第四部分核辐射防护

单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,核辐射防护,1、为什么要进行核辐射防护？,2、如何进行核辐射防护？,3、防护到怎样的程度为安全？,4、污染如何处理？,、放射性实验室的 级别、要求。,1,辐射防护中的基本概念及单位,2,照射量,是表征X或射线对空气电离本领大小的一个物理量。,照射量（）的定义,是：,X或,射线在,质量为dm,的某一体积元的,空气,中，与空气中的原子,相互作用产生次级电子,，这些次级电子可导致,空气电离,，所,释放,出的,全部离子,（电子和正离子）,完全被空气阻止,时，在空气中产生任何一种符号的离子,总电荷的电量（库仑）,的绝对值除以,dm,，即：,单位时间内照射量的增量叫做照射量率，用来表示，即,：,3,吸收剂量（D）的定义,为：单位质量物质吸收电离辐射的平均能量，即,核辐射的能量被物质吸收，从而使物质内部发生各种变化。,吸收剂量,反映了受照物质吸收辐射能量的过程。,吸收剂量率,（）表示单位时间内的吸收剂量。,4,剂量当量,（H）只限于,辐射防护,中应用。不能用于评价严重事故。 其计算公式为：,式中,D,表示该点处的,吸收剂量,；,Q,是一与,能量转移有关,的,常数,（见表3-1），,N,为其它,修正因子,，对于外照射N暂时取作1。Q和N是无量纲的，所以剂量当量与吸收剂量有相同的SI单位。,单位时间的剂量当量称为剂量当量率（）,5,辐射防护中的基本概念及单位,6,表3-1 不同种类辐射的品质因素（Q）,照射类型,射线种类,品质因素（Q）,外照射,X、,、电子,1,热中子及0.005Mev以下的中子,3,中能中子(0.02Mev),5,中能中子(0.1Mev),8,快中子(0.5-10Mev),10,重反冲核,20,内照射,-,+,e,-,X,1,10,裂变碎片、反冲核,20,7,照射量与吸收剂量的关系,：,根据照射量定义，在电子平衡条件下，1R的X或射线传递给1Kg空气中次级电子的总能量为8.6910,-3,J。,则空气为吸收物质时，和的关系为：,剂量学上可以证明，,不同介质,同一点,处的吸收剂量（,D,）,与,其质能吸收系数(,en,)成,正比,，即,为了方便计算，防护专家将不同吸收物质和光照能量情况下的f值计算出来，列成表（见讲义表）。,值得注意的是：,f值,在列表中所使用的,单位,！,8,光子能量,（Mev）,水,骨,肌肉,0.010,0.015,0.020,0.030,0.040,0.050,0.060,0.080,0.10,0.15,0.20,0.30,0.40,0.50,0.60,0.80,1.0,1.5,2.0,3.0,9.12,8.89,8.81,8.69,8.78,8.92,9.05,9.32,9.48,9.62,9.73,9.66,9.66,9.66,9.66,9.65,9.65,9.64,9.66,9.62,35.4,39.7,42.3,43.9,41.4,35.8,29.1,19.1,14.5,10.5,9.79,9.38,9.28,9.25,9.25,9.20,9.22,9.20,9.21,9.28,9.25,9.16,9.16,9.10,9.19,9.26,9.29,9.39,9.48,9.56,9.63,9.57,9.54,9.57,9.57,9.56,9.56,9.58,9.54,9.54,各种能量的光子在几种介质中的f值（,10,3,）,9,照射量（率）与放射源活度之间的关系,某一放射源在空气场中对P点进行照射，源越强，P点处受照射量也越大。对于,点状放射源,来说，根据它们的定义，可推导出如下公式：,上式中A为点状源的放射性活度，单位为Bq ，R为P点到源的距离，单位为m ，t 为照射时间，单位为s , 为P点的照射量率，单位为Ckg,-1,s,-s,是该源的照射量率常数。的大小只与放射源本身性质有关。,10,核辐射的生物效应及防护标准,直接效应,间接效应,遗传效应,急性效应 晚发性效应,躯体效应,11,按照效应发生的规律，1977年国际放射防护委员会（ICRP）建议，将辐射效应分为,随机效应,和,非随机效应,两类。,随机效应,是指，在辐射防护中，,效应发生的几率,（而非严重程度）与,剂量的大小,存在着,线性无阈,的关系。,非随机效应,是指,损伤的严重程度,与,受照剂量大小,有关，并,有剂量阈值,（阈值大小与生物个体情况有关）。即低于阈值的剂量一般不会发生非随机效应，一旦超过阈值，其发生几率骤然上升。,我们的,防护目的,是：限制随机效应，杜绝非随机效应的发生,12,任一器官或组织所受的年剂量当量限值为，,对眼晶体：150mSv(15rem)，其它单个器官和组织：500mSv(50rem)。,全身均匀照射时的年有效剂量当量,50mSv(5rem)/年。,受到不均匀全身照射时,T,H,T, 50mSv(5rem)/年(式中，H,T,为器官或组织（T）的年剂量当量（mSv）；W,T,是器官或组织（T）的随机危险度与全身受到均匀照射时的总危险度的比率，表示组织或器官相对危险度的权重因子。),在连续三个月内一次或多次接受照射的总剂量当量,50mSv(5rem)/2,一次事件中接受照射的有效剂量当量(应急照射,100mSv(10rem),/次,一生中这种照射的有效剂量当量,250mSv(25rem)/一生。,孕妇和哺乳期妇女不得接受应急照射.只能在用量,15mSv/,年的场所工作。,育龄妇女的照射需4mSv/月,。,公众中个人受到照射的年剂量当量限值,一般,是,工作人员的/10,辐射防护标准,13,个人剂量报警仪,: 厂商名称： 上海富蓝商贸有限公司 产品类别： 仪器仪表/人员安全监测产品列 品 牌Rados 型 号： RAD-60 外型尺寸： 786722mm 净重： 80g,14,核辐射防护方法及剂量计算,(内照射防护),内照射防护,即,防止放射性物质通过各种,可能的途径,（呼吸、食道、伤口进入人体。,内照射防护的措施：,对放射性操作场所的卫生要求,；,对放射性工作人员安全操作,和,个人卫生要求,。,15,对放射性操作场所的卫生要求,放射性核素的毒性分类和工作场所（单位）分级（分类）,等效日（年）操作量=所用的各种放射性核素实际日（年）用量分别乘以放射性毒性组别系数（极毒组为10、高毒组为1、中度组为0.1、低毒组为0.01），除以操作修正因子之和。,放射性工作场所的安全监测,开放型工作场所的分区原则和其内部建筑要求,16,表3-6 放射性工作场所的最大等效日操作量,工作场所级别,最大等效日操作量（Bg）,甲级,乙级,丙级,1.8510,10,1.8510,7,-1.8510,10,3.710,4,-1.8510,7,表3-7 开放型放射性工作单位的分类,单位类型,等效年用量（Bq）,第一类,第二类,第三类,1.8510,12,1.8510,11,-1.8510,12,1.8510,11,17,个人卫生要求,新进入工作场所的工作人员需经过有关放射性操作和防护知识的培训，才可进入场所工作 。,工作人员进入工作场所前，应按照规定穿戴个人防护衣具及用品。佩带个人计量剂。禁止在工作场所内吸烟、喝水和进食。,尽可能杜绝工作人员在场内受伤的可能性。有伤口时，必须妥善包扎后戴上手套再工作。若伤口很大则需停止工作。,注意保持场所内的清洁通风。,若发生放射性污染，应立即清洗去污，必要时做出明显标记。,离开工作场所以前，应检查手和其它可能污染的部分，若有污染必须清洗到表面污染的控制水平以下。,定期进行健康检查,。,18,对放射性工作人员安全操作,从事开瓶、分装或任何一次新操作之前，要熟悉说明书，弄清放射性物质的物理性质，以及操作的注意事项。,对难度大的操作，要做“空白实验”以熟练技术，保证操作安全。,操作放射性物质时，必须严格控制放射性的污染。操作时应在搪瓷盘等容易去污和控制污染的地方进行。操作暂时完成时（如过夜，中午吃饭），样品须放入屏蔽室。,放射性“三废”应按要求存放、处理。,操作时按照要求使用屏蔽设施及使用通风橱。,定期检查实验室的污染情况。,19,核辐射防护法及剂量计算(外照射防护),时间防护,距离防护,屏蔽防护,20,射线的屏蔽防护,：,射线的防护是只要戴上手套，穿上工作服，不要直接接触即可。为何？,射线的屏蔽防护,：,射线的防护一般选用原子序数小的轻物质,。为何？,射线屏蔽厚度经验公式：,当0.8MevE,0,3Mev时有,当0.15MevE,0,0.8Mev时有,当E,0,0.15Mev时 可以不考虑射线的外照射防护,射线的防护（,窄束射线,，宽束,射线,）,I=I,0,(,窄束单能射线穿透介质按指数规律衰减),I=BI,0,(,窄束单能射线.,B称为积累因子,是一个描述散射光子和湮没光子影响的物理量),21,窄束、,宽束,射线防护厚度简便计算方法,窄束（,半厚度值,法,）,(a)由表3-10中，根据射线的能量查出选用的屏蔽材料的,半减弱厚度值,（ ）,也可利用 来计算。,(b)根据要求算出减弱倍数（K= ）,(c)由减弱倍数（K）再通过式 可求得,半厚度数,（n）。,则,屏蔽厚度,(d)的近似值，可通过d=n 算得。,宽束,根据要求计算减弱倍数（K）。,由物理常数表查出源的能量（E）。,在有关防护书中直接查得屏蔽材料的厚度（见,讲义,附录2 ）,=,K=,22,表3-10 几种材料的半减弱厚度值（1/2）,23,例：因防护需要，将某钴-60源附近的照射量率由200uR/s降到2.5uR/s，问所需的铅屏蔽厚度是多少？,解一：将此源射线看成窄束射线；,、,由表3-10中查出或利用 算出半减弱厚度值,( ),约为1.07cm。,、,根据要求计算减弱倍数（K），,、,利用公式K=2,n,计算出半厚度数（n），、,屏蔽厚度d= n=1.076.57cm,=,=80倍,n=,6.5,24,例：因防护需要，将某钴-60源附近的照射量率由200uR/s降到2.5uR/s，问所需的铅屏蔽厚度是多少？,解二：将此源射线看成宽束射线：,、根据要求计算减弱倍数(K),=80倍,、,由物理常数表查出,60,Co所发射的射线的能量（E），,E=1.25Mev,、从附表2或有关防护书中可直接查得所需的铅屏蔽厚度约为8cm,25,放射性污染的清除和废物处理,常用的去污方法,（,无论发生哪一类的污染，首先,要,尽快处理,，,控制污染的扩大,，在污染处,作出明显的标志,，及时选择适当的去污方法进行去污,）,。,常用的去污剂,（,表面活性剂（如肥皂、洗衣粉等）、酸类溶剂（如1M的盐酸、5%的硝酸、酒石酸、510%柠檬酸、洗液、3%硼酸等）、碱性去污剂（如5%的碳酸纳、10%氨水、5%氢氧化钠等）、氧化剂（如饱和高锰酸钾溶液、过氧化氢等）和络合剂（如0.5%EDTA-Na）。,）,讲义上介绍了皮肤、,实验用品,、,实验台面、墙面、地面,、,防护手套,、,工作服,的去污方法。,26,放射性废物的处理,放射性“三废”,包括,放射性气体、液体和固体,。,放射性废物的标准： （,含天然放射性核素,，如铀、钍、镭等的废物，其比活性,大于,3.710,3,Bq/kg,的废物。,含人工放射性核素，如,198,Au、,131,I和,60,Co 等的废物，分两种情况：当,T,1/2,60天时,，其比放射性大于该种核素,露天水源限制浓度,的,100,倍时，则当作放射性废物。当,T,1/2,60,天时，其比放射性大于该种核素露天水源限制浓度的,10,倍时，,则当作放射性废物,，,各种核素在露天水源中的限制浓度见表3-13。,27,放射性固体废物的处理,1)放置法,：适用于短半衰期污染的放射性废物，根据核素的性质不同，并选用不同的屏蔽方法，分别储存，贴上标签。放置10个半衰期，经检测达到标准水平，可按一般废物处理。,2)焚烧法,：用于长半衰期放射性污染的可燃性废物的处理。需在专门的焚烧装置中进行，收集灰烬，再深埋。,3)深埋法,：用于半衰期长、强度大，不可燃的放射性废物，须由专门机构集中处理。,4)动植物尸体的处理,：对于被,短半衰期,放射性核素污染的动物尸体，首先将其,浸泡于福尔马林,溶液中，然后按“,放置法”,进行处理。对于被,长半衰期放射性核素污染,的动物尸体，,有条件,的地方可采用“,焚烧法”,进行处理。,没有条件,的地方也可将尸体,浸泡于福尔马林,溶液中，或立刻用,水泥固化,，再用“,深埋法”,进行处理。,28,1、,放射性废液的处理,(,1)稀释法,：适用于低放废液的处理方法，即用大量的水将低放废物稀释至国家规定排放标准后，直接向城市下水道排放，最好先排入衰变池，即稀释又储存一段时间后，再向城市下水排放。,(2) 放置法：,对于强度大、半衰期短、体积小的放射性废液用此方法，将废液存放在适当的容器中10个半衰期后，经检测达到排放标准后，再按稀释法处理。,(,3)凝集沉淀法,：适用于高强度、长半衰期废液的处理。利用凝集剂（如硫酸钾铝、氢氧化铁、羟基氯化铝）与溶液中放射性物质形成絮状沉淀，或其他方法使放射性物质从溶液中析出。将高放沉淀部分继续按固体废物“深埋法”进行处理，液体低放部分可按“稀释法”进行处理。,29,放射性气体处理,(1)大气稀释法,：对于符合排放标准的放射性废气直从通风橱的出口排出，再利用大气无限稀释。,(2)过滤法,：对于超标准排放的放射性废气再排入大气前，经过滤装置使其“净”化。常用的过滤材料有滤纸、玻璃纤维、活性炭等。过滤材料需定期更换，对换下来的材料按放射性固体废物处理。,(3)液体洗气法,：对于超标准排放的放射性废气再排入大气前，经水洗使气体中的放射性物质溶解或沉淀在水中，以达到“净”化废气的目的。所产生的废水和沉淀分别按放射性废液和固体废物的处理方法处理。,30,辐射防护有哪两种形式,这两种防护形式的主要要点是什么?,姓名: 学号:,31,