字词 | 剂量学的物理量和单位 |
类别 | 中英文字词句释义及详细解析 |
释义 | 剂量学的物理量和单位 辐射对物质的影响取决于辐射场的强度以及辐射与物质之间相互作用的程度,辐射场的强度是用辐射学中的物理量描述,辐射与物质间相互作用的程度是用相互作用系数描述。由于剂量学的量是为了对有关真实效应或潜在效应提供一种物理学上的量度,因此剂量学量基本上是上述两种量的乘积。虽然剂量学的量可以用这种乘积计算,但一般不用这种方式确定,而是直接测量。 1.剂量学的物理量 (1)吸收剂量 剂量测量的目的是预测或判断电离辐射要产生的效应,以便利用、预防或治疗。可以利用辐射给予被照射物质的能量来判断生物效应或其它效应,故定义“吸收剂量”这一物理量。 吸收剂量D是电离辐射给予一个体积元物质的平均能量,即:
(2)比释动能(kerma) 不带电粒子与物质的相互作用可以分为两个步骤。第一步是不带电粒子在物质中产生带电粒子和另外的不带电粒子而损失其能量;第二步是产生的带电粒子将其能量给予物质。这两个步骤一般不发生在同一地点。吸收剂量表示第二步的结果,而比释动能表示第一步的结果。比释动能K的定义是: K=dEtr/dm dEtr是不带电粒子在质量为dm的物质中释放的所有带电粒子的初始动能之和。 比释动能的单位是Jkg-1,专用名亦是戈瑞,符号为Gy。 (3)照射量 自从1895年x射线被发现以后,物理学家和放射学家根据x射线的物理现象及生物效应提出了各种不同的量度方法。1956年ICRU定义了照射剂量这一物理量,是根据x或γ辐射对空气的本领而对x、γ射线的一种量度。为了避免与吸收剂量混淆,定名为照射量。 照射量x的定义是: x=dQ/dm dQ是在质量为dm的空气中,由光子释放的全部电子(负电子和正电子)在空气中完全被阻止时,在空气中产生一种符号离子的总电荷的绝对值。 照射量的单位是库伦每千克(Ckg-1)。过去使用的单位伦琴(R)现已停止使用。 1R=2.58×10-4Ckg-1 (4)吸收剂量,比释动能和照射量的区别 现以γ射线为例,用图说明吸收剂量、比释动能和照射量三者的区别。 设在自由空气中划出一体积为V的空气体积元。在该体积元中,γ射线释出的能量转换成次级电子A、B的动能,在该体积元外γ射线也能产生次级电子C、D。这些次级电子在空气中都有一部分能量转变为轫致辐射(b),有的次级电子(如B、C)在空气中还能击出δ射线,当轫致辐射与空气原子相互作用时,又可再放出电子(e)。 当计算空气体积元V内的吸收剂量时,必须计算所有沉积在该体积元中的(即真正为此体积所吸收的)辐射能量,在图中用实线划出的径迹就表示这部分能量,由图可见,γ射线在体积元V中交给次级电子(A、B)的能量并非全部沉积在体积V内,有部分能重被次级电子,δ射级及轫致辐射带到体积V外。而另一方面,在体积V外产生的电子(C、D)或由这些电子形成的δ射线以及由其形成的轫致辐射所产生的电子(e)也会有部分能量在体积V中沉积下来,在体积V中沉积的全部能量都应列入吸收剂量的计算之中。 吸收剂量适用于任何介质与辐射(带电粒子及不带电粒子)。 当计算比释动能时,则只需涉及不带电粒子在体积V内释放出来的带电粒子的初始动能,而不管其能量在何处以何种方式损失。这部分能量在图中亦是用实线标出的粒子径迹表示的。 比释动能只适用于不带电粒子(中子、光子),但对任何物质都适用。 当考虑照射量时,涉及的只是γ射线在体积V中形成的次级电子(A、B)及其δ射线在空气中直接产生的离子的总电荷量。这部分离子就是在图中用点线包围的粒子径迹产生的,它们可以分布在体积V的内、外。次级电子(A、B)的轫致辐射随后在空气中产生的电子(e)虽然也能产生电离,但这些离子的电荷量不在计算照射量的总电荷量内。当然照射量不包含起源于体积V外的任何带电粒子在体积V内所产生的离子的电荷量。 照射量仅用于X、γ射线,受照射的物质只限于空气。 图10.4-1 2.辐射防护中使用的量 (1)剂量当量H 国际放射防护委员会(ICRP)建议:根据电离辐射对人体的损害,将辐射效应分为确定性效应(以前称为非随机性效应)和随机性效应两类。辐射防护中的基本剂量学的量是吸收剂量。已知随机性效应的概率不仅依赖于吸收剂量,而且还依赖于产生这个剂量的辐射的种类和性质。为了顾及这个事实,吸收剂量用一个与辐射的质(quality)有关的因子加权。这个因子称为品质因数Q,用于在一个点上的吸收剂量。加权后的吸收剂量则称为剂量当量H: H=Q·D 式中 D是在组织中一点的吸收剂量;Q是在这点的品质因数。 剂量当量的单位是Jkg-1,专用名是希沃特(Sievert),符号是Sv。 (2)当量剂量和有效剂量 国际放射防护委员会在1991年发表的60号出版物中,用当量剂量和有效剂量代替剂量当量和有效剂量当量作为基本限值量。同时保留剂量当量的概念用于表达某一点的测量值。报告中认为:在放射防护中感兴趣的是某一组织或器官的吸收剂量的平均值(而不是某一点的剂量),并按辐射质加权。为此目的权重因子称为辐射权重因子WR,它是根据射到身体上的辐射种类和能量选定的。这个加权后的吸收剂量是在一组织或器官中的当量剂量HT。 在组织或器官中的当量剂量可表示为: HT=ΣWR·DT.R 式中 DT.R是辐射R在组织或器官T中产生的平均吸收剂量; WR是辐射权重因子。 由于WR是无量纲量,当量剂量与吸收剂量的单位相同,即Jkg-1,专用名是希沃特,符号是SV。 研究发现随机性效应发生的概率和当量剂量之间的关系还随受照射的器官或组织的不同而变化。因此,合适的作法是再定义一个由当量剂量导出的量。这个加权后的当量剂量(两次加权的吸收剂量)以前称为有效剂量当量,委员会现决定使用有效剂量E这一名称。有效剂量是人体的所有组织或器官加权后的当量剂量之和,由下式给出: E=ΣWT·HT 式中 HT是组织或器官T的当量剂量,WT是组织或器官T的权重因子。 有效剂量的单位是Jkg-1,专用名是希沃特,符号是SV。 (3)用于外照射监测的实用量 国际放射防护委员会提出的用以表示剂量当量限值的量——有效剂量(有效剂量当量),目前已为辐射防护和剂量学界接受,我国亦据此制定了我国的辐射防护规定。但有效剂量是不能直接测量的。为了使ICRP的剂量当量限值体系便于实际应用,需要提出一些既可用简单的防护仪器在现场条件下测量,又可近似而合理地(既不低估也不过高高估)反应有效剂量的实用辐射量。采用有效剂量概念的防护标准和法规在执行时都会面临这一紧迫的问题。国际辐射单位与测量委员会(ICRU)1986年发表了ICRU39号报告“外部辐射源产生的剂量当量的测定”,提出了以下四个用于外照射监测的实用量。 为了环境和场的监测的目的,引入两个实用量把外部辐射场与有效剂量和皮肤当量剂量联系起来: A,周围剂量当量:辐射场中某点处的周围剂量当量H※(d)是由相应的齐向扩展场在ICRU球体内逆向齐向场的半径上深度d处产生的剂量当量; B,定向剂量当量,辐射场中某点处的定向剂量当量H′(d)是由相应的扩展场在ICRU球某一指定方向上半径深度d处产生的剂量当量。 为了个人监测目的引入两个概念,第一个概念是深部个人剂量当量(Hp(d),它适用于被强贯穿辐射照射的位于人体深处的器官和组织;第二个概念是浅表个人剂量当量Hs(d),它适用于被弱、强两种贯穿辐射照射的浅层器官组织。在1993年发表的ICRU51号报告将这两个量合并为一个量,个人剂量当Hp(d)。既适合于弱贯穿辐射,又适合于强贯穿辐射,取决于参考深度d的大小。 这个报告的第二部分已于1988年发表(ICRU43号报告),其内容是大量的有关实用量的支持数据。报告的第三部分于1992年发表(ICRU47号报告),报告对测量实用量的仪器和仪表的特性与现有一些常用仪表的特性作了比较,同时阐述了测量实用量的仪器的刻度的一般原则,给出了有关量和实用量的转换系数。 【参考文献】: [1]ICRU,Radiation quantities and units,ICRU,Report 33(1980). [2]ICRU,Neutron dosimetry for biology and medicine.ICRU,Report 26(1977) [3]ICRU. Determination of dose equivalents resulting from external radiation sources, Report 39 (1985). [4]ICRU,Determination of dose equivalents resulting from external radiation sources,Part 2,Report 43(1988). [5]Quantities and units in radiation protection dosimetry. ICRU,Report 51(1993). [6]ICRP.1990 Recommendations of the ICRP Publication 60(1991). [7]ISO—8529, Neutron reference radiation for calibrating neutron measuring devices used for radiation protection purpose and for determining their response as a function of neutron energy. [8]IEC—1005,Portable neutron ambient dose equivalent ratemeter for use in radiation protection (1990). [9]IAEA,Guideline on calibration of neutron measuring devices, IAEA Technical Reports Series No. 285(1988). [10]卢希庭,原子核物理,原子能出版社,1981。 [11]梅镇岳,原子核物理学,科学出版社,1961。 [12]Mann,W. B. ,A handbook of radioactivity measurements procedures,NCRP Report 58(1985). [13]Johnson C. H. ,Fast Neutron Physics,Part I,Interscience Publisher (1960). [14]Knoll,G. F. , Radiation Detection and Veasurement, 2nd Ed.,John Wiley & Sons(1989). [15]Attix,F.H. , Tochlin, E. , Radiation Dosimetry. Vol.1-4,Academic Press ,New York(1968). |
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