7月3日第一章核物理三、辐射探测的原理和主要的辐射探测器辐射探测器的定义：利用辐射在气体、液体或固体中引起的电离、激发效应或其他物理、化学变化进行核辐射探测的器件称为辐射探测器。

辐射探测的基本过程：1、辐射粒子射入深测器的灵敏体积。

2、入射粒子通过电离、激发或核反应等过程而在探测器中沉积能量。

3、探测器通过各种机制将沉积能量转换为某种形式的输出信号。

类型：气体探测器、闪烁探测器、半导体探测器入射带电粒子通过气体时在通过的径迹上生成大量的自由电子和离子组成的离子对和激发分子。

入射粒子直接产生的离子对称为初电离。

初电离产生的高速电子（称ξ电子）足以使气体产生的电离称为次电离。

总和称为总电离。

带电粒子在气体中产生一离子对所需的平均能量W称为电离能。

对不同的气体W大约在30eV上下。

半导体探测器：电离能3eV气体探测器：电离能30eV闪烁探测器：电离能300eV第四节原子核反应核反应分类：(1)按出射粒子分类：1)对出射粒子和入射粒子相同的核反应称为散射，又可以分为弹性散射与非弹性散射。

2)对出射粒子和入射粒子相同的核反应，当出射粒子为γ射线时称为辐射俘获。

(2)按入射粒子分类：1）中子核反应：最重要的是热中子辐射俘获(n,γ)，很多人工放射性核素通过此反应制备，如60Co2）荷电粒子核反应。

3）光核反应。

二、核反应及其阈能反应能Q=（Bb+BB）-(Ba+BA)核反应阈能Tth：对吸能反应而言，能发生核反应的最小入射粒子动能Tα称为核反应阈能Tth。

阈能Tth与反应能Q的关系：Tth=(mα+mA)/mA*|Q|三、核反应截面和产额1、核反应截面：一个入射粒子入射到单位面积内只含有一个靶核的靶子上所发生反应的概率。

其量纲为面积，常用单位为“靶恩”b=10-28m22、已知截面即可求核反应的产额，入射粒子在靶体引起的核反应数与入射粒子数之比第五节核裂变及核能的利用裂变中子包含瞬发中子和缓发中子两部分，缓发中子约占总数的1%，瞬发中子的能谱N（E）和每次裂变放出的平均中子数V，是重要的物理量。

第一节辐射源种类一、天然辐射源宇宙射线、宇生放射性核素(3H、14C、7Be、22Na等贡献较大)、原生放射性核素(1、有衰变系列-铀系238U、232Th 2、无衰变系列--40K、87Rb)二、人工辐射源（包括核试验落下灰等）1、核设施：反应堆辐射源235U，重核分裂成两个中等质量的原子核并释放出200MeV的能量反应堆正常的辐射源有γ辐射源和中子源γ辐射源瞬发裂变γ射线（在屏蔽计算中往往以平均能量2.5MeV考虑）、裂变产物放出的缓发γ射线(235U 每次裂变大约有6.65MeV的γ能量在衰变1s后由裂变产物放出，γ射线能量大部分在2Me5V以下，平均是0.7MeV)、其他γ射线（辐射俘获(6-MeV在屏蔽计算中要考虑)、非弹性散射）。

中子源裂变中子（瞬发）（平地均2MeV）、缓发中子(能量较低)在使用反应堆辐射源时，应该把γ射线的效应和各种中子的效应都加以考虑。

后处理主要内容有：（1）除掉反应堆运行中逐渐积累，在运行中起毒化作用（使中子损失增大）的裂变产物（2）回收未燃烧的燃料（3）回收生成的可裂变物质（如钚）核技术的应用：A、α放射源：主要用于烟雾报警器、静电消除器和放射性避雷器等的离子发生器。

210Po，238Pu,239Pu,241Am,235U,238U。

B、β放射源：屏蔽β射线应选用低原子序数的材料（如塑料、有机玻璃、铝板等）以减少韧致辐射、外面再用高原子序数的材料屏蔽韧致辐射和其他γ光子。

C、低能光子源：利用发射低能γ射线和X射线的放射性核素，或利用β辐射体与靶物质产生的韧致辐射制成的源。

主要用于厚度计、密度计、X射线荧光分析仪。

55F、57Co、125I、238Pu、241Am、244CmD、γ放射源：主要防止外照射。

活度小于50MBq(大约=1.5mCi)的γ源，一般可利用时间防护和距离防护。

E、中子源：中子的贯穿能力很强，使用中子源时应着重外照射的防护，一般用石蜡、聚乙烯等含氢材料较多的物质，将快中子慢化，然后用吸收截面大的物质（如锂、硼等）吸收慢中子。

同时在屏蔽中子的同时还要注意对γ射线的屏蔽。

所以对中子源的屏蔽要进行混合屏蔽。

非密封源（A）工作场所分级在防护条件相同的条件下，操作的放射性活度（操作量）越大，可能造成工作场所和环境污染的程度越严重。

将非密封源工作场所按放射性核素日等效最大操作量的大小分为甲、乙、丙三个等级。

放射性核素的日等效操作量等于放射性核素的实际日操作量（Bq）与该核素毒性线别修正因子的积除以与操作方式有关的修正因子所得的商。

射线装置：X射线机、加速器、中子发生器以及含放射源的装置第二节反应堆和加速器生产放射性同位素基本知识放射性同位素活度C=σφmPN A/A(1-e-λt)σ-生成放射性同位素的反应截面φ-靶子辐照处的中子注量率 m-靶元素的重量 P-稳定同位素的丰度第四节放射性同位素应用中的辐射安全问题1、对接受了131I治疗的患者，其体内的放射性活度降低至低于400MBq之前不得出院。

2、使β放射源做敷贴器，容器内壁应为塑料或有机玻璃等轻质材料，用以屏蔽β粒子，外壁用铅或铸铁屏蔽韧致辐射。

由于敷贴器容易接触人体，应特别注意检查源是否泄露。

3、镭最早在医疗中广泛使用的放射性核素，但镭的毒性大，属于极毒组，其衰变产物氡是放射性气体，易泄露，应以其他（60Co、137Cs、192Ir）来代替。

4、中子发生器产生快中子，屏蔽快中子的原理是将高能中子慢化到热能或接近热能，然后再被俘获吸收。

通常先用重物质（如铁、铅等）通过非弹性散射将快中子慢化到低能中子，再用含氢材料（如聚乙烯、石蜡等）通过弹性散射将中子进一步慢化到热中子，最后用吸收截面很高的材料（如硼、镉）吸收热中子。

另外，由于热中子具有价廉、坚固因此在结构屏蔽中广泛应用。

核燃料循环设施：铀钍矿及伴生放射性矿的开采和加工：地下开采都必须具备有六大系统：通风系统、提升运输系统、供排水系统、安全供电系统、通迅系统，此外，还有辐射防护体系和应急救险保障体系。

独居石及钍矿砂主要用露天采矿法开采，但也有少数钍矿石在井下开采。

铀钍矿的采矿工艺流程为：辐射取样编录--γ测量--采矿设计--凿岩爆破--矿石检查---放射性分选---运输出渣和三废处理。

铀矿加工采用湿法冶金（即用酸法或碱法）从矿石中提取铀。

铀尾矿库的抗御洪水的级别比有色及冶金行业的高一个等级，最少要按百年一遇的洪水设计、千年一遇的洪水校核分离功：一种仅用于浓缩铀的度量单位，把一定的铀富集到一定的铀-235丰度所需投入的工作量叫分离功（SWU）。

生产1t丰度为3%的浓缩铀约4.3tswu以及5.5t天然铀。

浓缩过程中剩下4.5t贫化铀。

其铀-235丰度下降到0.2%左右，一般无工业应用价值。

5种核反应堆的基本特征：包括压力容器、蒸气发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。

它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。

快中子堆：简称快堆。

是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1MeV以上的快中子引起的反应堆。

快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。

第三章辐射防护1、熟悉辐射对人体的效应（确定性效应、随机性效应、遗传性效应等）2、熟悉常用辐射量、单位及其计算方法（照射量、吸收剂量/率、剂量当量/率等）3、掌握放射性物质的防护监测（个人和工作场所）4、熟悉实践干预的基本概念。

5、熟悉辐射防护的目的和安全目标。

6、掌握辐射防护的基本原则（正当性、限值、优化）及其实施。

7、熟悉控制辐射危险的基本方法（包括内照射和外照射）。

8、掌握辐射源安全和保安的要求和措施。

9、掌握辐射防护的标准和限值。

10、熟悉应急准备的要求。

1、天然辐射源按其起因分为三类：宇宙辐射、宇生核素、原生核素2、天然辐射源所引起的全球居民的年集体有效剂量的近似值为107人·SV3、照射可以分为正常照射或潜在昭射；也可以分为职业照射、医疗照射和公众照射；在干预情况下，还可以分为应急照射或持续照射。

4、根据辐射效应的发生与剂量之间的关系，可以把辐射对人体的危害分为随机效应和确定性效应两类。

5、在辐射防护中把随即性效应与剂量的关系简化地假设为“线性”、“无阈”6、从慎重的观点出发，一般认为在已有的人体细胞中，基因的自然性的突变基本上是有害的。

7、使自然突变几率增加一倍的剂量叫突变倍加剂量，大约为（0.1-1）Gy，代表值为0.7G y8、辐射剂量与辐射防护中常用量及其单位。

9、比释动能K，10、外照防护的基本原理：减少或避免射线从外部对人体的照射。

11、时间防护、距离防护、屏蔽防护。

外照射防护三要素。

12、照射量X是个历史悠久，变化较大的一个辐射量。

X=dQ/dm，单位：C/kg，过去照射量的单位是伦琴，符号为R。

1R=2.58*10-4现有的技术条件下，能被精确测量照射量的光子的能量限于10kev-3MeV范围以内。

在辐射防护中上限可扩大到8MwV。

13、比释动能K=dεtr/dm。

dεtr是不带电粒子在质量为dm的物质中释放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。

单位是J/kg，专门名称是Gray，1Gy=1j/kg14、吸收剂量D：单位质量受照物质中所吸收的平均辐射能量。

D=dε/dmdε是电离辐射授予质量为dm物质的平均能量历史上曾用过拉德rad作为比释动能和吸收剂量的专用单位。

1rad=0.01Gy15、当量剂量：相同的吸收剂量未必产生同等程度的生物效应。

为了用同一尺度表示不同类型和能量的辐射照射对人体造成的生物效应的严重程度或发生几率的大小，辐射防护中用了当量剂量这个词。

Ht=∑Wr*Dt,r Wr是辐射权重因子Dt,r是辐射R在器官或组织T内产生的平均吸收量。

16、有效剂量E=ΣWt*Ht Ht是器官或组织T的当量剂量Wt是器官或组织T的组织权重因子Wt=T器官组织或接受1Sv照射时危险度/全身接受1Sv均匀照射时总危险度17、待积当量剂量：某一特定器官或组织接受当量剂量率在时间t内的积分。

18、待积有效剂量：待积当量剂量经Wt加权处理后的总和。

19、集体当量剂量与集体有效剂量20、实践：它是指任何引入新的照射源或照射途径、或扩大受照人员范围、或改变现在照射源的照射途径网络，从而使人们受到的照射或受到照射可能性或受到照射的人数增加的人类活动。

21、干预：22、导出空气浓度：假定参考人员工作时每分钟空气吸入量为0.02m3/min，辐射工作人员1年工作50w，每周工作40h，因此1a总计工作2000h，在此时间内工作人员吸入的空气量为2.4*103m3，于是导出空气浓度DAC=放射性核素的年摄入量限值。