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    射线检测工作的辐射防护

    2006/12/21 9:45:00


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    §1.1 描述辐射与物质相互作用的物理量及其单位

    由于不同种类的射线（ X、γ、中子、电子、α、β等），不同类型的照射条件（内照射、外照射），即使吸收剂量相同，对生物所产生的辐射损伤程度也可以是不同的，为了统一衡量评价不同类型的电离辐射在不同照射条件下对生物引起的辐射损伤危害，引入了剂量当量这一物理概念。通用于各种辐射的当量，表示被照射人员所受到的辐射。剂量当量H是生物组织内被研究的一点上的吸收剂量D与辐射的品质因素Q（也称做线质因数，表示吸收能量微观分布对辐射生物效应的影响，对生物因数与辐射类型和能量的关系作了适当修正）及其修正因素N（吸收剂量空间、时间等分布不均匀性对辐射生物效应的影响）的乘积，即H=DQN, 吸收剂量当量的国际单位是希沃特,Sv,专用单位是雷姆,rem,两者的换算关系是1希沃特=1焦耳/千克=100雷姆,1雷姆=10-2希沃特。对于X射线、γ射线，就防护而言，Q和N值均近似取为1，所以可以认为吸收剂量和剂量当量在数值上是相等的。  

    直接测量吸收剂量是比较困难的，但是可以通过仪器测量照射量来计算被辐照物体的吸收剂量。

    X射线或γ射线穿过空气时能使空气的分子发生电离，形成带有正电荷的正离子和带有负电荷的负离子，描述X射线或γ射线使空气产生电离能力的物理量是照射量，其定义为X射线或γ射线（光子）在每单位质量空气内，释放出来的所有电子（正、负电子）被空气完全阻止时，在空气中产生的任一种符号的离子总电荷的绝对值，照射量的国际单位是库仑/千克(C/Kg) ，专用单位是伦琴,R,两者的换算关系是1库仑/千克≈3.877x103伦琴,1伦琴=2.58x10-4库仑/千克。

    单位时间内的照射量就称为照射率，其国际单位是库仑 /千克·秒,专用单位是伦琴/小时。

    空气的吸收剂量 D与照射量X的关系为：D空气=33.7X (Gy)，这里照射量X的单位是采用国际单位库仑/千克。如果照射量X的单位是采用伦琴，则关系式变为：D空气=8.69x10-3X (Gy)。因此，只要知道辐照场中某点的照射量，就可以按照此关系式计算该点的吸收剂量。

    在一定条件（“电子平衡”）下，不同物质的吸收剂量之间存在一定的关系，因此可以通过空气的吸收剂量求出其他物体的吸收剂量。实际应用中常常直接应用这种物体的吸收剂量与照射量的关系式： D物体=f·X，式中D物体-物体的吸收剂量，单位Gy；X-物体所在处的照射量，单位C/Kg；f-换算因子（Gy·Kg/C）。换算因子的值与射线能量以及被辐照物体的性质相关。

    下面列表示出部分能量下人体某些部分的换算因子值。

    部分能量光量子的 f值

    光量子

    能量 (MeV)

    水

    骨骼

    肌肉组织

    Gy·Kg/C

    Gy/R

    Gy·Kg/C

    Gy/R

    Gy·Kg/C

    Gy/R

    0.010

    35.35

    0.00912

    137.21

    0.0354

    35.85

    0.00925

    0.015

    34.46

    0.00889

    153.86

    0.0397

    35.50

    0.00916

    0.020

    34.15

    0.00881

    163.95

    0.0423

    35.50

    0.00916

    0.030

    33.68

    0.00869

    170.15

    0.0439

    35.27

    0.00910

    0.040

    34.03

    0.00878

    160.46

    0.0414

    35.62

    0.00919

    0.050

    34.57

    0.00892

    138.76

    0.0358

    35.89

    0.00926

    0.060

    35.08

    0.00905

    112.79

    0.0291

    36.01

    0.00929

    0.080

    36.12

    0.00932

    74.03

    0.0191

    36.39

    0.00939

    0.10

    36.74

    0.00948

    56.20

    0.0145

    36.74

    0.00948

    0.15

    37.29

    0.00962

    40.70

    0.0105

    37.05

    0.00956

    0.20

    37.71

    0.00973

    37.95

    0.00979

    37.33

    0.00963

    0.30

    37.44

    0.00966

    36.36

    0.00938

    37.09

    0.00957

    0.40

    37.44

    0.00966

    35.97

    0.00928

    36.98

    0.00954

    0.50

    37.44

    0.00966

    35.85

    0.00925

    37.09

    0.00957

    1.0

    37.40

    0.00965

    35.74

    0.00922

    37.05

    0.00956

    §1.2 辐射生物效应

    辐射作用于生物体时能造成电离辐射，这种电离作用能造成生物体的细胞、组织、器官等损伤，引起病理反应，称为辐射生物效应。辐射对生物体的作用是一个非常复杂的过程，生物体从吸收辐射能量开始到产生辐射生物效应，要经历许多不同性质的变化，一般认为将经历四个阶段的变化：

    ①物理变化阶段：持续约 10-16秒，细胞被电离；

    ②物理 -化学变化阶段：持续约10-6秒，离子与水分子作用，形成新产物；

    ③化学变化阶段：持续约几秒，反应产物与细胞分子作用，可能破坏复杂分子；

    ④生物变化阶段：持续时间可以是几十分钟至几十年，上述的化学变化可能破坏细胞或其功能。

    辐射生物效应可以表现在受照者本身，也可以出现在受照者的后代。表现在受照者本身的称为躯体效应（按照显现的时间早晚又分为近期效应和远期效应），出现在受照者后代时称为遗传效应。

    从辐射防护的观点，电离辐射引起的生物效应（辐射生物效应）可以分为随机效应与非随机效应两类：

    ①随机效应是在放射防护中，发生几率与剂量的大小有关的效应，即剂量越大，随机效应的发生率越大，但效应的严重程度与剂量大小无关，即这种效应的发生不存在剂量的阈值。例如遗传效应和躯体致癌效应；

    衡量随机效应的重要概念是危险度（单位剂量当量在受照器官或组织诱发恶性疾患的死亡率，或出现严重遗传疾病的发生率）和权重因子（各器官或组织的危险度与全身受到均匀照射的危险度之比）。

    器官和组织的危险度与权重因子

    器官、组织

    效应

    危险度 (1/Sv)

    W(权重因子)

    生殖腺

    二代重大遗传疾病

    4x10 -3

    0.25

    乳腺

    乳腺癌

    2.5x10 -3

    0.15

    红骨髓

    白血病

    2x10 -3

    0.12

    肺

    肺癌

    2x10 -3

    0.12

    骨

    骨癌

    5x10 -4

    0.03

    甲状腺

    甲状腺癌

    5x10 -4

    0.03

    其他组织

    癌

    5x10 -3

    0.30（注）

    全身

    诱发癌症

    1x10 -2

    一代遗传疾病

    4x10 -3

    注：选取其他五个接受剂量当量最大的器官或组织，每个器官或组织的权重因子取为 0.06，其他器官或组织不计。胃、小肠、大肠上段、大肠下段可作为四个独立器官。

    ②非随机效应是效应的严重程度随剂量而变化，即这种效应要在剂量超过一定的阈值后才能发生，效应严重程度与剂量大小有关，亦即只要限制剂量当量就可以避免非随机效应的发生。例如对眼（眼晶体的白内障）、皮肤（皮肤的良性损伤）和血液引起的效应。

    射线防护的目的在于防止有害的非随机效应，并限制随机效应的发生率，使之达到可以接受的水平。

    非随机效应的剂量阈值

    器官、组织

    效应

    单次照射的剂量阈值

    多次照射累积剂量阈值

    生殖腺

    永久性不育

    3 Gy

    眼晶体

    晶体浑浊

    0.5~2.0 Sv

    >15 Gy

    红骨髓

    造血机能损伤

    1.5 Sv

    >20 Gy

    皮肤

    难以接受的变化

    >20 Gy

    §1.3 辐射损伤

    电离辐射产生的各种生物效应对人体造成的损伤称为辐射损伤，它可以来自人体之外的辐射照射，也可以产生于吸入（例如放射性尘埃）或进入（例如受放射性污染的水、食物或其他物体）人体内的放射性物质的照射。

    辐射损伤过程主要有急性损伤和慢性损伤两种类型。

    急性损伤是指短时间内全身受到大剂量的照射（例如数戈瑞）而产生的辐射损伤。典型症候常表现为三个阶段：

    ①前驱期：受照者出现恶心、呕吐等症状，约持续 1~2天；

    ②潜伏期：一切症状消失，可持续数日或数周；

    ③发症期：表现出辐射损伤的各种症状，如呕吐、腹泻、出血、嗜眠、毛发脱落等，严重者导致死亡。

    急性损伤主要是中枢神经系统损伤、造血系统损伤、消化系统损伤，以及可以造成性腺损伤、皮肤损伤等。急性损伤将会造成严重后果，必须防止短时间内大剂量照射的情况发生。急性损伤的主要效应特点如下表。

    急性损伤的主要效应特点

    剂量 (Gy)

    可能产生的效应

    0~0.25

    无可检出效应，可能无迟发效应

    0.5

    血象轻度暂时变化，可能有迟发效应

    1

    恶心、疲劳

    2

    受照后 24小时内出现恶心、呕吐，一周潜伏期后出现毛发脱落、厌食、虚弱等(例如腹泻、喉炎)

    4(称为半致死剂量)

    受照后几小时出现恶心、呕吐，两周内可见毛发脱落、厌食、虚弱、体温增高，第三周出现紫斑、口腔和咽部感染，第四周出现苍白、腹泻、迅速消瘦， 50%个体可能死亡。

    ≥ 6(称为致死剂量)

    受照后 1~2小时出现恶心、腹泻，一周出现呕吐等，体温升高，迅速消瘦，第二周出现死亡，死亡率可达80%~100%

    注：半致死剂量 -辐射在一定时间间隔内，杀死某一群落动物或某一人群的50%时，所需的剂量称为半致死剂量，常用符号LD50表示。

    概括来说，射线辐射引起的生物效应与射线的性质和能量有关 ,但更主要的是与机体吸收剂量的多少有关。不同剂量的照射对人体的损伤在D≤（0.25Gy）的一次照射时，无明显病理变化；D≈（0.5Gy）时，出现一时性血象变化；D≥（1Gy）时，会引起急性放射病。

    慢性损伤是长时间受到超过允许水平的低剂量的照射时，在受照后数年甚至数十年后出现的辐射生物效应。对于慢性损伤目前还难以确定辐射与损伤之间的因果关系。目前认为慢性损伤主要有：白血病、癌症（皮肤癌、甲状腺癌、乳腺癌、肺癌、骨癌等）、再生不良性贫血、白内障、寿命缩短等。不过对于寿命缩短的问题，在国际放射防护委员会的第 26号出版物中指出：“寿命缩短效应，除了由于诱发肿瘤所造成的以外，缺乏确凿的证据，不能用于定量估计。”  

    除了上述两种情况外，实际中存在的另一种情况是慢性、小剂量的照射，亦即长时间受到低于最大允许剂量的照射，虽然这种低剂量、低剂量率引起的辐射生物效应大大低于高剂量、高剂量率引起的结果，但是其累积剂量的问题是不应忽视的，因为慢性、小剂量照射产生的辐射损伤有可能会诱发癌症，有的观点认为人体对于辐射损伤具有自我修复的功能，因此轻微的辐射损伤将会因为人体的自我修复功能而使辐射损伤的症状表现不出来，不过对于这种慢性、小剂量照射造成辐射损伤的情况还缺乏大量的直接经验，尚需要进一步研究。

    影响辐射损伤的因素是辐射性质、剂量、剂量率、照射方式、照射部位、照射面积。

    ①辐射性质：不同类型、不同能量的辐射传给受照机体的能量不同，使机体产生的电离程度不同，因而产生的生物效应也不同；

    ②剂量：一般认为吸收剂量越大，辐射生物效应发生的可能性越大，其效应的程度也越严重；

    ③剂量率：在总剂量相等的情况下，剂量率越高，意味着单位时间里承受的剂量也越大，因此产生的辐射生物效应越严重；

    ④照射方式：照射方式包括外照射、内照射、一次照射、多次照射，以及多次照射的时间间隔等。外照射是来自机体之外的辐射照射，内照射是进入机体的放射性物质产生的辐射照射。照射方式不同，机体的吸收不同，产生的辐射生物效应也不同。对于从事射线检测的人员来说，主要是外照射产生的辐射生物效应；

    ⑤照射部位与范围（照射面积）：机体的不同部位对辐射的敏感程度不同，因此在同样的辐射照射条件下产生的辐射生物效应可以有不同。不同部位对辐射的敏感性从高到底的次序为：腹部、盆腔、头部、胸部、四肢。人体对射线最敏感的是白血球。在相同剂 量下，受照的范围（面积）越大，引起的辐射生物效应越强。

    §2 射线防护的基本要求

    §2.1 射线防护的基本原则

    射线防护的基本原则是采取一些适当措施，把射线工作人员以及周围其它工作人中所受的射线剂量降低到最高允许剂量（也叫安全剂量）以下，确保人身安全。

    在射线防护中，最主要的是防止发生有害的非随机效应和限制随机效应发生率在可接受的水平范围内，从而降低辐射可能造成的危害。

    辐射防护中应遵循的三项基本原则是：

    ①正当化原则：在任何包含电离辐射照射的应用实践中，必须保证这种应用实践对人群和环境产生的危害小于这种应用实践给人群和环境带来的利益，否则这种应用实践是不应该实施的；

    ②最优化原则：避免一切不必要的辐射照射，任何包含电离辐射照射的应用实践，在符合正当化原则的前提下，应保持在可以合理达到的最低辐射照射水平；

    ③限值化原则：在符合上述正当化与最优化原则的应用实践中，应保证个人所受到的照射剂量当量不超过规定的相应限值。

    §2.2 我国辐射防护方面的有关标准

    在射线的安全防护中，是以剂量当量作为衡量指标，我们把不会引起病变的最大剂量叫做最高允许剂量。  

    我国辐射防护的主要标准是 GB4792-1984《放射卫生防护基本标准》，对于射线检测人员，该标准主要从剂量当量限值、特殊照射、应急照射三个方面进行了规定：

    （ 1）年剂量当量限值

    放射性工作人员的年剂量当量是指一年工作期间所受到照射的剂量当量和待积剂量当量（摄入人体内的放射性核素产生的累积剂量当量）两者之和，但不包括天然本底照射（例如大气环境中的宇宙射线成分）和医疗照射。

    GB4792-1984关于年剂量当量限值的规定

    效应

    照射对象或方式

    年剂量当量限值 (mSv/a)

    连续三个月的
    剂量当量限值(职业, mSv)

    放射性职业人员

    公众人员

    非随机效应

    眼晶体

    150

    50

    75

    其他单个器官

    或组织

    500

    50

    250

    随机效应

    全身均匀外照射

    50

    5

    25

    全身非均匀外照射

    Σ H T W T ≤50

    Σ H T W T ≤5

    Σ H T W T ≤25

    内外混合照射

    注： HE-全身一年的有效剂量当量（器官或组织一年接受的剂量当量与该器官或组织的相对危险度权重因子的乘积）；HT-器官或组织T在一年接受的剂量当量；WT-器官或组织T的相对危险度权重因子；Ij-放射性核素j的年摄入量，单位Bq/a（Bq为放射性活度法定计量单位贝可）；ALIj-放射性核素的年摄入量限值，单位Bq/a。这里的a为“年”的英文简写。

    （ 2）特殊照射

    在正常工作中的一些特殊情况下，有时需要少数人员接受超过年剂量当量限值的照射，这种情况属于特殊照射。 GB4792-1984对此有相应的规定：

    ①这种照射必须经过事先的周密计划；

    ②计划执行前必须经过单位领导和辐射防护负责人员的批准；

    ③所接受的有效剂量当量在一次（照射）事件中不大于 100mSv，在一生中不大于250mSv，并符合非随机效应的规定（即前面所说的非随机效应的剂量阈值）；

    ④对接受这种照射的人员应进行医学观察，所接受的剂量当量及医学观察结果应详细记入该人员的健康档案。

    ⑤孕妇、授乳妇、 16~18岁的实习人员不能接受这种照射。

    （ 3）应急照射

    在某些特殊情况下，例如为了制止事故的扩大或进行抢救、抢修，有些工作人员需要接受超过正常剂量当量限值的照射，这种照射称为应急照射。 GB4792-1984对此有相应的规定：一次事件全身照射的剂量当量一般不应超过250mSv，并应符合对非随机效应的规定。

    简言之，我国对射线检测工作人员规定的最高允许剂量每年为 5雷姆（50mSv），亦即平均每周为100毫雷姆（1mSv），每小时为2.1毫雷姆（0.021mSv），全身照射的终身累积剂量不得超过250雷姆（2.5Sv）。

    §3 射线防护的基本 方法

    对于射线检测人员，主要考虑的是外照射的辐射防护，通过防护控制外照射的剂量，使其保持在合理的最低水平，不超过国家辐射防护标准规定的剂量当量限值。

    射线防护的三要素是距离、时间和屏蔽，或者说射线防护的主要方法是时间防护、距离防护和屏蔽防护，俗称为射线防护的三大方法，其原理如下：

    §3.1 时间防护

    时间防护的原理是：在辐射场内的人员所受照射的累积剂量与时间成正比，因此，在照射率不变的情况下，缩短照射时间便可减少所接受的剂量，或者人们在限定的时间内工作，就可能使他们所受到的射线剂量在最高允许剂量以下，确保人身安全（仅在非常情况下采用此法），从而达到防护目的。 时间防护的要点是尽量减少人体与射线的接触时间（缩短人体受照射的时间）。

    根据：剂量 =剂量率x时间，因此可根据照射率的大小确定容许的受照射时间。

    例题 1：射线检测工作人员所处位置在有辐照的情况下该位置的剂量率为50x10-6Sv/h，按照GB4792-1984的规定，为了限制随机效应的发生率，年剂量当量限值为50mSv，如果每年按照50周考虑工作时间，则每周的剂量当量限值为1mSv=1x10-3Sv，则工作人员每周可工作的小时数是多少？

    解： [1x10-3Sv]/[50x10-6Sv/h]=20h

    例题 2：按照GB4792-1984的规定，为了限制随机效应的发生率，年剂量当量限值为50mSv，如果每年按照50周考虑工作时间，则每周的剂量当量限值为1mSv=1x10-3Sv，射线检测工作人员每周工作时间如果是24h，则工作人员所处位置在辐照时的最大剂量率不能超过多大？

    解： [1x10-3Sv]/[ 24h]=41.6x10-6 Sv/h

    §3.2 距离防护

    距离防护是外部辐射防护的一种有效方法，采用距离防护的射线基本原理是首先将辐射源是作为点源的情况下，辐射场中某点的照射量、吸收剂量均与该点和源的距离的平方成反比，我们把这种规律称为平方反比定律，即辐射强度随距离的平方成反比变化（在源辐射强度一定的情况下，剂量率或照射量与离源的距离平方成反比）。增加射线源与人体之间的距离便可减少剂量率或照射量，或者说在一定距离以外工作，使人们所受到的射线剂量在最高允许剂量以下，就能保证人身安全。从而达到防护目的。距离防护的要点是尽量增大人体与射线源的距离。

    平方反比定律可用公式说明： IA/IB=FB2/FA2，式中：IA-距离A处的射线强度；IB-距离B处的射线强度；FB-射线源到B处的距离；FA-射线源到A处的距离。该公式说明射线一定时，两点的射线强度，与它们的距离平方成反比，显然，随着距离的增大将迅速减少受辐照的剂量。不过要注意：上述的关系式适用于没有空气或固体材料的点射线源，实际上的射线源都是有一定体积的，并非理想化的点源，而且还必须注意到辐射场中的空气或固体材料会使射线产生散射或吸收，不能忽略射源附近的墙壁或其他物体的散射影响，使得在实际应用时应适当地增大距离以确保安全。

    例题 1：辐照场中距离射线源2米处的剂量率为90x10-6Sv/h，射线检测工作人员每周工作时间如果是25h，按照GB4792-1984的规定，为了限制随机效应的发生率，年剂量当量限值为50mSv，如果每年按照50周考虑工作时间，则每周的剂量当量限值为1mSv=1x10-3Sv，则工作人员与射线源的最小距离应为多少？

    解：首先计算工作人员按照标准规定在距离射线源某处时每小时允许接受到的剂量率： [1x10-3Sv]/[25h]=40 x10-6Sv/h，设此允许的剂量率为I2，距离为D2，题意中的D1=2米，剂量率I1=90x10-6Sv/h，则根据平方反比定律：I1/I2=D22/D12，可以求得D2=3米

    例题 2：辐照场中距离射线源2米处的剂量率为180x10-6Sv/h，工作人员与射线源的距离为3米，按照GB4792-1984的规定，为了限制随机效应的发生率，年剂量当量限值为50mSv，如果每年按照50周考虑工作时间，每周的剂量当量限值为1mSv=1x10 -3 Sv，则射线检测工作人员每周工作时间不应超过多少小时？

    解：首先根据平方反比定律求得工作人员所处位置的剂量率 =[180x10 -6 Sv/h]x2 2 /3 2 =80x10 -6 Sv/h，然后再根据标准规定的允许剂量当量限值计算得到：[1x10 -3 Sv]/[ 80x10 -6 Sv/h]=12.5h

    §3.3 屏蔽防护

    屏蔽防护的原理是：射线包括穿透物质时强度会减弱，一定厚度的屏蔽物质能减弱射线的强度，在辐射源与人体之间设置足够厚的屏蔽物（屏蔽材料），便可降低辐射水平，使人们在工作所受到的剂量降低最高允许剂量以下，确保人身安全，达到防护目的。屏蔽防护的要点是在射线源与人体之间放置一种能有效吸收射线的屏蔽材料。

    对于 X射线常用的屏蔽材料是铅板和混凝土墙，或者是钡水泥（添加有硫酸钡-也称重晶石粉末的水泥）墙。

    屏蔽材料的厚度估算通常利用了半值层 (半价层)的概念。在X射线检测中利用的是宽束X射线，下表给出了宽束X射线在铅和混凝土中的近似半价层厚度T 1/2 和1/10价层厚度T 1/10 。注意：由于铅板的纯度及纯净度、混凝土的配方以及组织结构上必然存在的差异，因此表中给出的半价层厚度只能作为参考值，在实际应用中必须考虑增加保险量。

    强衰减、宽 X射线束的近似半价层厚度T 1/2 和1/10价层厚度T 1/10

    峰值电压 KV

    T 1/2 cm

    T 1/10 cm

    铅

    混凝土

    铅

    混凝土

    50

    0.006

    0.43

    0.017

    1.5

    70

    0.017

    0.84

    0.052

    2.8

    75

    0.017

    0.84

    100

    0.027

    1.6

    0.088

    6.3

    125

    0.028

    2.0

    0.093

    6.6

    150

    0.030

    2.24

    0.099

    7.4

    200

    0.052

    2.5

    0.17

    8.4

    250

    0.088

    2.8

    0.29

    9.4

    300

    0.147

    3.1

    0.48

    10.9

    400

    0.250

    3.3

    0.83

    10.9

    500

    0.360

    3.6

    1.19

    11.7

    1000(1MV)

    0.790

    4.4

    2.6

    14.7

    2000(2MV)

    1.25

    6.4

    在屏蔽防护计算中，需要考虑两个方面的因素，即由射线源直接穿过屏蔽物的初级辐射屏蔽，还有射线在屏蔽物上引起的散射辐射也是需要考虑屏蔽的。

    下面结合具体例题予以说明：

    [1]初级X射线屏蔽：首先确定屏蔽透射量，然后根据由实验测量得到的射线减弱曲线求出所需要的屏蔽层厚度。

    屏蔽透射量 B=PR2/WUT

    式中：

    B—X射线的屏蔽透射量 R/(mA•min) (在1米处) 数值上：1R≈1rem

    P—每周最大容许剂量当量：职业性照射为P=0.1rem/周；放射性工作场所邻近人员P=0.01rem/周

    （注：根据 GB4792-1984《放射卫生防护基本标准》规定放射性工作人员受到全身均匀照射时的年剂量当量不应超过5rem，一年365天共52周，按国家法定工作时间（即扣除周六、日和法定节假日）应为250天约36周，但为了从严考虑（例如加班），取50周计算得到0.1 rem/周的限值，公众人员个人受到的年剂量当量应低于0. 5rem,即为0.1 rem/周的限值。如果射线照射工作场地邻近非职业射线照射工作人员的工作现场时，应考虑屏蔽的最大容许剂量当量按公众人员标准计算。）

    R—X射线源到操作者的距离，米

    T—居留因子：全居留T=1（这是表示工作人员在工作场所停留情况的因子，分为全居留、部分居留、偶然居留三种情况。全居留T=1是指经常有人员停留的地方所考虑的因子，适用于控制区，包括控制室、邻近的暗室、工作室、实验室、走廊、休息室和职业性照射人员常规使用的办公室，以及例如位于射线机房邻近建筑物中用于居留和商店、办公室、居住区、运动场、其他生产工作场所等；部分居留T=1/4是指有部分时间里有人员停留时考虑的因子，适用于非控制区，例如日常非职业性照射人员所用的公共走廊、公共房间、休息室、娱乐室、电梯、无人管理的停车场等；偶然居留T=1/16是指偶然有人员经过情况下考虑的因子，适用于非控制区，例如公共浴室、楼梯、自动电梯、行人、车辆通道等）

    U—使用因子：充分使用U=1（这是表示射线利用程度的一个因素，分为充分使用、部分使用、不常使用三种情况。充分使用U=1是指直接承受射线照射，例如透照室内直接受到有效射线束照射的门、墙、天花板、地面、窗口；部分使用U=1/4是指不直接受到射线照射，例如射线机房内不直接受到有效射线束照射的门、墙、天花板、地面、窗口；不常使用U=1/16是指基本上不受到有效射线的照射。）

    W—工作负荷：mA•min/周（指高压通电时间）（即每周的工作负担，在数值上等于每周工作时间与管电流的乘积）

    计算出屏蔽透射量后在 X射线减弱曲线图上查出相应管电压的所要求的屏蔽厚度（铅板或混凝土墙），考虑两倍的安全系数时则再加一个半价层厚度。

    [2]散射X射线的屏蔽：初级X射线照射到物体（这里指屏蔽物）时将有散射X射线发生，我们可以把散射体看作为辐射源，散射X射线照射量的大小一般用距离散射体1米处散射X射线照射量与入射初级X射线照射量之比来表示，它与初级射线的性质、射线源到物体的距离、散射体受初级射线照射的面积和散射角度等许多因素有关。下表给出散射的S值与入射光子能量的关系：

    散射的 S值与入射光子能量的关系

    X射线源 KV

    散射角

    30°

    45°

    60°

    90°

    120°

    135°

    50

    0.0005

    0.0002

    0.00025

    0.00035

    0.0008

    0.0010

    70

    0.00065

    0.00035

    0.00035

    0.0005

    0.0010

    0.0013

    100

    0.0015

    0.0012

    0.0012

    0.0013

    0.0020

    0.0022

    125

    0.0018

    0.0015

    0.0015

    0.0015

    0.0023

    0.0025

    150

    0.0020

    0.0016

    0.0016

    0.0015

    0.0024

    0.0026

    200

    0.0021

    0.0020

    0.0019

    0.0019

    0.0027

    0.0028

    250

    0.0025

    0.0021

    0.0019

    0.0019

    0.0027

    0.0028

    300

    0.0026

    0.0022

    0.0020

    0.0020

    0.0026

    0.0028

    散射屏蔽透射量 Bs=(PRS12RS22/WST)(400/F) (在1米处) [单位：R/(mA•min)]

    P—每周最大容许剂量当量：职业性照射为P=0.1rem/周；放射性工作场所邻近人员P=0.01rem/周

    W—工作负荷：mA•min/周（指高压通电时间）

    T—居留因子：全居留T=1

    RS1—散射体到散射点的距离，米

    RS2—射源到散射体的距离，米

    F—散射面积，cm

    S—散射面积为400cm2时离散射体1米处的散射辐射产生的照射量与入射辐射照射量之比

    400—测量S时的散射面积，cm2 

    对于 0.5MeV以下的X射线可认为主要的散射X射线与初级X射线具有相同的减弱特性，计算出Bs值后可从X射线减弱曲线查得相应的屏蔽厚度。

    例 1：一台250KV的X光机，管电流5mA，探伤人员每天工作6h(高压通电时间)，每周工作5天，工作地点距X射线管焦点4米，求防护初级X射线的混凝土厚度。

    W=It=5mA*60min*6h*5天=9000 mA•min/周

    P=0.1rem/周

    R=4m

    U=1

    T=1

    B=(0.1*42)/(9000*1*1)=1.8*10-4rem/(mA•min)

    在 X射线减弱曲线图纵坐标查到B值并从该点作横坐标与250KV曲线相交得到混凝土厚度35cm，考虑两倍安全系数，增加一个混凝土半价层2.8cm，合计37.8cm

    例 2：承上题，散射体距X射线管焦点4米，散射面积400cm2，工作点距散射体1米，散射角60°，求防护散射X射线所需混凝土厚度。

    P=0.1rem/周，RS1=1m，RS2=4m，W=9000 mA•min/周，F=400cm2，T=1

    查看 “散射的S值与入射光子能量的关系”得到：S=0.0019

    Bs=(0.1*42*12*400)/(0.0019*9000*400)=0.09rem/(mA•min) 查得混凝土厚度11cm

    例 3：一台额定管电压250KV的X射线机在1米处1mA•min时产生的剂量X=0.02Sv，检测人员使用该机每周工作5天，每天开机工作时间为4小时，使用的管电流为5mA，工作人员所在的操作位置距离X射线机为4米，按照GB4792-1984的规定，防护一次射线的混凝土墙所需厚度T是多少？
    解：按照GB4792-1984的规定，为了限制随机效应的发生率，年剂量当量限值为50mSv，如果每年按照50周考虑工作时间，每周的剂量当量限值为HW=1mSv=1x10-3Sv，检测人员每周工作负荷为W=5天x4小时x60分钟/小时x5毫安=6000mA•min，混凝土对250KV的X射线的半值层厚度为T0=28mm，根据在距离射线源1米处1mA•min时产生的剂量是0.02Sv，以及工作人员的距离为R=4米，首先计算在没有防护时工作人员所处位置的剂量H：H=X•W/R2=(0.02x6000)/42=7.5Sv
    根据T=n•T0 这里n为T0的倍数，即H=2n•HW ,n=lg(H/ HW)/lg2=lg[7.5/(1x10-3)]/lg2=12.87
    则T=12.87T0 =12.87x28=360.4mm，若考虑两倍的安全系数，则应再加一个半值层厚度，即：T=360.4+28=388.4mm，从建筑工艺角度来说，可取整数400mm。

    例 4：同上题，如果采用铅板屏蔽，则铅板厚度T应为多少？
    解：铅对250KV的X射线的半值层厚度为T0=0.88mm，因此T=12.87T0 =12.87x0.88=11.33mm，若考虑两倍的安全系数，则应再加一个半值层厚度，即：T=11.33+0.88=12.21mm，从商品化铅板标准规格角度来说，可取整数12.5或13mm。

    概括而言，时间防护的要点是尽量减少人体与射线的接触时间，距离防护的要点是尽量增大人体与射线源的距离，屏蔽防护的要点是在射线源与人体之间放置一种能有效吸收射线的足够厚度的屏蔽材料，其最终目标都是要使射线检测工作人员承受的辐射剂量在国家辐射防护安全标准规定的限值以下。

    附表 1：不同管电压时混凝土（密度2.35g/cm3）的铅当量（mm）

    铅厚（ mm）

    不同管电压时混凝土厚度（ mm）

    150KVP

    200KVP

    300KVP

    400KVP

    1

    80

    75

    56

    47

    2

    150

    140

    89

    70

    3

    220

    200

    117

    94

    4

    280

    260

    140

    112

    6

    -

    -

    200

    140

    8

    -

    -

    240

    173

    10

    -

    -

    280

    210

    15

    -

    -

    -

    280

    注：对于低能量的 X射线，原子序数低的物质的散射效应远比铅为重要，因此在千伏低的时候，物质的铅当量值要高。

    附表 2：几种建筑材料在不同能量射线时的铅当量（单位：mm）

    射线能量 (KVP)

    铅
    (mm)

    混凝土
    (2.4g/cm 3 )

    混凝土砖
    (2.05g/cm 3 )

    含钡混凝土
    (3.2g/cm 3 )

    含钡混凝土
    (2.7g/cm 3 )

    砖
    (1.6g/cm 3 )

    75

    1.0

    80

    85

    15

    -

    175

    150

    2.5

    210

    220

    28

    52

    290

    200

    4.0

    220

    245

    60

    100

    330

    300

    9.0

    240

    275

    105

    150

    425

    400

    15.0

    260

    290

    140

    185

    450

    γ射线

    50

    240

    270

    200

    225

    -

    γ射线

    100

    480

    540

    400

    450

    -

    §5 防护设施与程序控制

    安全防护的程序控制包括为限制辐射照射操作人员以特定方式进行工作时所必须遵循的制度、规范和细则，亦即安全操作规程或制度，这里面应涉及到射线源的使用方式、接近射线源的限制、对照射时间和占用制定区域的限制以及使用射线源进行工作时容许的动作程序和种类等等。  

    例如：使用便携式 X射线机在现场作业时，每小时超出1mSv（相当于100mR/h）的辐射区域必须在周围设置辐射警告标志和文字说明：“危险！高辐射区域！”。在辐射剂量率每小时超过50μSv的区域周围，也必须设置辐射警告标志和文字说明：“注意！辐射区域！”并设置人员警戒。并应当设置人员在危险区外警戒，如果要接近这些区域，必须得到射线工作人员的许可。

    为了确保所制定的安全防护程序得到正确实施，必须注意对射线检测工作人员的教育与培训以及定期进行区域测量（辐射防护监测）和人员监督（例如射线检测工作人员的定期健康检查）。

    在进行射线辐射照射工作前，还必须预先制定万一发生辐射事故时的应急处理方案并保证能及时实施，力求将辐射事故造成的危害程度降至最低。

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