1、中子劑量和防護-正文中子劑量通常指中子吸收劑量或中子劑量當量（見輻射劑量）。不同能量的中子同人體組織中的元素（氫、氮、氧、碳等）發生不同的相互作用（見中子核反應和宏觀中子物理），所產生的具有一定能量的次級帶電粒子能夠引起電離和激發，從而使肌體受到損傷。劑量學涉及的主要物理問題是散射、核裂變和輻射俘獲等. 研究中子在生物組織中不同深度的吸收劑量和劑量當量的模型有：半無窮大板塊、有限圓柱體（直徑為30厘米，高為60厘米）和橢圓柱體（長半軸為18厘米，短半軸為12厘米，高為60厘米）模型。模型的材料組成應同軟組織的相當,密度為1g/cm3。能量范圍從10-2eV延伸至 2000MeV。其中對半無窮大

2、板塊模型和有限圓柱體模型研究的結果,是目前確定中子注量率-劑量當量率換算系數的基礎。 平行中子束垂直入射到一塊物質上時，該物質的吸收劑量D隨深度的分布（示意圖見圖1）同輻射的情形相似：吸收劑量的最大值并不出現在表面，而是出現在某個深度處，這個深度取決于中子的能量。醫學上就是通過調節輻射的能量，把這個最大值對準病變組織的部位進行放射治療。放射防護規定：對個人所受劑量的限制是由劑量當量決定的。不同能量中子的有效品質因數坴(見輻射劑量)的數值示于圖2。此外，由測得的中子注量率可以換算到劑量當量率。目前各國都采用圖3所示的數值。 中子劑量測定 主要指中子吸收劑量和劑量當量的測量。此外還包括表

3、示劑量分布的微劑量測量。通常使用組織等效電離室，乙烯-聚乙烯正比計數器,硫酸亞鐵劑量計以及量熱計等測量吸收劑量。在多數情況下，組織等效電離室是測定快中子吸收劑量最準確的裝置儀器。劑量當量測量僅適用于輻射防護，所采用的方法分場所監測和個人監測兩類，其響應正比于最大劑量當量。微劑量測定的目的在于從實驗上研究輻射在直徑為微米量級或更小的球體內能量沉積的空間分布和譜分布。微劑量學所考慮的體積應同生物細胞的大小相當，借以模擬輻射在生物細胞、細胞組分和生物大分子中的能量沉積。常用的測量儀器是低壓組織等效氣體的“無壁”計數器，但測量方法和數據處理牽涉到很復雜的技術。 中子防護 目的在于減少工作人員

4、所受的輻射劑量，并盡可能將它控制在放射防護標準規定的限值以下。職業性放射性工作人員每年所受的劑量當量限值為 50mSv(5rem)。表中給出對不同能量的中子相當于 25Sv(2.5mrem)每小時的中子注量率以及 1mSv（0.1rem）的中子注量。 減少防護工作人員受中子照射的措施除了盡量縮短受照時間、盡可能遠離中子源以外，還需對中子源進行有效的屏蔽。 不同能量的中子同物質相互作用有不同的特點（見中子核反應和宏觀中子物理）。因此屏蔽熱中子要用含吸收截面大、俘獲輻射光子能量低的材料，如硼、鋰以及它們的化合物等。屏蔽快中子時首先需要用慢化能力強的材料將快中子的能量降低,然后用吸收截面大、俘獲輻射

5、光子能量低的材料加以吸收。快中子慢化的主要過程對于重核及中重核是非彈性散射；對于輕核是同原子核發生彈性散射。對于一次彈性散射，靶原子核的質量越接近中子的質量，中子損失的能量也就越大。因此屏蔽能量不很高的快中子最有效的元素是氫，通常采用的是含氫成分較多的水、石蠟、聚乙烯等輕材料。對于幾兆電子伏以上能量的中子，可以用含重核或中重核的材料通過非彈性散射使其能量迅速降低然后再用含氫材料進一步使其慢化,最后被含10B或6Li材料吸收。因此，在規劃屏蔽層的布局和確定屏蔽層厚度時必須知道中子能譜及各類材料的不同中子能量的有關反應截面數據，并根據上述特點對屏蔽層填料作合理安排，據某種理論模型進行數學運算。對大

6、型中子源常用的屏蔽計算方法有雙群法、多群法和移出擴散法等。放射性同位素中子源的屏蔽計算常用分出截面法和半（或1/10）值層減弱法。若屏蔽層足夠厚，又含有足夠量的氫時，可用分出截面法進行計算。在近似計算中，可用裂變中子譜的分出截面。 半（或1/10）值層減弱系指將輻射量（注量、吸收劑量或劑量當量等）降至 1/2（或1/10）時所需的屏蔽層厚度。半值層厚度(HVT)同1/10值層厚度(TVT)的換算關系式是：HVT0.301TVT。 普通混凝土對單能中子的1/10值厚度示于圖4。 屏蔽放射性中子源，可以單獨使用水、石蠟等；也可兼用其他慢化材料和吸收材料，或將慢化材料和吸收材料混合使用（如含硼聚乙烯

7、、含硼石蠟等）。對大型中子源（如加速器、反應堆）的屏蔽比較復雜，常以普通混凝土和重混凝土等屏蔽材料為主，還要采用鐵一類的物質屏蔽輻射和快中子。 在中子輻射防護中，除了中子以外還應當特別注意對輻射的防護。這是因為反應堆、加速器和很多放射性同位素中子源都伴有很強的輻射。在很多情況下，輻射的劑量當量大大超過中子的劑量當量。例如,鐳-鈹中子源的劑量當量率約比中子劑量當量率高50倍。即使是被認為劑量較少的镅-鈹中子源,輻射劑量當量率也占總劑量當量率的百分之幾十。 在使用放射性同位素中子源時，要嚴格防止放射性物質的泄漏。特別是使用鐳-鈹中子源時應經常檢查是否有氡氣漏出。一旦發現有漏出，就應及時采取措施。輻

8、射劑量-正文包括計算媒質在輻射場中吸收輻射的能量和推斷輻射對人體健康造成的危害兩個方面。 吸收劑量  媒質在輻射場中吸收輻射能量的度量,用D表示。Dd劔/dm，式中d劔是電離輻射授予某一體積元中物質的平均能量，dm為該體積元中物質的質量。它的國際制(SI)單位是戈瑞(Gy)，1Gy1J/kg，暫時并用單位是拉德(rad)，1rad=10-2Gy。 劑量當量 輻射對人體產生的危害，不僅與所受的吸收劑量有關，而且還與輻射的品質以及其他因素有關。為了以同一種尺度衡量不同品質的輻射對人體產生的效應，輻射防護上引進了劑量當量H，其定義為H=DQN，Q是用以表征輻射品質的品質因數,N是

9、其他修正因子的乘積，目前國際輻射防護委員會指定N1。劑量當量的國際制單位為希沃特(Sv)，1Sv=1J/kg,暫時并用單位是雷姆(rem)，1rem=10-2/Sv。 Q值是在所關心的一點處的水中碰撞阻止本領(L)的函數，國際輻射單位和測量委員會規定的 Q與L的關系如表所示。而最大劑量當量與最大劑量當量所處深度的吸收劑量的比稱為有效品質因數，記作坴.輻射對人體的傷害直接與隨機性效應的發生率相關，評價吸收劑量對人體的傷害時，常假定隨機性效應的發生率與吸收劑量成線性關系。許多資料表明，劑量在幾戈瑞以下隨機效應發生率E與D 的關系可以表示為：EaD+bD2，其中a和b是常量。對E的貢獻在高劑量（1G

10、y以上）和高劑量率（1Gy/min以上）時，以bD2為主，低劑量時，以aD為主。因此劑量當量不能用于評價事故性高吸收劑量照射所引起的人體有害效應。 集體劑量當量 由于某種實踐或輻射源而使某一群體全體成員接受的劑量當量的總和。用以評價這一組人員所受的危害。用Sk表示，定義式為。式中p(H)是群體中按劑量當量H的微分分布函數。 劑量當量負擔 在某些情況下，群體長期受某種輻射源的照射，例如核爆炸落下塵埃或核工廠排放的放射性廢物所產生的照射，劑量當量負擔用以評價這種情形對將來所造成的照射危害，用He表示，其定義式為，式中 是某一群體中每人的某一器官或組織所受的平均劑量當量率。 約定

11、劑量當量 是劑量當量負擔的一個特例，是人體單次攝入的放射性物質對某一器官或組織在此后終止攝入放射性物質的50年內產生的累積劑量當量。中子核反應neutron induced nuclear reaction    中子同原子核相互作用引起的核反應。中子的重要特征是不帶電，不存在庫侖勢壘的阻擋，這就使得幾乎任何能量的中子同任何核素都能發生反應，在實際應用中，低能中子的反應起更重要的作用。   中子核反應主要有： 中子裂變反應。某些重核如235U俘獲中子發生裂變，記作（n，f），

12、裂變同時還放出23個瞬發中子，并釋放很大的裂變能，這種中子的增殖可使裂變反應持續不斷進行，形成裂變鏈式反應，這是獲取核能的重要途徑。中子輻射俘獲。中子被核俘獲后形成復合核，然后通過放出一個或多個光子退激 ，記作（ n， ）研究射線的能譜可以得到復合核能級結構、輻射過程性質的信息，（ n， ）反應對一切穩定核都是重要的，甚至中子能量很低時也能發生，（n，） 反應還是生產核燃料 、超鈾元素等的重要反應 。 此外 ，還有中子的彈性散射和非彈性散射；中子被核吸收可放出 2個、3 個中

13、子的（ n，2n ），（ n ，3n）反應；發射帶電粒子的（n，X）反應以及吸收中子不放出中子的中子吸收等等。   中子核反應在研究核結構和核反應機制及核能利用中占重要地位。 宏觀中子物理-正文研究中子同大塊媒質相互作用的核物理分支。它著眼于大量中子在單一媒質中的平均行為。它首先是由于裂變反應堆的要求而發展的，但它對于裂變能源，對于中子束的應用以及各種中子物理實驗技術的發展都有重要的作用。 宏觀截面和平均自由程 以一定速度在大塊媒質中運動的中子，不斷地同周圍的原子核（稱為靶核）發生碰撞，發生散射或吸收兩類中子核反應

14、。散射時，中子本身并不消失，只是能量發生變化，以新的速度繼續在媒質中運動。吸收時，中子被原子核俘獲，從而在媒質中消失。原子吸收中子以后將發出射線、發出次級粒子或發生原子核裂變，核裂變將產生新的中子。這些核反應的發生幾率用各種反應截面（微觀截面，見核反應截面）描述，截面大，表示產生核反應的幾率大。不同能量的中子，與原子核產生各種反應的截面也不同。為了便于表述中子同宏觀物質的作用，引入宏觀反應截面這一物理量，用符號 表示。它是靶核的微觀截面和單位體積內的靶核數N的乘積N。與微觀截面不同,宏觀截面的量綱是【L-1】。宏觀截面是一個中子同單位體積內的原子核發生核反應的平均幾率大小的量度，它等于中子在媒

15、質內飛行單位距離時發生某種核反應的幾率。宏觀總截面用 t表示，t=a+s，a為宏觀吸收截面,s為宏觀散射截面。 中子在連續兩次碰撞之間的平均飛行距離稱為平均自由程，用符號表示。顯然,在一個平均自由程之內發生某種碰撞的平均數為1。參照宏觀截面的定義,容易得出 1，即平均自由程等于宏觀截面的倒數。相應的有散射平均自由程，吸收平均自由程 。中子在媒質中的各種運動規律(無論空間時間變量的,還是能量變量的)都同宏觀截面或平均自由程有關,宏觀截面或平均自由程是描述物質中子物理特性的最基本的物理量。 宏觀參量及其實驗研究 無論是核裂變，還是其他核反應產生的中子，一般能量都在兆電子伏量級，這些快中子

16、在大塊媒質中不斷通過散射損失能量，直到和媒質中靶核的能量交換處于平衡狀態為止。散射可分為彈性散射和非彈性散射兩種。發生彈性散射時，中子和靶核間只有動能交換，是一種彈性球式碰撞，靶核內能不發生變化。發生非彈性散射時，靶核內能發生變化。非彈性散射是一種閾反應，只有入射中子的能量超過某一數值時才能發生。一般說，輕核非彈性散射閾值高，重核的閾值低。研究中子在大塊媒質中損失能量的規律對核反應堆的物理設計十分重要。在快中子反應堆內，中子的平均能量為100keV左右，裂變中子（平均能量約為2MeV）主要通過非彈性散射損失能量。熱中子反應堆內中子的平均能量只有0.01eV左右，裂變中子主要通過彈性散射損失能量

17、。中子這種損失能量而不斷減速的過程稱為慢化過程。中子從某一能量慢化到熱能，在媒質中穿行的平行距離用中子年齡來描述。對一個在無限大無吸收的媒質內的單能點中子源,定義中子年齡為中子在被慢化前穿行的直線距離RM的均方值的1/6，即 顯然 將由中子在媒質中的散射平均自由程和靶核的質量數決定，也同中子的初始能量有關。例如，平均能量為2MeV的裂變中子，在輕水（即普通水）中的中子年齡=26cm2。慢化到熱中子以后,中子在媒質中的主要過程是擴散。中子慢化到熱中子以后并不馬上消失，還會在媒質中不斷運動,不斷地同原子核發生碰撞,這時中子和靶核之間的能量交換已達到平衡狀態，擴散過程是一個單純的從密度高的位置向密度

18、低的位置遷移的過程。在某些條件下，中子擴散現象可以用斐克定律來描述，這些條件中最主要的是媒質必須是均勻的，足夠大的，宏觀吸收截面必須遠小于宏觀散射截面，即aS。 描述中子擴散過程的斐克(Fick)定律是反應堆物理計算中廣為使用的擴散近似模型的基礎，它表示：中子流密度J正比于中子注量率梯度 墷的負值，其比例系數叫擴散系數，用D表示 其中，為中子注量率。 中子從成為熱中子開始擴散直到被吸收為止，在媒質中平均穿行的距離用中子擴散長度描述，它是表征物質宏觀中子物理特性的又一重要參量。對于在無限媒質內點中子源的情況,擴散長度L的平方等于熱中子從產生地點到被吸收處所穿行的直線距離RD的均方值的1/6,即

19、擴散長度和擴散系數之間的關系為 中子年齡和擴散系數等統稱為宏觀中子物理參量。它們從總體上反映了物質的中子物理特性。從20世紀40年代中期直到60年代末，由于反應堆工程的需要，人們廣泛研究了已經或可能用在反應堆中作為慢化劑的各種材料，如石墨、重水、鈹、輕水和多種有機材料，測定它們的中子年齡和擴散長度。測定方法可以分為靜態的和動態的兩類，所謂靜態方法，是在大塊被研究的媒質中放一個恒定中子源，測定中子注量率在媒質中的空間分布。具有不同能量響應特性的中子探測器測得的空間分布也不同，分析這些空間分布曲線就可以得到相應的參量。所謂動態方法是瞬間向媒質注入一束中子，測量中子數隨時間的衰減，從分析衰減曲線中得

20、到有關參量。動態方法又稱脈沖中子源方法，發展得比較晚，但使用得比較廣。 研究課題的擴展和深入 在反應堆工程發展的前期，由于堆用材料的微觀核數據不夠齊全，計算機及計算技術還不夠發達，反應堆物理計算主要依靠宏觀中子物理參量，人們不僅研究和測量了單一媒質的宏觀中子物理參量，還測定了混合媒質,如水-鋁等混合媒質的宏觀中子物理參量,此外，還對幾種常用的慢化媒質,例如輕水和重水，測定了宏觀中子物理參量隨媒質溫度的變化。 為了描述中子群體在大塊媒質中的運動規律，可以寫出很完備的中子輸運方程，在輸運方程中出現的只是一些基本核參量，隨著核數據的逐步齊備和數字計算機技術的發展，宏觀中子物理參數對反應堆物

21、理設計來說已經不那么重要了，但是，在早期形成的，屬于宏觀中子物理的一些基本概念仍在發展和使用，例如中子年齡本來是對無吸收的媒質定義的，對有吸收的媒質并不適用，但是人們仍然按中子被減速到某一能量以前穿行的空間距離的均方值，即所謂空間二次距來定義中子年齡。又如擴散系數，本來是對熱中子定義的，人們卻把它引伸到快中子能量范圍，在多群擴散近似中，按斐克定律的模式，定義了群擴散系數，等等。 此外，在宏觀中子物理研究中發展起來的脈沖中子源方法，它的基本思想和某些實驗技術已被用在其他領域，例如在反應堆物理實驗中，用以測定反應堆的次臨界度，這方面的工作十分活躍。在工業上宏觀中子物理參量及其有關的測試技術已被用來

22、檢驗堆用慢化劑的核性能，脈沖中子源技術還用在石油地質勘探中，并取得了積極的成效。 目前，在宏觀中子物理這個領域內，研究課題已經深入了一步，針對媒質的具體結構和特性，探討一些基本問題。例如，研究媒質的幾何結構和物質結構對中子宏觀行為的影響。首先，在空腔內中子的宏觀截面趨向于零。這意味著中子的平均自由程為無限大，如果在媒質內有空腔，它對某些中子將成為陷阱，如果空腔是開口的，還會造成中子丟失。而實際的反應堆總會有這種或那種空腔存在。其次，研究中子同靶核的相互作用時，最簡單的方法是假定靶核原子是自由的，而事實上物質總是有一定結構的，例如石墨中的碳原子，氫化鋯中的氫原子，它們都處在點陣的束縛狀態，水中的

23、氫原子也是處在化學鍵的束縛之中。物質的結構將影響靶核和中子之間的能量交換形式,進而將影響中子的宏觀行為,影響描述宏觀行為的物理參量。對這些基本問題的進一步研究，將有助于深化人們對中子在大塊物質中的運動規律的認識，也將有助于反應堆物理計算的精確化。 參考書目 盧希庭主編：原子核物理，原子能出版社，北京，1981。 謝仲生等編著：核反應堆物理分析，原子能出版社，北京，1981。 電離室-正文測量電磁輻射、粒子流強度或帶電粒子能量的設備。它由室壁導電的充氣容器和中心電極組成。荷電粒子或電磁輻射進入電離室后，便在氣體中引起電離現象。在外殼和中心電極之間加有適當的電壓，用來收集所產生的離子或電子。這個電

24、壓不能太高，以免電場或碰撞電離等引起電荷倍增。電離室輸出電流與所充氣體的壓力、化學成分、電離室的容積以及入射線的能量等有關。盡管電離過程十分復雜，但產生一對電荷載流子所需的平均能量是一定的,與電離粒子的類型和能量無關,即與探測器的工作條件無關。電離室的響應波段取決于窗口材料和填充的工作氣體。通常使用兩種類型的電離室。第一種電離室直接測量電荷載流子。如果輻射強度很低，電離室輸出電流也很小，就難以測準，所以這種連續輸出的電離室常常用在高輻射強度區域，例如，用于對太陽X射線和紫外線的測量。這種電離室結構簡單可靠,早期用在火箭上來測量太陽氫 L 譜線輻射。以后的太陽輻射監測衛星(SOLRAD)系列也采

25、用電離室，配備適當量程的靜電計放大器，臨測太陽 X射線和紫外線。1967年，卡弗等人用電離室測量太陽15801640埃和14301470埃的紫外輻射，計算出太陽亮溫度的極小值，與照相等方法得到的結果相近，而探測器的定標比較簡單、直接。第二種電離室是內爾提出的積分型電離室。它用在“探險者”6號、“先驅者” 5號和軌道地球物理臺(OGO)衛星上。正比計數器proportional counter    用氣體作為工作物質，輸出脈沖幅度與初始電離有正比關系的粒子探測器。這種探測器的結構大多采用圓柱形，中心是陽極細絲，圓柱筒外殼是陰極，工作氣體一般是隋

26、性氣體和少量負電性氣體的混合物。入射粒子與筒內氣體原子碰撞使原子電離，產生電子和正離子。在電場作用下，電子向中心陽極絲運動，正離子以比電子慢得多的速度向陰極漂移。電子在陽極絲附近受強電場作用加速獲得能量可使原子再電離。從陽極絲引出的輸出脈沖幅度較大，且與初始電離成正比。正比計數器具有較好的能量分辨率和能量線性響應，探測效率高，壽命長，廣泛應用于核物理和粒子物理實驗。 能夠直接引起介質電離或通過次級過程引起電離的輻射統稱為致電離輻射。在輻射防護領域內通常不包括微波、激光、紫外線等。致電離輻射的防護所涉及的領域很廣，它主要研究制訂各種標準、規程和措施，既保護人類，又允許進行那些有可能產生輻射照射的

27、必要活動。 致電離輻射的防護主要包括如下幾項工作。確定輻射防護的基本原則、制定輻射防護標準、規程和制度。推薦輻射防護方法和設備。定量或定性地確定職業工作人員和群體所受的劑量。必須包括檢驗屏蔽體、防護設備的效能；及時提出防護規程、措施，發現操作中的缺點以及其他事故，防止職業工作人員受到較高劑量的照射或對周圍居民造成有害影響。進行個人劑量監測、場所監測和環境污染監測。事故的預防和處理。輻射防護的評價等。 輻射防護的基本原則 從事輻射工作的實踐必須正當化。對于任何一項伴有輻射照射的實踐，只有由于這項實踐而得到的利益大于付出的代價時，才能被認為是正當的。輻射防護水平必須達到最優化。考慮到經濟

28、因素和社會因素，任何一種實踐帶來的照射必須保持在可以合理做到的最低水平。要對每一實踐進行代價-利益差分分析，使帶來的利益達到最大。對個人或群體所受的劑量當量制訂出限值。正當化和最優化不一定能對職業工作人員或公眾中的個人提供足夠的防護，因此必須對個人所受的劑量當量制訂出限值，以此作為保障安全的最后一項措施。 輻射防護標準 確定標準有三個基本環節。 研究輻射引起的有害效應同生物所受劑量的關系。這是制訂輻射防護標準的主要依據。國際放射防護委員會（ICRP）把輻射引起的有害效應（不論是反映在受照射個體本身的軀體效應還是反映在其后裔身上的遺傳效應）分為兩種類型，一種是隨機性效應，發生這種效應的

29、概率同所受劑量大小有關，并且不存在某個確定的閾值；另一種是非隨機性效應，這種效應的嚴重程度同所受劑量大小有關，而且引起這種效應的劑量可能存在著某個確定的閾值。在輻射防護所涉及的劑量范圍內，一切遺傳效應都被視為隨機性效應。反映在受照射個人身上的軀體效應，其中一些是非隨機性效應（例如，輻射誘發的眼晶體白內障），而另一些則是隨機性效應（例如,輻射誘發的癌癥是低劑量照射下的主要軀體效應,它是輻射防護的主要問題）。從輻射引起的有害效應著眼，輻射防護的目的在于“防止輻射引起有害的非隨機性效應，并限制隨機性效應發生的概率”。 分析人體受到輻射危險的主要組織所可能出現的有害效應，然后對各種隨機性效應的危險度（

30、單位劑量輻射照射下的危險。而危險是個人受到一定劑量照射之后，發生某種有害效應的概率）給出定量的估計。根據不同器官或組織可能發生的隨機性效應的危險度，確定計算有效劑量當量（見輻射劑量）的權重因子W T(見表1)。根據某種實踐的具體條件，權衡利弊，把一切不可避免的照射降到容易達到的較低水平。根據可以接受的危險度，以及輻射防護的三個基本原則,制定出與之相適應的一套劑量限制制度。表2中列出了輻射防護標準的各種限值。 輻射防護標準制訂之后，還要采用有效的防護方法和設備，制定輻射防護規程和制度。為了檢查是否達到了要求，就需要開展大量的多方面的監測，如個人所受內、外照射劑量監測，輻射場的監測和環境污染監測等

31、。在發生事故的情況下應當采取措施，防止污染擴大，減少危害并立即進行處理。為了完成這些監測任務，需要各式各樣的監測儀表和設備、復雜的物理分析方法和化學分析方法，例如監測個人外照射的膠片劑量計、熱釋光劑量計、袖珍式劑量計、裂變徑跡探測器等等，測量輻射場用的各種巡測計，以及測量尿、水、空氣、土壤、生物樣品等中微弱放射性的低水平放射性測量的裝置等。 根據監測得到的數據對職業工作人員和周圍居民所受的劑量進行評價。這種評價包括：設計時的防護評價，開工前和開動時的防護評價以及運行和操作中的防護評價。然后，以輻射防護標準為依據，分析總的防護狀況，找出防護設備和措施中的薄弱環節，提出改進方法。 受外照射人員的預

32、后和醫學處理，取決于是全身受照還是局部受照或二者兼有（多數為不均勻照射所致）。了解吸收劑量在體內的分布，對預后判斷和治療方法的選擇是重要的。劑量分布取決于照射條件和事故環境。如果輻射源體積很小，且緊貼身體（在衣服口袋里或用手摸），一般只發生局部照射；相反，若人員離源相對較遠或源的大小與人體大小相當，人體圍繞源移動，則可導致受照劑量近似均勻分布的全身照射。離源越遠，移動越頻繁，劑量分布越均勻。如果源相對緊貼身體，并有一些屏蔽，將導致部分或局部受照；源貼身越近，照射范圍越小，但局部照射劑量越大。照射持續時間或照射劑量率同樣也是重要的。如果同樣的劑量是在短時間內接受的(高劑量率)，就會發生更嚴重的輻

33、射效應。或高能線照射的劑量范圍和觀察到的臨床癥狀出現的時間。表6給出了我國急性皮膚輻射損傷的診斷標準。輻射或低能X射線照射皮膚的特點是臨床癥狀出現較早，但預后不嚴重，見表7。表5皮膚輻射損傷臨床癥狀的出現時間及受照劑量.階段/癥狀劑量范圍(Gy)出現時間(天)紅斑5101442.脫毛、毛囊丘疹351418.干性脫皮8122530.濕性脫皮15202028.水泡形成1020721.潰瘍(皮內)>201421.壞死(穿透較深)>25>21.表6急性皮膚輻射損傷分度診斷標準.分度初期反應潛伏期臨床癥狀劑量(Gy)度毛囊丘疹、暫時脫發3.度紅斑26周脫發、紅斑5.度紅斑、燒灼感13周

34、二次紅斑、水皰10.度紅斑、麻木、搔癢、水腫、刺痛數小時10天二次紅斑、水皰壞死潰瘍20.表7輻射或低能X射線照射后手局部損傷的臨床征候急性期臨床癥狀發生時間晚期效應的時間和演變(d)延遲效應估計劑量范圍(Gy).初始繼發性水泡糜爛壞死.紅斑紅斑潰瘍無或12-20d30-35無12-18（a）.12-24h干性脫皮10-15（b）.6-12h6-14d8-15d40-50無或輕度20-30（a）.濕性脫皮萎縮18-25（b）上皮形成.4-6h3-7d5-10d10-18d50-70萎縮35-80（a）.上皮形成色素消失30-70（b）.毛細管擴張線照射超過2025Gy的病人，外科治療可能都是需

35、要的，因為在這種情況下，自然恢復是不可能的。即使在表皮生成后，傷口也不能愈合，因為在較高劑量區可能出現繼發性潰瘍。當臨床上發生不可逆轉的病變時，把實施這種方法的必要性向病人解釋后要盡快手術。手術切除的指征包括基底組織的嚴重破壞，即血管損傷、難以消除的疼痛和不可控制的感染等。 放射防護-簡介放射性的來源扔天然的放射性和人工放射性兩類。生活在地球上的人們經常受到這兩種放射性的照射，天然放射性即木底照射是不可避免的，而人工放射性的應用產生了放射性危害，因而引起放射性防護問題放射防護-內容一、放射性的危害必及防護的必要性隨著放射同位素的廣泛應用，越來越多的人們認識到放射性對機體造成的損害隨著

36、放射照射量的增加而增大，大劑量的放射性會造成被照射部位的組織損傷，并導致癌變，即使是小劑量的放射性，尤其是長時間的小劑量照射蓄積也會導致照射器官組織誘發癌變，并會使受照射的生殖細胞發生遺傳缺陷。放射性對人體的影響主極隨機效應和非隨機效應。隨機效應（stochasticeffect）指放射性對機體至癌或遺傳效應的發生幾率，此發生幾率與照射劑量的大小有關，而隨機性效應的嚴重程度與劑量有關，如放射性致癌、放射性誘發各種遺傳疾病均屬隨機性效應。非隨機性效應（non-stochastic effect）是機體受照射后在短期內就出現的急性效應，以及經過一定時間后發現的發育功能低下、白內障和造血機能障礙等等。其嚴重程度隨受照射劑量不同而變化，存在著明確的劑量閾值，這種效應是隨著受照射劑量的增加，而有越來越多的細胞被殺死而產生的。第60號出版物把非隨機性效應改稱為確定性效應。放射性防護的目的就在于防止有害的確定性效應，并限制隨機性效應的發生率，使其達到認為可以接受的水平。放射性物質可以從體外或進入體內放出射線，對人體造成損害。就外照射而言，由于各種射線穿透能力不同，射線照射對機體的危害大于射線，而射線的危害性又大于射線。受照射部位不同，受害程度出不同，對某種放射性同位素蓄積率高的組織或器官，必然受害嚴重，如【32P】對骨骼系統危