放射物理書新版第4章

1、G. MedicalPhysicsandSafetySection, Bhabha Atomic Research Centre, Mumbai, Maharashtra, J. Division of Human Health, InternationalAtomicEnergyAgency,翻譯 導放射接受的當量劑量的設備稱為個人劑量計。為了得到準確的數據，用于輻射防護測量的所有設國際輻射單位和計量（ICRU）提出了一套關于輻射防護劑量學的量和單位的建議。國際輻射防護（ICRP）建立了關于這些量的實際應用的建議 。量 ，對于弱貫穿輻射，在皮膚內d=0.07mm，環(huán)境劑量當量和定向劑量當量分

2、別表示為H*(0.07)， H(0.07,)；在晶狀體中 d = 3mm，環(huán)境劑量當量和定向劑量當量分別表示為 H*(3)，H(3,)。第 16 章）。Hp(3)根據氣體探測器的設計原理和兩個電極之間的電壓，探測器工作于離子收集電流電壓曲線（圖 4.1）A 和受限正比區(qū)D 不能用于測量。圖4.2場所測量儀：電離室、正比計數器、GM圖 率決定），而對進入探測器的 粒子的響應率接近 100%。數器和 GM 計數器通常工作在脈沖模式。能量成正比。由于傳能線密度（LET）不同，可以使用粒子判別函數（4.1 ）。測量高能光子輻射時，為了提高探測效率，須要使用平衡帽；而測量低能量光子（10-100keV）

3、和不應使用平這時會出現電荷倍增現象。倍增約103 - 104倍。被熱化后可被慢化劑包圍中的BF3 計數器探測到。子能譜的很寬的范圍內（10 decades），輸出信號與軟組織中的劑量當量近似成正比。在電流電壓曲線的GM區(qū)，氣體放電在整個探測器體積內的和脈沖高度不依賴于初級電離或相互不能工作在高于 GM 區(qū)的電壓之下。由于大量的電荷倍增（910量級）,GM量儀廣泛應用于極低輻射水平的測量（如放射治療室GM計數器對低能光子很強的能量依賴性，而且不能用來測量脈沖式輻射。所以GM計數器可以來進量 輻射，而塑料閃爍體多用來測量 輻射。NaI(Tl)、 家標準。用適當的轉換系數 h 定義:H=hNRMR4

4、.4參考電離室，用于在137Cs地劑量 hH* =為 = 覆蓋的當量劑量率范圍越大（如1Sv/h-Sv/h）。大作用。閃爍探測器一般用于測量非常低水平的輻射（如輻射污染監(jiān)測和失源的探測。然而，與GMNH*=H*(10)/M= 計準參考方向6080 以內時，測量儀響應一般等方向性，通常光子能量越高（80keV）等方 到過載特于監(jiān)測, 因為使用者可能錯誤地認為一個放射強度非常高的區(qū)域沒有放射性。不確定度為B不確定度。這兩種類型的不確定度的乘積構成測量儀測量值得總不確定度。對于弱貫穿輻射d=0.07mm。個人劑量計以這些量進行校準。片劑量計（圖4.5)。固定器在膠片上產生不同的圖案樣式表示輻射的類型

5、和能量。單個過濾100keV4.6.個人劑量計的校準，PMMA標準137Cs野 監(jiān)熱中子（n，）反應使用富含6Li的 LiF以增強熱中子的靈敏度。出使用脈沖紫外激光激發(fā)技術。PMT 記錄發(fā)出的橙色熒光。射光致發(fā)光玻璃劑量計可以測量累積劑量和記錄劑量。30Sv10Sv。對于Hp(10)，這類劑量計的平坦能量響應范圍為 12keV 到 8MeV。 量范圍較寬，最高可以達到10Sv?，F代EPD量(光子和射的Hp(10) 或Hp(0.07)進行校準。EPD度 d=10mm，對弱貫穿輻射深度 d=0.07mm(見第 4.2 節(jié))。 模體), 然而事實上 PMMA 模體經過適當的修正也在使用。根據理論公式

6、Hp(d)/(Kair)airslab hkHp，和校準射線質的相關數據，參考電離室的讀數可以轉化為 被校準的劑量計放置在模體內的校準點，得到讀數M。依據公式NHp=Hp(d)/MHp(d)校準因子計為近似組織等效材料，同時具有可以接受的能量依賴特性。CaSO4:Dy顯的能量依賴性，須要對劑量光釋光劑量計的均整能量響應范圍為5KeV-40MeV 范(100 mSv/h)不確定度可增加到 20%。是 是10Sv-10Sv。量當量 H(d,)變化)（見 4.2）。方向依賴性必須經過評估，并進行適當修正。量計一般能識別X 射線、 射線和 輻射，并能估算劑量。參考文CLARK,M.J.,etal.,D

7、osetiesforprotectionagainstexternalradiations:Guidanceonthe mendations of ICRP, Doc. NRPB 4 3 (1993).FOOD AND AGRICULTURE ANIZATION OF THE UNITED NATIONS,INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, INTERNATIONALLABOURANISATION,OECDNUCLEARENERGYAGENCY,PANAMERICANHEALTHWORLDHEALTHANIZATION,InternationalBasicS

8、afetyStandardsforProtectionagainstIonizing RadiationandfortheSafetyofRadiationSources,SafetySeriesNo.115,IAEA,ViennaINTERNATIONALATOMICENERGYAGENCY,CalibrationofRadiationProtectionMonitoringInstruments, Safety Reports Series No. 16, IAEA, Vienna (2000).INTERNATIONALCOMMISSIONONRADIATIONUNITSANDMEASU

9、REMENTS,DeterminationofDoseEquivalents Resulting from ExternalRadiation Sources, Rep. 43, ICRU, Bethesda, MD (1988).MeasurementofDoseEquivalentsfromExternalPhotonandElectronRadiations,Rep.47,ICRU, Bethesda, MD (1992). tiesandUnitsinRadiationProtectionDosimetry,Rep.51,ICRU,Bethesda,MDINTERNATIONAL CO

10、MMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION,Conversion Coefficients for Use in RadiologicalProtectionAgainstExternalRadiation,Publication74,PergamonPress,Oxfordand New York (1997).DosemetersandDoseRatemetersandforDeterminingtheirResponseasaFunctionofEnergy,ISO 4037.SeealsoHighRateSeriesofFilteredX-radiation

11、s,ISO4037-1979/Addendum1(1983);and their Response as a Function of Beta Radiation Energy, ISO 6980, ISO,Geneva (1984).DosimetryoftheReferenceRadiationFieldsUsedforDeterminingtheResponseofProtection LevelDosimetersandDose-rateMetersatPhotonEnergiesBetween4and9MeV,ISO/DP9991,ISO, Geneva (1988).DosimetryofXandGammaReferenceRadiationsforRadiationProtectionovertheEnergyRange from 9 keV to 1.3 MeV, ISO/DIS 8963, ISO, Geneva (1988).KNOLL,G.F.,Radiation DetectionandMeasurement,Wile