衡。

受照射物质中某一点存在带电粒子平衡的条件是：

l）以小体积元?V的边界向各个方向伸展的距离d，至少大于初级入射粒子在该物质中所产生的次级带电粒子的最大射程Rmax，且在

d?Rmax的区域内辐射场是恒定的，即入射的粒子注量和谱分布恒定不

变。

2）在上述的d?Rmax区域内，物质对次级带电粒子的阻止本领及

33

第1章 辐射的基础知识

对初级入射粒子的质量能量吸收系数恒定不变。

显然，上述条件是难以实现的，但在某些情况下，能够达到相当好的近似。例如对于137Cs、60Co的γ射线，如果认为入射辐射1%左右的衰减可以忽略，那么在受照的某些物质（如水）中可能存在着很好的近似电子平衡。对于中子，由于建立带电粒子平衡比较容易，因此，即使中子能量高达30MeV，在某些物质（如水）中仍然有较好的近似带电粒子平衡。

需要注意的是，在下述情况下并不存在着带电粒子平衡： 1）辐射源附近。这里辐射场极不均匀，随着离源距离的缩小而急剧变化。

2）两种物质相邻的界面附近。这里不但辐射场不均匀，而且两种物质对初级辐射的质量能量吸收系数及对次级带电粒子的阻止本领不同，且d??Rmax。

3）高能辐射。这种辐射产生的次级带电粒子的动能很大，当初级辐射穿过等于次级带电粒子的平均射程的物质厚度时有明显的减弱。

由上面的讨论可知，在带电粒子平衡条件下，若轫致辐射损失的能量可以忽略，那么不带电粒子在某一体积元的物质中，转移给带电粒子的平均能量d?tr，就等于该体积元物质所吸收的平均能量d?。若该体积元物质的质量为dm，则有

K?d?trd?（1.39） ??D

dmdm应该指出的是，除了满足带电粒子平衡条件外，要使（1.39）式成立的另一条件是带电粒子产生的轫致辐射效应可以忽略。在这个前提下，可以认为比释动能与吸收剂量在数值上相等。但这只对低能X或γ射线来说是成立的。而对于高能X或γ射线，则由于次级带电粒子是电子，有一部分能量在物质中转变为轫致辐射而离开所关心的那个体积元，故使K?D，此时的表达式为：

D?d?d?tr ?(1?g)?K(1?g) （1.40）

dmdm式中，能量损失于轫致辐射的能量份额。 g——次级电子在慢化过程中，

高能电子在高原子序数的物质内，g值比较大，但在低原子序数物

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第1章 辐射的基础知识

质内，g值一般比较小，通常可忽略，这样可近似地认为吸收剂量与比释动能在数值上相等，即D?K。

对于中子，当能量低于30MeV时，D与K的数值差别完全可以忽略。因此用（1.38）式计算出中子比释动能值，就可当作同种物质的吸收剂量值。

吸收剂量与比释动能的数值差，同入射的不带电粒子的能量有关。在辐射防护领域所关心的能量范围内，对于X、γ光子或中子都可以近似地认为吸收剂量同比释动能在数值上是相等的，即D?K。 3.3.3. 照射量

照射量是个辐射防护中沿用最久的一个物理量，也是最重要的一个物理量，这里主要讨论照射量的基本概念，以及与吸收剂量的关系。

（1）照射量

照射量是一个用来表示X或γ射线在空气中产生电离能力大小的辐射量，定义为：dQ除以dm所得的商，即

X?dQ （1.41） dm式中，X——照射量，C · kg-1?；

dQ——X或γ射线在质量为dm的空气中，释放出来的全部电

子（正、负电子）完全被空气阻止时，在空气中产生一种符号的离子的总电荷的绝对值。

定义中的dQ不包括光子在空气中释放出来的次级电子产生的轫致辐射被吸收后产生的电离。不过，这仅在光子能量很高时才有意义。

照射量只用于量度X或γ射线在空气介质中产生的照射效能。但是，实际工作中，常说到除空气之外的其它介质中，某点处的照射量为多少，这时，这一照射量数值应理解为在所考察的那点处放置少量空气后测得的照射量值。

只有在满足电子平衡的条件下，才能严格按照定义精确测量照射量。因此，鉴于现有技术条件和对精确度的要求，能被精确测量照射量的光子能量限于10keV~3MeV范围以内。在此能量范围内，由次级 -4-1?

过去，照射量的专用单位是伦琴，符号是R。1R=2.58×10C · kg。

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