第二章
核物理与辐射防护基本知识

电离辐射为人类带来了巨大的利益。然而，如果使用不当，它也会给人类健康和生存环境造成影响，甚至是危害。因此，如何合理、有效地发挥电离辐射的作用，使人们从中获得更多好处，同时尽量避免和减轻电离辐射的危害，成为人们关注的焦点。电离辐射本质上是能量，电离辐射的有害效应则是这种能量在人体内沉积所导致的直接危害或潜在危害。描述这类危害，首先要了解电离辐射本身、电离辐射场、电离辐射与物质相互作用的类型和能量的转移传递等方面的定性概念和定量指标。因此，本章主要介绍原子物理、原子核结构、电离辐射与物质相互作用和放射卫生防护相关基础知识，同时结合临床核医学实际工作介绍其基本的防护原则和措施。

第一节　核素与核衰变

广义的辐射（radiation）是以波动形式或运动粒子形式向周围空间或物质传播的能量，如声辐射、热辐射、电磁辐射、核辐射（包括射线与粒子辐射）等。由辐射体发射的辐射同时由另外的物体所接受。而通常所说的辐射指的是与人体健康关系相对比较密切的电磁辐射和粒子辐射。辐射粒子是高速运动的电子、质子、中子、α粒子与其他粒子，可以来自放射性核素的衰变，也可能来自加速器加速的带电粒子。γ射线来自放射性核素的衰变，X射线一般通过高速电子轰击靶体而产生。辐射寓利害于一体，在工农业生产和人类生活的方方面面有着广泛的应用，同时也产生各种不同程度的危害。趋利避害是辐射应用及其研究所关注的主要问题。

一、辐射分类

平常所说的“辐射”仅指高能电磁辐射和粒子辐射，不包括无线电波和射频波等低能电磁辐射，也不包括声辐射和热辐射。这种狭义的辐射也称为粒子或射线。依照不同的分类原则，辐射可以分为不同的类型。

按照来源，辐射可以分为核辐射、原子辐射、宇宙辐射等，也可分为天然辐射、人工辐射等。

按照荷电情况和粒子性质，辐射（射线）可分为：①带电粒子辐射，如α、p、D、T、π ^± 、μ ^± 、e ^± 等；②中性粒子，如n、v、π ⁰ 等；③电磁辐射，如γ射线和X射线等。

按照辐射能量大小，即依据能否使介质原子（atom）发生电离，辐射又分为电离辐射（ionizing radiation）与非电离辐射（non-ionizing radiation）。电离（ionization）是指原子的电子脱离原子的束缚成为自由电子的现象，即将电子从原子或分子剥离的过程。原子的电离能一般只有数电子伏（eV），而一般的粒子辐射、X射线和γ射线的能量都能够使原子发生电离，它们都是电离辐射。实际应用中，电离辐射专指高能电磁辐射（X射线和γ射线）和粒子辐射，即所谓的核辐射；而电磁辐射（electromagnetic radiation）专指工频电磁辐射、无线电波和射频波等低能电磁辐射，不包含X/γ射线。非电离辐射仅指不能引起电离的低能电磁辐射。日常生活中常说的电磁辐射与非电离辐射两个概念是等价的。

二、电离辐射源

电离辐射源根据不同的来源常分为两大类：一类是天然辐射源，源自茫茫宇宙空间和地球地壳物质中；另一类是人工辐射源，源自人类与辐射相关的活动、实践或辐射事件。天然辐射源对地球上人类的辐射，称为天然本底照射（background radiation）。人工辐射源产生的电离辐射线对人体的辐射，称人工照射。

1.天然辐射

人类生活在天然辐射环境之中。天然辐射有两种来源：一种是来自外层空间的宇宙射线，即高能粒子或射线；另一种则是天然放射性，即天然存在于自然界普通物（如空气、水、泥土、岩石、食物等）中的放射性。

天然放射性核素品种很多，性质与状态也各不相同。它们在环境中的分布十分广泛。在岩石、土壤、空气、水、动植物、建筑材料、食品甚至人体内都有天然放射性核素的踪迹。地壳是天然放射性核素，尤其是原生放射性核素的重要贮存库。地壳中的放射性物质主要为铀、钍系和 ⁴⁰ K。其中，空气中的天然放射性核素主要有地表释入大气中的 ²²² Rn及其子体核素，动植物食品中的天然放射性核素大多数是 ⁴⁰ K。通过食物链的传递以及呼吸与饮食，人体内也蓄积了一定量的放射性核素，可以说人体本身也是一个放射源。人体的放射性水平随体重与年龄增加，成年人体内的放射性活度在5 000Bq左右。

宇宙射线（cosmic ray）是一种从外层空间射到地球上的高能粒子流，主要有高能质子、电子、γ射线与其他粒子。宇宙射线尽管能量很高，但基本被稠密的大气层阻挡，对人体的直接伤害较小。

天然的本底辐射无法避免，人类在漫长的进化过程中，就生活在天然放射性环境之中。

2.人工辐射

随着科技与经济的不断发展，核能与核技术应用越来越广泛，放射性同位素的使用与核技术的应用已经遍及国民经济各个部门和人们的日常生活。核电站、核动力装置、辐照加工、地质勘探、医学诊断与治疗、生产工艺检验、烟雾报警、射线工业探伤等在不同生产领域与日常生活中扮演重要角色。核技术带给人类巨大利益，但同时也伴随着放射性废物日益增多，以及给相关工作人员和公众带来越来越大的潜在危害。核辐射带给人类巨大利益，同时又存在明显或潜在的危险，会对人类及环境造成危害，甚至灾难。因此在积极利用核辐射的同时，必须采取最优化的辐射防护措施。

人类活动所产生的人工辐射主要来源有核试验、核设施、核技术应用、核燃料循环与建筑业等。放射性污染主要指人工辐射源造成的污染，如核试验时产生的放射性物质，生产和使用放射性物质企业排出的核废料。另外，医用、工业用、科学部门用的X射线源及放射性物质镭、钴、铯以及发光涂料等，会产生一定的放射性污染。

核试验有大气层试验、水下试验、外层空间试验、地面及地下核试验等多种形式。核试验产生的放射性物质可造成大气放射性污染、大面积或全球地表污染、地下水质污染。

核设施在设计时已设想“最大可能事故”的发生，并据此事先做出应急计划，以防发生不测。1979年美国三里岛核电站因失水造成反应堆堆芯部分融化，放射性碘、氪、氙排入空气环境，但由于厂房通风系统装有过滤器，排出的量很小，事故未对周围环境造成危害。1986年乌克兰的切尔诺贝利核电站第4号机组事故是核电站史上最大的事故，造成反应堆毁坏和大量放射性物质释入大气。事故发生后，核电站周围30km地带内的居民撤离。需要指出的是，国内核电厂所采用的反应堆堆型不同于切尔诺贝利核电站反应堆，安全有保障。

核燃料工业会产生污染源。在核燃料循环中，从铀矿开采、冶炼直到燃料原件制造，都产生放射性“三废”，主要放射性核素为镭与氡。

核技术应用单位产生的放射性污染物通常有：各种污染材料（如纸、棉织物、金属、塑料和劳保用品）、各种污染工具设备、低放废液固化物、试验用动物尸体或试剂、废放射源、含放射性核素的有机溶液。

此外，建筑材料也不可能同程度地具有放射性，室内空气也可能含有微量氡。国家对建筑材料的放射性与居室的氡浓度制定了国家标准。

三、原子核基本性质

（一）原子核组成

卢瑟福（E.Rutherford）1911年用α粒子束轰击金属薄膜，发现存在大角度α粒子散射。通过对实验结果的理论分析，确定原子中存在一个带正电的核心，此即原子核（nucleus）。原子核的尺寸在10 ^-12 cm的数量级，仅是原子大小的万分之一，质量却占整个原子质量的99.9%以上。卢瑟福α散射实验奠定了现代原子模型的基础。由于原子整体上呈中性，因此原子核的电量必定与核外的电子总电量相等，符号相反。

原子核由中子（neutron）和质子（proton）组成，质子和中子统称为核子（nucleon）。不同的原子核所含的核子数不同。核子数也称为原子核质量数（mass number），等于原子序数（atomic number，即原子核质子数）与原子核中子数（ N ）之和。中子不带电。质子电荷量与电子电荷量相等，都为一个电荷单位（e）；不同的是，质子带正电荷，电子带负电荷。一个原子核的总电荷为Ze。一个原子的基本特征可以用符号 表示，其中 X 是元素符号， Z 是原子序数， A 是原子质量数（即原子核内核子数）。原子结构如图1-2-1所示。

玻尔的量子理论和随后发展起来的量子力学揭示，核外电子运动状态由主量子数（n）、轨道角动量量子数（l）、轨道方向量子数（ml）和自旋量子数（ms）决定。在原子中具有相同量子数的电子构成一个壳层，分别为K、L、M、N、O、P、Q层；每个壳层最多可以容纳2n ² 个电子，如K层和L层可以容纳的电子数分别是2和8。在一个壳层内，具有相同量子数的电子构成一个次壳层，分别用符号s、p、d、f、g、h、i来表示；每个次壳层最多可以容纳2（2l+1）个电子（表1-2-1）。

（二）原子核能级

电子在原子核库仑场中所具有的势能主要由主量子数（n）和轨道量子数（l）决定，并随n和l的增大而提高。习惯上，规定当电子与原子核相距无穷远时，势能为零，因此当电子位于原子核外某一个壳层时，势能为负。n和l的变化构成了分立的原子能级。电子填充壳层按照从低能级到高能级的顺序以保证原子处于能量最低状态，这种状态称为基态。由于内层电子对外层电子的屏蔽效应，实际的能级次序见表1-2-1。能量最低的能级是1s，然后按增加的顺序依次是2s、2p、3s、3p、4s、3d……由于4s、3d这样的能级交错现象，当主量子数>2时，每个壳层可以容纳的电子数不是2n ² 个，而是表1-2-1所列的数量。高原子序数的原子核比低原子序数的原子核对电子的吸引力大，因此对于同一个能级，当所属原子的原子序数增加时，它的能量更低。

当一个自由电子填充壳层时，会以发射一个光子的形式释放能量，能量值的大小等于壳层能级能量的绝对值，这些能量称为相应壳层的结合能。壳层能级能量随主量子数和轨道量子数增大，并且是负值，因此轨道电子的结合能随主量子数和轨道量子的增大而减小。以钨原子为例，K、L和M层能级的能量分别是-70 000eV、-11 000eV和-2 500eV，因此K、L和M层电子的结合能分别是70 000eV、11 000eV和2 500eV（图1-2-2）。同样地，由于高原子序数的能级能量更低，并且是负值，对于同一个能级，结合能将随原子序数增大而增加。以K层电子为例，当原子是氢、碳、氧和钨时，结合能依次是136eV、285eV、528eV和70 000eV。

当电子获得能量，从低能级跃迁到高能级而使低能级出现空位时，称原子处于激发态。处于激发态的原子很不稳定，高能级电子会自发跃迁到低能级空位上而使原子回到基态。两能级能量的差值，一种可能是以电磁辐射的形式发出，这种电磁辐射称为特征辐射（当特征辐射的能量足够高，进入X射线能量范围时，又称为特征X射线）；另一种可能是传递给外层电子，获得能量的外层电子脱离原子束缚成为自由电子，这种电子称俄歇电子，其能量等于相应跃迁的X射线的能量减去该电子的结合能。

如果空位出现在K层，L、M及更外层电子就会跃迁到K层，同时产生K系特征辐射；类似地，如果L层出现空位，就会产生L系特征辐射，如果M层出现空位，就会产生M系特征辐射。图1-2-2中标明了钨原子的K系、L系和M系特征辐射。

不同元素的原子，其轨道电子的能级不同，因而当轨道电子从高能级向低能级跃迁时所放出的辐射能量也是不同的。这就是说，每一种元素都有它自己的特征辐射。通过探测物质所发射的特征辐射可以确定物质的成分及各成分的含量。

原子核内部也存在类似原子的壳层结构和能级。每个壳层只能容纳一定数量的质子和中子。核子填充壳层的顺序也遵从低能级到高能级的顺序。以 ¹² C的核能级为例，其基态能量为0，激发态能量分别是4.4MeV、7.7MeV、9.6MeV、10.7MeV、11.8MeV、12.7MeV、16.6MeV、17.2MeV和18.4MeV。核获得能量，可以从基态跃迁到某个激发态。当它再跃迁回基态时，以γ射线形式辐射能量，能量值等于跃迁能级值之差。跃迁回基态的过程可以是一步完成，也可首先跃迁到其他较低的能级，再经数步回到基态。

由于一个微观粒子能量很微小，通常不是以能量的国际单位制（international system of units，SI）单位焦耳（J）表示，而是采用电子伏特（eV）或千电子伏特（keV）或兆电子伏特（MeV）。1eV是一个电子在真空中通过1V电位差所获得的动能，它与其他3个单位的转换关系是：

1eV=1.0×10 ^-3 keV=1.0×10 ^-6 MeV=1.602 192×10 ^-19 J

（三）原子核大小

原子核的形状基本上为球形或近球形，通常用核半径（ R ）来表示原子核的大小。原子核的半径在10 ^-13 ~10 ^-12 cm数量级。原子核尺寸小，为方便度量，原子核物理特意引入一个长度单位，即费米（fm），1fm=10 ^-15 m。

α粒子散射实验发现，在粒子能量足够高的情况下，它与原子核的作用不仅有库仑排斥作用，当距离接近时还有很强的吸引力-核力。核子之间存在一种不同于电磁作用和万有引力的一种强相互作用，即核力。核力的特点是短程力、饱和性、吸引力（排斥芯）与强相互作用。原子核的核力作用半径称为核半径。大多数稳定核的中子数多于质子数，因此核半径实际上是中子分布半径。实验表明，核半径与质量数之间的关系可由经验公式（1-2-1）表示：

公式中 r ₀ 为参数。

平常也会用到电荷分布半径。原子核内电荷分布半径实质上是质子分布半径。实验总结出电荷分布半径与质量数（ A ）之间的关系为：

核半径与 A ^1/3 成正比，因此原子核体积近似地与 A 成正比，即每个核子所占据的体积近似为一常量，由此推算出原子核的数密度为10 ³⁸ /cm ³ ，而密度为1.66×10 ¹⁴ g/cm ³ 。每立方厘米的核物质重达亿吨，其密度之大由此可见一斑。

（四）原子、原子核质量

一个原子的质量很微小（10 ^-24 ~10 ^-22 数量级），因此，通常不以克（g）或千克（kg）为单位，而采用原子质量单位u表示。原子的质量以u为单位测量得的数称为相对原子质量。原子质量单位定义为：

按阿伏伽德罗定律，1mol任何元素的物质包含6.022 045×10 ²³ 个原子，此数称为阿伏伽德罗常数（ N _A ）。由于1mol物质的质量（即摩尔质量）在数值上与相对原子质量相等，单位是克每摩尔（g/mol），故 的摩尔质量是12g/mol。由阿伏伽德罗常数和摩尔质量可计算得到原子质量单位u和g或kg之间的关系：

一个电子的质量只有0.000 548u，而质子质量为1.007 277u，中子质量为1.008 665u，因此可认为原子核质量近似等于原子质量。

1.质量和能量的关系

质量和能量都是物质的基本属性。根据相对论，这两个属性是相互联系的。具有一定质量的物体具有相应的能量，当质量发生了变化时，则其能量也发生相应变化，反之亦然。两者的关系可用质能关系式表示，即：

公式中， E 为物体的能量，△ E 为物体能量的变化， m 为物体的质量，△ m 为物体质量的变化， c 为光速（等于2.997 924 580×10 ⁸ m/s）。

对应于1g质量的能量是：

E = mc ² =10 ^-3 kg×（2.997 924 580×10 ⁸ m/s） ² =8.987 551 79×10 ¹³ J

这是一个巨大的能量，相当于2 800t煤的燃烧热。

一个原子质量单位的能量是：

类似地，可计算得到电子、质子和中子的静止质量能量分别是0.511 003 4MeV、938.279 6MeV和939.573 1MeV。

根据相对论，运动物体的质量（ m ）随其运动速度（v）的变化而变化：

公式中， m ₀ 为物体静止时的质量，即物体的静止质量； m 为物体速度为v时的质量。

上式表明，物体的质量随其运动速度增大而增大；任何物体的运动速度不可能超过真空中的光速。

在相对论中，运动物体的动能（ E _k ）等于其总能量（ E ）与静止质量能量（ m ₀ c ² ）之差，即：

光子的静止质量（ m ₀ ）为零，因此其总能量就是动能。

2.单位体积（单位质量）物质中的原子数、电子数

（1）单质：

设单质物理密度为 ρ ，原子序数为 Z ，摩尔质量为 M _A ，根据阿伏伽德罗定律可计算得到：

单位体积中的电子数称为电子密度，用符号 n _e 表示，单位是cm ^-3 或m ^-3 。每克电子数用符号 N _e 表示。显然，两个参数可通过物理密度相互转换，即 n _e = ρN _e 。

所有元素（氢元素除外）的 近似为0.5，并且随原子序数的增加而略有减小，因此各种材料的每克电子数均非常接近（约3×10 ²³ /g），并且也随原子序数的增加而略有减小。

（2）化合物或混合物：

对于由已知元素的原子或离子构成的化合物或混合物，其每克电子数（ N _e ）和电子密度（ n _e ）的计算公式分别为：

公式中，下标1、2分别表示一种元素； ω ₁ 、 ω ₂ 分别表示构成元素的原子或离子的质量份额； N _{e 1} 、 N _{e 2} 分别表示构成元素的原子或离子的每克电子数。

（五）原子核结合能

1.结合能

原子核的质量并不等于所有中子质量与质子质量之和，总是小于组成它的核子的质量之和。如 ⁴ He核的质量比组成它的2个质子和中子质量之和要小。这是核力作用的结果。当若干自由质子和中子形成一个原子核时，由于核力的相互作用将释放一部分能量，这一能量称作结合能（binding energy）。一般以小写字母 m 表示原子核的质量，大写字母 M 表示原子质量， B 表示原子核的结合能。原子核质量与结合能之间的关系为：

考虑到原子的结合能远远小于原子核的结合能，可以忽略不计，原子质量表示为：

2.质量亏损

原子核的质量总是小于组成它的所有核子的质量之和。组成原子核X的Z个质子与N个中子的质量之和与该原子核质量之差称为该原子核的质量亏损（atomic defect）。

公式中， 为质量数为 A 、原子序数为 Z 的核的质量，也可记为 m （ Z ， A ）， X 代表元素的化学符号。通常以 M （ Z ， A ）或 表示核素 的原子质量。原子质量为：

公式中， B _e （ Z ）是 Z 号元素的电子结合能，与核的质量相比是一个小量。在计算质量亏损时，可用原子质量 代替核质量。部分核素的质量亏损和原子质量见表1-2-2。

⁴ He核（即α粒子）质量比组成它的2个中子和2个质子的质量总和要小28.30MeV，意味着2个质子和2个中子形成1个氦核时要释放出28.30MeV能量。反过来，若将 ⁴ He核拆成自由的核子，为了克服核子之间的相互作用就必须至少用28.30MeV的能量对体系做功。

原子核的结合能与质量亏损之间的关系为：

此即爱因斯坦质能关系。质能关系揭示质量与能量是统一的，能够相互转换。质能关系奠定了人类利用核能的科学基础，核武器、核电站，还有其他形式的核能利用由此应运而生。

3.比结合能曲线

原子核的平均结合能反映出原子核结合的紧密程度。比结合能定义为原子核每个核子的平均结合能，即：

比结合能（ ε ）的单位是MeV/Nu，Nu代表核子。比结合能也可以理解为原子核拆散成自由核子时外界需要对每个核子所做的最小的平均功。比结合能小，说明核子之间结合较疏松，原子核稳定性差；比结合能大则说明核子之间结合较紧密，原子核稳定性高。

从比结合能曲线（图1-2-3）发现，随着质量数变化，结合能曲线两头低中间高，中等质量核素的平均结合能比轻核与重核都大。比结合能曲线在开始时有起伏，在质量数30以后比结合能曲线光滑， A 在50~150范围的中等质量核的比结合能较大（约8MeV），原子核结合比较紧密。很轻的核与很重的核（ A >200）结合得比较疏松。

当结合能小的核通过核反应变成结合能大的核（即结合得比较疏松的核变成结合得紧密的核）时就会释放能量。所谓原子能主要是指原子核结合能发生变化时释放的能量。从比结合能曲线看出，有两种途径可以释放核能：一是重核裂变，即一个重核分裂成两个中等质量的核；另一个是轻核聚变（fusion）。人们已经依据重核裂变的原理制造出反应堆与原子弹，依据轻核聚变的原理制造了氢弹，现在正在探索可控聚变反应，以期解决未来面临的能源问题。

（六）与原子核概念关联的常用术语

1.核素（nuclide）

指任何特定中子数、质子数及特定能态（一般为基态）的原子核。能够自发地发射粒子（射线）或自发裂变的核素称为放射性核素（radionuclide），也称不稳定核素。

2.同位素（isotopes）

质子数（ Z ）相同，中子数（ N ）不同的核素互为同位素。如氧（O）的3种天然同位素 ¹⁶ O、 ¹⁷ O、 ¹⁸ O，其天然含量百分比即同位素的丰度（ ρ ）分别为99.756%、0.039%、0.205%。

3.元素（element）

指原子序数即质子数（ Z ）特定的一类核素，如Fe元素、Cu元素等，而O的同位素 ¹⁶ O、 ¹⁷ O、 ¹⁸ O都是O元素。

4.同质异能素（isomer）

指中子数与质子数都相同，但能态不同的核素，如 ⁹⁹ Tc与 ^99m Tc。所谓能态是指自旋与能级。原子核受激发可以处在基态之上的不同的激发态，而激发态则称为同质异能态，其寿命处在皮秒与年之间。长寿命的同质异能态习惯称为亚稳态（metastable states），并以m标记，如 ^99m Tc与 ^87m Sr。 ^87m Sr的半衰期为2.81h，它是 ⁸⁷ Sr的同质异能素。同质异能素广泛应用于医学影像诊断。

人类已经发现3 000多种核素，其中天然的有300多个，其余2 600多个核素都是人工合成的放射性核素。天然核素中，稳定核素有270多个，放射性核素有30多个。近10年，中国科学院近代物理研究所等研究机构共合成10余个新核素。新元素一定是新核素，新核素则不一定是新元素。一般说来，发现或合成新元素的难度与科学意义都远高于新核素。至2003年底，人类共发现天然的与人工合成的元素为118种，欧洲、美国、俄国等国家和地区的核物理研究机构一直不懈努力企图合成新的元素，国内尚未合成过新元素。

四、放射性

1896年，贝可勒尔（H.Becquerel）在研究铀矿的荧光现象时首次发现了天然放射性。1934年，居里夫妇（I.Curie和F.Joliot）利用钚源 α 射线轰击硼铝镁发现了人工放射性。到目前为止，人工已经合成2 700多种放射性核素。

原子核自发地发射各种粒子（射线）的行为称为原子核的放射性（radioactivity）。放射性与原子核衰变密切相关。原子核因自发地发射各种粒子而发生的转变称为原子核衰变（decay）。

（一）原子核的稳定性

经实验发现的核素约有3 000种，其中只有近300种是稳定的，不稳定核素都会自发地放出射线，最终变为稳定核素。影响核稳定性的因素如下：

1.中子数与质子数的比例关系

对于轻核，中子数和质子数相等的核素较稳定。对于重核，由于核内质子数增多，相互间的库仑斥力增大，要保证原子核稳定，就需要有更多的中子来增加相互间的核吸引力。但是中子数的增加并不是越多越好，而是需要与质子数保持合理的比例关系。如果在横轴为质子数、纵轴为中子数的坐标系中标出所有稳定核素的位置，就会发现它们分布在一条狭长的区域内（图1-2-4）。狭长区域的中心线可以用一个关于质子数（ Z ）和质量数（ A ）的经验公式表示：

2.核子数的奇偶性

如果将近300种稳定核素按质子数和中子数的奇偶性分类，就会发现大多数是偶偶核，奇偶核和偶奇核各占约20%，剩下的不到2%是奇奇核。这表明质子数和中子数各自成对时，原子核较稳定。

3.重核的不稳定性

原子序数小于82的元素至少存在一种稳定核素，而原子序数大于82的元素都不稳定，会自发地放射出α粒子或自发裂变而成为铅（ Z =82）的稳定同位素。

每个黑点表示一个稳定核素，平行的一组斜线表示同量异位线。

（二）衰变类型

放射性核素通过发射不同的粒子或射线最终转变成为稳定核素。放射性核素能自发地发射各种射线，如α粒子、正负β粒子或γ射线。有的放射性核素在发射α或β的同时还发射γ射线。此外，一些放射性核素发射质子、中子和其他粒子。发生衰变前的核称为母核，发生衰变后的核称为子核，衰变过程中释放的能量称为衰变能。根据能量守恒定律，衰变能等于衰变前后诸粒子静止质量之差所对应的能量，并以子核和发射粒子动能的形式释放。如果衰变后的子核处于激发态，则激发态与基态能量之差也是衰变能的一部分。子核的质量往往远大于发射粒子的质量，因此发射粒子的动能近似等于衰变能或衰变能与子核的激发能之差，而子核的动能一般可以忽略。一个衰变过程既可以用反应式表示，也可以用衰变纲图表示，衰变纲图比反应式更直观。

衰变方式大体上可分为6种，即γ衰变、α衰变、负β衰变（β ^- ）、正β衰变（β ⁺ ）、电子俘获（electron capture，EC）、自发裂变。放射性核素以其中一种方式或不同的组合方式发生衰变。原子核衰变的主要方式是α衰变、β衰变、γ跃迁。原子核衰变过程中质能守恒，电荷也守恒。

1.α衰变

原子核自发地放射出α粒子（也就是氦的原子核）而发生的转变称为α衰变。α放射性与α衰变相关。α衰变后的子核与衰变前的母核相比，电荷数减少2，质量数减少4。可以用下列式子表示α衰变：

公式中， X 表示母核， Y 表示子核， A 和 A -4表示衰变前后的质量数， Z 和 Z -2表示衰变前后的电荷数， Q 表示衰变能。衰变能等于母核的静止质量减去子核及α粒子静止质量之差所对应的能量，因此只有母子核静止质量之差大于α粒子静止质量时，才能保证衰变能大于零，衰变才可能发生。

α粒子能量为1~10Mev，半衰期范围很宽 T _{1 / 2} =10 ^-7 s~10 ¹⁵ a。α粒子在物质中的射程很短，在人体组织中约为0.03mm。普通纸张、数厘米的空气层及手套都能够阻止自然衰变产生的α粒子。

一般重核（ A >140）才发生α衰变，如铀、氡、钚等核。铍核（ ⁸ Be）是能够发生α衰变的最轻的核。重核发生α衰变后原子核的质子数和中子数都将减少2，因此它在图1-2-4中的位置表现为向左下移动靠拢稳定核素区。镭（ ）是典型的α衰变核素，它可能通过发射4.78MeV的α粒子直接衰变到氡的基态，也可能通过发射4.60MeV的α粒子先衰变到氡的激发态，后者再放射0.18MeV的γ射线而跃迁到基态。在两种衰变方式中，前一种方式的分支比（即发生的概率份额）是94.5%，后一种方式的分支比是5.5%（图1-2-5）。

α粒子能量是分立的，具体大小取决于母核与子核所处的能级状态，由α粒子能量测得的衰变能之差能够反映母核或子核能级间的能量之差（图1-2-6）。

N 为计数。

2.β衰变

原子核自发地放射出正负电子或俘获一个轨道电子而发生的转变，统称为β衰变。β衰变可进一步细分，放射电子与正电子的分别称为β ^- 衰变与β ⁺ 衰变，俘获轨道电子的称为电子俘获（EC）。β粒子实质上是电子和正电子，β放射性与β衰变相联系。在β衰变中，子核与母核的质量数相同，只是电荷数相差1。β ^- 衰变相当于原子核的一个中子变成质子，而β ⁺ 衰变和轨道电子俘获相当于原子核的一个质子变成中子。β衰变中母核和子核是相邻的同量异位素。

与α衰变明显不同之处在于，β衰变中电子或正电子的能量是连续的而非分立的，具有最大能量。β衰变在放出一个β粒子同时，还放出一个中微子。中微子能量是连续的，因此β粒子的能量是连续性的并且具有最大值。

（1）β ^- 衰变

例如， ，见图1-2-7。

N 为计数。

（2）β ⁺ 衰变

例如， ，见图1-2-8。

N 为计数。

（3）轨道电子俘获（EC）：

原子核俘获核外轨道上的一个电子，使核中的一个质子转变成一个中子，同时放出一个中微子的转变称为轨道电子俘获。电子俘获表示为：

例如， ¹¹¹ In+ e ^- → ¹¹¹ Cd+ v + Q ，见图1-2-9。

根据衰变能必须大于零的要求，可推导出发生β衰变必须满足的前提条件分别是：对于β ^- 衰变，母核的原子质量应大于子核的原子质量；对于β ⁺ 衰变，母子核原子质量之差应大于2个电子的静止质量；对于轨道电子俘获，母子核原子质量之差所对应的能量应大于轨道电子结合能。

N 为计数。

一次β ^- 衰变或β ⁺ 衰变会发射出2个粒子（β ^- 粒子与反中微子或β ⁺ 粒子与中微子），根据前面的叙述，子核的动能可以忽略，衰变能近似等于2个粒子的动能之和。但每个粒子分配到的能量可以是零与衰变能之间的任何值，其中取中间位置的概率要比两端的大，因而在许多次衰变中每一种粒子总体的动能分布将是一个类似图1-2-10的两端低、中间高的连续谱分布。

当一种核素位于图1-2-4中的稳定核素区的左上方时，因它的中子数比相应的稳定同位素的中子数多而被称为丰中子核素。这类核素易发生β ^- 衰变。经衰变后，一个中子变成一个质子，而质量数不变，因此它是沿同量异位线向右下靠拢稳定核素区。相反地，如果一种核素位于图1-2-4中的稳定核素区的右下方，则被称为缺中子核素。这类核素易发生β ⁺ 衰变和/或轨道电子俘获反应，沿同量异位线向左上靠拢稳定核素区。

3.γ衰变和内转换

原子核可以处在不同的激发态（exitation）：低能态可以激发到高能态，高能态通过释放γ射线又可以退激发到低能态（如基态）。原子核能级之间的跃迁称为γ跃迁，原子核从激发态到基态的跃迁称为γ衰变，其间伴随γ射线出射。γ放射性与γ衰变相联系，也常与α、β衰变有联系。α、β衰变的子核往往处于激发态，一般还要发生γ衰变。因此，γ射线的放射一般是伴随α或β衰变产生的。原子核能级的间隔一般在10 ^-3 MeV以上，故γ射线能量低限是10 ^-3 MeV，高端可达到MeV能量级。

例如，放射源 ⁶⁰ Co既具有β放射性，也具有γ放射性。放射性核素 ⁶⁰ Co首先经β衰变至 ⁶⁰ Ni的激发态，再经 ⁶⁰ Ni的激发态跃迁到基态并且同时放射出γ射线。γ衰变与α、β衰变不同，不会导致核素的变化，而只是改变原子核的内部状态。因此，γ跃迁的子核和母核，其电荷数和质量数均相同，只是内部状态不同而已。发生γ衰变的条件是原子核处于激发态。

γ跃迁的物理过程为核能级之间的跃迁，γ衰变能量表示为：

公式中 E _r 为核反冲能。γ射线又称γ光子，其静止质量为0，自旋 s =1，能量 E _γ = hv ，动量 。 ^99m Tc发生γ跃迁时，其γ射线能量为140keV（图1-2-11）。

处于激发态的原子核可以通过γ跃迁退激发，也可以通过发射内转换电子退激发。较高能态向较低能态跃迁时可以将激发能直接交给核外的电子，使其离开原子，这种现象称为内转换（internal conversion，IC），发射出的电子称为内转换电子（图1-2-12）。根据能量守恒定律，内转换电子的动能等于跃迁的能量减去轨道电子的结合能。K层电子最靠近原子核，因此只要能量足够，K层内转换的概率最大。应注意的是，不能将内转换过程理解为内光电效应，即不能认为是原子核先放出光子，然后光子再与核外的轨道电子发生光电效应，原因是发生内转换的概率要比发生内光电效应的概率大得多。无论是电子俘获过程还是内转换过程，由于原子的内壳层缺少了电子而出现空位，外层电子将会来填充这个空位，因此两个过程都会伴随着特征X射线和俄歇电子的发射。

N 为计数。

4.自发裂变

原子核裂变（fission）指重核分裂成为两个或者多个原子核的现象，可分为自发裂变与诱发裂变两种。自发裂变是指原子核在没有外来粒子轰击情况下自行发生的裂变，一般可表示为：

其中： A = A ₁ + A ₂ ， Z = Z ₁ + Z ₂ 。

重核的自发裂变概率很低，但会随着质量数增加而增加。 ²³⁵ U的半衰期为2×10 ¹⁷ a，而 ²⁵⁴ Cf的半衰期为55d。除了自发裂变衰变方式，重核还通过发射α粒子或γ射线衰变。在外来粒子的轰击下，原子核也可能发生裂变，这种裂变称为诱发裂变。入射粒子可以是带电粒子或中子。中子诱发裂变是链式核反应的主要过程。 ²³⁵ U中子诱发裂变是铀弹与核电站的主要链式反应，其反应为：

中子在慢化后又引起新的裂变反应。每次 ²³⁵ U诱发裂变的产物都不尽相同，平均每次发射2.47个中子，中子带走的能量平均为1.5MeV，一次裂变过程释放的能量约为200MeV，这些能量大部分将转化为热能。

（三）放射性衰变的基本规律

放射性核素通过α、β、γ、电子俘获及自发裂变等途径发生衰变，其放射性衰变是随机过程，遵从统计衰变规律。单位时间放射性核素发生衰变的数量（- dN/dt ）与当前放射性原子核的总数 N 成正比，即：

其中， λ 为放射性核素的衰变常数，表示单位时间内一个原子核发生衰变的概率，其量纲为 t ^-1 。随着时间变化，放射源（或放射性样品）中放射性核素的原子核数量呈指数下降，即：

N ₀ 为初始时刻放射性核素的原子核数量。任何放射性物质，其原有的放射性原子核的数量将随时间的推移变得越来越少。单位时间放射性核素发生衰变的数量（- dN/dt ）叫放射性活度（activity，A），简称活度。放射源的强弱可用放射性活度来度量。

根据 A 的定义，很容易得到活度随时间的衰减规律。

A ₀ = λN ₀ 是初始时刻的放射性活度。放射性活度也随时间指数下降。

活度的国际单位制单位是贝可勒尔（简称贝可，Bq），衍生单位有MBq、GBq和TBq。在使用Bq单位之前，放射性活度单位是居里（Ci）。这些单位之间的关系可表示为：

1Ci=3.7×10 ¹⁰ Bq=3.7×10 ⁴ MBq=3.7×10GBq=3.7×10 ^-2 TBq

除了“居里”以外，历史上还曾用克镭当量作为活度的单位。如果一个γ放射源的γ辐射对空气的电离作用和1g镭的γ辐射对空气的电离作用相同，那么这个源的活度可用1g镭当量表示。放射性活度比较低的放射源曾用毫居里、微居里、毫克镭当量作为活度的单位。

除了用衰变常数（ λ ）以外，通常还用半衰期（ T _1/2 ）和平均寿命（ τ ）描述衰变的快慢。半衰期（half life）定义为放射性核数量或放射性活度衰减至原来的1/2所需的时间，它与衰变常数之间的关系为：

每一种放射性核素的半衰期（ T _1/2 ）都是唯一的，因此可以作为放射性核素的表征（图1-2-13）。此外，还可用平均寿命（ τ ）来表示衰变的快慢，它与衰变常数及半衰期之间的关系则为：

A.普通坐标；B.半对数坐标。 N 为每分钟衰变的原子核数。

若一种核素存在几种衰变方式，核素的衰变常数则为各个分支衰变常数（ λ _i ）之和：

各衰变方式的分支比为：

对应于第i支衰变，其分支放射性活度为：

分支放射性活度与总放射性活度成正比。需要注意，分支放射性活度随时间是按 e ^{- λ t} 指数衰减而不是 指数衰减，这是因为任何放射性活度随时间的衰减都是由于放射性原子核数量（ N ）的减少，而 N 的减少是所有分支衰变的总体结果。

原子核的衰变往往是多代的，母核衰变为子核，子核继续衰变，这样一代又一代地连续进行，直至最后衰变为稳定核，这种衰变叫作多代衰变或连续衰变（successive decay）。例如， ²³² Th经过α衰变至 ²²⁸ Ra，然后接连两次β ^- 衰变至 ²²⁸ Th，再经过若干次α与β ^- 衰变，最后到稳定核 ²⁰⁸ Pb为止。

连续多代放射性衰变系列通称放射系。地壳中存在的一些重的放射性核素形成了3个天然放射系。它们的母体半衰期都很长，和地球年龄10 ⁹ a相近，甚至更长，只有半衰期在这个量级的放射性核素才能保存下来，且处于长期平衡的状态。3个天然放射性系的成员大多具有α放射性，少数具有β放射性，一般都伴随有γ辐射，但没有一个具有β ⁺ 衰变或轨道电子俘获。每个放射系从母核开始，均经过至少10次连续衰变。

第二节　射线与物质的相互作用

原子的核外电子因与外界相互作用获得足够的能量，挣脱原子核对它的束缚，造成原子的电离。电离是由具有足够动能的带电粒子（如电子、质子、α粒子等）与原子中电子碰撞引起的。原子核外壳层电子受原子核束缚的程度不同，带电粒子必须具有不小于原子核外壳层电子束缚的能量，才能使物质的原子电离。不带电粒子（如光子、中子等）本身不能使物质电离，但能借助它们与原子的壳层电子或原子核作用产生的次级粒子（如电子、反冲核等），随后再与物质中原子作用，引起原子的电离。由带电粒子通过碰撞直接引起的物质原子或分子的电离称为直接电离，这些带电粒子称为直接电离粒子。不带电粒子通过它们与物质相互作用产生带电粒子引起的原子电离，称为间接电离，这些不带电粒子称为间接电离粒子。由直接电离粒子或间接电离粒子，或者两者混合组成的辐射称为电离辐射。电离辐射与物质的相互作用是电离辐射剂量学的基础。本节将讨论带电粒子、X（γ）射线与物质的相互作用过程，定量分析能量在物质中的转移、吸收规律。

一、带电粒子与物质的相互作用

（一）带电粒子与物质相互作用的主要方式

具有一定能量的带电粒子入射到靶物质中，与物质原子发生作用，作用的主要方式有：①与核外电子发生非弹性碰撞；②与原子核发生非弹性碰撞；③与原子核发生弹性碰撞；④与原子核发生核反应。

1.带电粒子与核外电子的非弹性碰撞

当带电粒子从靶物质原子近旁经过时，入射粒子和轨道电子之间的库仑力使电子受到吸引或排斥，从而获得一部分能量。如果轨道电子获得足够的能量，就会引起原子电离，则原子成为正离子，轨道电子成为自由电子。如果轨道电子获得的能量不足以电离，则可以引起原子激发，使电子从低能级跃迁到高能级。处于激发态的原子很不稳定，跃迁到高能级的电子会自发跃迁到低能级而使原子回到基态，同时释放出特征X射线或俄歇电子，X射线能量或俄歇电子动能等于高低能级能量的差值。如果电离出来的电子具有足够的动能，能进一步引起物质电离，则称为次级电子或δ电子。由次级电子引起的电离称为次级电离。

带电粒子与核外电子的非弹性碰撞导致物质原子电离和激发而损失的能量称为碰撞损失或电离损失。线性碰撞阻止本领（linear collision stopping power）[用符号S _col 或 表示]和质量碰撞阻止本领（mass collision stopping power）[用符号 或 表示]是描述电离（碰撞）损失的两个物理量。线性碰撞阻止本领是指入射带电粒子在靶物质中穿行单位长度路程时电离损失的平均能量，其国际单位制（international system of units，SI）单位是J/m，还常用到MeV/cm这一单位。质量碰撞阻止本领等于线性碰撞阻止本领除以靶物质的密度，其SI单位是J·m ² /kg，此外MeV·cm ² /g也常用到。

2.带电粒子与原子核的非弹性碰撞

当带电粒子从原子核附近掠过时，在原子核库仑场的作用下，运动方向和速度发生变化，此时带电粒子的一部分动能就变成具有连续能谱的X射线辐射出来，这种辐射称为轫致辐射。与线性碰撞阻止本领、质量碰撞阻止本领类似，线性辐射阻止本领（linear radiative stopping power）[用符号 S _rad 或 表示]和质量辐射阻止本领（mass radiative stopping power）[用符号 或 表示]被用来描述单位路程长度和单位质量厚度的辐射能量损失。根据量子电动力学理论，可推得下面的关系式：

公式中， z 为带电粒子的电荷数， Z 为靶原子的原子序数， N 为单位质量靶物质中的原子数， m 为带电粒子的静止质量， E 为带电粒子的能量。

由公式（1-2-38）可以得出如下结论：①辐射损失与入射带电粒子静止质量的平方（ m ² ）成反比，轻带电粒子的辐射损失比重带电粒子的辐射损失大得多（如相同能量的电子的辐射损失要比质子大100万倍），重带电粒子的轫致辐射引起的能量损失可以忽略；②辐射损失与单位质量靶物质原子数的平方（ Z ² ）成正比，说明重元素物质中的轫致辐射损失比轻元素物质大；③辐射损失与粒子能量（ E ）成正比，这与电离损失的情况不同。

3.带电粒子与原子核的弹性碰撞

当带电粒子与靶物质原子核库仑场发生相互作用时，尽管带电粒子的运动方向和速度发生了变化，但不辐射光子，也不激发原子核，此种相互作用满足动能和动量守恒定律，属弹性碰撞，也称弹性散射。碰撞发生后，绝大部分能量由散射粒子带走。重带电粒子由于质量大，与原子核发生弹性碰撞时运动方向改变小，散射现象不明显，因此它在物质中的径迹比较直。相反，电子质量很小，与原子核发生弹性碰撞时运动方向改变可以很大，而且会与轨道电子发生弹性碰撞。经多次散射后，电子的运动方向偏离原来的方向，最后的散射角可以大于90°，甚至可能是180°，因此它在物质中的径迹很曲折。散射角小于90°、接近90°、大于90°时的多次散射分别称为前向散射、侧向散射和反向散射。

弹性碰撞发生的概率与带电粒子的种类和能量有关。只有当带电粒子的能量很低，其速度比玻尔轨道的电子速度（v ₀ =2.183×10 ⁸ cm/s）小很多时，才会有明显的弹性碰撞过程。与v ₀ 对应的α粒子、质子和电子的能量分别是0.1MeV，0.025MeV和0.013 5keV。通常情况下，α粒子和质子的能量比上述能量高得多，因此对重带电粒子发生弹性碰撞的概率很小。对于能量在10 ⁴ ~10 ⁶ eV范围的电子，发生弹性碰撞的概率也仅占5%。当电子能量高出这个范围时，弹性碰撞发生的概率进一步减小。

4.带电粒子与原子核发生核反应

当一个重带电粒子具有足够高的能量（约100MeV），并且与原子核的碰撞距离小于原子核的半径时，如果有一个或数个核子被入射粒子击中，它们将会在一个内部级联过程中离开原子核，其飞行方向主要倾向于粒子入射方向。失去核子的原子核处于高能量的激发态，将通过发射所谓的“蒸发粒子”（主要是一些较低能量的核子）和γ射线而退激。当核反应发生时，入射粒子的一部分动能被中子和γ射线带走，而不是以原子激发和电离的形式被局部吸收，因此这将影响吸收剂量的空间分布。

除上面介绍的作用方式以外，当一个粒子与其反粒子发生碰撞时，它们的质量可能转化为辐射的能量，这种辐射称为湮没辐射。例如，当一个正电子与一个负电子碰撞时，产生两个能量为0.511MeV的γ光子。当高速带电粒子在透明介质中以高于光在该介质的传播速度运动时，还能产生契伦科夫辐射，即带电粒子的部分能量以蓝色光的形式辐射出来。

（二）带电粒子与物质相互作用系数

1.总质量阻止本领（total mass stopping power）

定义为带电粒子在密度为 ρ 的介质中穿过路程（d l ）时，一切形式的能量损失（d E ）除以 ρ d l 而得的商，用符号 或 表示。对于电子，在常规的能量范围内，总的能量损失可认为就是电离损失和辐射损失之和，其他作用过程的能量损失可以忽略不计，因此：

对于重带电粒子，辐射损失可以忽略，公式（1-2-39）可改写为：

2.射程

带电粒子在与物质的相互作用过程中，不断地损失其动能，最终将损失所有的动能而停止运动（不包括热运动）。粒子从入射位置至完全停止位置沿运动轨迹所经过的距离称为路径长度；沿入射方向从入射位置至完全停止位置所经过的距离称为射程。粒子的运动轨迹是曲折的，因此射程总是小于路径长度。粒子与物质的相互作用是一个随机过程，每个相同能量入射粒子的路径长度和射程均可能不一样，整个粒子束的路径长度和射程将构成统计分布。平均路径长度用来描述路径长度的分布特点，而平均射程和外推射程等概念用来描述射程分布特点。

重带电粒子因其质量大，与核外电子的一次碰撞只损失很小一部分能量，运动方向也改变很小，并且与原子核发生弹性散射的概率小，其运动路径比较直，因此粒子数随吸收块厚度变化曲线表现为开始时部分平坦和尾部快速下降。电子因质量小，每次碰撞的电离损失和辐射损失比重带电粒子大得多，同时运动方向改变大，并且与原子核发生弹性碰撞概率大，其运动路径曲折，粒子的射程分布在一个很宽范围，也就是说电子的射程发生了较严重的歧离，因此粒子数随厚度变化曲线呈逐渐下降趋势（图1-2-14）。

外推射程（ R _e ）定义为粒子数随吸收块厚度（ R _g ）变化曲线最陡部分做切线外推与横坐标相交，相交位置对应的吸收块厚度。

3.比电离

带电粒子穿过靶物质时使物质原子电离产生电子-离子对，单位路程上产生的电子-离子对数量称为比电离，它与带电粒子在靶物质中的碰撞阻止本领成正比。从理论上分析，由于碰撞阻止本领近似与带电粒子速度平方成反比，因此当粒子接近其路程的末端时，碰撞阻止本领和比电离达到最大值，越过峰值以后，由于粒子能量几乎耗尽，碰撞阻止本领和比电离很快下降到零。从实验测量结果看，重带电粒子束的比电离曲线和百分深度剂量曲线尾部均可以观察到明显的峰值（称为布拉格峰），而在电子束的比电离曲线和百分深度剂量曲线尾部均观察不到峰值，这是由于电子束的能量歧离和射程岐离现象严重。所谓能量歧离和射程岐离是指一束相同能量的入射粒子穿过相同厚度的靶物质，其能量和射程并不完全相同的现象。利用重带电粒子束（主要是质子和负 π 介子）实施放疗，可以通过调整布拉格峰的位置和宽度使其正好包括靶区，从而达到提高靶区剂量和减少正常组织受照剂量的目的，这正是重带电粒子束相对光子、电子和中子束等所具有的剂量学优点。

4.传能线密度（linear energy transfer，LET）

是描述辐射品质的物理量，定义为d E 除以d l 而得的商，即：

公式中， L _△ 是传能线密度，d E 是特定能量带电粒子在物质中穿行d l 距离时，由能量转移小于某一特定值（△）的历次碰撞所造成的能量损失。上述定义中的△是能量截止值，即凡小于△值的能量转移值碰撞所造成的能量传递均认为是在局部授予物质的。△值常以“电子伏特”为单位。至于△值的大小，很大程度上取决于有关授予能量微观分布的那个质量元的大小。通常传递给次级电子的能量超过100eV时就认为构成一条独立的δ径迹。

由定义可知，当△值很小时， L _△ 会明显小于 ，随△值增大， L _△ 与 差别逐渐减小；当△→∞时， 。

重带电粒子的能量损失沿其径迹的分布要比电子的密集得多，因而它们具有较高的 L _△ 值和 值。

生物效应依赖于电离辐射微观体积内局部授予的能量。就一级近似而言， L _∞ 相等的辐射预期能产生相同的生物效应， L _∞ 高的辐射比 L _∞ 低的辐射有更高的生物学效能。

二、X（γ）射线与物质的相互作用

X（γ）射线与无线电波、红外线、可见光、紫外线一样，都是电磁辐射，但波长比紫外线更短，在干涉、衍射、偏振这些现象上表现出波动性；同时，X（γ）射线也是一种粒子，即X（γ）光子，在与物质相互作用过程中的大多数情况又表现出其粒子性。如果电磁波的频率为 v ，波长为 λ ，则一个光子的能量 E = hv = hc/λ ，其中 h 是普朗克常数， c 是光在真空中的速度。与带电粒子相比，X（γ）射线与物质的相互作用表现出不同的特点：①X（γ）光子不能直接引起物质原子电离或激发，而是首先把能量传递给带电粒子；②X（γ）光子与物质的一次相互作用可以损失其能量的全部或很大一部分，而带电粒子则通过许多次相互作用逐渐损失能量；③X（γ）光子束入射到物体时，其强度随穿透物质厚度近似呈指数衰减，而带电粒子有确定的射程，在射程之外观察不到带电粒子。X（γ）射线与物质相互作用的主要过程有光电效应、康普顿效应和电子对效应；其他次要的作用过程有相干散射、光致核反应等。本章将重点讨论3个主要作用以及它们对X（γ）射线能量在介质中的转移和吸收的相对重要性，并扼要介绍其他次要过程。

（一）光子与物质相互作用系数

1.截面和微分截面

截面（cross section）是描述粒子与物质相互作用概率的物理量，定义为一个入射粒子与单位面积上一个靶粒子发生相互作用的概率，用符号 σ 表示。靶粒子可以是原子、原子核或核外电子，相应的截面称原子截面、原子核截面或电子截面。 σ 的SI单位是m ² ，专用单位是靶恩（barn，b），1b=10 ^-24 cm ² =10 ^-28 m ² 。

如果一个入射粒子与物质有多种独立的相互作用方式，则相互作用总截面等于各种作用截面之和：

如果以粒子的入射方向为 z 轴建立图1-2-15所示的球坐标系，则当作用发生后，入射粒子、靶粒子或作用过程中产生的新粒子将沿以（ θ ， φ ）表示的某方向飞行，并且同一种粒子沿不同方向飞行的概率可能不相同，因此需要有一个物理量——微分截面（differential cross section）来描述相互作用后某种粒子的角分布特征。微分截面的物理含义是一个入射粒子与单位面积上一个靶粒子发生相互作用，并且作用后粒子飞行在某方向单位立体角内的概率，用 表示，在球坐标系中dΩ=sin θ d θ d φ 。以康普顿效应为例，当入射光子与原子核外层电子发生相互碰撞后，入射光子改变运动方向，被称为散射光子，电子离开原来的位置，被称为反冲电子，因此散射光子和反冲电子都有各自的微分截面。

2.线性衰减系数与截面的关系

考虑一单能平行X（γ）光子束水平入射到物质中，其穿射情况见图1-2-16。设靶物质单位体积的靶粒子数为 n ，密度为 ρ ；在厚度 t =0处，与X（γ）光子束入射方向垂直的单位面积上的光子数为 I ₀ ；在厚度 t 处，单位面积上的光子数为 I ；穿过d t 薄层时，有d I 个光子与物质发生了相互作用。从前面的介绍可知，X（γ）光子与靶物质可能发生光电效应、康普顿散射、电子对效应等形式的相互作用。一旦发生这些相互作用，X（γ）光子或者损失其全部能量而消失，或者损失部分能量并偏离入射方向，或者不损失能量仅偏离方向。如果散射光子不会照射到探测器，则探测器测量到的就是未与物质发生相互作用的光子，因而测量到的光子数量变化就是（-d I ）。根据截面定义可得到如下的微分方程：

根据初始条件 t =0时， I = I ₀ ，解微分方程得：

公式（1-2-45）中， μ 表示X（γ）光子与每单位厚度物质发生相互作用的概率，称为线性衰减系数（linear attenuation coefficient），单位是m ^-1 或cm ^-1 。由公式（1-2-43）和公式（1-2-45）可得 ，因此线性衰减系数也表示X（γ）光子束穿过靶物质时在单位厚度上入射X（γ）光子数减少的百分数。

对于每一种相互作用形式，可以定义相应的线性衰减系数，总线性衰减系数等于各种相互作用的线性衰减系数之和：

质量衰减系数（mass attenuation coefficient） 表示X（γ）光子与每单位质量厚度物质发生相互作用的概率，等于线性衰减系数除以物质密度之商，单位是m ² /kg或cm ² /g。

任何物质都会热胀冷缩，并且有气、液和固的三相变化，也就是说物质密度会随温度和/或气压的变化而变化，因此线性衰减系数也将随温度和/或气压的变化而变化。由定义知，质量衰减系数与物质密度无关，不管物质的热力学状态如何，它的质量衰减系数都是相同的，因此在许多情况，使用质量衰减系数比线性衰减系数方便。

3.线性能量转移系数和质能转移系数

线性能量转移系数（linear energy transfer coefficient）定义为X（γ）光子在物质中穿行单位距离时，其总能量由于各种相互作用而转移为带电粒子动能的份额，用符号 μ _tr 表示，单位为m ^-1 或cm ^-1 。设光子能量为 hv ，其中转移为带电粒子动能的部分为 E _tr ，则 μ _tr 和 μ 的关系可表示为：

对于X（γ）光子与物质相互作用的每一种形式，如果相互作用时有能量转移，就可以定义相应的线性能量转移系数，总转移系数等于各转移系数之和：

质能转移系数（mass energy transfer coefficient） 定义为d E _tr /EN除以 ρ d l 而得的商，即：

公式中， ρ 为物质密度，d E _tr /EN是该能量的入射X（γ）光子穿过质量厚度为 ρ d l 的物质层时，其总能量中，因相互作用而转移为带电粒子动能的份额， E 是入射X（γ）光子的能量， N 是入射X（γ）光子数。

质能吸收系数定义为X（γ）光子在物质中穿过单位质量厚度时，其能量真正被受照物质吸收的那部分所占的份额。X（γ）光子转移给次级电子的动能，有一部分通过轫致辐射和湮没辐射而损失掉，真正被物质所吸收的能量应等于X（γ）光子转移给次级电子的动能减去因辐射而损失的能量，因此质能吸收系数（mass energy absorption co efficient） 和质能转移系数之间的关系可表示为：

公式中， g 为次级电子的动能因辐射而损失的份额。

质能转移系数和质能吸收系数均与质量衰减系数具有相同的量纲，它们的单位也是m ² /kg或cm ² /g。

4.半价层（half-value layer，HVL）

定义为X（γ）射线束流强衰减到其初始值1/2时所需的某种物质的衰减块厚度，它与线性衰减系数 μ 的关系可表示为：

与 μ 的意义一样，HVL亦是X（γ）光子能量和衰减物质材料的函数，当指明衰减材料后，HVL表示该种物质对X（γ）光子的衰减能力。

5.平均自由程（ l ）

定义为X（γ）光子与物质发生相互作用前平均的自由运动距离。 l 与 μ 的关系类似 τ 与 λ 的关系： l =1 /μ 。

（二）光电效应

1.作用过程

能量为 hv 的X（γ）光子与物质原子的轨道电子发生相互作用，把全部能量传递给对方，X（γ）光子消失，获得能量的电子挣脱原子束缚成为自由电子（称为光电子）；原子的电子轨道出现一个空位而处于激发态，它将通过发射特征X射线或俄歇电子的形式很快回到基态，这个过程称为光电效应（图1-2-17）。

由能量守恒定律知，发生光电效应时，入射X（γ）光子能量（ hv ）和光电子的动能（ E ）满足关系：

公式中， B _i 为原子第i层电子的结合能，与原子序数和壳层数有关。

2.作用系数

K层和L层电子发生光电效应的概率最大，如果入射X（γ）光子的能量大于K层电子结合能，则K层电子光电效应截面占原子总截面的80%以上。当入射X（γ）光子能量大于K层电子结合能时，每个原子的光电效应总截面（ σ _τ ）与原子序数、X（γ）光子能量之间的关系可表示为：

公式中， n 是原子序数的函数，低原子序数材料的 n 近似取4，高原子序数材料的 n 近似取4.8。

原子的光电效应总截面和光电线性衰减系数与 Z 的4~4.8次方成正比，光电质量衰减系数与 Z 的3~3.8次方成正比；随原子序数的增大，光电效应发生的概率迅速增加，也就是说，电子在原子中束缚得越紧，其参与光电效应的概率越大。随能量增大，光电效应发生的概率迅速减小。于是，入射X（γ）光子的能量最终转化为两部分，一部分为次级电子（光电子和俄歇电子）的动能，另一部分为特征X射线能量。

3.光电子的角分布

相对于X（γ）光子的入射方向，光电子沿不同角度方向运动概率不同，形成所谓的角分布。在90°和180°方向没有光电子，而在某一角度光电子出现概率最大；当入射X（γ）光子能量很低时，垂直入射方向出现概率最大；随入射X（γ）光子能量增加，角分布逐渐倾向沿光子入射方向。

（三）康普顿效应

当入射X（γ）光子和原子内一个轨道电子发生相互作用时，光子损失一部分能量，并改变运动方向，电子获得能量而脱离原子，此种作用过程称为康普顿效应。损失能量后的X（γ）光子称散射光子，获得能量的电子称反冲电子。考虑到相对康普顿效应占优势的光子能量范围，轨道电子的结合能很小，因此在推导有关的计算公式时，往往忽略结合能的作用，把康普顿效应看作光子和处于静止的自由电子之间的弹性碰撞（图1-2-18）。

设散射光子与入射方向成 θ 角，反冲电子与入射方向成 φ 角，则可以由相对论的能量和动量守恒定律，推导出散射光子能量（ hv '）和反冲电子动能（ E ）的计算公式为：

公式中， α 为入射X（γ）光子能量（ hv ）和电子静止能量（ m _e c ² ）的比值， m _e c ² =0.511MeV。

反冲角 φ 和散射角 θ 之间的关系为：

公式（1-2-55）说明，在入射X（γ）光子能量一定的情况，散射光子能量随散射角增大而减小，相应地反冲电子动能将增大。在散射角一定的情况下，散射光子能量随入射X（γ）光子能量增大而增大，但增大的速度逐渐减慢；反冲电子动能随入射X（γ）光子能量增大而同速增大。

每个原子的康普顿效应总截面、转移截面和散射截面均与原子序数成正比。普顿效应线性衰减系数 μ _c ，线性能量转移系数 μ _c，tr 分别近似等于电子截面 _e σ ， _e σ _tr 与物质电子密度 n _e 的乘积。由于所有物质的每克电子数均十分接近（氢除外），故康普顿效应的质量衰减系数和质能转移系数与原子序数近似无关。也就是说，所有物质的这些系数值都基本相等。

（四）电子对效应

当X（γ）光子从原子核旁经过时，在原子核库仑场的作用下形成一对正负电子，此过程称电子对效应（图1-2-19）。与光电效应类似，电子对效应除涉及入射X（γ）光子和轨道电子以外，还需要有原子核参加，才能满足动量守恒定律。原子核质量大，它获得的能量可忽略，因此可认为X（γ）光子能量的一部分转变为正负电子的静止能量2 m _e c ² ，另一部分作为正负电子的动能 E ₊ 和 E _- 。

由公式（1-2-57）知，只有当入射X（γ）光子能量大于2 m _e c ² =1.02MeV时，才能发生电子对效应。对一定能量的入射X（γ）光子，电子对的动能之和为常数，但单个电子的动能可以取0到（ hv -2 m _e c ² ）之间的任意值，如对于20MeV的X（γ）光子，正或负电子的动能分布在0~18.98MeV范围，但出现在整个范围中间部分的电子数量比两端多。正负电子的角分布与X（γ）光子能量的关系和光电子与能量的关系相似，即随入射X（γ）光子能量的增加正负电子的角分布趋向于光子的入射方向。

获得动能的正负电子在物质中通过电离或辐射的方式损失能量。当正电子停止下来时，它和一个自由电子结合而转变为两个光子，此过程称电子对湮没，湮没时放出的光子属湮没辐射。根据能量和动量守恒定律，两个光子的能量均为0.511MeV，飞行方向正好相反。由上可知，经电子对湮没后，入射X（γ）光子的能量最终将转化为两部分，一部分是正负电子的动能，其份额是（1-2 m _e c ² / hv ），另一部分是次级光子的能量，其份额是2 m _e c ² / hv 。

电子对效应的质量衰减系数与原子序数成正比；当能量较低时，随X（γ）光子能量线性增加；当能量较高时，随X（γ）光子能量的变化逐渐变慢。质能转移系数随原子序数和光子能量的变化情况也是如此。

（五）光子与物质的其他相互作用过程

1.相干散射

X（γ）光子具有波粒二象性，既是粒子也是电磁波。当入射电磁波从原子附近经过时，引起轨道电子共振，振荡电子将发射波长相同但方向不同的电磁波，不同轨道电子发射的电磁波具有相干性，故称此过程为相干散射，又称瑞利散射。在相干散射过程中，X（γ）光子仅改变运动方向而没有能量转移。

2.光核反应

X（γ）光子与原子核作用引起的核反应称光核反应。常见的反应类型有（γ，p）（γ，n）。光核反应是有阈能的反应。当X（γ）光子能量大于阈能时，反应截面随X（γ）光子能量增加而增大，当X（γ）光子能量大于阈能数个MeV时反应截面达到最大，此后随X（γ）光子能量增加而减小。

由于光核反应截面很小，在剂量学考虑中往往忽略光核反应的贡献。但在机房防护设计时，如果加速器X射线能量大于10MeV，则需要考虑（γ，n）反应。这是因为，一方面中子比光子更容易从迷道中逸出，另一方面反应后的核素具有短寿命的β ⁺ 衰变（半衰期约为10min）。

（六）各种相互作用的总系数和相对重要性

1.单质的作用系数

在上述5种作用形式中，光电效应、康普顿效应和电子对效应是主要作用形式，相干散射对总截面的贡献很小但不可忽略，光核反应的贡献可以忽略。故光子与物质相互作用的原子总截面：

得总线性衰减系数：

相应地，总质量衰减系数：

相干散射过程中没有能量转移，故总线性能量转移系数：

相应地，总质能转移系数：

由公式（1-2-60）和（1-2-61）知，总质能吸收系数：

2.化合物或混合物的作用系数

对于已知元素的原子构成的化合物或其混合物，其质量衰减系数和质能转移系数分别为：

公式中，下标1、2……分别表示一种构成元素； w ₁ 、 w ₂ ……分别表示构成元素原子的质量份额。

质能吸收系数：

公式中， g 表示化合物或混合物原子中次级带电粒子动能因辐射而损失的份额：

3.化合物或混合物的有效原子序数

X（γ）光子与化合物或混合物的相互作用可以等效为X（γ）光子与某种单质的相互作用，这种单质的原子序数称为化合物或混合物的有效原子序数（effective atomic number），可用符号 Z 表示。在X（γ）光子与物质相互作用的3种主要形式中，原子序数对光电效应影响最大，因此有效原子序数一般针对光电效应计算：

公式中， α ₁ 、 α ₂ …… α _n 是构成元素原子的电子数份额； m 可以在3~3.8的范围取值，在这个范围内取不同的值对结果的影响很小。

对于化合物，电子数份额可直接由分子结构式确定。对于混合物，电子数份额可根据下面的公式由质量份额计算得到：

公式中， j 表示某一种构成元素， α _j 和 w _j ，表示某种构成元素原子在混合物中所占电子数份额和质量份额， Z _j 和M _j 表示某种构成元素的原子序数和原子量；n是构成元素的种类数；i是构成元素编号，取值可以从1到n。

4.各种相互作用的相对重要性

X（γ）光子与物质相互作用的3种主要形式与X（γ）光子能量、吸收物质原子序数的关系各不相同，表现为对不同原子序数在不同能量范围，它们的作用截面占总截面的份额有变化。如图1-2-20，左侧曲线表示光电效应和康普顿效应截面相等，右侧曲线表示康普顿效应-和电子对效应截面相等。在10keV~100MeV能量范围的低端部分光电效应占优势，中间部分康普顿效应占优势，高端部分电子对效应占优势；例如对于水，3种效应占优势的能量范围依次是10~30keV、30keV~25MeV、25~100MeV。

第三节　核辐射卫生防护基本知识

一、基本剂量学量

电离辐射剂量学中的量是为了对辐射与物质相互作用产生的真实效应和潜在影响提供一种物理学上的量度。这些量的数值既依赖于辐射场的性质，又依赖于辐射与物质相互作用的程度。所以，剂量学中的量，一般可以通过辐射场的量与相互作用有关的系数的乘积来计算。鉴于剂量学的量一般可以直接测量，通常不采用乘积的形式来定义这些量。

（一）吸收剂量

1.授予能（ ε ）

是电离辐射以电离、激发的方式授予某一体积中物质的能量。其定义为：

公式中， R _in 是进入该体积的辐射能，即进入该体积的所有带点和不带电粒子的能量（不包括静止质量能）的总和； R _out 是从该体积逸出的辐射能，即离开该体积的所有带点和不带电粒子的能量（不包括静止质量能）的总和；∑ Q 是在该体积中发生的任何核变化时，所有原子核和基本粒子静止质量能变化的总和（“+”表示减少，“-”表示增加）。

授予能的单位是J。

由于辐射源发射的电离粒子以及它们与物质的相互作用都是随机的，在某一体积内发生的每一个过程，无论其发生的时间、位置，还是能量传递的多少，都具有统计涨落的性质。因此，授予能（ ε ）是一个随机量。但是，它的数学期望值，即平均授予能 是非随机量。

2.吸收剂量（ D ）

是单位质量受照物质中所吸收的平均辐射能量。其定义为 除以 dm 所得的商，即：

公式中， 是电离辐射授予质量为 dm 的物质的平均能量。

吸收剂量的单位是J/m，专门名称是戈瑞（Gray），符号Gy。1Gy=1J/kg。

吸收剂量适用于任何类型的辐射和受照物质，并且是个与无限小体积相联系的辐射量，即受照物质中每一点都有特定的吸收剂量数值。因此，在给出吸收剂量数值时，必须指明辐射类型、介质种类和所在位置。

3.吸收剂量率（ ）

是单位时间内的吸收剂量，定义为 dD 除以 dt 所得的商，即：

公式中， dD 是时间间隔 dt 内吸收剂量的增量（Gy/s）。

吸收剂量率的单位是J/（kg·s）或Gy/s。

（二）比释动能

1.转移能（ ε _tr ）

是不带电粒子在某一体积元内转移给次级带电粒子的初始动能的总和，其中包括在该体积内发生的次级过程所产生的任何带电粒子的能量。

转移能 ε _tr 同授予能 ε 一样也是随机量。其数学期望值，即平均转移能 是非随机量。

2.比释动能（ K ）

不带电粒子授予物质的能量的过程可以分成两个阶段。第一，不带电粒子与物质相互作用释出次级带电粒子，不带电粒子的能量转移给次级的带电粒子；第二，带电粒子将通过电离、激发，把从不带电粒子那里得来的能量授予物质。吸收剂量是表示第二过程的结果。为了表示第一过程的结果，引进了另一个新辐射量，即比释动能（kinetic energy released in material，kerma）。

比释动能定义为 除以 dm 所得的商，即：

公式中， 是不带电粒子在质量 dm 的物质中释出的全部带电粒子的初始动能总和的平均值。它既包括这些带电粒子在韧致辐射过程中辐射出来的能量，也包括在该体积元内发生的次级过程所产生的任何带电粒子的能量。

比释动能 K 的单位与吸收剂量的单位相同，即J/kg或Gy。

比释动能只适用于不带电粒子，但适用于任何物质。它也是一个与无限小体积相联系的辐射量。在受照物质中，每一点上都有其特定的比释动能数值。所以在给出比释动能数值时，也必须同时指出与该比释动能相联系的物质和该物质的部位。

3.比释动能率（ ）

是 dK 除以 dt 所得的商，即：

公式中， dK 是在时间间隔 dt 内比释动能的增量。

比释动能率的单位与吸收计量率相同，即J/（kg·s）或Gy/s。

（三）照射量

1.照射量（exposure）

是一个用来表示X或γ射线在空气中产生电离能力大小的辐射量。

照射量（ X ）定义为 dQ 除以 dm 所得的商，即：

公式中， dQ 的值是X或γ射线在质量为 dm 的空气中，释放出来的全部电子（正、负电子）完全被空气阻止时，在空气中产生一种符号的离子的总电荷的绝对值。

定义中的 dQ 不包括光子在空气中释放出来的次级电子产生的轫致辐射被吸收后产生的电离。不过，这仅在光子能量很高时才有意义。

照射量的单位是C/kg。

照射量只用于量度X或γ射线在空气介质中产生的照射效能。但是，实际工作中，常说到除空气之外的其他介质中某点处的照射量为多少，这时的照射量数值应理解为所考察的那点处放置少量空气后测得的照射量值。

只有在满足电子平衡的条件下，才能严格按照定义精确测量照射量。因此，鉴于现有技术条件和对精确度的要求，能被精确测量照射量的光子能量限于10keV~3MeV范围以内。在辐射防护中，能量的上限可扩大到8MeV。

2.照射量率（ ）

是 dX 除以 dt 所得的商，即：

公式中， dX 是时间间隔 dt 内照射量的增量。

照射量率的单位是C/（kg·s）。

3.照射量因子

对于单能X或γ射线，空气中某点的照射量（ X ）与同一点处的能量注量（ Ψ ）有下述关系：

公式中， μ _en /ρ 是空气对给定的单能X或γ射线的质量能量吸收系数，单位是m ² /kg； e 是电子的电量，其值为1.602×10 ^-19 C； W _a 是电子在干燥空气中每形成一对离子所消耗的平均能量，其值为33.85eV。

将单能光子的能量注量与粒子注量的关系 Ψ = E ·Φ代入公式（1-2-77），即得：

公式中， f _x = E （ μ _en /ρ ）·（ e/W _a ）称为照射量因子，它表示与单位光子注量相应的照射量，其单位是C·kg ^-1 ·m ² 。

对于具有谱分布的X或γ射线，则公式（1-2-78）应写成如下形式：

公式中，Φ _E 是光子注量按光子能量的微分分布； f _x （ E ）是光子能量为 E 的照射量因子。

（四）比释动能与吸收剂量的关系

在带电粒子平衡条件下，不带电粒子在某一体积元的物质中，转移给带电粒子的平均能量 ，就等于该体积元物质所吸收的平均能量 。若该体积元物质的质量为 dm ，则：

应该指出的是：除了满足带电粒子平衡条件外，要使公式（1-2-80）成立的另一条件是带电粒子产生的轫致辐射效应可以忽略。在这个前提下，可以认为比释动能与吸收剂量在数值上相等。但这只对低能X或γ射线来说是成立的；而对于高能X或γ射线，由于次级带电粒子是电子，有一部分能量在物质中转变为轫致辐射而离开所相关的那个体积元，故使 K ≠ D ，此时的表达式为：

公式中， g 是次级电子在慢化过程中，能量损失于轫致辐射的能量份额。

高能电子在高原子序数的物质内， g 值比较大，但在低原子序数物质内， g 值一般比较小，通常可忽略，这样可近似地认为吸收剂量与比释动能在数值上相等，即 D = K 。

吸收剂量与比释动能的数值差同入射的不带电粒子的能量有关。在辐射防护领域所用的能量范围内，对于X、γ光子或中子都可以近似地认为吸收剂量同比释动能在数值上是相等的，即 D ≈ K 。

（五）照射量与吸收剂量的关系

在带电粒子平衡条件下，由公式（1-2-71）（1-2-75）（1-12-77）可得单能X或γ射线在某物质中吸收剂量（ D ）和能量注量（ Ψ ）的关系为：

公式中， μ _em /ρ 是单能X或γ射线对某物质的质量能量吸收系数，单位是m ² /kg。

公式（1-2-81）是计算单能X或γ射线吸收剂量的基本公式。从公式（1-2-81）可知，当能量注量（ Ψ ）确定不变时，吸收剂量（ D ）与物质的质量能量吸收系数（ μ _em /ρ ）成正比。故有：

公式中，脚码1和2分别表示物质1与物质2。

因此，只要知道在一种物质中的吸收剂量，就可以用公式（1-2-83）求出在带电粒子平衡条件下另一种物质中的吸收剂量。

同时，也可得出在带电粒子平衡条件下，空气中照射量和吸收剂量的关系为：

公式中， D _a 是在空气中同一点处的吸收剂量。

将公式（1-2-84）代入公式（1-2-83），得：

公式中， D _m 是处于空气中同一点处所求物质的吸收剂量，单位是Gy； X 是照射量，单位是C/kg； W _a 、 e 的意义、数值同前； f _m =33.97（ μ _en /ρ ） _m /（ μ _en /ρ ） _a 为由以C/kg为单位的照射量换算到以Gy为单位的吸收剂量的换算因子，其单位是J/C。

需要再次强调，只有当忽略轫致辐射和次级过程再产生的带电粒子，而且满足电子平衡条件时，照射量与吸收剂量数值上才有公式（1-2-84）和（1-2-85）所表示的关系。

（六）吸收剂量、比释动能和照射量的区别

吸收剂量、比释动能和照射量这3个辐射量之间的区别见表1-2-3。

二、辐射防护实践中常用的量和单位

在辐射防护实践中，进行测量和计算的一个主要目的是定量地说明个人或群体实际受到或可能受到的辐射照射，因而需要涉及对受照个人或受照群体相关的辐射量。与个人相关的辐射量可以度量个人受照的大小，进而可以推算其所造成的危险大小；与群体相关的辐射量，则可显示辐射照射对所关心的人群造成的全部健康影响。同时，个人或群体的辐射量还可以用来比较各种实践给个人或群体带来的辐射危害的大小。

（一）当量剂量

吸收剂量仅反映人体组织器官对辐射能量的沉积情况，电离辐射线的不同和能量的不同对机体的损伤效应是不一致的，因此出现辐射权重因子和当量剂量的概念。

1.辐射权重因子

在辐射防护中，关注的不是某一点的剂量，而是某一组织或器官吸收剂量的平均值，并按辐射的品质（quality）加权。为此目的的权重因子称为辐射权重因子（radiation weighting factor，W _R ）。对于特定种类与能量的辐射，其权重因子的数值是根据生物学资料，由国际辐射防护委员会（International Commission on Radiological Protection，ICRP）选定的，代表这种辐射在小剂量时诱发随机效应的相对生物效应（relative biological effectiveness，RBE）的数值。

一种辐射对于另一种辐射的相对生物效应，是产生同样程度的某一规定的生物学终点所需要的这两种辐射的吸收剂量的反比。

如果辐射场是由几种具有不同 W _R 值的不同种类和能量的辐射组成，则应将吸收剂量分成几组，各自有其 W _R 值，然后相加得出总当量剂量；另一种办法是把吸收剂量表示为按能量的连续分布，每一能量间隔E到E+dE间的吸收剂量乘以表1-2-4中相应各组的 W _R 值[《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）]。但在ICRP第103号出版物对辐射权重因子又有所更改，为便于对比，在表1-2-5中列出。

^* ：所有数值均与射到身体上的辐射有关，或就内照射而言，与该源发出的辐射有关。

^** ：不包括由原子核向DNA发射的俄歇电子，此种情况下需考虑进行专门的微剂量测定。

需要说明的是，表1-2-5不包括由原子核向DNA发射的俄歇电子。因为按照当量剂量的定义，对整个DNA分子的质量求出吸收剂量的平均值是没有现实意义的，俄歇电子的效应需要用微剂量学的技术估算。

2.当量剂量

虽然吸收剂量可以用来说明各种介质的物质受到辐射照射时吸收能量的多少，适用于各种辐射类型，但是，它还不能反映所导致的生物效应的不同。而在辐射防护工作中，最关心的是受照后在机体内产生的生物效应。因此需要对吸收剂量进行修正，由此产生了当量剂量（equivalent dose，H _T，R ）的概念。

在ICRP 1990年建议书中，当量剂H _T，R 定义为：

公式中， D _T，R 是辐射R在器官或组织T内产生的平均吸收剂量； W _R 为辐射R的辐射权重因子，无量纲。当辐射场是由具有不同 W _R 值的不同类型的辐射所组成时，当量剂量为：

当量剂量用来描述人体受辐射照射时的危害程度，可以反映不同种类、不同能量以及不同照射条件所导致的生物效应的差异。

当量剂量的SI单位是J/kg或希沃特（Sievert，Sv）。历史上曾使用雷姆（rem）作为当量剂量的单位，1rem为质量1g的受照物质吸收100erg的辐射能。

（二）有效剂量

相同的当量剂量，作用于不同的组织器官，产生的损伤效应也不同，原因在于人体的不同组织器官有着不同的辐射敏感性。

1.组织权重因子

随机性效应的概率与当量剂量的关系还与受到辐射照射的组织或器官有关。因此，从辐射防护的目的出发，需要再规定一个由当量剂量导出的量，以表示整个机体所受到的危害大小。对组织或器官T的当量剂量加权的因子称为组织权重因子（tissue weighting factor，W _T ），反映了在全身受到均匀照射下，各组织或器官对总危害的相对贡献，换言之，它反映了不同组织或器官对发生辐射随机性效应的敏感性。

辐射权重因子同辐射种类和能量有关，但与组织或器官无关。同样，组织权重因子的数值决定于关注的该组织或器官，而与辐射的种类或能量无关。由于通过归一化，使得全身的组织权重因子之和为1，当全身受到均匀的当量剂量时，其有效剂量在数值上等于均匀的当量剂量。

在辐射防护领域内，当量剂量和有效剂量是评价在远低于确定性效应阈值的吸收剂量下，发生随机性效应概率的依据。辐射权重因子和组织权重因子的数值，是ICRP根据放射生物学知识推荐的，随着放射生物学的发展，这些数值在不断变动。

表1-2-6是ICRP第60号出版物推荐的内容，也是《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871-2002）的内容。但ICRP第103号出版物对组织权重因子有所更改，为便于对比，在表1-2-7中列出。

^a ：结肠的权重因数适用于在大肠上部和下部肠壁中当量剂量的质量平均。

^b ：为进行计算用，表中“其余组织或器官”包括肾上腺、脑、外胸区域、小肠、肾、肌肉、胰、脾、胸腺和子宫。在上述“其余组织或器官”中有一单个组织或器官受到超过12个规定权重因数器官最高当量剂量的例外情况下，该组织或器官应取权重因数0.025，而余下的上列“其余组织或器官”所受的平均当量剂量亦应取权重因数0.025。

2.有效剂量（effective dose，E）

定义是人体各组织或器官的当量剂量乘以相应的组织权重因子后的和，表示为：

公式中，H _T 为组织或器官T所受的当量剂量； W _T 是组织或器官T的组织权重因子。

由当量剂量的定义，可以得到：

公式中， W _R 是辐射R的辐射权重因子； D _T，R 是组织或器官T内的平均吸收剂量。可以看出，有效剂量是身体各组织或器官的双重加权的吸收剂量之和。

有效剂量的SI单位为焦耳每千克（J/kg）或希沃特（Sv）。

应该强调的是，有效剂量是应用于辐射防护管理的一个基本概念，可以用来对不同照射情景进行定量的比较。但不能用来对辐射照射所导致的生物效应或辐射危险度进行直接评价。

（三）待积剂量

当放射性核素通过某种途径被摄入体内后，可以在体内产生照射，即内照射。内照射剂量率在时间上的分布，会根据放射性核素的种类、化学形态、摄入方式等变化。待积剂量（committed dose）是用来评价内照射危害的量，包括待积当量剂量和待积有效剂量。

1.待积当量剂量[committed equivalent dose，H _T （τ）]

个人在单次摄入放射性物质后，在某一特定的组织或器官T内的当量剂量率的时间积分为该组织或器官的待积当量剂量，表示为：

公式中， t ₀ 为摄入放射性物质的时刻； ：为t时刻组织0或器官T的当量剂量率： τ 为摄入物质之后经过的时间。未对 τ 加以特殊规定时，对成年人 τ 取50年；对儿童的摄入要算至70岁。

2.待积有效剂量[committed effective dose，E（τ）]

是待积当量剂量与涉及的组织权重因子的乘积之和，表示为：

公式中，H _T （ τ ）为积分至 τ 时间时组织或器官T的待积当量剂量； W _T 为组织或器官T的组织权重因子。同样，未对 τ 加以特殊规定时，对成年人 τ 取50年，对儿童的摄入要算至70岁。

在实际工作中，由于估算待积有效剂量要花费大量时间去计算，所以ICRP不建议把它应用于实际工作中，而只是把它的计算当作制定内照射次级标准的一个步骤。

（四）集体剂量

以上是针对个人受到照射时的剂量学量。集体剂量（collective dose）是群体所受到的总辐射剂量的一种表示，定义为：受某一辐射源照射的群体的成员数与他们所受的平均辐射剂量的乘积。集体剂量的单位是人·希[沃特]（man·Sr）。

集体有效剂量（collective effective dose，S）对于一给定的辐射源，受照群体所受的总有效剂量 S 的定义为：

公式中， E _i 为群体分组 i 中成员的平均有效剂量； N _i 为该分组的成员数。

集体有效剂量还可以用积分定义：

公式中， 为所受的有效剂量在E和E+dE之间的成员数。

集体剂量的概念最初用来表示人类的某一实践对靶（或称关键组）人群所导致的辐射剂量，借以进一步评价对受照群体所带来的总后果或健康危害。但此应用评价的前提是建立在危害与剂量之间的线性无阈假设上的，用集体剂量来评价健康危害显然会导致一些不合理的结论，产生误导。目前，ICRP在其新建议书（征求意见稿）中已经强调指出，线性无阈假设是一种慎重的假设，通常仅限于应用于辐射防护管理。因此，集体剂量的使用必须慎重，不建议用于受照人群的健康危害评价。

（五）剂量负担

对于某种给定的实践，由其产生的人均剂量率（ 或 ）对无限远时间的积分定义为该实践造成的剂量负担（dose commitment，H _C，T 或E _c ），即：

剂量负担对于正当化或最优化并不是一个直接有用的量，只有在某种实践以同样的速率持续下去，同时其他有关因素假定保持恒定的前提下，按单位实践（如1年）计算，特定人群最大的未来人均剂量率在数值上等于单位实践所造成的剂量负担。这提供了估计连续性实践所产生的最大的未来人均年剂量的一种简单方法。

（六）剂量当量及其测量实用值

在外照射情况下，身体各部分的当量剂量是不均匀的，而且直接测量身体中的当量剂量也是不可能的。为此，有必要将实际测量的量与人体的有效剂量和皮肤当量剂量关联起来。人们曾用过诸如“自由空气中的吸收剂量”或“自由空气中小块组织内的吸收剂量”这样的术语。然而，这样的表述方法也只能给出粗略的近似值。

由于外照射防护最关心的身体部位是人体的躯干部，因此国际辐射单位和测量委员会（International Commission on Radiation Units and Measurements，ICRU）建议用直径为30cm的组织等效球作为人体躯干的模型，用以足够准确地估计人体躯干中的最大剂量，即采用这样一个人体躯干模型，就可以在辐射场中，通过测定此模型中不同部位的剂量，比较准确地估算人体躯干所受到的剂量。ICRU认为这是一种恰当表征辐射场的方法。

这里，直径30cm的组织等效球一般称为ICRU球，由密度为1g/cm ³ ，成分为氧76.2%、氢10.1%、碳11.1%、氮2.6%的软组织等效材料组成。

1.剂量当量（dose equivalent，H）概念

组织中某点处的剂量当量 H 是 D 、 Q 和 N 的乘积，即：

式中， D 为该点处的吸收剂量， Q 为辐射品质因子； N 为其他修正因子的乘积。

辐射品质因子（ Q ）是对吸收剂量进行修正，用来定义当量剂量的无量纲的因子，其数值是作为水中非限定传能线密度的函数 Q （ L ）给出的（表1-2-8）。

为了便于说明实用测量辐射量，这里先介绍2个由实际辐射场导出的用来描述辐射场特性的术语。

（1）扩展场（expanded field）：

考察一个体积为 V 的空间区域，假若这一空间区域内，粒子的注量、角分布和能量分布与所研究的实际辐射场的数值相同，则称该区域为实际辐射场的扩展场。

（2）齐向扩展场（aligned and expanded fields）：

如果上述区域 V 内，粒子注量和其能量分布与所研究的实际辐射场相同，但粒子的运动方向是单向的，则称该区域为实际辐射场的齐向扩展场。

2.实用辐射量

在针对环境或工作场所的实际测量中，ICRU推荐如下2个实用辐射量：

（1）周围剂量当量[ambient dose equivalent， H ^* （ d ）]

是用来表征强贯穿辐射的实用量，也是用于估计有效剂量（ E ）的量。辐射场中某点处的 H ^* （ d ）是相应的齐向扩展场在ICRU球体内逆向齐向辐射场方向半径上深度（ d ）处产生的剂量当量。对于强贯穿辐射，ICRU推荐 d =10mm。所以， H ^* （ d ）可以写成 H ^* （10）。

一个具有各向同性响应、按 H ^* 刻度的剂量仪表可用来测量任何辐射场中的 H ^* 值，只要该辐射场在仪表尺寸范围内是均匀的。

（2）定向剂量当量[ H' （ d ， Ω ）]

是用来测量弱贯穿辐射的实用量，也用于估计皮肤当量剂量。根据ICRU的报道，β辐射和能量约低于15keV的光子可视为弱贯穿辐射。辐射场中某点处的定向剂量当量[ H' （ d ， Ω ）]是相应的扩展场ICRU球体内，沿指定方向（ Ω ）的半径上深度（ d ）处产生的剂量当量。当指定方向（ Ω ）与辐射场入射方向的夹角为180°时，可以简单记作 H' （ d ）。在弱贯穿辐射情况下，对于皮肤，ICRU推荐深度采用 d =0.07mm。所以， H' （ d ， Ω ）可以写成 H' （0.07， Ω ）；对于眼晶状体，深度采用 d =3mm。

一个仪器，若能确定由组织等效材料构成的平板表面之下 d 处的剂量当量，并且组织等效材料板与指定方向（ Ω ）垂直在仪器入射窗范围内的辐射场是均匀的，它就适宜用来测定该点的弱贯穿辐射定向剂量当量。

针对个人剂量监测目的，引入个人剂量当量（personal dose equivalent）的概念：人体某一指定点下适当深度（ d ）处按ICRU球定义的软组织内的剂量当量。这一剂量学量既适用于强贯穿辐射，也适用于弱贯穿辐射。对强贯穿辐射，推荐深度 d =10mm，称为深部个人剂量当量[ Hp （ d ）]；对于弱贯穿辐射，推荐深度 d =0.07mm，称为浅部个人剂量当量[ Hs （ d ）]。

三、放射防护目的与基本原则

1895年伦琴发现X射线不到半年，一位工程师在《德国医学周刊》上最早报道X射线诱发放射性皮炎的辐射危害。辐射应用的早期，人们没有意识到需要放射防护，到20世纪20年代至少有336人的死亡归因于辐射，其中，251人死于皮肤癌，56人死于贫血或白血病。人们认识到放射防护的重要性以后，这类职业辐射的危害事件明显降低。

（一）放射防护的目的

放射防护的目的是避免发生有害的确定性效应，并将随机性效应的发生概率限制到可以接受的水平。

不能将辐射诱发的确定性效应和随机性效应相提并论。确定性效应有阈剂量。人体器官和组织受到的辐射照射剂量达到相应阈剂量时，必然出现确定性效应；超过阈剂量照射时确定性效应的严重程度也必然随着受照剂量的增加而加重。所以，人们只要把受照剂量保持在器官或组织相应阈剂量以下，就完全可以避免有害的确定性效应发生（把确定性效应的发生概率降低到零）。

与确定性效应不同，随机性效应不能完全被避免。因为在小剂量和低剂量率照射条件下，随机性效应和剂量之间呈线性关系，没有阈剂量。只能在放射防护方面采取有效措施或方法把随机性效应的发生概率（以10 ^-2 Sv ^-1 为单位）限制到可以接受的水平。这个水平大约相当于职业人员的正常死亡率，即在10 ^-5 ~10 ^-4 概率范围内。

（二）放射防护的基本原则

为了实现放射防护目的，应当严格遵守放射防护的3项基本原则，它们是一个完整的放射防护体系。这3项基本原则是相互关联的，在实践中任何一项都不可以偏废。在进行与辐射防护有关的设计、监督与管理时，必须遵守以下基本原则：实践的正当性、辐射防护的最优化、个人剂量的限值。要正确理解3原则，必须熟悉以下一些基本概念。

1.实践与干预

（1）实践：

即辐射实践，定义为任何引入新的照射或照射途径，或扩大受照人员范围，或改变现有照射途径，从而使人受到照射或受到照射的可能性或受到照射的人数增加的人类活动。简单来说，实践就是指使总的辐射照射增加的受控的人类活动。

（2）干预：

即辐射干预，定义为任何旨在减少或避免不属于受控实践的或因事故而失控的辐射源所致照射或潜在照射的活动，即通过影响现存形式而降低总照射的人类活动。干预需要采取防护行动或补救行动。干预一般有应急照射情况下的干预与持续照射情况下的干预两种情况。

2.人工照射类型

（1）职业照射（occupational exposure）：

指除了国家有关法规、标准所排除的照射以及按规定予以豁免的实践或源产生的照射以外，工作人员在其工作过程中所受到的所有照射。

（2）医疗照射（medical exposure）：

指受检者与患者接受存在电离辐射的医学检查或治疗而受到的照射。此外，在知情、自情况下愿帮助受检者/患者时所受到的照射，以及生物医学研究中志愿者所受的照射也属于医疗照射。

（3）公众照射（public exposure）：

指除职业性放射工作人员以外的其他社会成员所受的电离辐射照射，包括经批准的源和实践产生的照射和在干预情况下受到的照射，但不包括职业照射、医疗照射和当地正常的天然本底辐射的照射。

3.照射情况

（1）计划照射情况：

是指在照射发生之前可以对放射防护进行预先计划的，以及可以合理地对照射大小和范围进行预估的照射情况。所有类型的照射都有可能在计划照射中发生，包括职业照射、公众照射和医疗照射。

（2）应急照射情况：

是指在一个计划照射情况的运行期间发生的或由恶意行为产生的或其他意外情况所致的照射情况。由于辐射源失控而引起的照射称为异常照射，包括应急照射和事故照射。前者是在辐射事故中，为抢救生命、防止伤害或制止事故扩大而采取紧急行动中自愿接受的照射；后者则指因事故使工作人员非自愿接受的、意料之外的照射。

（3）现存照射情况：

或称既存照射情况，是指由早已就位的源（如天然源）引起的照射。

4.放射防护原则

（1）实践的正当性（justification of a practice）：

此处，实践（practice）指任何引入新的照射源或照射途径，或扩大受照人员范围，或改变现有辐射源的照射途径网络，使人员受照射或可能受到照射或受照射人数增加的人类活动。由实践获得的净利益远远超过付出的代价（包括对健康损害的代价）时，称为实践正当化。在施行伴有辐射照射的任何实践前，都必须经过正当性判断，确认这种实践具有正当的理由，获得的利益大于代价（包括健康损害和非健康损害的代价）。也就是说，进行任何一项有辐射的工作都应具有正当的理由，即通过代价-利益分析，全面考虑经济和社会因素，并与其他代替方案相比较，确定进行该项工作产生的总危险与总利益相比是微不足道的，才可以认为此项工作具有正当理由，合乎实践的正当性原则。这里所说的利益包括对于全社会的一切利益（当前利益和长远利益），而不仅仅是某些集团或个人所得的利益。因此，判断是否具有正当性，必须由被授权的部门做出。

在临床核医学诊疗中，正当性判断应从以下方面着手：

1）在确定实施核医学诊疗前应首先做出正当性判断，以确保按临床需要得到的诊疗预期利益将超过该诊疗可能带来的潜在危险。执业医师在申请放射性药物诊疗前，应注意查阅以往患者或受检者的检查资料，应避免不必要的重复检查。

2）所有新型临床核医学诊疗技术和方法，使用前都应通过正当性判断；已判断为正当的技术和方法，当取得新的或重要的证据并需要重新判断时，应对其重新进行正当性判断。

3）临床核医学医师应掌握相应医学影像诊断技术的特点及其适应证，使用时应严格控制其适应证范围。即使新型临床核医学技术和方法已做过正当性判断，在用于新的适应证前还应另行进行正当性判断。

4）用放射性药物诊断时，应参考有关医疗照射指导水平，采用能达到预期诊断目的所需要的最低放射性核素施用量。

5）对哺乳和怀孕女性施用诊断性放射性药物，应特别注意进行正当性判断。因特别需要对怀孕女性进行影像检查时，应对其胎儿所受吸收剂量进行评估。

6）除非是挽救生命的情况，孕妇不应接受放射性药物（特别是含 ¹³¹ I和 ³² P的放射性药物）的治疗。为挽救生命而进行放射性药物治疗时，应按相关标准要求对胎儿接受剂量进行评估，并书面告知患者或受检者胎儿可能存在潜在风险。

7）为了避免对胎儿和胚胎造成意外辐射照射，应对患者是否怀孕进行询问、检查和评估，并将有关咨询说明张贴在临床核医学部门有关场所，特别是入口处和候诊区。

8）仅当有明显的临床指征时才可以对儿童实施放射性核素显像检查，并应根据儿童的体重、身体表面积或其他适用准则尽可能减少放射性药物施用量，还应选择半衰期尽可能短的放射性核素。

9）除非是挽救生命的情况外，宜尽量避免对哺乳期女性进行放射性药物治疗；必须使用时，应建议患者或受检者按《临床核医学的患者防护与质量控制规范》（GB 16361—2012）的建议适当停止哺乳。

（2）辐射防护的最优化（optimization of radiation protection）：

即在考虑了社会和经济因素的前提下，符合一切辐射照射都应当保持在可合理达到的尽可能低的水平（as low as reasonably achievable，ALARA）原则。利益-代价分析是为达到放射防护最优化使用的最有效方法。

这是辐射防护的重要原则。应避免一切不必要的照射。对符合正当性原则的辐射工作，在防护设计中，对各项防护方案通过代价-利益分析，选择出一个最优的方案。这个方案考虑了现实经济和社会因素，使照射合理达到尽可能低的水平，得到最优纯利益。

“合理达到”即进一步改善防护条件所增加的防护代价会使总的利益减少；反之，如果降低一些防护要求则增加了危害的代价，同样使总的利益减少。根据最优化原则，既不能降低对辐射防护的要求，也不能一味追求尽可能低的辐射水平，而脱离现实情况，在防护上花费过多成本。正确执行这一原则，既可最大限度地降低各类人员的辐射危害，又可避免资源浪费，合理使用资金。因此，各单位都应制订辐射防护最优化纲要；各级领导和所有辐射工作人员都应对此有所了解，承担各自的责任，在工作中加以贯彻和体现，并定期评审。

在临床核医学诊疗中，最优化应包括以下方面：

1）一般要求

A.执业医师在开具放射性药物处方时，应做到：①在能实现预期的诊断目标情况下，使患者接受的剂量尽可能低；②充分应用已有的信息，避免一切不必要的重复照射；③应有实际医疗照射与放射性药物诊疗处方相一致的验证程序；④在实施核医学诊断检查时，应参考相应的医疗照射指导水平[参见《临床核医学的患者防护与质量控制规范》（GB 16361—2012）]。

B.执业医师、技术人员及其他影像工作人员应在能达到可接受的图像质量的情况下，使患者接受的剂量尽可能的低。为此，应采用以下措施：①根据不同患者的特点选用可供使用的适当放射性药物及其施用活度，特别是对儿童与器官功能损害患者；②对非检查器官使用阻断放射性药物吸收的方法，并加速排除；③注意采用适当的图像获取和处理技术；④执业医师、技术人员及其他影像工作人员除应具备相应专业技能外，还应接受核医学诊疗质量控制要求和防护知识等的技术培训。

C.除非有很明显的临床指征，对孕妇接受诊疗时所施用的放射性药物应注意控制。女性在施用放射性药物期间应避免怀孕。

2）临床核医学诊断中的最优化要求

A.应按技术说明书和相关标准要求建立核医学检查设备的运行条件，以便在取得最佳影像时，患者接受剂量最小。

B.核医学工作人员应对已施用放射性药物的患者提供书面和口头指导，以便他们在出院后还能有效地限制其护理人员和公众所受的照射，减少与其家庭成员如未成年人和孕妇，特别是与其配偶的接近。

C.对每一个患者应做到：①施用放射诊断药物之前，应按程序确定患者身份、施药前患者的准备和施药程序等有关信息。②对每个诊断程序，应适当考虑与该程序有关的医疗照射指导水平。③应正确、详细地记录患者的相关信息。④应选择适当的数据采集条件，以便能在达到必要的诊断预期目标下，患者接受的剂量最低。例如，为获取最佳品质影像，应适当选择准直器、能量窗、矩阵尺度、采集时间、准直器的张角等；在给女性施用放射性药物前，要判断患者是否怀孕或哺乳；单光子发射计算机断层成像（singlephoton emission computed tomography，SPECT）或正电子发射断层成像（positron emission tomography，PET）的有关参数和缩放（zoom）因子。⑤采用动态分析时，为获取最佳品质影像，也应适当选取帧的数量、时间间隔等参数。⑥应特别小心，以确保准直器表面或其他部位不会受到污染而导致影响影像质量。⑦在实施诊断后，尤其是在检查后的短时间内，应鼓励患者（特别是儿童）多饮水、多排泄，以加快肾脏排出放射性药物。⑧利尿剂或利胆剂等药物一般不干扰检查程序，却能影响放射性药物在特定器官内的贮存或沉积。这种方法有时被用来增加检查的特异性，而且也对辐射防护产生积极的影响。

D.对于接受放射性核素诊断的哺乳期女性，应按《临床核医学的患者防护与质量控制规范》（GB 16361—2012）的建议中断哺乳。

E.对于孕妇，应按以下方式进行医疗照射最优化处理：①采用 ^99m Tc及其放射性药物进行核医学诊断时，可直接采用较小的施用药量和延长成像时间来进行优化。此核素穿不过胎盘屏障，因而不会导致胎儿受到高剂量照射，此时通常不需要估算胎儿受照剂量。但若使用其他放射性核素（如碘或镓），宜进行胎儿剂量计算和风险评估。②应鼓励孕妇多喝水和多排尿，以便通过孕妇肾脏迅速清除放射性药物。对于易穿过胎盘屏障被胎儿摄入的放射性药物，如放射性碘，要避免引起胎儿事故性照射。

3）临床核医学治疗中的最优化要求

A.应有以下最优化措施：①在施用放射治疗药物之前，应按程序确定患者身份、施药前患者的准备和施药程序等有关信息；②在给女性施用放射性药物前，要判断患者是否怀孕或哺乳；③给患者口头或书面指导，以减少对其家庭成员和公众所造成的照射；④要特别注意防止由患者呕吐物和排泄物造成的放射性污染；⑤住院患者按治疗剂量接受放射性药物后，出院时间应符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）和《医疗照射放射防护基本要求》（GBZ 179—2006）的要求。

B.凡是接受放射性药物治疗的哺乳期女性，应按《临床核医学的患者防护与质量控制规范》（GB 16361—2012）的建议终止哺乳一段时间。

C.除非是挽救生命，不应对孕妇施行放射性药物治疗。已接受放射性药物治疗的女性应按《临床核医学的患者防护与质量控制规范》（GB 16361—2012）给出的建议在一段时期内避免怀孕。

D.若给男性施用治疗剂量的、处于离子化学状态且具有较长半衰期的放射性核素，有可能使精液中有大量此种放射性核素，影响精子质量。建议已接受 ¹³¹ I（碘）、 ³² P（磷酸盐）或放射性锶（氯化锶）治疗的男性，在4个月内不要行房事。

4）临床核医学使用放射源的校准要求

A.对于临床核医学使用的密封放射源，核医学单位应通过校准使之可追溯到标准剂量实验室。

B.对于临床核医学使用的非密封放射源，核医学单位应使用活度计测量其活度，并通过对活度计的定期校准使之可溯源到次级标准。

C.核医学单位应通过规范性质量控制来评价活度计等测量设备的有效性，并积极参加国家组织的相关比对。

5）加强患者剂量管理的要求

A.应确保给每例患者施用的放射性药物的活度与处方量一致，并在服药时记录。有可能存在放射性杂质时应特别注意，短寿命核素药物伴有较长寿命杂质会显著增加患者的吸收剂量。

B.对于供测量注射器或装注射剂的瓶内活度的活度计，应注意质量控制，通过对仪器的常规质量控制，包括对校准的期间核查，来保证测量的准确性，并可追溯到次级标准。

C.利用《临床核医学的患者防护与质量控制规范》（GB 16361—2012）中的剂量学方法可以计算各类诊断患者的吸收剂量或有效剂量的典型值，由此得到一份不同年龄组患者的主要器官吸收剂量或有效剂量的典型数据表。应在相关程序文件或作业指导书中给出这类方法和数据以供使用。在特殊情况下，如胚胎和胎儿受照时，应计算各例的剂量。

D.在治疗程序中，应由有专门知识的人员对每次治疗剂量进行计算并记录。

6）医疗照射指导水平

A.执业医师应参考医疗照射指导水平原则[参见《临床核医学的患者防护与质量控制规范》（GB 16361—2012）]使用医疗照射，以保证施用活度的合理性。

B.使用指导水平的原则如下：①当剂量或活度显著低于相应的指导水平，又不能提供有用的诊断信息或给患者带来预期的医疗利益时，应按需要采取纠正行动；②当剂量或活度显著超出相应的指导水平时，应考虑指导水平是否已达到辐射防护优化，或医学实践活动是否保持在适当良好水平；③《临床核医学的患者防护与质量控制规范》（GB 16361—2012）中的指导水平仅适用于一般成年患者，因此实施诊断检查的医师应对患者的体质、病理条件、身体大小和年龄等具体情况给予仔细考虑，有可能需要偏离通常的施用量；④当技术改进后，如有必要，应对指导水平的使用做出适当修正。

C.鼓励专业学术机构和核医学单位对常用诊断程序中典型成年患者所用的活度开展调查，并对施用活度与影像质量平行进行评估。

7）剂量约束

A.通常的公众剂量限值不适用于接受放射性药物诊断或治疗的患者对其探视者和家庭成员所造成的照射，此时可遵循下述剂量约束要求。注意，这些剂量约束不适用于患者在医疗诊断或治疗过程中受到的照射。

B.核医学单位应按照《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）所规定的，向探视者和家庭成员提供有关的辐射防护措施（如限定接触或接近患者的时间等）以及相应的书面指导，并对其所受剂量加以约束，使其在患者的诊断或治疗期间所受的剂量不超过5mSv。探视已食入放射性药物患者的婴儿和儿童所受剂量应不超过1mSv。

C.应对接受放射性药物治疗患者的家庭成员提供辐射防护的书面指导。对接受放射性药物治疗的住院患者，当其家庭成员中的成人所受剂量不可能超过5mSv，婴儿和儿童以及其他公众所受剂量不可能超过1mSv时，才能允许出院。探视者和家庭成员所受剂量的估算方法以及与剂量约束相对应的放射性药物施用量可参见《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）。

D.接受 ¹³¹ I治疗患者在体内的放射性活度降至低于400MBq之前不得出院。

（3）个人剂量限值（personal dose limit）：

对在受控源实践中个人受到的有效剂量或当量剂量规定的不得超过的数值，称为个人剂量限值。用剂量限值对个人所受到的照射加以限制（该限值是不允许接受的剂量范围下限，而不是允许接受的剂量范围上限），是最优化过程的约束条件，不能直接作为设计和工作安排的目的。也就是说，剂量限值不是安全与不安全的界限，而是一种限制，不但不能超过，而且应合理地达到尽可能低的水平。我国辐射防护的基础标准——《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）中对职业人员、公众和医疗照射中慰问者或探视者的个人剂量做如下规定。

1）对职业照射人员个人的剂量限值规定

A.成年人：①连续5年间的年平均有效剂量限值为20mSv；②连续5年中任何一年的年有效剂量限值为50mSv，但连续5年的年平均有效剂量不超过20mSv；③眼晶状体的年当量剂量限值为150mSv；④四肢（手、足）或皮肤的年当量剂量限值为500mSv。

B.16~18岁人群：对于年龄在16~18岁接受职业照射就业培训的徒工和学习过程中需要使用放射源的学生，受照剂量应当遵守下述年剂量限值：①年有效剂量限值为6mSv；②眼晶状体的年当量剂量限值为50mSv；③四肢（手、足）或皮肤的年当量剂量限值为150mSv。

C.怀孕期女性：女性放射性工作人员一旦怀孕，就要避免电离辐射的影响。由于胎儿不属于职业人员，只能按一般公众对待。因此，国际电离辐射防护与辐射源安全基本标准（IBSS）规定在孕期内胚胎和胎儿接受的剂量不得超过1mSv。ICRP规定只要女性宣告怀孕，在孕期余下的时间内应施加补充的剂量限值，对腹部表面（下躯干）的剂量不得超过2mSv，为了保护胎儿的安全，还要限制放射性核素的摄入量，不得超过年摄入量限值的1/20。

D.特殊情况：在特殊情况下，可以对个人年剂量限值做下述临时变更。①按审管部门规定，连续5年的平均期可以破例延长到10个连续年；10年内任何一位职业照射人员个人的年平均有效剂量不得超过20mSv；在10个连续年期间的任何单一年份受到的年有效剂量不得超过50mSv；在10个连续年期间，自延长期以来任何一位职业照射人员受到的有效剂量累计达到100mSv时，应对这种情况进行审查。②对个人剂量限值的临时变更应遵守审管部门规定，任何一年内不得超过50mSv；临时的改变期限不得超过5年。

2）对公众个人规定的剂量限值：

广义的“公众”是指除职业照射人员和医疗照射人员以外的社会成员。而这里的“公众”则专指关键人群组，即来自某给定辐射源和给定照射途径，受照剂量相当均匀，能代表因该给定辐射源和该给定照射途径所受的有效剂量或当量剂量最高个体的一组公众成员。

获准的实践或源致公众关键人群组成员个人受到的年平均剂量的估计值不应当超过下述剂量限值：①年有效剂量限值为1mSv；②特殊情况下，若连续5年的年平均有效剂量不超过1mSv，其中某一单一年份的有效剂量限值可以提高到5mSv；③眼晶状体的年当量剂量限值为15mSv；④皮肤的年当量剂量限值为50mSv。

3）对医疗照射中慰问者或探视者的受照剂量约束：

虽然剂量限值不适于医疗照射，可是对接受医疗照射患者的慰问者或探视者的受照剂量却应当加以约束，即剂量约束（dose constraint），使他们在扶持或探视患者接受诊断或治疗过程所受的照射剂量不超过5mSv；探视接受核药物诊断或治疗患者的儿童的受照剂量应限制在1mSv以下。

四、外照射防护基本措施

通过发射辐射或释放放射性物质引起辐射照射的一切物质或实体，称为电离辐射源（简称为源）。辐射源可以分为密封源和非密封源及辐照装置。体外辐射源对人体的照射，称为外照射（external exposure）。减少人体外照射剂量的技术措施包括时间防护、距离防护和屏蔽防护。这3项技术措施通常被称为外照射防护原则。

1.时间防护

缩短操作时间以减少外照射剂量的防护措施，称为时间防护。因为，在一个相对恒定的辐射场内，外照射剂量率（ ）也相对稳定，人员在该辐射场内受到外照射累积剂量（ D ）与操作时间（ t ）成正比，即操作时间长，累积受照剂量就多。通过“冷试验”方法对某种操作动作或操作过程进行预试验可以熟练操作技术，节省操作时间，减少外照射剂量。所谓“冷试验”，即用非放射性物质替代放射性源进行的预试验。

2.距离防护

人员受到的外照射剂量与其离开放射源距离的平方成反比。依据这种规律降低外照射剂量率的防护措施，称为距离防护。例如，离开源1m处的剂量率为400Sv/h时，在2m处的剂量率则为100Sv/h，在10m处为4Sv/h，在20m处为1Sv/h。由此可见，增大人体与源之间的距离对减少外照射剂量率非常明显。所以，常用灵活可靠的长柄夹具操作点状源，或用遥控技术操作外照射源。

3.屏蔽防护

在人体与外照射源之间设置的能降低剂量率的实体屏障称为屏蔽体（shield）。利用屏蔽体减少人员受外照射剂量的防护措施称为屏蔽防护。屏蔽防护可为职业人员和公众提供安全的工作条件和生活环境。

（1）屏蔽的材料：

因辐射类型、辐射能量和源的活度不同而异。对于光子和X射线，常用原子序数高的材料，如贫化铀、铅、铸铁、混凝土或砖，以及含合适铅当量的复合材料作屏蔽体。对于中子，常用含硼的聚乙烯板或石蜡层或水等原子序数低的材料作屏蔽体。对于高能粒子，采用铝或有机玻璃板等低原子序数的材料作屏蔽体，可以减少轫致辐射的产额。

（2）屏蔽类型：

包括整体屏蔽、分离屏蔽、阴影屏蔽和局部屏蔽。

（3）屏蔽体的样式：

可分为可移动屏蔽体和不可移动屏蔽体。可移动屏蔽体包括贮源容器、手套箱、企口铅砖和合适铅当量的橡胶围裙、橡胶手套、橡胶背心、橡胶围颈、橡胶三角裤，以及合适铅当量的玻璃屏风和玻璃眼镜等。固定屏蔽体包括屏蔽墙、屏蔽地板、屏蔽天棚、屏蔽门和屏蔽玻璃观察窗等。

时间防护、距离防护和屏蔽防护都可以减少人员受外照射的剂量。应当根据具体情况综合应用这3项外照射防护技术。

五、内照射防护基本措施

非密封源又称开放源（unsealed source），其特点是极易扩散，因而可能污染工作场所表面或环境介质。因此，非密封源可能导致内照射危险。内照射防护的基本原则是：积极采取各种有效措施，切断放射性物质进入人体的各种途径，减少放射性核素进入人体内的一切机会，使进入人体内的放射性物质不超过《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）规定的放射性核素年摄入量限值，减少或防止人体受到内照射危害。内照射防护的基本措施如下。

1.围封包容

对于开放型放射性工作场所，必须采取严密而有效的围封包容措施：在开放源的周围设立一系列屏障，以限制可能被污染的体积和表面，防止放射性物质向周围环境扩散，将可能产生的放射性污染限制在尽量小的范围。

2.保洁去污

任何放射性核素的操作者都必须遵守安全操作规定，防止或减少污染的发生，保持工作场所内的整洁，对受污染表面及时去污，对污染空气进行合理通风，有条件者安装空气净化装置。

3.个人卫生防护

操作开放型放射性核素的人员，应根据工作性质正确穿戴相应的防护衣具（如工作服、工作帽、靴鞋、手套和口罩），必要时可穿戴隔绝式或活性炭过滤面具或特殊防护口罩。限制暴露于污染环境中的时间。遵守个人卫生规定，不提倡留长发和长指甲，禁止在开放型放射性工作场所或污染区存放和/或食用食品、饮用水，禁止吸烟等。

4.妥善治理放射性废物

开放型放射性工作都会产生一定量的放射性废物。采取合理而有效的措施治理放射性“三废”，是保护工作环境，减少放射性核素体内转移的重要步骤。

在贯彻实施上述基本措施时，必须同时抓住以下3个环节：①对开展开放型放射性物质工作的建筑物的设计和建造，按规定提出防护的特殊要求；②提出并认真实施与从事开放型放射性工作有关的若干卫生防护措施；③放射性工作操作的特殊要求。

第四节　核医学诊疗中的放射防护

核医学是电离辐射临床医学实践的三大领域之一——在诊断与治疗疾病或进行临床研究等辐射实践中使用开放源（非密封源）。核医学实践过程中放射线的来源主要是各种放射性药物。它既产生外照射，又由于注射和污染而产生内照射。由于核医学诊疗的特殊性，在核医学实践过程中，不同的环节均可能产生放射性污染，使放射工作人员、受检者与患者、有关公众受到过量照射，甚至可能导致放射性事故。因此，核医学诊疗的放射防护工作贯穿于整个诊疗过程，需从场所选址、布局、分区、废物管理、人员防护等多个方面进行综合考虑。

一、操作非密封放射性物质的辐射危险

操作非密封放射性物质场所存在的β粒子、γ光子外照射以及由放射性污染物形成的表面污染、空气污染可直接或间接地引起内照射。医疗照射中用的非密封源污染多为β、γ辐射体污染。

1.非密封放射性物质外照射

就核医学诊断或治疗而言，职业人员受到的外照射来自3种情况：在给患者用药前的药物准备、配制过程中会受到β粒子和γ光子外照射；在给患者使用核药物过程中会受到β和γ射线外照射；患者服用核药物后其本身就是外照射源。例如，接触装有活度为3.7MBq的 ^99m Tc、 ^113m In、 ¹³¹ I和 ¹⁹⁸ Au的注射器表面时，手指皮肤受到外照射，剂量见表1-2-9。

引自：涂彧.放射卫生学.北京：中国原子能出版社，2004.

核医学诊断或治疗中，在规范操作情况下，医务人员无论是手指还是全身受到的外照射剂量都不超过国家现行放射防护标准中对职业人员个人规定的年当量剂量限值和年有效剂量限值。受照剂量的上限大约相当于天然本底辐射水平的2倍。所以，人们不必谈“核”色变，但也不能粗心大意，当工作量增加或使用的核药物活度增大时，应当采取必要的外照射防护措施。

2.表面放射性物质污染

由于非密封源易扩散，操作过程中存在蒸发、挥发、溢出或洒落以及密封源泄漏等情况，都可以使工作场所的地面、墙面、设备以及人员的工作服、手套、皮肤等表面受到程度不同、面积不等的放射性物质污染，称为表面放射性物质污染。表面污染物在物体表面的存在状态有两种：非固定性污染状态和固定性污染状态。非固定性污染状态是一种松散的物理附着状态；固定性污染状态是渗入或离子交换的结果。随着表面污染时间延长，非固定性污染物中有一部分会转化为固定性污染物。

形成表面放射性物质污染的另一些原因包括工作人员把在污染区使用的设备或物品拿到清洁区使用；或工作人员在污染区工作后进入清洁区之前，没有在卫生通过间更换个人防护衣具，也没在卫生通过间进行必要的污染洗消程序，而是径直进入清洁区。这些原因常造成交叉污染，使清洁区办公桌、椅子或电话及公用钥匙等受到不同程度的放射性物质污染。

表面污染的主要危害是放射性污染物可以经过接触，由手口和/或皮肤（尤其是伤口）进入体内，也可以由于从物体表面重新扬起、悬浮而扩散到空气中，再经呼吸道进入体内，导致内照射。

3.工作场所受污染的空气

是由非密封源核衰变时反冲核作用导致的自然扩散或挥发、蒸发扩散，以及液体搅动扩散和压力液体雾化扩散等原因造成的。此外，非固定性表面污染物在气流扰动和机械振动等外力作用下，飞扬成为气载污染物，而气载污染物与空气中固有的凝聚核相结合后体积变大，因重力作用又回降到物体表面，造成污染表面，形成表面松散污染物与空气污染物之间的动态效应。

值得重视的是，对气体放射性废物、液体放射性废物、松散的固体放射性废物、受污染的医疗器械和器皿、含放射性核素的患者粪便和服用核药物患者呼出的气体等，如果管理不严格，也会成为工作场所空气污染源，甚至会影响环境质量，影响公众的辐射安全。

4.放射性核素进入人体的途径

对职业照射人员而言，放射性核素进入体内的途径是呼吸道、消化道和完整的皮肤及伤口。其中，经呼吸道进入体内是主要途径。

二、工作场所设计建造的防护要求

（一）工作场所的选址

核医学工作场所的选址要在离居民区尽量远且人较少的地方。在医疗机构内部选择核医学工作场址，应充分考虑周围场所的安全，不应邻接产科、儿科、食堂等部门，这些部门选址时也应避开核医学工作场所。

核医学工作场所尽可能做到相对独立布置或集中设置，宜建在医疗机构内单独的建筑物内，或集中于无人长时间滞留的建筑物的一端或底层，并设置相应的物理隔离和单独的人员和物流通道，与非核医学工作场所有明确的分界隔离；出、入口宜单独设置，且不宜设置在门诊大厅、收费处等人群稠密区域；排风口的位置尽可能远离周边高层建筑。

（二）工作场所的布局

核医学工作场所应合理布局：住院治疗场所和门诊诊断场所应相对分开布置；同一工作场所内应根据诊疗流程合理设计各功能区域的布局，控制区应相对集中，高活性室集中在一端，防止交叉污染。尽量减小放射性药物、放射性废物的存放范围，限制给药后患者的活动空间。

1.核医学工作场所平面布局设计应遵循的原则

（1）使工作场所的外照射水平和污染发生概率尽可能小。

（2）保持影像设备工作场所内较低辐射水平，以避免干扰影像质量。

（3）在核医学诊疗工作区域，控制区的入口和出口应设置门锁权限控制和单向门等安全措施，限制患者或受检者随意流动，保证工作场所内的工作人员和公众免受不必要的照射。

（4）在分装和给药室的出口处应设计卫生通过间，进行污染检测。

2.核医学工作场所根据功能设置可分为诊断工作场所和治疗工作场所。其功能设置要求如下。

（1）单一的诊断工作场所应设置给药前患者或受检者候诊区、放射性药物贮存室、分装给药室（可含质控室）、给药后患者或受检者候诊室（根据放射性核素防护特性分别设置）、质控（样品测量）室、控制室、机房、留观室、给药后患者或受检者卫生间和放射性废物储藏室等功能用房。

（2）单一的治疗工作场所应设置放射性药物贮存室、分装及药物准备室、给药室、病房（使用非密封源治疗患者）或给药后留观室、给药后患者专用卫生间、值班室和急救室、放置急救设施区域等功能用房。

（3）诊断工作场所和治疗工作场所都需要设置清洁用品储存场所、员工休息室、护士站、更衣室、卫生间、去污淋浴间、抢救室或抢救功能区等辅助用房。

（4）综合性核医学工作场所的部分功能用房和辅助用房可以共同利用。

（5）正电子药物制备工作场所至少应包括回旋加速器机房工作区、药物制备区、药物分装区及质控区等。

3.核医学工作场所监督区、控制区和非限制区的划分 根据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）的要求，核医学工作场所应分为控制区和监督区。一般情况下，操作非密封放射性物质的场所可分为三区，即控制区、监督区和非限制区。表1-2-10列出了核医学工作场所分区及其相应年受照剂量和受照位置。

（1）核医学工作场所的控制区：为了下述目的，把要求或可能要求采取专门防护措施或做出安全规定的区域指定为控制区（controlled area）。①在正常工作条件下，为控制正常照射或防止污染扩散；②为防止潜在照射或限制其程度。

在确定任何一个控制区的边界时，必须考虑预期正常照射大小和潜在照射可能性及其大小，以及所需防护与安全程序的性质和范围。应当采用实体手段划定控制区边界；当实在难以做到时，应采用某些其他适宜手段。

当某项源投入使用，或仅间歇性运行，或从一处移到另一处时，可以采取适当方法划定相应控制区并规定照射时间。

在控制区进出口处和控制区内相应位置设立醒目的标准辐射危险警示标志。制订在控制区的职业防护与安全操作规则和程序。进入控制区工作应当持有许可证；入口处的门应有安全联锁，以限制受照人员数，限制程度应当与预期照射的大小和可能性相适应。控制区内应当设置实体屏蔽。定期审查控制区的工作条件，以确定是否有必要修订防护措施或安全规定，是否需要更改控制区边界。

核医学工作场所控制区的进出口及其他合适位置处应设置醒目的警告标志并给出相应的辐射水平和污染水平指示；制订职业照射的防护与安全措施；按需要，在控制区入口设置防护衣具、监测设备和个人随身清洁衣物的贮存柜；按需要，在控制区出口设置皮肤和工作服污染监测设备、被携带出物品污染监测设备、冲洗或淋浴设施以及被污染物品贮存柜。

核医学工作场所控制区一般包括使用非密封源核素的房间（放射性药物贮存室、分装和/或药物准备室、给药室等）、扫描室、给药后候诊室、留观室、样品测量室、放射性废物储藏室、病房（使用非密封源治疗患者）、卫生通过间、清洁用品储存场所、患者/受检者专用卫生间、急救室等。

（2）核医学工作场所的监督区：可以将未被指定控制区的区域指定为监督区（supervised area）。监督区内，虽然不需要采取专门的防护措施和做出安全规定，但该区域的职业照射条件需要处于经常监督下。在考虑到监督区辐射危害的性质和范围之后，必须：①采用适当方法划定监督区边界；②在监督区出入口处适当位置设立辐射危害警示标志；③定期审查该区域的工作条件，以确定是否需要采取防护措施和制订安全规定，或更改监督区边界。

核医学工作场所监督区一般包括控制室、员工休息室、更衣室、医务人员卫生间、医护人员专用走廊、登记室等。

（3）核医学工作场所的非限制区：是指除控制区和监督区以外的核医学工作场所其他区域。此区域不需要设置专门的防护手段或安全措施，也不需要对职业照射条件进行监督和评价，人员可以自由出入，但最好有出入的方向。非限制区包括电梯、走廊、办公室。

4.核医学放射工作场所路线管理 核医学工作场所应设立相对独立的工作人员、患者、放射性药物和放射性废物路径。工作人员通道和患者通道分开，减少给药后患者对其他人员的照射。注射放射性药物后患者与注射放射性药物前患者不交叉，人员与放射性药物通道不交叉，放射性药物和放射性废物运送通道应尽可能短。对于同时开展PET和SPECT检测工作的场所，布局时应尽量将PET检查与SPECT/CT检查功能区域分开，分别设置注药后候诊室、留观室、患者/受检者专用卫生间等。避免行不同检查患者之间发生交叉照射。

若不能满足独立设置各类路径，应通过设计合适的“时间空间交通模式”来控制辐射源（放射性药物、放射性废物、给药后患者或受检者）的活动，通过错时检查来实现注射放射性药物后患者或受检者与注射放射性药物前患者或受检者不交叉，注射放射性药物后患者或受检者与工作人员不交叉，人员通道与放射性药物通道不交叉。

核医学工作场所宜采取合适的措施，控制无关人员随意进入控制区和给药后患者随意流动，避免工作人员和公众受到不必要的辐射。控制区的出入口应设立卫生缓冲区，为工作人员和患者提供必要的可更换衣物、防护用品、冲洗设施和表面污染监测设备。控制区内应设给药后患者专用卫生间。合理设置放射性物质运输通道，以便于放射性药物、放射性废物的运送和处理以及放射性污染的清理、清洗等工作的开展。

5.卫生通过间制度 操作量较大的核医学工作场所应设置卫生通过间。人员由清洁区进入污染区时，必须经过卫生通过间，在卫生通过间更换衣服、穿戴个人防护用品，然后进入污染区域；离开污染区时，必须经过卫生通过间，在这里淋浴去污染，必要时皮肤经过放射性污染监测后才能进入非限制区。控制区内各个房间可能操作的放射性核素活度量不同和可能受到的污染程度不同，应依次布置。卫生通过间内除了设置淋浴和洗涤设备外，还应当设置必要的放射性物质表面污染监测仪、γ照射量率监测仪以及外伤或去污药品箱。

（三）工作场所的分级、分类

1.工作场所分级

诊疗工作使用的核素不同，使用的量亦存在差异，因此，对所有核医学工作场所要进行分类，区别对待，便于管理。

（1）放射性核素毒性分组：

为了判定非密封源工作场所级别，便于对工作场所提出防护要求和确定防护下限，需要熟识常用核素的放射毒性大小。从放射防护角度出发，《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）按照非密封源对工作场所可能导致的空气污染程度不同，依据核素导出空气浓度将放射性核素划分为极毒、高毒、中毒和低毒4组。

（2）工作场所分级：

操作非密封源的活度不同，对工作场所和对环境的污染程度也不同，操作活度越大，污染程度就越明显。根据非密封源的日等效最大操作活度不同，工作场所可分为甲、乙、丙3级（表1-2-11）。

引自：《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）。

非密封源的日等效最大操作活度在数值上等于实际计划的各核素日最大操作活度与该核素毒性组别修正因子乘积之和除以操作方式相关修正因子所得的商，即：

放射性核素的毒性组别修正因子和操作方式相关修正因子分别见表1-2-12和表1-2-13。

引自：《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）。

引自：《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）。

表1-2-13中不同操作方式的说明如下。

1）源的贮存：

包括把盛放于容器中的核素溶液、样品和废液密封后放在工作场所的通风柜、手套箱、样品架、工作台或专用柜内的操作。这些操作发生污染的危险较小。

2）很简单的操作：

如把少量稀释溶液合并、分装或稀释，或洗涤污染不严重的器皿等。这类操作过程中会有少量液体洒漏或飞溅。

3）简单的操作：

溶液的取样、转移、沉淀、过滤，或离心分离、萃取或反萃取、离子交换、色层分析、吸移或滴定核素溶液等操作。这类操作可能会有较多放射性物质扩散，污染表面和空气。

4）特别危险的操作：

包括对放射性核素溶液加温、蒸发、烘干以及强放射性溶液取样、粉末物质称量或溶解，干燥物质收集与转移等操作。在这类操作过程中会产生少量气体或气溶胶，污染事故发生概率较大，后果也较严重。

对于甲、乙、丙3个等级非密封源工作场所的安全管理要求不同，《放射源分类办法》规定，甲级非密封源工作场所参照Ⅰ类放射源安全管理，乙级和丙级非密封源工作场所参照Ⅱ、Ⅲ类放射源安全管理。

2.核医学工作场所分类

一般临床核医学的活性实验室、病房、洗涤室、显像室等工作场所属于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）规定的乙级或丙级非密封源工作场所。为便于操作，《临床核医学放射卫生防护标准》（GBZ 120—2006）中，依据计划操作最大量放射性核素的加权活度，将工作场所分为Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ三类（表1-2-14）。

①本表依据为国际辐射防护委员会（ICRP）第57号出版物；②加权活度=（计划的日操作最大活度×核素的毒性权重因子）÷操作性质修正因子。

供计算操作最大量放射性核素加权活度用的核医学常用放射性核素毒性权重因子和不同操作性质的修正因子分别见表1-2-15和表1-2-16。

（四）操作非密封放射性物质场所内环境和设备要求

针对非密封放射性物质操作容易引起表面污染、产生内照射危害的特点，对放射性实验室设备提出一些特殊要求。

1.地板 应光滑、无缝隙、无破损。所用材料能耐酸碱，易去除放射性污染。木材及水泥地面不宜单独使用，应覆盖一层聚氯乙烯板或硬橡胶板。板与板的接缝应衔接平整。在地板与墙面的连接处，塑料板应上翻到离地面20cm以上。地面应有一定坡度，在最低处尽可能设置地漏。

2.墙面 乙级实验室的地面与墙面或墙面与天花板交接处应做成圆角，以利于去污。丙级实验室中离地面1.5~2m以下的墙壁，应刷浅色油漆。甲级和乙级实验室的墙壁和天花板应全部刷漆。

3.工作台面 所有工作台面均应铺上耐酸碱并且光滑的材料，如钢化玻璃台面或上釉陶瓷砖等。在瓷砖的交接处用环氧树脂、水玻璃等抹缝。有的工作台可用不锈钢台面。

4.门窗家具 为便于去污和防止表面聚积放射性物质，实验室的所有门窗及各种家具都应刷漆。

5.供水与排水 甲级和乙级实验室要有冷水、热水供给设备。水龙头最好采用长臂或脚踏开关。应采用上釉陶瓷水池。放射性下水池应有明显标志，以便与非放射性水池分开。甲、乙级实验室放射性下水道和非放射性下水道应分开。丙级实验室的高毒性放射性废水必须经处理后才能直接排放。乙级以上实验室的放射性废水只能通入废水储存池，以便集中进行去污处理。

6.污物桶 室内应设置放射性污物桶和非放射性污物桶。放射性污物桶应有明显标志；桶内衬塑料膜口袋，当装满废物时，便于把整个塑料袋一起拿出，直接集中处理。

7.照明 室内灯光要足够明亮，甲、乙级实验室的日光灯和电线最好安装在天花板内，呈封闭式照明。通风橱应从外面提供照明或采用封闭式照明，照明灯的功率要大于一般照明用功率。

8.通风与通风橱 整个实验室要有良好的通风，气流方向只能从清洁区到污染区，从低放射性区到高放射性区。对于规模较大的放射性单位，应根据操作性质和特点，合理安排通风系统，严防污染气体倒流。室内换气次数：①甲级，6~10次/h；②乙级，4~6次/h；③丙级，3~4次/h。根据工作性质，室内应配备必要的工作箱和通风橱等设备。通风橱操作口的截面风速必须保证不小于1m/s，结构上要注意减少气流死角。密闭箱内应保持10~20mmHg的负压。

9.手套箱和操作器具 当操作的放射性活度达到乙级实验室水平时，应配备相应的α、β和γ手套箱以及用以增加操作距离的各种镊子、钳子和其他器械。安装在手套箱上的操作器械必须有高度的可靠性，易去污，能操作各种形状和大小的物体。β和γ手套箱必须具备足够的屏蔽。

10.不同核医学工作场所用房室内表面及装备结构的基本放射防护要求如表1-2-17所示。以体外放射免疫分析为目的而使用含有放射性核素的试剂盒时，普通化学实验室即可作为其工作场所，不需要专门防护。

^a ：下水道宜短，大水流管道应有标记以便维修检测； ^b ：洗手盆应为感应式或脚踏式等非手部接触开关控制。

（五）核医学放射工作场所放射防护措施要求

核医学放射诊疗工作应按照相关标准要求配置以下防护措施和设施。

1.核医学工作场所的分类 应按照《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）中非密封源工作场所分级规定进行分类，并采取相应防护措施。应依据计划操作最大量放射性核素的加权活度对开放性放射性核素工作场所进行分类管理，把工作场所分为Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ三类。不同类别核医学工作场所用房室内表面及装备结构的基本放射防护要求见表1-2-17。

2.核医学工作场所的通风 按表1-2-17要求，核医学工作场所应保持良好的通风条件，通风系统独立设置，合理设置工作场所的气流组织，遵循自非放射区向监督区再向控制区的流向设计，保持含放射性核素场所负压以防止放射性气体交叉污染，保证工作场所的空气质量。合成和操作放射性药物所用的通风橱应有专用排风装置，风速应不小于1m/s。排气口应高于本建筑物屋顶并安装专用过滤装置，排出空气浓度应达到环境主管部门的要求。

3.核医学工作场所中相应位置应有明确的患者、受检者导向标识或提示。控制区的入口应设置电离辐射警告标志。

4.给药后患者或受检者候诊室、扫描室应配备监视设施或观察窗和对讲装置。回旋加速器机房内应装备应急对外通信设施。

5.应为放射性物质内部运输配备足够屏蔽的储存、转运等容器。容器表面应设置电离辐射标志。

6.药物制备室应安装固定式剂量率报警仪。扫描室外防护门上方应设置工作状态指示灯。

7.回旋加速器机房内应安装固定式剂量率报警仪，应设置门机联锁装置，机房内应设置紧急停机开关和紧急开门按键。机房电缆、管道等应采用S形或折形穿过墙壁，在地沟中水沟和电缆沟应分开。不带自动屏蔽的回旋加速器应有单独的设备间。

8.放射性废液衰变池的设置按环境主管部门规定执行。暴露的污水管道应做好防护设计。

9.开展核医学工作的单位应根据工作内容，为工作人员配备合适的防护用品和去污用品，其数量应满足开展工作需要。对陪检者应至少配备铅橡胶防护衣。当使用的 ^99m Tc活度大于800MBq时，防护用品的铅当量应不小于0.5mmPb；对操作 ⁶⁸ Ga、 ¹⁸ F等正电子放射性药物和 ¹³¹ I的场所，应考虑其他的防护措施，如穿戴放射性污染防护服、熟练操作技能、缩短工作时间、使用注射器防护套和先留置注射器留置针等措施。

10.根据工作内容及实际需要，合理选择使用移动铅屏风、注射器屏蔽套、带有屏蔽的容器、托盘、长柄镊子、分装柜或生物安全柜、屏蔽运输容器、放射性废物桶等辅助用品。

三、核医学诊疗中的个人防护

无论是从技术方面考虑还是从经济方面考虑，在操作非密封源过程中期望彻底包容放射源是不实际的。因此，还需要采取辅助性防护措施加以补充，这就是拟订安全操作规则和穿戴个人防护衣具保护工作人员。

（一）个人安全操作的卫生要求

1.进行开放型放射工作时，应穿好工作服和工作鞋，佩戴口罩和手套。必要时应戴塑料套袖和围裙。在强活度下工作，应佩戴个人剂量计，进行个人剂量监测。个人防护用品要保持清洁和完整。被放射性污染的防护用具不得带入放射性工作场所。不能继续使用的个人防护用具应集中妥善处理。

2.严禁在放射工作场所进食、饮水、吸烟和存放食物。

3.避免使用容易导致皮肤破损的容器和玻璃器具。手若有小伤，要清洗干净，妥善包扎，戴上乳胶手套才能进行水平较低的放射性操作，如伤口较大或患严重感冒，需停止工作。不准用有机溶剂（乙醚、氯仿、乙酸乙酯、甲苯等）洗手和涂抹皮肤，否则会增加皮肤的放射性物质通透性。如果皮肤被污染，切忌用有机溶剂洗涤。

4.在甲级放射工作场所或粉尘操作完毕后，必须严格执行卫生通过制度。工作完毕，要更衣、洗手、淋浴、进行污染检查，合格后才能离开。

（二）安全操作

1.工作人员在操作放射性物质前，应做充分准备，拟定周密的工作计划和步骤，检查仪器是否正常，通风是否良好，个人防护用品是否齐全以及发生事故时的应急方案。凡采用新技术、新方法时，在正式操作前必须熟悉操作的内容及放射性物质的性质（电离辐射种类、能量、物理化学状态等）。

2.对于难度较大的操作，要预先用非放射性物质做冷实验（也叫空白实验），经反复练习成熟后，再开始工作。必要时还需有关负责人审批。对于危险性操作，必须有两人以上在场，不得一个人单独操作。

3.凡开瓶、分装及煮沸、蒸发等产生放射性气体、气溶胶的操作及粉尘操作，必须在通风橱或操作箱内进行。应采取预防污染的措施，如操作放射性液体时，须在铺有吸水纸的瓷盘内进行，并根据射线的性质和辐射强度，使用相应防护屏和远距离操作器械。操作4×10 ⁷ Bq以上的β、γ核素，应佩戴防护眼镜。

4.凡装有放射性核素的容器，均应贴上有明显标志的标签，注明放射性核素的名称、活度等信息，以免与其他非放射性试剂混淆。

5.放射性工作场所要保持清洁。清扫时要避免灰尘飞扬，应用吸尘器吸去灰尘或用湿拖把。场所内的设备和操作工具，使用后应进行清洗，不得随意携带出去。

6.经常检查人体和工作环境的污染情况，发现超限值水平的污染应及时妥善处理。

7.严格管理制度，防止放射性溶液泼洒、弄错或丢失。

（三）穿戴个人防护衣具

个人防护用具分为两类：基本的个人防护衣具和附加的个人防护衣具。可以根据实际需要，合理组合使用这两类个人防护衣具。

基本个人防护衣具是通常情况下穿戴的工作帽、防护口罩、工作服、工作鞋和防护手套等。

1.工作帽

常以棉织品或纸质薄膜制作。留长发的工作人员应当把头发全部罩在工作帽内。

2.防护口罩

常用的是纱布或纸质口罩，或超细纤维滤膜口罩。这些口罩对放射性气体核素没有过滤效果，仅对放射性气溶胶粒子有过滤效果。超细纤维滤膜口罩对气溶胶粒子过滤效率较好（达99%以上）。

3.工作手套

常用的是乳胶手套。戴手套之前应当仔细检查手套质量，漏气或破损的手套不能使用。与外科医师戴、脱手套不同，防护用工作手套的外表面是受污染面，内表面是清洁面，戴、脱手套时不能使其内面受污染。切勿戴着受污染的手套到清洁区打电话，或取拿、传递钥匙等。

4.工作服

常以白色棉织品或特定染色棉织品制作。丙级工作场所的工作服以白色为常见。甲、乙级工作场所的工作服则以上、下身分离的工作服为常见。切勿穿着受污染的工作服和工作鞋进入清洁区办事。

附加个人防护衣具是指在某些特殊情况下需要补充采用的某些个人防护衣具，如气衣、个人呼吸器、塑料套袖、塑料围裙、橡胶铅围裙、橡胶手套、纸质鞋套和防护眼镜等。

四、核医学诊疗过程中的患者防护

疾病的核医学诊断、治疗所使用的放射性药物为非密封型放射源。诊治过程中，需将放射性药物引入患者体内，患者在受到放射性核素内照射的同时，又可作为一个核辐射的发射体，对周围人群进行外照射。另外，患者的排泄物可能对周围环境造成污染。因此，在核医学诊断与治疗过程中既有内照射，也有外照射及环境污染。如何对患者进行有效的内照射防护，尤其要对其周围工作人员及其他人群进行有效外照射防护，对其排泄物引起的环境污染进行有效控制，是核医学工作者必须高度重视的问题。

（一）核医学诊断中的患者防护

核医学检查中存在电离辐射，可能对患者身体健康（特别是人体的敏感部位，如甲状腺、乳腺、性腺等）造成一定影响。接受核医学检查后，患者体内往往仍存留放射性核素，如果不加强控制防护，会对周围人群造成辐射损害，并对环境造成放射性污染。但如果能采取必要的防护措施，就能将电离辐射对患者及他人的损害降到最低，因此进行核医学检查时以及接受核医学检查后，应注意采取防护措施，以避免自身及周围人群受到不必要的辐射，影响身体健康。

1.严格掌握检查的适应证及操作程序

核医学检查需要将放射性核素引入体内，可能对患者产生电离辐射而造成一定危害，所以应遵循放射实践的正当化原则。一方面要高度重视，严格掌握检查的适应证，不盲目检查。另一方面不要恐惧，因为与X线成像技术相比，核素显像给予受检者的辐射剂量要小得多。例如，脑 ^99m Tc-ECD显像辐射当量剂量是头部CT的0.047倍，头颅摄影的0.78倍； ^99m Tc-MAA肺灌注显像辐射当量剂量是胸部摄影的0.55倍，胸部透视的0.034倍。这些放射性示踪剂多无其他副作用，大多数在数小时，最多1~2d，即从身体内排出，只要严格掌握适应证且严格按程序操作，就能将危害降至最低，甚至到忽略不计的水平。因此，要求申请医师与核医学工作人员严格按有关操作程序进行检查。

（1）申请医师

1）申请医师应根据患者的病史、体格检查及实验室化验结果等进行正确的临床判断，在比较可供选择的各种检查技术之后，决定是否提出相应申请。

2）申请医师应在申请单上写明患者的现病史、既往史及其他诊治结果，建议采用核医学检查的项目和目的等，以便核医学医师选定对患者最有益的检查程序。

3）对育龄期女患者应注意其怀孕的可能性，并在申请单上做必要说明；若已怀孕或本人认为可能怀孕，通常由核医学医师和申请医师共同决定此种情况下进行核医学检查是否符合正当化原则。

（2）核医学医师

1）当核医学检查申请单提供的信息不完备，或资料不足以表明进行核医学检查的必要性时，核医学医师有责任同申请医师联系，要求补充有关信息，并协商妥善处理。

2）对于经评价核定必须进行的核医学检查，核医学医师应针对具体临床问题逐例计划，并考虑每种放射性核素的物理、化学和生物学特性，选择患者吸收剂量和危险性最小，而又能给出诊断信息的放射性药物及恰当的检查程序和技术。

3）核医学医师有责任及时将新的或改进的核医学技术通告其他临床科室的医师，以便采用现有最好方法处理临床问题。

4）如果患者近期做过核医学检查，特别是做过和本次申请相同的检查，核医学医师应对上次检查残存的放射性核素活度是否会干扰本次检查的诊断质量做出判断，并采取必要措施。

（3）核医学技术人员

1）技术人员在施行核医学检查前应仔细核对申请要求和检查程序，如有疑问，应及时询问有关人员。

2）技术人员对所用放射性药物必须进行活度测定，施行每次临床核医学实践时必须严格按相应操作规程进行。注意每次检查所用放射性药物的活度不能超过国家标准[《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）]所规定的指导水平。

3）技术人员向患者施予放射性药物前必须仔细核对：①患者姓名是否与申请单上的姓名相符；②准备施予的放射性药物名称、化学形式和活度是否与要求相符；③是否准备使用非常规程序；④患者是否已做好准备工作，如已禁食或施用阻断剂；⑤安排多项检查时的先后顺序。

4）给患者注射放射性药物时必须小心谨慎，注意检查注射放射性药物的静脉周围有无泄漏，规定的活度是否已全部注入。如果出现意外，必须立即报告核医学医师。

5）给患者口服放射性药物前应检查其是否能正常吞咽，服药时应观察这些药物是否已被吞下，并注视患者是否有出现呕吐的任何指征。

6）必须记录每一次给予放射性药物的全部情况（包括患者反应和副作用等）。如给予情况不满意，应同时记录失败的原因。

7）应当建立避免给错放射性药物或将放射性药物给错患者的防范措施。如果发生给药失误，核医学医师应立即对患者进行妥善处理，并向有关部门报告。

8）完成核素显像后必须请核医学医师进行复查。

2.诊断用场所的布局应有助于工作程序

如一端为放射性药物贮存室，则依次应为给药室、候诊室、检查室，应避免无关人员通过；给药室与检查室应分开，如必须在检查室给药，检查室应具有相应防护设备；候诊室应靠近给药室和检查室，宜有专用厕所；各场所张贴电离警示标志和警示说明，患者正进行检查时，其他人员不得进入检查室；若正在进行检查的工作间没有关门，要让人员远离检查室门口，以免接受不必要的电离辐射。

3.对陪同人员的防护

患者进行核医学检查时，尽量不要亲友等陪同，如果确需陪同进入检查室，陪伴者一定要穿防护衣进行辐射防护。严禁孕妇陪同患者。

注射放射性药物后，患者需在专门候检室等待，不要随意远离自己的座位，要尽量减少患者之间的相互照射，注射完药物的患者近似活动性放射源，所以必须重视对来自患者的辐射防护，加强患者管理。

患者在进行核医学检查时，体内注有放射性核素，因多数诊断用核素的半衰期较短，照射剂量通常较小，患者家属所受照射剂量并不大，但仍需注意在给药后最初数小时内减少与患者密切接触。特殊情况下，某些患者应严格按照医师的要求限制活动范围，以免给周围接触人群造成不必要的电离辐射，并可依据具体情况通过一些简单的措施减少放射性药物对患者的影响。仅为诊断目的使用放射性核素的受检者，进行手术时不需要特殊防护措施。

4.减少患者体内的辐射吸收剂量

（1）大量饮水和利尿：

大多数放射性药物或其代谢产物通过泌尿系统排出，故在检查后24~48h内大量饮水和利尿，可减少膀胱及周围器官的吸收剂量。

（2）使用KI或KClO ₄ 等阻滞剂进行封闭：

当使用放射性碘或高锝酸盐进行检查时（甲状腺显像除外），可以在检查前用KI或KClO ₄ 对甲状腺组织进行封闭，以有效减少甲状腺组织的吸收剂量。

（3）轻泻剂：

可增加进入胃肠道的放射性药物及其代谢物的排泄。

（4）其他：

根据器官及药物的性质决定采取何种措施促进排出，如肾脏中的药物可以通过利尿剂促进排出，胆囊中的药物可以通过胆囊收缩素或高脂餐等促进排出。

5.对特殊人群的防护

（1）育龄女性：

申请核医学检查时应考虑其是否怀孕，并严格掌握适应证。在提请检查时如果月经期已过或停经，一般应作为怀孕看待，除非有排除这种可能性的情况（如已实施子宫全切术或输卵管结扎术）。由于现行核医学诊断检查所用核素的半衰期较短，不会使检查结束后形成的胚胎受到显著照射，胚胎受到的危险是微不足道的，故完成核医学检查后不需要等待，可以怀孕。

（2）孕妇：

施行核医学检查必须有确实的正当理由，特别要控制使用能通过胎盘传输而进入胎儿组织的放射性药物的检查。胎儿受到的照射可能来自以下途径：放射性药物通过胎盘的传输进入胎儿体内构成内照射危害；母体组织器官内的放射性药物对胎儿构成外照射危害。在胎盘传输中，放射性药物的化学和生物学特性是决定性因素。某些放射性药物，如 ¹³¹ I（碘化物）或 ^99m Tc（高锝酸盐）可通过胎盘屏障而被胎儿组织吸收，在妊娠的最后阶段，这类药物可以浓集在胎儿的甲状腺内。对迅速通过肾脏排出的放射性药物，膀胱作为储蓄器，成为对其他器官或组织以及对胎儿照射的重要辐射源。因此，若给予孕妇经肾脏排出的放射性核素药物，应在膀胱部分充盈时给药而不是在排尿之后即刻给药，给药后应当鼓励其频繁排尿。

此外，孕妇在已怀孕而未知时受到辐射照射，常会产生恐惧心态，甚至因此提出人工流产的要求。根据所增加的相对危险来衡量，诊断程序引起的胎儿照射很少能成为人工流产的正当理由。此时，应当由有资格的专家对辐射吸收剂量和胎儿受到的危险做出评估，患者自己应当能够对流产问题做出决定。

（3）哺乳期女性：

决定是否对哺乳期女性施行核医学检查，应当权衡母乳哺育的婴儿所受照射危险和母亲疾病得到诊治而及时治愈的利益。放射性核素可分泌到乳汁中，因此除非确实必要，一般情况下应当推迟对哺乳期女性施行放射性药物用于体内的核医学检查。哺乳期女性如接受核医学检查，要注意选择放射性药物，并根据所用放射性药物进入乳汁的情况，确定暂停哺乳时间（表1-2-18）。

DTPA：二乙基三胺五乙酸（diethyltriaminepentaacetic acid）；EDTA：乙二胺四乙酸（ethylenediamine tetraacetic acid）。

（4）儿童：

核医学医师必须根据临床实际需要和患儿的体重与体表面积确定最佳放射性药物用量；对儿童施行核医学检查应由儿科医师协同进行，检查时可根据情况谨慎地采用有效的镇静方法和各种固定措施。

（二）核医学治疗中的患者防护

1936年Lawrence用 ³² P治疗白血病，1942年Hertz和Roberts用 ¹³¹ I治疗甲亢，自此经过半个多世纪的研究探索，放射性核素内照射治疗已成为临床重要的治疗手段之一，虽然应用范围有限，但是对肿瘤、甲状腺和关节疾病的治疗明显有效。在进行放射性核素治疗的同时，必须高度重视放射防护问题，考虑患者本身的用药安全及防护、医务人员及公众的防护及对周围环境的影响。

1.确定门诊治疗和住院治疗的原则

（1）确定门诊治疗的原则：

①一次门诊使用 ¹³¹ I活度小于400MBq或与此辐射剂量相当的其他放射性药物；②患者生活完全可以自理，病情不严重；③患者排泄物、废弃物有足够的水源处理条件，且患者治疗前已学会和理解掌握废弃物、排泄物的处理方法；④具备独居卧室条件，患者具有减少与其他社会成员接触的可能条件，尤其要与婴幼儿隔离。

（2）确定住院治疗的原则：

①一次使用 ¹³¹ I活度大于400MBq或与此辐射剂量相当的其他放射性药物；②放射性核素治疗的种类、方式和时间必须住院才能进行；③病情较重而必须住院者；④患者的居住环境无法满足放射防护要求。

2.治疗性放射性药物的选用

利用放射性药物进行放射性治疗的主要优势是可以把药物有针对性地引入人体的某些特定组织和部位。在临床实践中，进行肿瘤放射性药物治疗时，需要把具有亲肿瘤组织的分子和具有适当物理特性的放射性核素标记在一起。通过特定的方法（注射、口服、吸入等）把放射性药物引入体内而达到治疗目的，而对正常组织的影响很小。适当放射性核素的选择取决于药物的质量、照射距离、物理半衰期、化学性质、价格、实用性等因素。目前临床上常用的放射性药物是用能发射中等能量、在组织中照射距离仅数毫米的β辐射体的放射性核素标记物。

治疗性放射性药物可以是放射性核素标记的离子或分子，通过正常生理途径进入靶器官，如 ¹³¹ I标记碘化钠治疗甲状腺癌， ³² P标记磷酸钠治疗红细胞增多症， ⁸⁹ Sr标记氯化锶治疗骨转移瘤， ¹³¹ I标记间碘苄胍（meta-iodobenzyl-guanidine，MIBG）治疗神经细胞瘤；也可以是放射性核素标记的单克隆抗体。

放射性碘治疗甲状腺癌的技术开发最早，方法较成熟，效果肯定，其他大多数放射性药物只能起到缓解症状的作用。治疗甲状腺癌和转移性结节时， ¹³¹ I的应用活度为3~10GBq，而且应该每4~6个月重复治疗，直到残存的功能性甲状腺组织和转移性结节消失为止。 ¹³¹ I还可治疗甲状腺功能亢进，视甲状腺结节的大小，用药活度为100~1 000MBq。在德国，1991年甲状腺良性疾病的治疗占整个放射性药物治疗的70%，恶性甲状腺疾病治疗占22%。放射性药物治疗无论对良性还是恶性疾病都非常重要。

放射性药物治疗还可以把药物直接注入体腔内，与病变组织、细胞直接接触，达到治疗目的。例如， ⁹⁰ Y用于胸膜腔、腹膜腔、心包内的转移性肿瘤以及膀胱肿瘤和颅咽管瘤的腔内照射，关节炎的腔内治疗等； ¹⁹⁸ Au治疗转移性腹水； ⁹⁰ Y治疗肝癌。

3.核医学治疗中患者的防护原则

（1）掌握适应证：

对患者是否采用放射性核素治疗，应根据所患疾病引起的危险与辐射损伤的危险相比较而加以全面权衡。对儿童患者应特别注意估价其潜在的利益和危险。对育龄女性，申请放射性核素治疗时应注意考虑其是否怀孕。

（2）孕妇一般不宜施用放射性核素治疗：

在特殊情况下必须施用时，应当考虑终止妊娠。接受治疗的育龄女性，以其体内留存的放射性药物不致使胚胎受到约1mGy吸收剂量照射作为可否怀孕的控制限值。例如，用 ¹³¹ I治疗甲状腺功能亢进的育龄女性，一般需经过6个月后方可怀孕。哺乳期女性若接受放射性核素治疗，应在6~8个有效半衰期内停止授乳。

（3）必须设计治疗剂量：

确定施用放射性核素治疗，必须根据治疗特点和临床需要逐例进行治疗剂量设计，必要时可通过少量试验来获取放射性核素在体内的分布及代谢资料，以更好地制订治疗计划。

（4）家属的配合：

治疗前向患者及家属交代防护原则及注意事项，以取得其配合，并签订知情同意书。

4.核医学治疗中患者的防护要求

（1）对病房的要求

1）根据使用放射性核素的种类、特性和活度，确定病房的位置及其防护墙、地板、天花板厚度。病房设置可一室一床或一室两床（床间距1.5m），病房内设防护栅栏，以使患者间保持足够距离，或使用附加屏蔽。病床标有安全牌，注明核素种类、活度、日期等。

2）接受治疗的患者应使用专用便器或专用浴室和厕所；排泄物分开存放，并做标记。

3）使用治疗量γ放射性药物的区域应划为控制区，用药后患者床边1.5m处或单人病房应划为临时控制区。控制区入口处应有电离辐射标志。

4）配药室应靠近病房，尽量减少放射性药物和已接受治疗的患者通过非限制区。治疗室应有必要的防护监测仪器和防护屏、眼镜、手套及急救设备、药品等。

（2）被污染物品的处理：

患者的被服和个人用品使用后应做去污处理，并经表面污染检测证明在导出限值以下后，方可做一般处理。使用过的放射性药物腔内注射器、绷带和敷料，应做污染物件处理或放射性废物处理。

（3）对陪伴人员和探视人员的限制：

除医护人员外，其他无关人员不得进入病房内的控制区。患者不应该随便离开控制区，尽量不要人员陪伴。因病情需要必须有人陪伴时，应尽可能缩短陪伴者近距离接触时间或采用铅屏防护。接触患者衣物、洗漱用品、餐具等物品后，应认真用肥皂洗手。陪伴者不得在病房内进食、喝水、吸烟和睡觉。严禁孕妇、哺乳期女性、婴幼儿和青少年进入病房探视。

（4）患者出院后的防护措施：

接受 ¹³¹ I治疗的患者，出院时体内放射性药物允许最大活度为400MBq。因患者体内仍有一定的放射性物质，为避免和减少家属受到照射，患者最好住单人间或睡单人床；单独使用生活用品及卫生用品，并单独清洗和存放；大小便后，充分清理便池，防止污染便池外的地面和物品；不要与家人，特别是婴幼儿和孕妇密切接触。

（5）接受过放射性药物治疗的患者其外科手术处理原则：

①应尽可能推迟到患者体内放射性水平降低到可接受范围，且不需要辐射安全防护时再做手术处理；②进行手术的外科医师及护理人员应佩戴个人剂量计；③术后，对手术间进行辐射监测和去污，对敷料、覆盖物等其他物件也应进行辐射监测，无法去污时可做放射性废物处理。

5.治疗给药失误的应急处理原则

给予治疗量放射性药物失误比给予诊断量放射性药物失误造成的后果要严重。这种失误包括错误地给予远远大于（或小于）特定治疗所需的量，还包括对于根本就不需要治疗的患者给了治疗量。

一旦察觉治疗给药失误（如给错药或用药超过所需活度）事件后，核医学医师应当立即采取可利用的一切手段来尽量减轻不良效应。这就要求核医学医师熟识这种处理的一般原则。其中包括：①立即启动应急救援预案，按规定逐级上报；②利用催吐、洗胃、使用泻剂或灌肠来迅速排除口服的放射性药物；③通过饮水、利尿、螯合疗法（随情况而定）来加速静脉输入放射性药物的排泄；④对于不能自动排尿的患者，利用导尿管使之排尿；⑤如果情况适合，使用KI或KClO ₄ 等阻吸收剂，可减少甲状腺、唾液腺和胃的吸收剂量；⑥收集和监测排泄物，以及对全身或选定区域的体外计数测量（随代谢途径而定），可帮助确定滞留的程度；⑦同有资质的专家商议，请其提供关于估计剂量的方法、需要的治疗措施和追踪观察等方面的意见；⑧应立即告知患者及其家属，以确保患者家庭成员或其他前来探望者不致受到过量照射。

五、非密封源易发事故及防护对策

操作非密封源时，如果不小心就易发生物料外溢、喷溅或洒落。发生这类事故时要沉着冷静，不要惊慌，可以按下述程序认真处理。

（一）少许液体或固体粉末洒落的处理方法

如果是放射性物质的溶液溢出、喷溅或洒落，先用吸水纸将其吸干净；如果是固体粉末放射性物质洒落，则用湿润的棉球或湿抹布将其蘸干净。在以上基础上再用适当的去污剂去污。去污时采用与外科皮肤消毒相反的顺序，即从没受污染部位开始并逐渐向污染轻的位置靠近，最后对受污染较重的部位去污，切勿扩大污染范围。用过的吸水纸、湿棉球和湿抹布等都要放到搪瓷托盘内，最后集中到污物桶内，作为放射性废物集中处理。

（二）污染面积较大时的应急处理方法

1.立即告知在场的其他人员撤离工作场所，报告单位负责人和放射防护人员。

2.标划出受污染的部位和范围。测量污染部位表面的面积。

3.如果皮肤、伤口或眼睛受到污染，立即以流动的清洁水冲洗后再进行相应的医学处理。

4.如果个人防护衣具受污染，应当在现场脱掉，放在塑料袋内，待洗消去污染。

5.针对污染物的理化特性、受污染表面性质和污染程度，采用合适的去污染方法去污。

6.去污染以后，经过检测符合防护要求时，可以恢复工作。

7.分析事故原因，总结教训，提出改进措施，并以书面形式向当地审管部门告知。

六、表面放射性污染物的去除

操作放射性物质的过程中，特别是开放性操作，往往不可避免地会使建筑物、设备、工具，以致人体表面沾染上放射性物质，这种现象统称为表面放射性污染。这些污染常是工作场所放射性气溶胶浓度和外照射剂量升高的重要原因之一。特别是工具、防护用品和环境的污染，如果不及时加以控制和清除，会蔓延扩大，有时后果可能很严重。

在大多数情况下，工具或设备的污染不会太严重，经过仔细去污，使其污染水平降至控制水平以下，就能继续使用。但是，在少数情况下，污染严重，无法通过清洗达到控制水平以下，或者从经济角度考虑不如更换一个新的物件更合算和方便，这时污染的物件只能当作废物处理。

在物体表面的放射性物质污染一般分为固定性污染和非固定性污染两类。当两个表面接触时，能从一个表面转移到另一个表面上的污染，称为非固定性污染（又称松散污染）；而不能从一个表面转移到另一个表面污染，称为固定性污染。这两者是相对的，因为可转移的程度往往与污染核素特性、污染时间长短、两个接触表面的性质、接触方式，以及媒介物质的化学性质和物理性质等许多因素有关。

为了便于除去污染，对材料表面的要求是光滑、无孔和化学交换能力小，不仅能耐酸、耐碱及有机溶液，而且能够耐热，因为在加热时去污效果普遍较高。但对材料磨光是不必要的，因为经过一次去污后会完全破坏其光洁度。

采用适当方法从表面消除放射性污染物，称为去除表面放射性污染物，简称表面去污染。表面可能是设备、构件、墙壁和地表等表面，也可能是个人防护衣具或人体皮肤表面。污染物可能是松散的放射性固体，也可能是含放射性物质的液体、蒸汽或挥发物。

（一）去污的一般原则

去污工作必须做得恰当，否则会扩大污染。去污时，应遵守下述一般原则。

1.尽早去污

因为污染时间较短的放射性物质容易去除，单次去污效率较高，也可减少污染的扩大。

2.配制合适的去污试剂

不同种类试剂的去污作用不同，应选择去污效果高、费用低、操作安全的去污试剂。

3.合理选择去污方法

一般的去污方法有浸泡、冲刷、淋洗和擦拭等，均可在常温下进行。其具体方法一般应根据污染物件的特点、污染元素和表面介质的性质、去污设施和废物（包括废液）处理的条件等因素选择。将超声波发生器放在去污液中，用超声波去除零件上放射性物质的方法，近几年已得到广泛应用。

4.在去污过程中防止交叉污染和扩大污染

去污程序一般应从污染较弱处开始，逐渐向污染较强处伸展。有时为了降低外照射或减少污染的扩散，首先应对污染最强处做一次粗略去污。在大多数情况下，去污剂和擦拭材料均不能反复使用，擦拭物的每个擦拭面不能在不同位置来回擦，否则容易使去污剂或擦拭物上的放射性物质扩散。

5.认真处理去污过程中产生的废物和废液

去除放射性物质污染的过程实质上是把放射性物质转移到去污剂中或擦拭物上的过程。对于这些去污剂或擦拭物，在极个别情况下，可以进行处理，如回收其中有用的放射性物质；但在一般情况下，只能作为放射性废物或废水处理。特别要注意的是，防止因废物处理不当而使污染扩大。

6.去污时做好安全防护

去除大面积污染时，应划出“禁区”，严禁无关人员随意出入。去污人员首先应注意外照射防护，有时需要采用简单的工具和设备；要注意配备必要的个人防护用品，以防止形成内污染，减少内外照射总剂量。

（二）体表去污

对体表去污，首先要脱掉被污染的衣物，这样可大大降低表面放射性污染。对于被污染的皮肤和头发，用肥皂、温水和毛巾可有效去除污染；一般可用软毛刷刷洗（操作要轻柔，防止损伤皮肤），还可选择适当的洗涤剂。但需注意，不能采用有机溶剂（乙醚、氯仿和三氯乙烯等）和能够促进皮肤吸收放射性物质的酸碱溶液、角质溶解剂及热水等。常用的皮肤去污剂有如下几种。

1.EDTA溶液

取10gEDTA-Na ₄ （乙二胺四乙酸四钠盐，络合物）溶于100mL蒸馏水中。

2.高锰酸钾溶液

取6.5gKMnO ₄ 溶于100mL蒸馏水中。

3.亚硫氢酸钠溶液

取4.5g亚硫氢酸钠溶于100mL蒸馏水中。

4.复合络合剂

5gEDTA-Na ₄ 、5g十二烷基磺酸钠、35g无水碳酸钠、5g淀粉和1 000mL蒸馏水混合。

5.DTPA溶液

取7.5gDTPA（二乙基三胺五乙酸，络合物）溶于100mL蒸馏水中，pH=3。

6.5%次氯酸钠溶液

亦可采用EDTA肥皂去污。将此肥皂涂在污染处，稍洒点水，让其很好地起泡沫后，再用柔软的刷子刷洗（对指甲缝、皮肤皱褶处尤要仔细刷洗），然后用大量清水（温水更好）冲洗。这样反复2~3次，每次2~3min。最后用干净毛巾擦干或自然晾干，用仪器检查去净与否。

如果用上述方法不能去净，可用软毛刷或棉签蘸EDTA-Na ₄ 溶液（10%）刷洗污染处2~3min，然后用清水冲洗；也可以将高锰酸钾粉末倒在用水浸湿过的污染皮肤上，或将手直接浸泡在高锰酸钾溶液中，用软毛刷刷洗2min，然后用清水冲洗，擦干后再用4.5%亚硫氢酸钠脱去皮肤表面颜色，最后用肥皂和水重新洗涮。这种去污方法，最多只能重复2~3次，否则会损伤皮肤。

被 ¹³¹ I或 ¹²⁵ I污染时，先用5%硫代硫酸钠或5%亚硫酸钠洗涤，再以10%碘化钾或碘化钠作为载体帮助去污；被 ³² P污染时，先用5%~10%磷酸氢钠（Na ₂ HPO ₄ ）溶液洗涤，再以5%柠檬酸洗涤，效果很好。

去污后，应在刷洗过的皮肤上涂以羊毛脂或其他类似油脂，以保护皮肤，预防龟裂。

头发污染时，可用洗发液或3%柠檬酸水溶液，或EDTA溶液洗头。必要时剃去头发。眼睛污染时，可用清水冲洗。伤口污染有时，应根据情况用橡皮管或绷带像普通急救一样先予以止血，再用生理盐水或3%过氧化氢（H ₂ O ₂ ）冲洗伤口。

去除皮肤上的放射性物质时，不仅方法要正确，而且要及时，在一般方法无效时应马上请专科医师指导，特别是所受的污染很强时，可能需要做外科切除手术（由有经验的防护人员与医师共同研究确定）。

（三）设备表面去污

去除设备表面污染的操作不需要像对待体表去污那样轻柔，去污剂的选择也少些禁忌，但是设备表面的性质（如材料种类、形状大小、光洁程度、可否拆卸、放置状况和设备的经济价值等）极为复杂，因此对其去污时选用的试剂和方法也是多种多样的。

设备表面去污方法实质分两类：一类是化学去污染，即用能够溶解或吸附放射性物质的化学试剂（药品）去污；另一类是机械去污法，即用擦、涮、切、刨和削等手段去污。一次去污过程中，往往是二者交叉使用。表面的放射性污染物质多数不以离子形式存在，所以对设备表面用离子交换或络合的原理去污，效果欠佳。

木质或水泥地上的放射性物质污染若经一般擦拭仍不能除去，就很难再去污了，因为这些材料的结构很稀疏，用酸性溶液会促使污染物向深处渗透，因此只能给予换新或覆盖。对于木制家具之类的污染可以给予局部削、刨或换新。铅、普通钢和铁等金属很易吸收大量放射性物质，被污染后立即用一般去污剂擦拭效果较好，其后的去污用机械方法较好。铝、铜或黄铜表面被污染时，用普通去污粉擦洗效果也相当好。

在应用放射性核素的实验室，常用普通洗衣粉与清水交替洗涤的方法给玻璃器皿去污。经验表明，这个方法对曾用于注射汞[ ²⁰³ Hg]新醇、 ¹³¹ I和 ¹⁹⁸ Au的注射器的针管去污率可达90%左右，但对针头效果不好，只有7%左右。

超声波清洗器有助于提高去污效果，能把油脂和放射性物质都清洗干净。功率高的超声波清洗器去污效果较好。其方法是在2 000mL清水中加入100g合成洗衣粉作为清洗剂，将接触过放射性核素的注射器、针头、移液管和量筒等放在清洗罐内，用超声波清洗器冲洗约30min，多数情况去污率在90%以上。采用超声波清洗器是以机械化代替过去的手工操作，不但去污效果好，而且可以大大降低工作人员所受辐射量。

（四）工作服表面去污

目前多趋向于将受污染的工作服分为两类：第一类是低于表面污染控制水平的工作服，第二类是高于表面污染控制水平的工作服。两类工作服分别在不同的洗衣机内洗涤。

表1-2-19中给出了不同去污剂对不同核素污染棉织品工作服的去污系数。例如，采用0.3%液体肥皂对 ⁸⁹ Sr去污时，第一次洗涤的去污率为83%，第二次和第三次洗涤的去污率分别为2.4%和0.9%。同样的去污剂对 ³² P去污时，第一、第二、第三次洗涤去污率分别为95%、0.8%、0.1%。每次洗涤后必须用清水漂洗1~2次，以除去二次污染的放射性物质。如果采用氧化还原剂作去污剂，洗涤次数和持续时间可以明显缩短。去污率的高低取决于污染程度、去污溶液的成分、去污溶液的温度、工作服的质料和洗涤持续时间等。

引自：姜德智.放射卫生学.苏州：苏州大学出版社，2004.

（唐波　张晓懿　涂彧）

参考文献

[1]陈丽姝.外照射放射防护中使用的换算系数.北京：原子能出版社，1998.

[2]国际放射防护委员会.放射性废物处置的放射防护政策.赵亚民，译.北京：原子能出版社，1999.

[3]姜德智.放射卫生学.苏州：苏州大学出版社，2004.

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[6]IAEA.实用辐射技术分册：工作场所辐射和污染的监测.维也纳：国际原子能机构，1995.

[7]ICRP75号出版物：工作人员辐射防护的一般原则.北京：原子能出版社，1997.

[8]中华人民共和国国务院.中华人民共和国国务院令（第449号）放射性同位素与射线装置安全和防护条例.

[9]中华人民共和国卫生部.临床核医学放射卫生防护标准：GBZ 120—2006.北京：人民卫生出版社，2007.

[10]涂彧.放射卫生学.北京：中国原子能出版社，2004. sOdCFaC7MD0qzqBWh8sPuJfLM9Zdgg/J+5/kqjfsHvIo1zoOL98QjuFQCJObb7BR