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第2章各类辐射源-part1
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辐射防护基础知识内蒙古自治区辐射环境监督站 刘桂芳2009年11月1第一章 原子核结构及其衰变1896年，法国科学家亨利贝可勒尔（H. Becquerel） 发现，从铀的化合物中自发地发射出穿透力很强的不可见 射线，它能穿透纸而使里面的照相底片感光。这一发现改 变了原子是物质不可分割的最小单位的认识。从此，自然 科学从原子时代进入了原子核时代。2第一节 原子核结构及有关的一些常用术语一、原子核结构简介原子是保持元素化学性质的最小粒子，1911 年卢 瑟福（ R.C.RUtherford ）根据α粒子的散射实验提出了 原子的核式模型的假设 , 即原子是由原子核和核外电子 所组成。原子中央是带正电的原子核，电子在核外围绕 核运动。由于电子质量很小（me=9.31kg），所以原子的质量基本上集中于原子核(原子核的重量是电子的1846倍)。原子是电中性的。3现代原子结构原子的直径约为 10-10米。原子核在中心约原 子 直 径 的 1/10000 。原子核 中子+ ++原子的质量几乎全 集中在原子核上电子的质量仅为质 子质量的1/1840。 一个电子所带的电 荷为1.6×10-19库 仑（C），定义为 单位电荷。质子 电子 (电子云)4二、有关原子核的一些术语1、 核素：这一术语在核辐射防护中经常用到，它是指核内具有一定数目的中子和质子，并处于同一能态的一类原子。核素用符号AZX表示，其中X代表元素符号，A为质量数，Z为核电荷数。5原子核的表示核子数 元素符号原子质量单位等于一 个碳－12核素原子质 量 的 1/12 ， 记 为 u 。 1u=1.-27 kg。质子数A ZXN质子和中子质量几乎 一样，分别为：mp = 1.u mn = 1.uA 中子数 Z NX1实际上核素符号X和质子数Z具有唯一、确定的关系，所以用符 号AX足以表示一个特定的核素 1H ,2H ,3H1 16原子核物理常用术语及意义核子数、中子数、质子数和能态只要有一个不同，就是不 同的核素。208 86 90 3860Tl Sr208 82 91 3958Pb两种核素，A同，Z、N 不同。 两种核素，N 同，A、Z 不同。 两种核素，Z 同，A、N 不同。 两种核素，A、Z、N 同，能态不同。7YCoCo60Co60mCo核素一般分为放射性核素和稳定核素。 锶-90，钚-239等具有放射性的核素称为放射 性核素。碳-12，氧-16等非放射性的核素称 为稳定核素。到目前，包括人工制造的不稳定元素，人们已经知道有100多种元素。82、同位素和同位素丰度：同位素是指原子核内具有相同的质子数和不同的中子数的那些核素。同位是指该同位素的各核素在元素周 期表中处于同一个位置,它们具有基本 相同的化学性质。9如：铀-238、铀-235与铀-234等均为铀 元素的同位素,而氢的同位素包括了11H （氕）、21H（氘）、3 1H（氚）三种核素。某些元素，例如锰、铍、氟、铝等在天然条件下 ,只存在一种核素 ,称为单一核素而不能说它们只有一种同位素。核素和同位素是两个不同的术语，切勿混为一谈。10某元素中各同位素天然含量的原子数百分比称为同位素丰度。例如天然存在氧的同位素有三种核素 : 16O 17O 18O, 其天然含量的百分比即同位素的丰度分别为99.756%, 0.039%, 0.205%。天然铀的同位素有两种，238U和235U，其天然同位素的丰度分别为99.276%和0.724%。氢的同位素有三种11H2 1H 3 H，其丰度分别为1 H99.985%, 2 H为 1 1 10.015%,3 1H在天然中不存在。113、同质异能素：是指那些具有相同的质量数A和原子序数Z，但处在不同能态的核素。一般在元素符号 的左上角质量数 A 后加上字母 m 表示 ，如锑-124，锑-124m1;锝-99，锝-99m等。12第二节放射性及原子核衰变的主要类型一、 放射性 1896年，法国科学家亨利贝可勒尔 （H?Becquerel）发现用黑纸包的铀盐仍可 以使照相底片感光，实验结果说明铀盐可以 放射出能透过黑纸的射线，由此发现了天然 放射性。13在磁场中研究这种射线的性质时，证明它是由三 种成分组成的。其中一个成分在磁场中的偏转方向与带正电的离子流的偏转方向相同；另 一个成分与带负电的离子流的偏转方向相同； 第三个成分则不发生任何偏转，继续沿着直 线方向前进。这三种射线分别叫做α射线、β射线和γ射线。1415进一步的研究证明：（1）α射线是高速运动的氦原子核（又称α粒子） 组成的，所以它在磁场中的偏转方向与正离子流相同。 它的电离作用大，贯穿本领小。它在空气中的射程只 有几个厘米。 （2）β射线是高速运动的电子流，它的电离作用较 小，贯穿本领较大,在空气中的射程因其能量的不同而 有较大差异，一般为几米至十几米。 （3）γ射线是波长很短的电磁波，所以在磁场中不 发生偏转。它具有间接电离作用，贯穿本领很大,在空 气中的射程通常为几百米。16现在知道，有许多天然的和人工生产的核素 都能自发地发射各种射线。有的发射α射线，有 的发射β射线，有的发射γ射线，有的在发射α射 线或β射线的同时也发射γ射线，有的三种射线 均发射。铀发射的射线就是由三种不同成分的射 线组成，即α、β和γ射线。此外，原子核还有发 射正电子、质子、中子、重离子等其它粒子以及 自发裂变的情况。17由于原子核自发的变化而放射出各种射 线的现象，称为原子核的放射性。能自发地 放射各种射线的核素，叫放射性核素。实验 证明，对放射性核素加温、加压或加电磁场，都不能抑制或显著改变其放射性。除了原子核的放射性，现在已被广泛应用的还有射线装置，它们主要有X射线机、粒子加速器、中子发生器等。18二、 原子核衰变类型在原子核的衰变中，发生衰变的原子核叫母核，衰变后所产生的核叫子核。放射性原子核的衰变主要有三种类型，它们分别叫做α衰变、β衰变和γ跃迁。19A ZA X ?Z ?4 Y ? ? ?21．α衰变原子核自发地放射出α粒子而转变成另外一种原子 核的过程，叫做α衰变。经过α衰变以后，子核的质量 数比母核减少4，原子序数减少2，其衰变式如下：ZXA→ Y+aA-4 Z-2其中：X为母核，Y为子核，A为质量数，Z为原子序 数。 α射线实际上就是带两个正电荷的氦-4原子核，它 们在磁场中只有轻微的偏转。226Ra（母体核素）→22286Ra（子体核素）+α+Q（衰变能） 88202．β衰变原子核由于自发地放射出β粒子而转变成另外一种原子核的过程称为β衰变。β+射线是一束高速电子流，它们在磁场中有较大的偏转。原子核的β衰变有三种形式。它们是β+衰变、 β-衰变和电子俘获，其表达式分别为：21ZX→Z-1Y+βAA+ZX→Z+1 Y+AAβ--→ A Y ZX+e Z-1A22电子俘获也是β衰变的一种形式。所谓电子 俘获，是原子核俘获核外某一壳层电子，该壳层 少了一个电子，出现一个空位。这时处于能态较 高的电子就会跃迁到该壳层填补这个空位，多余 的能量以特征X射线形式放出。214Pb（母体核素）→21483Bi（子体核素） 82+β-(电子，有时也写为e)+v(反中微子)+Q233．γ跃迁γ跃迁主要包括同质异能跃迁和内转换。 原子核发生α或β衰变时，所产生的子核常常 处于较高的能态 — 核激发态，激发态是不稳定 的，它要直接退激或者级联退激到基态，而当子 核从激发态跃迁到能量较低的激发态或基态时， 就会放出γ射线。这一过程叫做γ跃迁，也叫γ衰 变。γ射线通常是在原子核进行α衰变或β衰变中 伴随发射出来的。原子核激发态存在时间很短 （一般约10-11-10-13s），因而可以认为γ射线与α、 β射线同时放出。24γ射线是光子流，其波长很短，也可以说γ射 线是波长很短的电磁波，由于它们不带电，所以 在磁场中不发生偏转。放出γ射线的原子核其质 量数、电荷数均保持不变，只是能量状态发生了 变化，故又称这种过程为：“同质异能跃迁”。 例如常用γ放射源137Cs和60Co都是由于母核发生 β-衰变后，子核处于较高激发态能级，在向较低 能态或基态跃迁时便发出光子。137Cs的γ射线能 量为662Kev；60Co放出两个γ射线，其能量分别 为1.17Mev和1.33Mev。25内转换是指处于激发态的原子核把激发能给予核外电子，结果使该电子从壳层发射出 来，原子核从激发态回到基态。内转换也是γ 跃迁的一种，因为这种跃迁不放出光子，所以 又称这种跃迁为“无辐射跃迁”。电子由于内 转换被发射出去，外层电子填补空位仍可能发 射特征X射线。 除了以上的三种衰变方式以外，原子核还 可能发生其它的衰变，如正电子衰变，自发裂 变等，但我们日常遇到的基本上就是这样三种 衰变，其它的衰变方式很少碰到。26第三节 放射性衰变规律一、 放射性衰变规律原子核发生衰变时，母核由于不断生成子 核，因此随着时间t的增加，母核数目将不断 减少。通过大量的测量得出，任何一种放射性 核素衰变都遵从下面的指数衰变规律： N = N0 * e-λt No为起始时刻（t=0）放射性原子核的数目。 N为t时刻放射性原子核的数目。27以222Ｒn（常称氡射气）的α衰变为例， 把一定量的氡射气单独存放，实验发现，在 大约4天之后氡射气的数量减少一半，经过8 天减少到原来的1/4，经过12天减到1/8，一 个月后就不到原来的1/100了。衰变情况见图 a，如果以氡射气的数量的自然对数为纵坐标， 以时间为横坐标作图，见图b，则可得到线性 方程。28图 a222Rn的衰变规律图图 b当同一类核素的许多放射性原子核放在 一起时，我们不能预测某个原子核在某个时 刻将发生衰变。实际上，衰变是一个统计的 过程，大量的放射性原子核会先后发生衰变， 总的效果是随着时间的流逝，放射源中的原 子核数目按一定的规律减少。30二、 衰变常数、半衰期1． 衰变常数x上式中常数λ称之为衰变常数，是表征原子 核发生衰变或发生同质异能跃迁几率的一个常数， 量纲是时间的倒数（s-1，min-1，d-1，a-1）。显 然，λ的大小决定了放射性核素衰变的快慢，λ越 大，衰变越快；λ越小，衰变越慢。λ反映原子核 本身的特性，不同的放射性核素，衰变常数λ不 同，λ既不随外界条件如温度、压力、电磁场以 及核素的化学状态等条件而变化，也与这种核素 如何形成的或何时形成的都无关。312．半衰期表征放射性核素自发核跃迁的另一参 数是半衰期，它是指某种特定能态的放射 性核素因发生自发核跃迁而减少到原来原 子核数一半所需的时间。用T1/2表示，量纲： 年（a）、天（d）、小时（h）、分（min） 和秒（s）。 不同的放射性核素T1/2的差别可能很 大，如：238U：T1/2=45×108a，镭衰变产 生的氡-222（室内监测项目）， T1/2=3.825d。32与λ成反比关系，即T1/2愈长，衰变常数就愈小；T1/2愈 短,λ愈大。如 23892U的λ=4.883×10-18s-1 ,22286Rn的 λ=2.096×10-6S-1。 指数衰减规律在核辐射防护、放射性同位素的应用和 生产等方面，都有重要用途。从放射性衰变的指数规律， 可知某一放射性核素，当经过n个T1/2以后，则尚未衰变 掉的核数仅为原来核数的（1/2）n，从而可以知道该放射 性核素的现存量。如出厂活度为100mci钴-60放射源，其 半衰期为5.27年，经过若干年后的现存活度为：3.2年 后:65.65 5.27年后:50 10.6年后:25 15.27年 后:13.43mci。33T1/2与λ的关系：T1/2=ln2/λ=0.693/λ，可见T1/23．放射性活度及其单位衰变规律N = N0 * e-λt，所描述的是放射性核的数目随时间的衰减，由于测 量放射性核素的数目很不方便，而且往 往没有必要，我们所感兴趣的又便于测 量的是：在单位时间内有多少核发生了 衰变的数目。34单位时间内某种原子核衰变的数目，叫做该 放射性物质的放射性活度，通常用A表示。放射 性活度和放射性核数目具有同样的指数衰减规 律，即： A=λN=λ* N0 * e-λt= A0 * e -λt， 式中， A0 = λ*N0是放射源的初始放射性活度。 由于历史的原因 , 放射性活度曾采用居 里（ Ci）为单位。开始1Ci 定义为 lg 的镭每秒 钟衰变的数目。351950 年，为了统一起见，国际上共同规定：一个放 射源每秒钟有 3.7 × 1010 次核衰变定义为一个居里，即： 1Ci=3.7 × 1010/s 在 1975 年国际计量大会上，规定了放射性活度在 国际单位制中是秒的倒数（s-1） ， 叫贝可勒尔 (Becquerel )， 简称贝可，记为Bq 。 lBq 等于放射性物 质在 1 秒钟内有 1 个原子核发生衰变。其表达式如下： l Bq = 1 次衰变 /秒 显见 , 1Ci = 3.7 × lO10 Bq 1Bq =1/s另外,1Ci=1×103mci=1×106μ 1mci=3.7 × lO7Bq; 1μci=3.7 × lO4Bq。36应该指出，放射性活度仅仅是指单位时间内原 子核衰变的数目，而不是指某种放射性核素所包含 的原子核的数目或在衰变过程中放射出的粒子数目。 有些原子核在发生一次衰变时可能放出多个粒子。 例如放射源 137Cs ，假如在某一时间间隔内有 100 个原子核发生衰变 , 但放出的粒子数却不止 100 个， 其中放出最大能量为1.17MeV 的电子有 6 个；放 出最大能量为 0.512MeV 的电子有 94 个，并伴随 有 94 个能量为 0.662MeV 的光子，因此总共放出 194 个粒子。37在实际工作中除放射性活度外，还经常 用到“比放射性活度” 或 “比活度”的概念。 比放射性活度就是单位质量放射源的放射性 活度，即：a =A/m式中 m 为放射源的质量，比放射性活度 的单位为 Bq/kg 。 与单位体积合用，就表示单位体积内的比 放射性活度，如 Bq/L。38第四节辐射一、电离辐射和非电离辐射辐射分为电离辐射和非电离辐射。有些辐射如红外线、微波等，由于能量低，不能引起物质电离，称为非电离辐射。凡是与物质直接或间接作用时，能使物质电离的一切辐射，称为电离辐射。39电离辐射是由直接或间接电离 粒子或由两者混合组成的任何辐射。 直接电离粒子是那些具有足够大的 动能，以致通过碰撞就能引起物质 电离的带电粒子，如电子、β射线、 质子和α粒子等。间接电离粒子是 能够使物质释放出直接电离粒子或 引起核变化的非带电粒子，如光子、 中子等。40α射线电离辐射 e&12evβ射线 γ射线X射线n中子 中微子辐射非电离辐射 e＜12ev介子 紫外线 可见光 激光 红外线 电磁波 （射频、公频）41二、 电离辐射来源人类生活在地球上受到各种放射线的照射，它们有的来自宇宙和来自地壳的岩层、土壤、水中等天然核素铀、钍、镭和它们的子体以及放射性核素40K等。有的来自人工生产的放射性核素及射线装置产生的射线，按其来源大体可分为两类，即天然放射源和人工放射源。42（一）天然放射源：人类生活的地球上，存在着各种放射性物质，它们放射出 各种射线，构成天然本底辐射。天然存在的放射性核素所具有的放射性叫天然放射性，具有天然放射性的物质叫天然放射源， 包括宇宙辐射和地球辐射。43宇宙辐射：是从宇宙空间发射到地球上的射线，分为初级宇宙射线和次级宇宙射 线。初级宇宙射线是从宇宙空间直接发射到 大气层的原始射线，由质子、α粒子和原子序 数≥3的核及高能电子组成，次级宇宙射线是 初级宇宙射线与大气层中的原子核相互作用而产生的，由介子、电子、光子、质子和中子组成。44地球辐射：主要来源于地球上存在的天然放射性元素，有铀、钍和锕三个 天然放射系元素以及无衰变系列的放射 性核素钾-40和铷-87（Rb）。这些核素 叫原生放射性核素，广泛存在于地球的 岩石、土壤、江湖、湖海中，它们的活 度浓度和分布随着岩石构造的类型不同 而变化，花岗岩中的活度浓度最高；土 壤和岩石中所有的铀、钍、镭、钾等元 素，以钾-40的活度浓度最高。45下面简单介绍有衰变系列的三个天然放射系： 这三个放射系中的核素,主要是通过α衰变 ,β-衰变和 γ衰变而衰变的。经过一系列这些衰变后，直到稳定 核素为止。 1、铀系：它以铀的一个同位素铀-238开始，经过14 次衰变，最后到稳定核素铅-206结束。 2、钍系：从钍-232开始，经过连续10次衰变，最后 到稳定核素20882Pb。 3、锕系：由铀的另一同位素23592U（俗称锕铀）开 始，经过11次连续衰变，最后到稳定核素20782Pb。46（二）、人工辐射源：人工辐射源是用人工方法产生的辐射源。人类已可制造1850多种人工放 射性核素，制造方法主要是以下两类： 1、利用235U，239Pu在核反应堆内进行核裂变反 应产生的大量中子流，轰击原子核，引起核反应， 产生放射性核素；例如：用原子核反应堆产生的中 子轰击稳定的同位素钴-59，钴-59的原子核俘获一 个中子，就得到了放射性同位素钴-60。 2、利用加速器产生的高能带电粒子（α粒子、质 子、氚核、电子等）轰击原子核，引起核反应。 人类接受的人工辐射源的照射包括医疗照射、职 业照射和环境污染造成的照射以及各种放射性物质 在工业、农业、科研、地质勘探工作中应用所致的 照射。 47来自宇宙 宇 生 宇宙射线与大气作用宇宙射线C-14，H-3，Be-7天 电 离 辐 射 来 源 然U ，Th 及其子体自K—40存裂变反应 核 试 验 Pu-239,Sr-90.Cs-137,Kr-85数百种H-3 聚变反应人 工反 应 堆 加 速 器裂变反应 Pu-239,Sr-90.Cs-137,Kr-85数百种 H-3，Co-60，Au-198中子活化48第二章 放射性应用类型简介49一般将放射性应用类型分为三类，即：核设施 类、核技术应用类和伴生放射性矿开发利用类。 其中核技术应用类包括射线装置和放射源两大类型。第一节 核设施核设施是指核动力厂和其他反应堆；核燃料生产、加工、贮存和后处理设施；放射性废物的 处理和处置设施等。50一、核动力厂 主要有核电厂、核热电厂、核供汽供热厂，它 将反应堆产生的能量转变为电能、热能，是反应堆 应用的一种形式。 1、核电厂：是指用铀、钍等作核燃料，将它在 裂变反应中产生的能量转变为电能的发电厂。 2、核热电厂：是指利用裂变反应产生的能量发 电的同时，也向客户提供热能的装置。 3、核供汽供热厂：是指利用裂变反应产生的能 量同时向客户供热水和供热蒸汽的装置。51二、反应堆 除核动力厂应用的反应堆外，还有用于 其他目的的反应堆。 1、研究堆：是指主要用作基础研究或应用 研究用的核反应堆。2、实验堆：是指主要取得设计或研制一座反应堆或一种堆型所需的物理或堆工程数据而运行的核反应堆。523、临界装置：是指设计在极低功率下运行，不需要专门设置冷却剂系统的反应堆。 反应堆是利用中子与重核（称为核燃料，如铀235）相互作用发生裂变反应，使重核分裂成两个中等质量的原子核并释放出大约 20OMeV 的能量 , 同时放出2- 3 个中子。其中至少平均有一个中子又使另 一个重核发生核裂变。如果这样持续下去，就可引起 原子核裂变的链式反应。反应堆就是既能使原子核裂 变的链式反应受到控制，又能使链式反应持续下去的装置 ,反应堆正常运行的主要辐射源有γ辐射源和中子源。53三、核燃料循环设施核燃料循环设施包括核燃料生产、加工、 贮存和后处理设施等，主要有铀矿山开采、 水冶厂、燃料厂、后处理厂。 为了获得核燃料要开采铀矿、钍矿等核 原料物质，通过提炼提高其纯度 。另外， 要作为燃料供给反应堆实际使用，就要把核 燃料加工成适当的形状和结构的元件，为此 必须经过成形加工、热处理、精加工等多道 工序。54铀本身及其衰变过程中生成的镭和氡不仅有放射性而且有化学毒性。从铀矿石的破碎开始，在铀生产的各种环节，都含有铀和镭的粉尘滤渣、废液及矿渣等，它们将成为工作场所内外的污染源。铀开采时，铀矿坑道内的氡浓度是造***员内照射的主要辐射源，应通过加大通风量，净化空气，尽可能降低空气中氡及其子体的浓度。55核燃料后处理是指对反应堆用过的核燃料（通常称为乏燃料）进行化学处理，除去裂变产物，回收未用尽的和新生成的核燃料物质的过程。在核燃料循环各个工序中，有可能受到各种射线照射，因而在辐射防护上应予以足够的重视。56四、放射性废物的处理和处置设施放射性废物的处理是指为了安全和（或） 经济的目的而改变放射性废物特性的操作，它 的基本任务是减容，从废物中去除放射性核素， 改变组成；处理后，放射性废物可以被固定， 也可以不被固定，以获得一种适当的放射性废 物体。 放射性废物的处置是指把放射性废物放置 在一个经批准的、专门的设施（例如近地表填 埋或地质处置库）里，不再回收；处置也可以 包括经批准将流出物直接排入环境，随后再弥 散。如我国的西北中低放废物处置场和广东处 置厂。57第二节 核技术应用核技术应用是指密封放射源、非密封放射源和射 线装置在医疗、工业、农业、地质调查、科学研究和 教学等领域中的使用。一、 密封源密封源是密封在包壳里的或紧密的固结在覆盖层 里并呈固体形态的放射性物质。密封源的包壳或覆盖 层应具有足够的强度，使源在设计使用条件和磨损条 件下，以及在预计的事件条件下，均能保持密封性能， 不会有放射性物质泄露出来。58密封源的种类很多，分类方法也是多种多 样。按辐射的射线可分为α 源、β 源、γ 源、 低能光子源、中子源等。按放射源的几何形状 可分为点源、线源、平面源、圆柱源、 圆环源、 针状源、棒状源等。按活度的不确定度可分为 检查源、工作源、参考源、标准源等。按用途 可分为医疗用、工业照相（探伤） 用、核仪表 用、射线辐照用、放射性测 井用、放射性测量 及仪表刻度用等等。由于使用要求不同，密封 源的核素种类、辐射类型、活度大小、几何形 状、密封方式和性能指标等各不相同。下面按 所用射线种类介绍密封源的基本性能。591、α放射源α放射源主要用于烟雾报警器、静电消除器和放射 性避雷器等的离子发生器。常用的α放射性核素有 210Po、 238P u 、 239P u 、241Am 、238U 等常用的α放 射源， 活度一般较低 (104-3.7×109Bq)，而且α粒子的 能量一般低于 7MeV， 在空气中的射程小于 6厘米， 穿不透皮肤表层，故没有外照射危险。但是绝大多数α 核素属于极毒或高毒核素，即使摄入体内的量极少， 也会造成严重的内照射。因此，使用α放射源必须特别 注意保护源的密封性能，防止将源丢失或被盗。没有 使用价值的废源，应按规定处理，不能随便拆开或扔 掉。表2-1列出了常见的可用作α源的放射性同位素， 作参考。60表2-1同位素210Po234Th 235U 238U 239pu 238pu 124Am 243Cm常见的可用作α源的放射性同位素半衰期 主要α 粒子能量，MeV 比活度，Bqg-1138.4d1.91a 7.04×108a5.30(100%)5.43(71%),5.34(28%) 4.40(57%),4.37(18%)1.67×10143.03××1044.51×109a2.44×104a 87.75a 433a 32a4.20(77%),4.15(23%)5.15(88%),5.11(11%) 5.5(72%),5.46(28%) 5.48(85%),5.44(13%) 5.79(73%),5.74(11%)1.24×1042.27×109 6.36×××101261α粒子的辐射射程比较短，活性材料的均匀性就 很重要，为了满足这个要求，α源用电镀法或粉末 冶金法制备。为达到严格密封的目的同时又能让α 粒子射出，活性填料一般用几个微米厚的贵金属 箔制成的窗覆盖。由于α源窗表面非常薄，表面破 裂的可能性很大，因此在使用时要极其小心。622、β放射源β放射源主要用作β活度测量和β能量响应刻度的参考源和工作源，还可用作放射性测厚仪，皮肤敷贴器和气相色谱仪的电子捕集器等。常用的β放射性核素有 3H 、14C、58Co 60Co 204Tl、63Ni 、 85Kr 、90Sr-90Y 、 147Pm 、等。β射线的穿透能力比同样能量α粒子约强 l00倍，能 量超过 70KeV 的β粒子可穿透皮肤表层。常用的β放射 源的β粒子能量均大于 70KeV, 故应考虑β外照射的防护。63β放射性核素衰变时，常伴随着 γ 辐射或其他形式的光子，只有少数核素（如 3H 、 l4C 、 32p 、35S 、 90Sr 、90Y等）例外。β粒子穿过周围物质时产生韧致辐射，其穿透能力比 β粒子强得多。因此， 在使用β放射源时不能忽视 γ 光子的防护，即使是纯β发射体，也要注意减少韧致辐射的影响。屏蔽β射线应选用低原子序数的材料 ( 如塑料、有机玻璃、 铝板等)，以减少韧致辐射，外面再用高原子序数的材料屏蔽韧致辐射和其他 γ光子。表2-2列出了常见的用于β密封源的同位素。64表2-2同位素3H 14C 147pm 90Sr 90Y 32p 65Ni 204TI常见的用于β密封源的同位素粒子最大能量Mev 0.018 0.158 0.255 0.554 半衰期 12.35a a 29.12a2.2741.709 0.067 0.76364.1a14.29a 1.29×109a 3.78a22Na24Na 106Rh0.5471.39 3.542.60a15.0a 30.0a653、γ 放射源γ 放射源是使用最多的放射源，广泛用于工业、农 业、医疗和科研等各个领域。活度在 108 – 2×1012Bq （ 3mCi- 60Ci）的 γ 放射源主要用于各种核仪表 ( 如料位计、核子秤、密度计等)、工业射线照相（无损探伤）和人体腔内治疗。为了获得高剂量率的辐射场， 装源量多数在 3×1015 - 2×1016Bq （约为 105 – 6×105Ci）范围内， 大于 3×1016Bq （≈106Ci ）的 γ 辐照装置己不少见。表 2-3 列出了各种 γ 放射源的主要用途。66表 2-3用 途 辐射装置 核仪表 工业照相 医疗照射γ放射源的主要用途常用核素60CO、137Cs60CO、137Cs、192Ir、170Tm、 192Eu、241Am等活度范围,Bq(Ci)＞1014（≈3×103）108-2×1012 （3×10--3-6×101）60CO、137Cs、192Ir、75Se、170Tm等109-1013 （3×10-2--3×102）108-6×1014 （3×10-3--1.6×104） 106-1014 （3×10-5--3×103）60CO、137Cs、226Ra、192Ir、 198Au等仪表刻度、检查60CO、137Cs、226Ra、241Am等67γ射线的贯穿能力很强，其辐照范围往往超 出工作场所之外。使用 γ 放射源主要防止外照射。 γ源在固定工作场所使用时，应利用建筑物 的墙和门进行屏蔽，使屏蔽墙外人员所 受照射低 于规定的剂量限值。同时，为了防止人员误入辐 照室造成误照射，应有可靠的安全联锁装置，设 置警告信号和标志等。源的使用场所若经常变化 （如室外 γ 探伤），可临时用栏杆、绳子或其他 障碍物围起来。 活度小于 5OMBq （≈1.5mCi ）的 γ 源， 一般可利用时间防护和距离防护，对工作场所外 的影响很小。684、低能光子源利用发射低能 γ 射线和 X 射线的放射性核素 ，或利用β 辐射体与靶物质产生的韧致辐射制成的源统称为低能光子源。 主要用于厚度计、密度计、 X 射线荧光分析仪等仪表。 发射 低能光子的常用放射性核素有55Fe 、 57Co 、 125I 、238Pu 、 241Am 、 244Cm 等。 低能光子比较容易屏蔽，但要注意可能存在的高能 γ 射 线和韧致辐射的影响。由 238Pu 、 241Am 等α放射性核素制成的低能光子源，当活度较 高时，不能忽略其自发裂变和( α、 n)反应产生的中子。另外， 低能光子的散射效应相当显著，使用时应考虑对散射的防护。 低能光子源常用铍窗密封，铍不耐酸、碱腐蚀，也不耐 水，使用和存放时应保持干燥，防止受潮，以免铍窗变质。695、中子源中子源在地质勘探、活化分析、辐射育种、湿度测量和科学研究等领域得到广泛应用。利用α粒子与轻元素（如铍）的 （α ,n ）反应或高能 γ 射线与铍（或氘）的 (γ, n )反应， 可制成具有不同能谱的中子源。常用的中子源有镭-铍中子源、镅-铍中子源、钚-铍中子源等。表2-4 列出了常用（α ,n ）中子源的辐射特性。70表 2-4 常用 ( α，n)中子源的辐射特性中子产额 源 半衰期 ×106（n/s。 Ci） 10-20(13) 2.3-3.0(2.5) 2.2-4.0(2.2) 1.5-2.2(1.5) 2.2-2.7(2.2) 2.5-7.0 (2.5-3.0) 中子能量MeV Y照射量率（PC/kg.s/m.106n/s）×106（n/s。GBq）最大平均226Ra-Bed 86.4a 2a0.27-0.54(0.35) 0.062-0.081（0.068） 0.059-0.108(0.059) 0.04-0.059(0.04) 0.059-0.073(0.059) 0.068-0.189 (0.068-0.081)13.08 10.87 11.3 10.74 11.53.9-4.7 4.2 5.0 4.5-5.0 5.0.7-2.9 0.7-36 0.7-122 0.7-72210po-Be238pu-Be239pu-Be241Am-Be242Cm-Be162.5d11.57271由表 2-4 可见，同一类型、同样α活度的中子源，由于 制源方法不同，它们的中子产额、中子能谱和 γ 光子产额可 能差别很大，应以生产单位给出的数据为准。 利用重核自发裂变产生中子的中子源称为自发裂变中子源。 其中 252Cf 中子源最合适，应用最多，它的半衰期为 2.65a， 自发裂变中子产额为 2.31 × 1012 n /(s· 。中子能谱与 g)235U裂变中子能谱相似，中子平均能量为 2.35MeV 。空气中 lm 处的中子和 γ 剂量率分别为 2.2 × 10Sv/(h· 和 g) 1.6Gy/(h· 。由于252Cf 中子源中子产额高、体积小、可制 g)成点源，因此用它作为中子源在各个领域得到了广泛应用。72中子的贯穿能力很强，使用中子源时应着重 外照射的防护，一般用石蜡、聚乙烯等含氢材料 较多的物质，将快中子慢化，然后用吸收截面大 的物质（如锂、硼等）吸收慢中子。同时在屏蔽 中子的同时还要注意对 γ 射线的屏蔽。所以对中 子源的屏蔽要进行中子和 γ 射线的混合屏蔽。736、密封源的形状和尺寸 密封源可以是尺寸极小，活度极大，比 如1克钴-60源活度可高达100居里。一个没有 屏蔽的裸密封源，通常是一个几毫米到几厘 米尺寸的小金属物。但有些密封源，比如用 于辐照器的源，就是由小体积源组装而成的 大体积源。还有一些特殊的应用中，源的尺 寸很大，比如有些用226Ra或241Am的避雷针， 尺寸大于1米长，而且源在构件表面的分布非 常复杂。74了解密封源及其应用设备的构造和形状有助于安 全的使用和管理。对于复杂密封源设备的进行处置时， 比如设备退役等，要求生产厂方的介入是很重要的。 图2-1和图2-2分别是裸密封源和有屏蔽体的工作 密封源的照片。早期的镭溶液源密封在小玻璃药水瓶 中（如图2-3所示），这种做法已经废除了很多年了，但在实践中可能还会碰到这样的源。75图2-1 应用于工业和医疗的裸密封源示例76图2-2有屏蔽体的密封源77图2-3226Ra溶液源封装在小药水瓶中78二 、非密封源不满足密封源定义中所列条件的源为非密封 源，也称开放源或开放型放射源。这种放射源通 常没有被容器密封起来，有的不用时是密封的， 使用时就得打开它的密封容器，使放射性物质直 接与周围环境的介质接触。使用这种放射源的工 作场所称为非密封源工 作场所。79非密封源在工业、农业、医学和科学研究等方面的应用越来越广泛。使用放射源的种类和数量越来越多。最常用的核素有125I 、131I、99mTc、3H 、14C、32p 、35S 、153Sm 、89Sr 、18F 、99Mo 等，主要用于医学诊断治疗用放射性药物、放射免疫药 盒，农业、生物、水文、 地质、科研用放射性同位 素示踪剂等等。80非密封源的特点是：在使用或操作过程中他们的物理化学性质可能变化，如加温时固体可变成液体，液体可变成气体。当容器损坏时，液体漏出扩散，造成表面污染。所以在使用非密封源时，会对人员造成外照射和内照射，会产生废水、废气和固体废物，如果发生事故还会造成工作场所和环境的污染。811、工作场所分级 在防护条件相同的条件下，操作的放 射性活度 ( 操作量)越大，可能造成工作场所 和环境污染的程度越严重。为了便于对操作 量不同的工作场所提出不同的防护要求，将 非密封源工作场所按放射性核素日等效最大 操作量的大小分为甲、乙、丙三个等级。如 表 2-5 所列。82表 2-5级别非密封源工作场所的分级日等效最大操作量(Bq)甲＞4×109乙2×107 -- 4×109丙豁免活度值以上 - 2×10783放射性核素的日等效操作量等于放 射性核素的实际日操作量（Bq ）与该 核素毒性组别修正因子的积除以与操作方式有关的修正因子所得的商。计算公式如下：日等效操作量=日操作量（Bq）×毒性修正因子/操作方式修正因子。放射性核素的毒性组别修正因子及操作方式有关的修正因子见表 2-6 和表 2-7。84表 2-6放射性核素毒性组别修正因子 毒性组别修正因子10 1毒性组别极毒 高毒中毒低毒0.10.0185表 2-7 操作方式与放射源状态修正因子放射源状态 操作方式 表面污染水平 较低的固体 液体、溶液、 悬浮液 表面有污 染的固体 气体、蒸汽、粉 末、压力很高的 液体、固体源的贮存很简单的操作 简单操作 特别危险的操作1000100 10 110010 1 0.1101 0.1 0.0110.1 0.012 0.001862、放射性核素毒性分组 放射性核素毒性分组详见《电离辐射防护与辐射源安全基 本标准》(GB18871——2002)附录 D 。常用放射性核素的毒性分组如下 :极毒组：210Po、226Ra 、233U、234U、238Pu、239Pu、241Am、242Cm、252Cf高毒组：32Si、60Co、90Sr、144Ce、152Eu、192mIr、210Pb、210Bi、237Np、中毒组: 22Na、32P、35S(无机)、45Ca、55Fe、57Co、63Ni、65Zn、67Ga、89Sr、90Y、99Mo、124Sb、125I、131I、137Cs、 133Ba、147Pm、153Sm、192Ir、198 Au、204Tl、214Pb、214Bi、U天然、气态核素：14C、125I、131I87例：一个非密封放射源使用工作场所，使用核素为镭226，日操作量为2×108Bq，操作方式为简单操作，镭226为液体，计算日等效操作量和属于哪一级工作场所？核素镭-226为极毒组核素，毒性组修正因子为10，简 单操作且为液体，即操作方式与放射源状态修正因子为1。 日等效操作量=日操作量（Bq）×毒性修正因子/操作 方式修正因子=2×109（Bq）按分级标准，日等效操作量在2×107-4×109Bq之间，因此 属于乙级工作场所。88三、射线装置射线装置: 是指X 射线机、加速器、中子发生器以及含放射源的装置。 1、 X 射线机 X 射线机的种类很多，如诊断 X 射线机、治疗 X 射线机、工业探伤 X 射线机、X 射线分析仪等。89X 射线机的核心部分是 X 线管。通常由***在真空玻璃壳内的阴极和阳极组成。阴 极又称为电子源，它是用钨丝构成的阴极灯丝，阳极是根据应用需要由某种材料 ( 如钨、钼等 ) 制成的靶。 灯丝由灯丝电源供电，使之加热到2000。C以上以 发射电子。灯丝电流愈大，温度愈高，发射的电 子数愈多。我们称从X射管阴极上射在钨靶上的电 子形成的电流为管电流。90高压电源连续可调。高压加在阴极和阳极之间， 使两极间形成一个电场，用来加速阴极发射的电 子。电压愈高，电子获得的能量愈大，产生的X射 线的能量也愈高。我们称加在X射线管上的这种高 压为管电压，常以千电子伏为单位。发射X射线的 最高能量等于管电压值。例如一台250千伏的X射线机，被加速电子的最大能量等于250千电子伏，所发射X射线的最高能量也等于250千电子伏。912、加速器 加速器是利用电磁场使带电粒子 ( 如 电子、质子、氚核及重离子等 ) 获得高能 量的装置。加速器的种类很多，按加速粒 子的能量区分，有高能加速器、中能加速 器和低能加速器。此处主要讨论低能加速 器辐射源。 加速器是一个重要的辐射源，它具有 所获得的粒子种类多、能量范围广、射线 束的定向性好、能量和流强可调、操作维 修方便、可随时启动或停机等特点。92加速器主要由产生带电粒子系统 ( 离子源或电子*** ) 、电磁场系统 ( 粒子加速、聚焦、 输运 ) 、真空系统 ( 减少与气体分 子碰撞 ) 、粒子束引出系统 ( 通过电场或 磁场使粒子偏转到特定方向 ) 和控制系统 组成。93低能加速器 ( 能量低于 10OMeV) 产生的辐射有瞬发辐射和缓发辐射。瞬发辐射包括初级辐 射( 加速的带电粒子 )和次级辐射(加速粒子与物 质相互作用产生的 X、 γ 射线和 中子等 ) 。缓发 辐射是由瞬发辐射与周围物质相互作用产生的感生放射性材料放出的β 和 γ 射线等。瞬发辐射只有在加速器开机时产生，停机后即消失：缓发辐 射在加速器停机后仍然存在，而且随着加速器运 行时间的增加而积累。94表 2-8加速器类型加速器运行时可能遇到的辐射加速粒子 质子 氦核 a粒子 电子 电子 电子 粒子能量MeV 1-10 1-10 2-20 1-10 1-10 ＞10 辐射种类 快中子 热中子 Y射线 电子 X射线 电子 X射线 电子 X射线 快中子 热中子 Y射线 快中子 热中子 Y射线 电子 X射线95高压型加速器电子直线加速器回旋加速器质子 氚核 a粒子 电子15-50 7.5-24 15-50 1-50电子感应加速器3、中子发生器 中子发生器是利用直流电压，能量在 lMeV 以下，通过 (d，n) 反应产生快中 子的小型加速器。早期都用倍压方法得 到所需要的高压，所以叫做“高压倍加 器”。由于倍压线路体积庞大，目前已 改用如绝缘芯变压器等方法获得高压， 所以现在更多使用中子发生器这个名称。96第三章射线与物质的相互作用?要求： ?了解带电粒子与物质相互作用的过程； ?了解X、γ射线与物质相互作用过程（光 电效应、康普顿效应和电子对效应）； ?了解中子与物质的相互作用（弹性散射、 非弹性散射）。97辐射可以分为带电粒子辐射和非带电粒子辐射。 其中带电粒子通过物质时，在同物质原子中的电 子和原子核发生碰撞进行能量的传递和交换，其 中一种主要的作用是带电粒子直接使原子电离或 激发。而非带电粒子则通过次级效应产生次带电 粒子使原子电离或激发。能够直接或间接引起介 质原子电离或激发的核辐射通常叫做电离辐射。 因此，电离辐射同物质的作用过程和所产生的效 应不仅是核科学本身深入发展和核技术广泛应用 的基础，也是人们采用有效措施防护核辐射避免 危害人体的基本依据。98第四章? 要求：常用的辐射量与单位? 理解比释动能、照射量、吸收剂量、当量剂量、有效剂量和集体有效剂量的概念；? 理解它们之间的相互关系。在放射性的应用和管理中，与辐射剂量学有关的经常使用的量主要有比释动能、照射量、吸收剂量、当量剂量、有效剂量和集体有效剂量等。99一、照射量定义：X、γ射线，在空气中，单位体积元内产生 的全部电子均被阻留在空气中时，形成的总 电荷除以该体积元空气质量。式中： dQ－在一个体积元的空气中，产生的一种符号的离子总电荷的绝对值；dm－体积元内空气的质量。照射量SI单位：C / kg库伦 / 千克100另一个定义式特点：? en e X ?? ? W?X、γ射线； ?空气，有些文献提到介质的照射量时，是指在介质中放置少量 空气后测得的照射量值。 ?不包括次级电子韧致辐射被吸收后产生的电离（&3MeV时，才 予以考虑） ?按照定义来测量照射量时，要求满足电子平衡条件。在电子平 衡条件下，鉴于目前的测量技术及对精确度的要求，所能测量 的光子能量为几千电子伏到3兆电子伏左右。在此能量范围内， 由次级电子产生韧致辐对测量值dQ的贡献可忽略不计。在辐射 防护中，能量的上限可扩大到8MeV。101照射量X是个历史悠久、变化较大的一个辐射量， 也是目前争论较多的一个量。历史上曾使用照射量 单位是伦琴（在1962年之前曾称之为“照射剂量”）伦琴：在1伦琴X射线照射下，0.001293克空气（标 准状况下，1立方厘米空气的质量）中释放 出来的次级电子，在空气中总共产生电量各为1静电单位的正离子和负离子。1R＝2.58?10-4C/kg102照射量率SI单位：C / Kg .s , R/s 等概念理解：? 次级电子在体积以内和以外的空气中 走完它们的路程时，总共产生的电离 电荷；? 只适用于X、γ射线；? 只对空气； ? 测量时必须满足电子平衡；? 不能作为剂量的单位，历史误会。103照射量因子计算公式：? ? en ? e ? ?E? ? ? ?W ? ? ?X ? f x?照射量 因子104[例：]137Cs源发射的?射线能量为0.662MeV，离源1m处测得?光子的注量率 φ 为1×107m-2·-1，求该点的照射量率。 s 解： 由 且 得?X ? f x?f x ? 9.219?10?18 C ? kg ?1 ? m2X ? f x? ? 9.219?10?18 ?1?107 ? 9.219?10?11 (C ? kg ?1 ? s ?1 )?? 3.6 ?10?7 (R ? s ?1 )105二、比释动能1. 简介间接带电粒子 （比释动能） 带电粒子间接电离粒 子的能量沉 积过程：带电粒子 物质 （吸收剂量）1062. 比释动能（Kerma，kinetic energy in material）定义：不带电粒子在体积元内产生的所有带电粒子的初始动能总和的平 均值除以物质质量的商。SI单位：戈瑞，Gy 历史上曾使用过的单位：拉德，符号rad 1Gy＝100rad107比释动能K的使用条件对不带电粒子适用 ； 适用于所有介质 ； 针对“点”的概念 。1083.比释动能率定义： 某一时间间隔内比释动能的增 量除以该时间间隔的商。SI单位：戈瑞/秒，Gy/s109三、 吸收剂量（absorbed dose）吸收剂量D在剂量学的实际应用中是一个非常 重要的基本的剂量学量。电离辐射授予某一体积元中物质的平均 定义： 能量除以该体积元中物质的质量的商d? D? dmSI单位：戈瑞，Gy 1Gy＝1J/kg； 历史上曾使用过的单位：拉德，rad1Gy ＝100rad110吸收剂量D的使用条件对所有射线适用 ； 适用于所有介质 ； 针对“点”的概念 。111吸收剂量率定义： 某一时间间隔内吸收剂量的增量除以该时间间隔的商。SI单位：戈瑞/秒，Gy/s112四、***剂量为了辐射防护目的，而且我们平时 所研究的***或组织并不是一个无限小 体积的介质，都具有一定的体积和质量， 因此，定义一个***或组织的平均吸收 剂量。也就是说，在辐射防护中感兴趣 的是某一***或组织的吸收剂量的平均 值，而不是某一点上的剂量。113DT是很有用的量，的定义为DT＝ εT/mT式中： ε T是授予某一***或组织的总能量；mT是该***或组织的质量。例如 DT 的范围可以不到10g（卵巢）到大于70kg （全身）。 DT的单位与D 相同。114五、有关辐射量之间联系与区别1. 照射量率与放射性活度的关系 对于点源：A? ? 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。1152.吸收剂量与比释动能的关系：条件： 带电粒子平衡其中：EZ g? EZ ? 800一般在10-3~10-2之间对低能带电粒子，韧致辐射可以忽略时，则D＝K1163.吸收剂量和比释动能概念的应用目的： 实现对生物组织中吸收剂量的间接测量?? D ? ?? tr ? ? ? ? ? E (1 ? g ) ? ?γ射线：? en ? ? tr ?1 ? g ? ? ?D1 ?? en / ? ?1 ? D2 ?? en / ? ?2中子：D Dc?? tr / ? ? ? ?? tr / ? ?c注意谱的问题，此外还需要进行组织厚度的剂量修正1174.吸收剂量与照射量的关系Dm ? 8.7 ?10?3??en / ? ?m X ? fm ? X ??en / ? ?aDm－吸收剂量，Gy； fm－因子，Gy/R； X－照射量，R.??en / ? ?m Wa ??en / ? ?m Dm ? ? ? X ? 33.85 ? X ? fm ? X ??en / ? ?a e ??en / ? ?aDm－吸收剂量，Gy； X－照射量，C/kg.118fm－因子，J/C；不同能量的光子在水、软组织、肌肉、骨中的fm值光子能量 MeV 0.01 0.015 0.02 0.03 0.04 0.05 0.06 0.08 fm＝33.85（μen/ρ）m /（μen/ρ）a 水 35.31 34.88 34.57 34.26 34.38 34.88 35.50 36.51 软组织 32.56 32.13 31.82 31.67 32.05 32.91 33.99 35.58 肌肉 35.70 35.70 35.62 35.58 35.74 36.01 36.32 36.78 J· -1 C 骨 131.11 149.22 157.75 164.34 156.20 136.43 112.40 75.190.10.15 0.2 0.337.0537.48 37.56 37.6036.4337.05 37.17 37.2537.0537.21 37.25 37.2956.2041.09 37.91 36.470.437.6437.2537.2936.16119不同能量的光子在水、软组织、肌肉、骨中的fm值（续）光子能量 MeV 0.5 0.6 0.8 1 1.5 2 3 fm＝33.85（μen/ρ）m /（μen/ρ）a 水 37.64 37.64 37.64 37.64 37.64 37.64 37.52 软组织 37.29 37.29 37.29 37.29 37.29 37.25 37.13 肌肉 37.29 37.29 37.29 37.29 37.29 37.29 37.17 J· C-1 骨 36.05 35.97 35.93 35.93 35.93 35.93 36.0945 6 8 1037.4037.44 37.13 36.86 36.6337.0236.86 36.71 36.43 36.1637.0536.90 36.74 36.47 36.2436.3236.51 36.71 37.09 37.401201215.吸收剂量、比释动能和照射量的区别辐射量 吸收剂量D 比释动能K 照射量X适用范围 适用于任何带电 适用于不带电粒子 仅适用于X或γ 粒子及不带电粒 如X、γ光子、中 射线，并仅限 子和任何物质 子等和任何物质 于空气介质剂量学 含义表征辐射在所关 心的体积V内沉 积的能量，这些 能量可来自V内 或V外表征不带电粒子在 所关心的体积V内 交给带电粒子的能 量，不必注意这些 能量在何处，以何 种方式损失的表征X或γ射线 在所关心的空 气体积V内交给 次级电子用于 电离、激发的 那部分能量122六、当量剂量HT,R(equivalent dose)这是一个与个体相关的辐射量***或组织T中的平均吸收剂量DT,R 与辐射权重因子WR的乘积HT ,R ? wR ? DT ,R式中： WR－辐射权重因子； DT,R－***、组织的平均剂量123（6.12）如果辐射场由具有不同WR值的 不同类型和（或）不同能量的辐射所 构成时，则当量剂量HT为HT ? ? wR ? DT , RRSI单位：希沃特，Sv 1Sv＝1J/kg 历史上曾使用过的单位：雷姆，rem 1Sv ＝100 rem124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。 为辐射防护目的，对吸收剂量乘以的因数， 用以考虑不同类型的辐射对健康的相对危 害效应。125辐射权重因子（WR）（ICRP60）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 ＜10keV 10-100keV ＞100keV-2MeV ＞2-20MeV ＞20MeV 能量＞2MeV WR 1 1 5 10 20 10 5 5 20126质子（反冲质子除外） α粒子，裂变碎片，重核七、有效剂量E(effective dose)这也是一个与个体相关的辐射量当所考虑的效应是随机效应时，在全身 受到不均匀照射的情况下，人体所有组 织或***的加权后的当量剂量之和。E ? ? wT ? HTT式中： WT－组织T的权重因子； HT －***或组织的当量剂量127有效剂量表示了在非均匀照射下随机性 效应发生率与均匀照射下发生率相同时所 对应的全身均匀照射的当量剂量。 有效剂量也表示了为身体各***或组 织的双叠加权的吸收剂量之和：E ? ? wT ? HT ? ? wT ? wR ? DT , RT T RSI单位：希沃特，Sv 1Sv＝1J/kg 历史上曾使用过的单位：雷姆，rem 1Sv ＝100rem 意义：评价随机效应的危险度，使辐射防 护走向定量化。128组织权重因子WT是***或组织受 照射所产生的危险度与全身均匀受照射 所产生的总危险度的比值，也就是说， 它反映了在全身均匀受照下各该***或 组织对总危害的相对贡献。换句话说， 不同***或组织对发生辐射随机性效应 的不同敏感性。T***或组织接受1Sv照射时危险度WT＝全身接受1Sv均匀照射时总危险度129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***的辐射敏感性 反应了在全身均匀受照下各该组织或***对总危 害的相对贡献。 为辐射防护的目的，***和组织的当量剂量所乘 的因数，乘以该因数是为了考虑不同***和组织 对发生辐射随机性效应的不同敏感性。130组织权重因子（ICRP 60）组织或*** 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*** 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 0.05131当量剂量与有效剂量是供辐射防护用的，包括粗略地评价危险之用，它们只能在远低于确定性效应阈值的吸收剂量下提供估计随机性效应概率的依据。使辐射防护走向定量化。132概念理解当量剂量 针对某个***或组织，是平均值； 有效剂量 针对全身而言，取平均值。辐射权重因子 描述了辐射类型、能量的不同对生物效应的影响；组织权重因子 则描述了不同***、组织对全身总危害的贡献。133八、 待积当量剂量（committed equivalent dose） 人体单次摄入放射性物质后，某一***或组织在50年内将要受到的累积的剂量当量。H T (? ) ?t o ????H T (t ) dtt0式中：t0是摄入放射性物质的起始时刻；（6.16）? H t (t )是在t时刻***或组织受到的当量剂量率；τ是摄入放射性物质之后经过的时间。当没有给出积分的时间期限时，成年人－50年；儿童－70年134九、与待积有效剂量（committed effective dose）受到辐射危害的各***或组织的待积当量剂量 HT（τ）经WT加权处理后的总和称为待积有效 剂量E（τ），即 E (? ) ? ? wT ? HT (? )T式中：HT（τ）是积分到时间***或组织T的待积 当量剂量； WT 是***或组织T的组织权重因子。 待积有效剂量可用来预计个人因摄入放射性 核素后将发生随机性效应的平均几率。 HT（τ）与E（τ）的单位、名称与符号都 和H、E相同。135与群体相关的辐射量一次大的放射性实践或放射性事故，会涉 及许多人。因此，采用集体剂量来定量地表示 这一次放射性实践或事故对该群总的危害。十、集体当量剂量ST： (collective equivalent dose)表示一组人某指定的***或组织的当量剂量的总和。ST ? ? H T ,i ? N iiH 式中： T . j 是所考虑的群体中，第i组的人群中每个人 的T***或组织平均所受到的当量剂量； Ni是第i人群组的人数。单位：人?希136十一、集体有效剂量 SE(collective effective dose)受照群体每个成员的有效剂量的总和。SE ? ? Ei ? Nii（6.19）式中： Ei 是第I组人群接受的平均有效剂量。单位：人?希注意：时间、人群137第五章?要点：辐射损伤及生物学效应? 熟悉α、β、γ射线的相对危害性及其防护； ? 了解电离辐射对人体和环境的影响（天然 辐射源和人工辐射源）； ? 熟悉辐射对人体的效应（确定性效应、随 机性效应、躯体效应和遗传性效应等）； ? 了解职业照射、公众照射、医疗照射和潜 在照射的基本概念。138第一节 α、β、γ射线的相对危害性α射线穿透能力很弱，射程很短，天然放射性核素 如铀、钍等所放射出来的α粒子,在人体组织中只有几 十微米的射程，因而α射线对人体不存在外照射危害， 但是由于α射线电离本领极强，因而α射线具有强电 离和短射程的特点，这使得它对人体内照射危害较 大，因此，如果α辐射体进入（吸入或食入等）人体, 就有可能使人体某些组织***受到损伤，如果α辐射 体集中蓄积于某一部位时，该部位甚至有可能引起 严重损伤，损伤程度取决于蓄积量多少及放射性核 素种类，故应该特别注意防止α辐射物质进入体内。139β射线比α射线具有较大的穿透能力，如在空气中，β射线的射程可以达到几米。大约70Kev的β射线就能穿透人体皮肤角质层而使活组织受到伤害。因此，β射线对人体可以构 成外照射危害。危害大小同β射线能量及通量 密度等有关。但是β射线很容易被有机玻璃、 塑料以及薄铝片等材料屏蔽。较大剂量的β外照射可能使皮肤“灼伤”，使眼睛角膜引起损伤。140γ射线的穿透本领与α、β射线比较起来要大得多，即使在离开放射源较远的地方也可能使人体受到照射，所以在外照射防护中，最主要的防护因素之一是γ射线，操作时注意控制一定距离和时间，或者用原子序数较高的金属材料如铁、铅或 混凝土等做屏蔽材料进行防护。141第二节 电离辐射对人类和环境的影响一、天然辐射源对人类和环境的影响天然本底照射宇宙射线天然辐射宇生放射性核素原生放射性核素一般场所： 天然本底为 2. 4mSv/year,多为内照射 (222Rn, 60%)142天然本底照射：宇宙射线初级宇宙射线：质子（87％）、α粒子（10％）、 重带电粒子、电子、中子等。平均能量1010eV， 最高能量可达1019eV。?次级宇宙射线：初级宇宙射线与大气作用产物。 ?在纬度高于45度的海平面，宇宙射线平均 注量 率1/cm2· min。 ?随高度变化，海平面为 1，则海拔 2km为海拔 12km为20～30。143天然本底照射宇生放射性核素和原生放射性核素? 宇生放射性核素：– 对公众剂量有明显贡献的核素，14C、3H、 22Na、7Be。 ? 原生放射性核素：：–以238U、232Th和235U为起始核素的三 个天然放射系，以及独立的长寿命放射 性核素如40K等。144天然照射的组成145我国人群平均每天食入的放射性及体内 放射性物质的含量估计值放射性核素3H 14C 40K 210Pb 226Ra 232Th 238U每天食入量(Bq/d)体内含量(Bq/70kg)0.592-2.22 44.4-66.6 59.2-88.8 0.037-0.259 0.6 0.29.25-3.7 85×103 (2.96-44.4)×103 27.8 1.11-1.48 0.074 1.85-3.33146从饮水摄入226Ra 约0.01Bq天然辐射源照射世界平均辐射剂量值（UNSCEAR 2000）辐 射 源外照射年有效剂量 平 均 值mSv 典型范围值宇宙辐射直接电离辐射和光子 中子成分 0.28（0.30）a 0.10（0.08）宇生核素宇宙射线与宇生核素小计 陆地外照射 室外 室内 陆地外照射小计 外照射 合计0.01（0.01）0.39 0.07（0.07） 0.41（0.39） 0.48 0.87 0.3―0.6c 0.6―1.61470.3―1.0b天然辐射源照射世界平均辐射剂量值（续）辐 射 源内照射吸入内照射 铀、钍系列 氡（222Rn） 钍（220Rn） 吸入内照射小计 食入内照射40K年有效剂量 平 均 值mSv 典型范围值0.006（0.01） 1.15（1.2） 0.10（0.07） 1.26 0.2―10d0.17（0.17）0.12（0.06） 0.29 合计 1.55 0.2―0.8e铀和钍系 食入内照射小计 内照射总计2.41―10148a.括号内是UNSCEAR1993年给出的估计值。 b.从海平面到高海拔的地区的整个范围。 c.与土壤和建材中放射性核素的组成有关。 d.与氡气在室内的积累有关。 e.与食品和饮水中放射性核素的组成有关。 在任何一个大的群体中，约65％的人预期年有 效剂量在1-3mSv之间，约25％的人预期年有效 剂量小于1mSv，而其余10％的人年有效剂量大 于3mSv。个人剂量变化范围很大。149我国部分?辐射较高的地区陆地γ辐射剂量率 nGy· -1 h 地 点 面积 km2 原 点数 河北 计马店 约200 野 均值 道 路 室 内 均值 279.3 数238U土壤中天然放射性核素含量 Bq· -1 kg 样232Th品226Ra 40K点数 均值 点数 2 197.7 22（1） 209.24（3） 45.4 174.244.3656.6福建 鬼头山广东 阳江 广西花山 -姑婆山 四川 降札温泉2约500 约500 6032 409.4 1（2） 432.148 17 138.8 205.2 最高点 .0 57 16 255.6 278.2136386932612531702111847665 3940 最高点6900（浴室） 30001.6×104 156 2.0×104 262注：（1）测量次数，所列数据为二次测量均值；（2）土壤采样点的原野γ 剂量率值；（3）包括了计马石2个样品和相邻地区2个样品；（4）地质结 构：除降札温泉为铀矿矿脉外，其余均为燕山期花岗岩。 150◆生活在高海拔地区或上述高本底地区的居民会受到较高的外照射剂量。居住在通风不良的室 内居民也会受到较高的内照射剂量，这主要是 氡的贡献。 ◆天然辐射源所引起的全球居民的年集体有效剂 量的近似值为107人· Sv。 ◆天然本底照射的特点是它涉及到世界的全部居 民，并以比较恒定的剂量率为人类所接受。所 以可将天然辐射源的照射水平作为基准，用以 与各种人工辐射源的照射水平相比较。151人们关注室内氡浓度根据2000年UNSCEAR估计，在世界“正常” 本底地区每年由于吸入氡及其短寿命子体产生 的辐射剂量约占人类所受全部天然辐射年有效 剂量的一半（1.25mSv）。 由于室内氡浓度 较高，人们在室内停留时间比在室外长，因此 对室内氡及其子体的水平测量以及它们对健康 的影响问题，越来越引起人们的关注。152室内瞬时氡浓度随时间的变化采用双率膜法测量了室内瞬时氡浓度随时间的变化。 早晨（04：00－07：00）的氡浓度明显高于一天中的 其他时间，最高值在06：00前后。在83个小时的持续 监测中观测到的最大浓度是最低浓度的5.6倍。氡浓度 这种昼夜变化的一种解释是由于早晨低部大气层的逆 温现象导致的垂直交换的减少。在18：00－24：00期 间氡浓度比较稳定，且接近一天的平均值。室内瞬时 氡浓度随大气压力的变化而变化，当大气压力降低时， 原来在土壤、建材等材料孔隙中的氡与外界大气压力 于压力平衡状态的氡会大量释放到室内，引起室内氡 浓度的增加。大气压力下降1％时，大约会使室内氡浓 度增加1倍以上。153室内氡浓度的季节变化采用活性炭累积探测器对城区某些选定的平房和楼房 （各约20间）内的氡浓度在不同月份进行了为期1年 的断续测量。结果表明，平房和楼房的季节变化大致 相同。冬春季节（11月－次年4月）的平均浓度明显 高于夏秋季节，二者之比值对平房为2.2，对楼房为 2.1。各月份中以1月份前后最高，6至7月份最低。最 高月份与最低月份平均氡浓度之比对平房为4.9，对楼 房为4.1。3月或4月或10月左右的测量值接近年平均值， 在这些月份测量可以较好地估算年平均浓度。稳态情 况下，室内氡浓度与室内空气换气率近似成反比。北 京市普通平房和楼房的平均换气率冬春和夏秋季分别 为（0.52±0.11）h-1和（4.4±2.1）h-1。用换气率大 体可以解释室内氡浓度的季节变化。154室内氡浓度与建筑物类型的关系表2列出了北京市平房、普通楼房、高层 建筑等室内氡的年平均浓度，对数据进 行统计分析表明，郊区平房和城区平房 的氡年平均浓度没有差别，其几何平均 值均为25.9Bq?m-3。普通楼房和高层楼 房的年平均氡浓度没有显著差别，几何 均值分别为15.2 Bq?m-3和15.5 Bq?m-3。 平房的年平均氡浓度显著高于楼房 （p&0.01）。155表2室内氡的年平均浓度 （Bq?m-3）建筑类型 样本数量 最小值 最大值 算术平均值 郊区平房 郊区平房 普通楼房 高层楼房 室外本底 223 141 142 31 15 &1.9 1.9 2.5 5.2 0.6 107 259 92.5 85.1 14.1 31.5 37.7 22.5 19.2 8.1156二、人工辐射源对人类和环境的影响人工辐射——医疗辐射1.放射诊断 2.放射治疗 3.核医学医疗辐射是最大的人工辐射来源；各种人 工放射性核素，大约80％用于医学目的。157全世界医用X射线检查的频率、有效剂量和集体剂量（）检 查 每1000人口检 每次检查的有效 年集体剂量， 查次数 剂量，mSv 人Sv87 37 15 4.1 11 13 0.14 1.1 1.8 1.4 0.83 3.7
00 158胸部X射线摄影 胸部X射线透视 腰椎 胸椎 骨盆和腹部 上胃肠道全世界医用X射线检查的频率、有效剂量和集体剂量（）（续）检 查 下胃肠道 尿路造影 CT 血管造影 每1000人口检查 每次检查的有效剂量， 年集体剂量， mSv 次数 人?Sv 3.4 3.8 16 2.1 6.4 3.7 8.6 12 00 000介入程序总 计0.84330209800023300001591989在中国的医学检查所致的当量剂量检查类别 胸透 群检 腹透（女性） 消化道 腰椎片 胸片 骨盆片人数 （人/千人)皮肤剂量 64.3 25.5 11.3 6.0 4.0 11.9 1.3 10.4 5.2 8.5 51.6 32.5 1.1 11.0一次检查的剂量（mSv）骨髓 0.27 0.14 0.17 6.06 1.82 0.04 1.04 性腺 &0.01 &0.01 0.17 0.66 2.98 &0.01 3.05 有效剂量 0.29 0.15 0.13 7.53 2.67 0.07 1.63腹部平片1.422.11.630.101.37160人工辐射——核爆炸局部沉降 放射性落下灰（含200多种放射性物质）带状沉降 全球性沉降外照射：137Cs、95Zr、106Ru、140Ba等；内照射：14C、137Cs、3H、131I、239Pu、240Pu、241Pu等。食物链转移问题161各国大气层核爆炸次数和核爆炸当量年 份
合 计 国家 美国 苏联 英国 法国 中国 试验次数 爆炸当量，Mt 193 142 21 45 22 423 138.6 357.5 16.7 11.9 20.7 545.41621981年底以前进行的大气层核爆炸造成的 有效剂量负担及其贡献途径地点北温带贡献途径, ％ 有效剂量, mSv 食入 外照射 吸入 4.5 3.1 3.8 71 90 79 24 8 18 5 2 3163南温带全世界人工辐射——核电站大气，Kr、Xe、I、3H、14C、16N、 反应堆运行： 35S、41Ar；水中，3H和裂变产物。后处理：长寿命核素，3H、14C、85Kr、90Sr等，以及超铀元素的同位素。 核能生产所致居民人均年剂量当量，美国、加拿大为 3?10-8Sv，英国 为 2.5?10-6Sv164核电力生产持续到2500年时的 年人均当量剂量预计值项目 1980年核发电预计值 [GW(e)]年集体有效剂量 (人· Sv) 世界人口 (109) 年人均当量剂量 (?Sv) 占天然辐射源平均暴露量的百分数 (％)年份20001000 0.0521001000025001000080500 4 0.1 0.005000 10 20 1 10 25 1165燃煤的放射性污染问题燃煤对环境的影响 化学物质污染放射性物质污染煤散逸飞灰中放射性核素的平均含量： 40K为265Bq/kg， 238U为200Bq/kg， 210Pb为930Bq/kg，210Po为1700Bq/kg， 232Th为70Bq/kg，228Th为为110Bq/kg， 228Ra为130Bq/kg166人工辐射的组成167人类生活方式对辐射水平的影响类型看电视每天2小时 夜光表 乘飞机2000km 眼镜（局部） 家用天然气（局部） 假牙（局部） 吸烟每天20支（“钋弹”） 诊断X射线人均年有效剂量 CT人均单次有效剂量 使用火力发电厂带来的照射 核电站附近人均年有效剂量 核设施附近人均年有效剂量剂量水平(mSv) &0.01 mSv/a 0.02 mSv/a 0.005mSv/h0.01～0.04mSv/a 0.06～0.09mSv/a 1μSv/a 0.5～1 mSv/a 0.3 8.6 0.005 0.001-0.02 0.001-0.2168第三节 辐射照射的类别照射是指受照的行为或状态。根据不 同的行为或状态，照射的分类方法就有好 几种。照射可以是外照射（体外源的照 射），也可以是内照射（体内源的照射）。 照射可以分为正常照射或潜在照射；也可 以分为职业照射、医疗照射或公众照射； 在干预情况下，还可以分为应急照射或持 续照射。169一、职业照射◆ 工作人员在其工作过程中所受的所有照射。◆ 这里有两种情况要排除在外：一是除了国家有关法规和标准所排除的照射；另一是 根据国家有关法规和标准予以豁免的实践 或辐射源所产生的照射。 ◆ 通常情况下应将天然源照射视为一种持续 照射，但是，喷气飞机飞行过程中机组人 员所受的天然源照射，列入工作人员的职 业照射。170二、公众照射◆公众成员所受的辐射源的照射。 ◆这里指的照射，包括获准的源和实践所产生的照 射和在干预情况下受到的照射，但不包括职业照 射、医疗照射和当地正常天然本底辐射的照射。 所以，也有两类照射是被排除在外的：即除非这 种照射是被排除的或引起这种照射的实践或源是 被豁免的。对于末被排除的天然源照射或未被豁 免的天然源，除了氡所致的照射低于审管部所制 定的持续照射行动水平（将在下一条中叙述）的 情况以外，对涉及天然源的实践所产生的流出物 的排放或放射性废物的处置所引起的公众照射， 仍应遵循国家标准的有关规定。171三、医疗照射患者（包括不一定患病的受检者）因自身医 学诊断或治疗所受的照射、知情但自愿帮助和安 慰患者的人员（不包括施行诊断或治疗的执业医 师和医技人员）所受的照射，以及生物医学研究 计划中的志愿者所受的照射。 在进行医疗照射时，必须认真实施医疗照射 的辐射防护体系基本原则： 1.医疗照射的正当性判断 2.医疗照射的防护与安全最优化 3.医疗照射的指导水平与剂量约束172四、潜在照射◆有一定把握预期不会受到但可能会因源的事故或 某种具有偶然性质的事件或事件序列（包括设 备故障和操作错误）所引起的照射。 ◆所以，从实质上来说，对潜在照射的控制，就是 对辐射源的安全性的控制。 ◆应对个人所受到的潜在照射危险加以限制，使来 自各项获准实践的所有潜在照射所致的个人危险 与正常照射剂量限值所相应的健康危险处于同一 数量级水平。173除医疗照射外，对一项实践中任一特定源，其剂量约束和潜在照射危险约束应不大于审管 部门对这类源规定或认可的值，并不大于可能 导致超剂量限值和潜在照射危险限值的值。 对任何可能向环境释放放射性物质的源，剂量约束还应确保对该源历年释放的累积效应加以限制，使得在考虑了所有其他有关实践和 源可能造成的释放累积和照射之后，任何公众 成员（包括其后代）在任何一年里所受到的有 效剂量均不超过相应的剂量限值。174应使辐射源始终处于受保护状态，防止被 盗和损坏，并防止任何人未经批准进行辐射实 践；并保证将源的失控、丢失、被盗或失踪的 信息立即通知审管部门；对可移动的源应定期 进行盘存，确认它们处于指定位置并有可靠的 保安措施。 应对源运用与其潜在照射的大小和可能性 相适应的多层防护与安全措施（即纵深防护）， 以确保当某一层次的防御措施失效时，可由下 一层次的防御措施予以弥补或纠正，以达到： 防止可能引起照射的事故；减轻可能发生的任 何这类事故的后果；在任何这类事故之后，将 源恢复到安全状态。175第四节 电离辐射对人体健康的影响电离辐射的应用已有100余年的历史，它给人类 带来了不少利益。但事物总是一分为二的，伴随着 电离辐射的应用，其危害逐步地显现出来。早在发 现X射线的第二年，就曾觉察到操作X射线管的技 师的皮肤出现损伤，一些发现和研究放射性的科学 家，由于当时对辐射可能带来的危害还没有充分认 识，加上各方面条件的限制，有些人付出了不小的 代价甚至是生命。如镭的发现者居里夫人，在长期 的研究工作中，骨髓受到过量照射，因再生障碍性 贫血而离开了人间。为此，为了充分利用电离辐射， 了解射线对人体的影响，并据此制定出防护措施是 十分必要的。176当人体受到射线的作用时，辐射即与人体 的生命物质发生相互作用，在相互作用中，辐 射丧失其能量，生命物质则吸收了辐射的能量 而产生效应。这个作用是一个极其复杂的过程， 要经历许多不同性质的变化，分子、细胞功能、 代谢或结构的变化，以及机体组织、***、系 统及其相互关系的变化，效应的性质和严重程 度取决于多种因素，其中主要与所吸收的能量 有关。 一般地说，可将辐射与机体相互作用的演 变过程概括为图5-1。177图5-1 辐射诱发损伤形成过程示意图电离辐射DNA分子吸收能量DNA分子被激发电离 DNA分子的原发损伤水分子吸收能量水分子被激发电离 可扩散的自由基与DNA分子反应继发反应 DNA分子受损伤 DNA分子修复错误 基因突变 细胞变异 生殖细胞 遗传效应 体细胞 致癌效应 细胞死亡 临床可见损伤生物体死亡一、辐射损伤的形成机制 1、原发阶段。当电离辐射穿过机体时，射线能以两种方式作用于机体生命物质的分子， 即直接作用和间接作用。直接作用是指射线将能 量直接交付给在射线径迹上的生命物质分子（主 要是DNA分子），并使之电离或者激发而产生 损伤。间接作用是指生命物质分子并未处在射线 的径迹上，从而也未直接接受到射线交付的能量， 射线的能量被生命物质分子周围的分子或者其他 的分子所吸收，从而被电离或者活化，生成了自 由基，经过一定距离的迁移，到达生命物质分子 并与之发生化学反应，最终造成损伤。1792、修复。当吸收的辐射剂量达到一定水平时，细胞核内的DNA即可由于辐射的直接作用或者间接作用而受到损伤，但在某些剂量下机体能通过自身的代谢过程对受损伤的细胞或局部组织（***）进行修复。这种修复作用程度的大小，既与原初损伤的程度有关，又可能因个体间的差异而有所不同。 近年来的实验表明，某些抗放药物对于加强和促进 细胞损伤的修复有着明显的作用。1803、细胞死亡。虽然一些细胞核内的DNA损伤能被正常地修复，但有一些也会出现修复错误而发生基因突变。基因突变对细胞生命过程的影响是不同的，有一些基因对细胞的生存至关重要，这种基因内出现的突变，使得突变的细胞或者不 能继续生存下去；或者突变细胞本身虽能生存， 但不能进行细胞分裂，这两种情况都叫做细胞死 亡。辐射导致的细胞死亡多是后一种类型的死亡。181细胞死亡出现的时间可因受损伤的细胞群体的不同而有所不同，在细胞分裂迅速的细胞群体（如血液中的淋巴细胞），细胞死亡可在受到照射后的数小时内表现出来，而在细胞分裂及其缓慢的细胞群体（如神经细胞等）中，死亡可能在数个月甚至数年内也不会发生。1824、细胞变异。 另一种情况是基因突变出现在对于细胞生存并非至关 重要的一些基因内，这时携带有突变 基因细胞仍能继续生存并能继续进行 细胞分裂。但是，细胞的某些性质由 于突变基因的存在而发生变化，出现 一些正常情况下该种细胞所不具有的 性质，这种情况叫做细胞变异。183如果细胞变异出现在体细胞，就有可 能使细胞变得具有肿瘤（癌）细胞的性质， 即辐射的致癌作用。如果出现变异的细胞是生殖细胞（精 细胞或卵细胞、或两者），则变异的影响 将会在由这种生殖细胞产生的胚胎以及其 繁衍的所有的后代中表现出来，这就是辐 射的遗传效应。184二、 辐射的生物学效应生物体受到电离辐射的作用后，即有可能通过上述的某一机制产生一定的生物学效应。辐射的 生物学效应是多种多样的，并能涉及到生物体的 各种***或组织，且会具有不同的临床表现和不 同的严重程度。放射生物学通常将其分为躯体效 应和遗传效应，或者按照效应发生的随机性，将 其区分为随机效应和确定性效应。1851、躯体效应和遗传效应躯体效应是指辐射在受到照射的个体本身诱发 出的各种效应（包括癌症），是生物体的体细胞受 到照射后产生的后果，因而不具有遗传性，受影响 的只是受到照射的个体本身。在辐射防护中提到效 应时，多指这类效应。由于这类效应的产生与生物 体个体受到辐射照射有着直接的联系，而且，显现 出效应的时间相对较短（最长不会超过受照生物体 的寿命），使得人们能够通过动物实验方法或者人 类流行病学调查的办法进行研究并能够得到明确的 结论，所以，放射生物学对这类效应研究得较为透 彻，了解得也较为深刻。186遗传效应是某个生物体在受到电离辐射 照射时其生殖细胞也受到照射，而且受照射 的生殖细胞内已产生了发生突变的基因。1872、随机效应和确定性效应按照辐射引起的生物效应发生的可能性来 划分，可以分为随机效应和确定性效应。随机效应：发生几率与受照剂量成正比而 严重程度与剂量无关的辐射效应叫随机效应。 它们主要是发生在受照个体的癌症及其后代的 遗传效应。在正常照射的情况下，发生随机效 应的几率是很低的。一般认为，在辐射防护感 兴趣的低剂量范围内，这种效应的发生不存在 剂量阈值。通俗地说，阈值就是发生某种效应 所需要的最低剂量值。188确定性效应：通常情况下存在剂量阈值的一种辐射效应叫确定性效应。接受的剂量超过阈值越多，产生的效应越严重。因此只有当受照剂量达到或超过阈值时，确定性效应才会发生。人们日常所遇到的照射大多与随机效应有关，但在放射性事故和医疗照射中，发生确定性效 应的可能性应该引起足够的重视。189表 5-1确定性效应阈值的估计值单次照射阈值 （Sv） 0.15 3.5 2.5~6.0 0.5~2.0 5.0 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组织与效应 精子减少 永久不育 永久性绝育 浑浊 视力障碍睾丸 卵巢 眼睛体骨髓血细胞暂时减少 致死性再生不育0.5 1.5无意义 无意义190三、 造成辐射损伤的类型射线对人体的危害，通常按照射方式可分为大剂量急 性照射和小剂量慢性照射。 1、大剂量急性放射损伤 大剂量急性外照射辐射损伤是指人体一次或数次接受 到总剂量超过1Gy的急性照射所引起的损伤。当人体全身 受到均匀性或者不均匀性照射后可引起全身性辐射损伤， 而在人体的某一***和组织（如在肿瘤病人接受放射治疗 时）受到急性照射后可引起局部性辐射损伤。大剂量照射 急性损伤的效应，一般早期就表现出来，其中某些效应有 时经过一段较长的潜伏期。急性早期效应的类型分三种： 一是造血***（骨髓）损伤型，二是消化系统（胃肠）损 伤型，三是中枢神经（脑）损伤型。它们的大体临床症状 如表5-2所示。191表5-2急性损伤的分类估计剂量 0.5~1.5Gy 1.5~4Gy 4~6Gy临 床 症 状 大体上无症状,有时有轻度前驱性症状 轻度急性放射病，暂时性呃逆和呕吐,轻度的造血机能损伤。 症状严重，造血机能严重损伤。在高剂量时，有胃肠道损伤。 急性放射病症状明显，胃肠道损伤起主要作用，造血***损伤 比造血型放射病时严重。临床症状主要有高烧、频繁的呕吐、 反复的腹痛、血水便等。 除骨髓、胃肠道的严重损伤外，主要是中枢神经系统的损伤。 临床症状为共济失调、肌肉张力增加和震颤、强直性或阵痉性 抽搐、昏睡、眼震等伴有剧烈的发展过程。6~20Gy数千Gy以上1922、小（低）剂量急性或慢性外照射辐射损伤小（低）剂量外照射包括人体一次或分次地接受剂量 低于1Gy的电离辐射的照射以及经常性地受到低剂量率的 慢性外照射（如辐射工作人员的职业性受照）。在此种照 射的情况下，辐射损伤具有剂量-反应关系不明显、反应出 现较迟和发生的概率较低等特点。而且，小剂量外照射所 致损伤的早期症状多为自觉症状（如头昏、头疼、疲乏无 力、睡眠障碍、记忆力减退和性功能减退等），与普通的 神经衰弱等症状类似，从而为临床诊断带来一定的困难， 常常需要依靠化验室检查来进行确诊。 小剂量照射引起对人体健康的影响有属于随机性效应 的，也有属于非随机效应的。受到辐射危险的组织主要有：193（1）性腺 （2）红骨髓 （3）骨 （4）肺 （5）甲状腺 （6）乳腺 （7）发生癌的其它组织 （8）皮肤 （9）眼晶体194四、 影响辐射损伤的因素辐射损伤是一个复杂的过程，它与许多因素，如辐射敏感性、剂量、剂量率、照射方式、照射部位、照射面积、机体的生 理状态等有关。1951、辐射敏感性：辐射生物学研究表明， 在受照条件严格一致的情况下，机体不同的器 官、组织或全身出现某一效应的时间快、慢及 严重程度不同，也就是说不同的细胞、组织、 ***或机体对辐射的敏感程度是不同的。细胞、 组织、***、机体或任何物质对辐射损伤作用 的相对敏感程度称为辐射敏感性或放射敏感性。 某种效应出现快而又相对严重的可称之为对辐 射的敏感性高，反之对辐射的敏感性低。196（1）不同生物种系的辐射敏感性 表5-3列出了使受到X、γ 射线照射的不同种系 的生物死亡50%所需的吸收剂量值。由表可见，种 系的演变程度越高，机体结构越复杂，其对辐射的 敏感性越高。表5-3 使不同种系的生物死亡50%所需的 X、γ射线吸收剂量值LD50（Gy）生物种系 LD50 人 4.0 猴 6.0 大鼠 7.0 鸡 7.15 龟 15.00 大肠 杆菌 56.00 病毒 2×104197(2)不同细胞、组织或***的辐射敏感性 人体各类细胞的辐射敏感性是不同的。一般地说， 新生而又分裂迅速的细胞（如血细胞）辐射敏感性高， 肌肉及神经细胞的辐射敏感性最低。例如，遭受一定剂 量照射后，血液中反应最快的是淋巴细胞，其次是红细 胞、颗粒性白细胞和血小板。受照后，淋巴细胞几乎立 即开始减少，其减少速度与受照剂量成正比。对于急性 照射，它在照后24-72小时之内降低到最低点。此外， 受照后的一段时间内，常见到白细胞和血小板的减少。 因此，常用血液中的淋巴细胞、白细胞和血小板的变化 来作为受照机体的生物指标。198由于细胞具有不同的辐射敏感性，所以， 不同组织也具有不同的敏感性。若以照射后组织的形态变化作为敏感程度的指标，则人体的组织按辐射敏感性的高低大致可分为：①高度敏感 淋巴组织（淋巴细胞和幼稚淋巴细胞）；胸腺（胸腺细胞）；骨髓（幼稚红、 粒和具核细胞）；胃肠上皮（特别是小肠隐窝 上皮细胞）；性腺（睾丸和卵巢的生殖细胞）； 胚胎组织。199②中度敏感感觉***（角膜、晶状体、结膜）；内皮细胞（主要是血管、血窦和淋巴管 内皮细胞）；皮肤上皮（包括毛囊上皮细胞）， 唾液腺，肾、肝、肺组织的上皮细胞。 ③轻度敏感 ④不敏感 中枢神经系统；内分泌腺 肌肉组织；软骨和骨组织；结（包括性腺的内分泌细胞）；心脏。 缔组织。200(3)个体不同发育阶段的辐射敏感性在人的个体发育的不同阶段中，辐射敏感性从幼年、少年、青年至成年依次降低，但是，老 年时由于机体各种功能的衰退，其对辐射的耐受 力则有明显低于成年期。胚胎期是个关键时期， 即受精后约38天，辐射敏感性最高。因此，妊娠早期的妇女，应避免腹部受照射，年龄未满18岁的青少年不应参加职业性放射性工作。2012、剂量率：由于人体对辐射损伤有着一定的恢复作用， 故在受照总剂量相同时，小剂量的分散照射比一 次大剂量率的急性照射所造成的辐射损伤要小得 多。例如，若一生（50年）全身均匀照射的累 积剂量为2Gy，并不会发生急性的辐射损伤；如 果一次急性照射的剂量为2Gy，则可能产生严重 的躯体效应，在临床上表现为急性放射病。 因此，进行剂量控制时，应在尽可能低的剂 量率水平下分散进行。分次越多，各次照射间隔 时间越长，生物效应就越小。2023、照射方式：分为外照射和内照射。在外照射情况下，当人 体受穿透力强的辐射（X，γ，中子）照射一定剂 量时，可造成深部组织和***，如造血***、生殖 ***、胃肠道和中枢神经系统的辐射损伤，而对于 α射线，它的电离密度大，但穿透能力很弱，因此， 在外照射时，α射线对机体的损伤作用很小，然而 在内照射情况下，它对机体的损伤作用则很大。各 种不同的辐射按其对人体的危害作用大小排列如下： 外照射 n&γ, X&β&α 内照射 α， p&β，γ，X2034、照射部位：辐射效应与受照射部位有关，受照射 部位不同，产生的效应也不同。例如以 6Sv照射全身可引起致死，而同样的剂量 照射手或足，甚至不会发生明显的临床症 状。在相同剂量和剂量率照射条件下，不 同部位的辐射敏感性的高低依次排列为： 腹部、盆腔、头部、胸部、四肢。因此， 要特别注意腹部的防护。2045、照射面积：在相同剂量照射下，受照面积愈大，产生 的效应也愈大。以6Sv照射为例，在几平方厘 米的面积上照射，仅引起皮肤暂时变红，不会 出现全身症状；受照面积增大到几十平方厘米， 就有恶心、头痛等症状出现，但经过一个时期 就会消失；若再增大受照面积，症状会更严重， 如受照面积达到全身的三分之一以上，就有致 死的危险。因此，应尽量避免大剂量的全身照 射。2056、照射的几何条件：外照射情况下，人体内的剂量分布受到辐 射的角分布、空间分布以及辐射能谱的影响， 并且还与人体受照时的姿势及其在辐射场内的 取向有关。因此，不同的照射条件所造成的生 物效应往往会有很大的差别。除以上所述，内照射情况下的生物效应还 取决于：进入人体的放射性核素的种类、数量， 它们的物理性质，在体内沉积的部位以及在相 关部位滞留的时间等。206谢 谢207
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