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剂量率和距离公式

典型γ辐射剂量计算方法

γ辐射剂量计算是为辐射防护提供设计输入数据，判定屏蔽材料

选择是否满足人员和公众辐射防护要求。文章介绍了几种典型模型的

γ辐射剂量计算方法，为同类核设施或核技术运行设施辐射防护屏蔽

计算提供参考。

关键词：典型；辐射；计算

引言

在国内外核技术应用和核设施中，存在大量γ放射性核素，γ放

射性核素会发出一定能量的γ射线。人员接触后，会产生受照剂量，

在不采取辐射防护措施的情况下，一旦超过限值，可能对人员产生辐

射损伤。

在已建成的核技术运用设施和核设施，通常设置有固定式或者便

携式γ剂量测量设备，用于监测工作现场γ剂量率，根据监测数据确

定工作人员辐射防护措施，确保工作人员辐射安全。但新建的核技术

运用设施和核设施，需要通过新建设施内的源项进行γ剂量理论计算，

计算结果作为设计输入，进行辐射防护屏蔽设计，确保设施运行过程

中工作人员辐射安全。

目前国内外γ辐射剂量计算多数采用蒙卡计算，计算软件较为复

杂，而且需要专业技术人员计算，科研研究院所使用较多，厂矿企业

使用较少。因此，为方便厂矿企业开展辐射剂量计算，特开展较为典

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型模型的辐射剂量计算开展研究。对于较为复杂的模型，可采用点核

计算后进行积分或叠加。

1γ外照射辐射防护计算原理

1.1Γ常数

放射性同位素的Γ常数表示从1mCi点源释放出的未经屏蔽的γ

射线在距源1cm处所造成的剂量率（R/h）。Γ常数分为微分Γ常数

和总Γ常数，对某一给定放射性同位素的某一单能γ射线所计算的Γ

常数为微分Γ常数，以Γi表示，放射性同位素的总Γ常数简称Γ常

数，等于Γi之和。即：

上式可简化为：。

经计算，Cs-137的Γ常数为8.51E-14Gy.m2/（h.Bq），Co-60

的Γ常数为3.42E-13Gy.m2/（h.Bq）。

1.2γ屏蔽计算

γ射线与物质的相互作用，主要是光电效应、电子对效应和康普

顿散射。究竟哪种效应是主要的，决定于射线的能量和屏蔽材料的原

子序数，三种效应均随屏蔽材料原子序数的增加而不同程度的增加。

γ射线屏蔽计算主要利用γ射线的吸收公式，该公式体现γ射线通过

某一厚度屏蔽材料后减弱的程度。

I=I0e-μx

通常在进行屏蔽计算时还会用到另一个参数半厚度值（又叫半价

层或半吸收厚度），γ射线通过半厚度值的屏蔽材料后，强度减弱至

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原屏蔽厚度的一半。不同材料对不同能量的γ射线的线吸收系数和不

同能量对应不同材质的半厚度值也可通过查表获得。

2典型辐射源γ剂量率计算

2.1各向同性点源γ剂量率计算

假设某一点状源活度为Q，距离点状源R处的γ剂量率计算公式

如下：

Pγ=式中：

Pγ：距离源R处γ剂量率，单位Gy/h；

Q：点状源活度，单位Bq；

Γ：源相应放射性核素的Γ常数；单位Gy.m2/（h.Bq）；

R：距离点状源的距离，单位m。