1、lCS 17240F 74 a雪中华人民共和国国家标准GBT 121641-2008ISO 6980-1：2006代替GBT 12164 1999p参考辐射第1部分：产生方法Reference beta radiations-Part 1：Methods of production20080702发布(ISO 69801：2006，IDT)2009040 1实施宰瞀鹳紫瓣警糌瞥篓发布中国国家标准化管理委员会“”刖 舌GBT 121641-2008ISO 69801：2006GBT 12164(p参考辐射分为三部分：第1部分：产生方法；第2部分：与表征辐射场基本量相关的校准基础；第3部分：场所和
2、个人剂量仪的校准以及能量和角响应的确定。本部分为GBT 12164的第1部分，本部分等同采用ISO 69801：2006(p粒子参考辐射第1部分；产生方法(英文版)。本部分等同翻译IsO 6980 1：2006。为便于使用，本部分做了下列编辑性修改：一一“ISO 6980的本部分”改为“GBT 12164的本部分”；一用小数点“”代替作为小数点的逗号“，”；一一删除了IsO的前言。本部分代替GBT 121 64 1999用于校准剂量(率)仪及确定其能量响应的p参考辐射。本部分与GBT 12164 1999相比主要变化如下：修改了标准名称；在612参考辐射源中增加了“Kr同位素源；删除了原标准的
3、附录B和附录C。本部分的附录A和附录B为资料性附录。本部分由(SACTC 58)中国核工业集团公司提出。本部分由全国核能标准化技术委员会归口。本部分起草单位：中国原子能科学研究院。本部分主要起草人：魏可新、李景云、叶宏生、王文。本部分所代替标准的历次版本发布情况为：GBT 12164 1990、GBT 12164 1999。GBT 12 1641-2008ISO 69801：2006p参考辐射第1部分：产生方法1范围GBT 12164的本部分规定了利用放射性核素源产生的p参考辐射场的要求。给出了这些放射性核素的特性和适当的源结构的示例，并且描述了B垃子最大剩余能量以及在ICRU球中深度o，07
4、 mm处剂量当量率的测量方法。能量范围为66 keV”36MeV，剂量当量率范围从大约10 psvh“到至少10 Svh。此外，还给出了一些源剂量当量率随入射角度的变化。本部分适用于确定H。(007)和H7(o07)的个人和场所剂量(率)仪的校准，以及它们能量响应和角响应的确定。GBT 12164的本部分推荐了两个系列的p参考辐射场，可从中选取确定仪表特性(校准以及确定能量响应和角响应)所需的辐射。系列1参考辐射场由配有束展平过滤器的放射性核素源产生，使得在指定距离处大面积上给出均匀的剂量当量率。该系列的源包括”sr+”Y、“Kr、”4T1和“7 Pm，产生的最大剂量当量率大约200 mSvh
5、。系列2参考辐射场不带展平过滤器，可使用大面积平面源，并且源到校准平面的距离可在一定范围内调节。在靠近这些源时，只在相对小的面积上剂量率是均匀的，但该系列具有对系列1能量和剂量率范围扩展的优点。使用的放射性核素除系列1外，增加了“c和”6Ru+”6Rh，这些源产生的剂量率可达10 Svh。2规范性引用文件下列文件中的条款通过GBT 12164的本部分的引用而成为本部分的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本部分，然而，鼓励根据本部分达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本部分。1SO 6980 3
6、场所和个人剂量仪的校准以及能量和角响应的确定ICRU 51：1993辐射防护剂量学中的量和单位3术语和定义ICRU 51：1993和ISO 69803确立的术语和定义适用于本部分。31吸收剂量absorbed doseD出除以dm而得的商，见式(1)：D=deam (1)1)能量下限为恰好可以穿透关注的o07 mm深度的电子能量GBT 121641-2008ISO 69801：2006323334式中：矗电离辐射授予质量为dm的物质的平均能量。注：吸收剂量的单位为焦耳每千克(Jkg_1)，专有名称戈瑞(Gy)。吸收剂量率absorbed dose rateDdD除以出而得的商，见式(2)：Dd
7、Dm (2)式中：dD在时间间隔出内吸收剂量的增量。注：吸收剂量率的sI单位为戈瑞每秒(Gys_1)。吸收剂量率的单位是戈瑞或其十进制倍数或分数与适当的时间单位的商(如mGy-h-1)。剂量当量dose equivalentH受辐射介质的某一点处，吸收剂量D与品质因子Q的乘积，见式(3)。HDQ (3)注1：对于B、x和7辐射外照射，Q可以视为1。注2：剂量当量的单位为焦耳每千克(Jkg叫)，专有名称希沃特(sv)。剂量当量率dose equivalent rate由dH除以出而得的商，见式(4)：HdHdt (4)式中：dH时间间隔山内剂量当量的增量。注：剂量当量率的sI单位为希沃特每秒(S
8、vS_1)。剂量当量率的单位是希沃特或其十进制倍数或分数与适当的时间单位的商(如mSvh_1)。3b弱贯穿辐射的定向剂量当量directional dose equivalent for weakly penetrating radiationH7(o07茄)辐射场中某点处的剂量当量，是相应的扩展场在中ICRU球内、沿指定方向荀的半径上深度007 mm处产生的剂量当量。注1：定向剂量当量的单位为焦耳每千克(Jkg_1)，专有名称希沃特(sv)。注2：在扩展场中，注量和角度以及能量的分布在所关注的体积内与实际场的钡4量点具有相同的值。注3：见ICRU56号报告。36弱贯穿辐射的个人剂量当量per
9、sonal dose equivalent for weakly penetrating radiationH。(O07)在身体指定点007 mm深度处，软组织的剂量当量。注1：个人剂量当量的单位为焦耳每千克(Jkg_1)，专有名称希沃特(sv)。注2：在单向场中，方向可用入射场相反方向与体模表面指定的垂直方向之间的角度a规定。237总质量阻止本领total mass stopping powerspdE除以pdl而得的商，见式(5)：量一土塑P P dlGBT 12164I-2008IS0 6980-1：2006(5)式中：dE带电粒子在密度为P的物质中穿过距离出损失的能量。注1：质量阻止本
10、领的sI单位为焦耳平方米每千克(Jm2kg_1)，E可以用电子伏(eV)表示，则sit,表述为eVm2kg。注2：S为总线性阻止本领。注3：当核反应能量可被忽略时，总质量阻止本领见式(6)：7S一古(蔷)。q，1(dE；。 (6)7一了、面。，。 一。o式中：(dEd1)。-一S。-为线性碰撞阻止本领；(dEdf)。=S，a为线性辐射阻止本领。38ICRU组织 ICRU tissue密度为lgcml的材料，质量组分为：O：762H：101C：111 N：26。注：见ICRU39号报告”。39组织等效Tissue equivalence某种物质对于辐射的衰减和散射特性与ICRU组织近似相同时，该
11、物质所具有的性质。注：见附录A，ICRU44号报告给出了更多的组织等效材料。310最大p能量maximum beta energy由可能发射一个或具有不同最大能量的几个p粒子连续谱的特定核素发射的p粒子的最大能量。3”剩余最大p能量residual maximum beta energyE瑚在校准距离下经过散射和吸收的改变后，p粒子谱的最大能量值。312剩余最大p粒子射程residual maximum beta particle rangeR嘴具有剩余最大能量E。，的口粒子谱在某种吸收材料中的射程。4在校准距离上p参考辐射场的要求41参考辐射场的能量定义参考辐射场的能量等于E。(见311和6
12、12)。42 p粒子谱的形状理想的参考辐射口粒子谱宜产生于一种放射性核素的一个口衰变分支。实际上，下列情况下，超过3GBT 121641-2008ISO 69801：2006一个衰变分支是可接受的：所有主要的分支在20以内具有近似的最大能量；一一低能的分支应被源的封装或附加的过滤衰减，并减弱到小于主要分支发射率的10。43剂量率的均匀性在校准距离，整个探测器面积上的剂量率宜尽可能均匀。因为用于系列1参考辐射场(见622)的源不能在大的辐射场直径下产生具有满意均匀性的高吸收剂量率，因此推荐了另外的参考p粒子辐射场系列(系列2)(见623)。如果E。300 keV时剂量率变化不超过5E300 ke
13、V时变化不超过士10(见622)，口粒子辐射场可视为在一定辐射场直径上均匀。44光子污染参考辐射中由7、X射线和轫致辐射污染产生的光子剂量率对H。(o07)的贡献宜小于被校准探测器记录的B粒子剂量率的5。45 p粒子发射随时间的变化由于p粒子源的放射性衰变，p粒子发射率随时间减少。放射性核素的半衰期宜尽量长，最好一年以上。推荐的源的半衰期在表1中给出。5适合于p参考辐射场的核素表l给出了合适能量范围的发射p粒子的放射性核素的特性。发射口粒子的放射性核素宜从该表中选择。这些放射性核素发射能量从零到表征特定核素能量最大值E。；的连续谱。注意实际应用中放射性核素通常需要封装并且封装材料产生韧致辐射和
14、特征x射线。表1 B核素的数据核素 半衰期6d 发射的最大能量E呻；MeV 光子辐射1 4C 2 093 000 0 156 无7：0121MeV(0 01)1 47Pm 9582 0225 Sm X射线：5 6 keV72 keV39 5 keV466 keV8。Kr 3 915 0687 7：0514 MeV(04)Hg X射线：99 keV138 keV埘Tl1 381 0 763689 keV825 keV90 Sr+90Y 10 523 2274 无”6Rh 7：0121 MeV(001)0622 MeV(11双线)1。6RuLi06Rh 3736 354 105 MeV(15双线)
15、113 MeV(0 5双线)155MeV(02)8本列中的值引自ISO 6980 2：2004表C4In。b本列数据仅供参考。6源的特性及其测量GBT 121641-2008ISO 6980-1：200661 参考源的基本特性611参考源的结构参考源的结构宜具有下述特性以满足第4章的要求：a)放射性核素的化学形态在使用和贮存的温度和湿度范围内保持稳定；b)源的包壳和结构宜足够牢固和稳定，以避免源在正常使用下的损坏和放射性泄漏，但应使E。超过表2中推荐的E612参考辐射场特性的测量剩余最大p粒子能量应不小于表2的值。表2校准距离上E。的最小值核 素 E。MeV1C 0091 47Pm 0 138
16、3Kr 053川Tl 0 5390Sr+9。Y 1801。6RuL1 06Rh 280设定。的下限是为了防止使用的源有过多的自吸收和或窗的吸收。最大剩余B粒子能量应由式(7)”1计算：E。一(o009R。+1)21224 (7)式中：E。最大剩余p粒子能量，单位为兆电子伏(MeV)；R。，一剩余最大p粒子射程，单位为毫克每平方厘米(mgcml2)。应使用合适的探测器(薄窗的电离室、GM计数器、口灵敏的磷光体等)测量R。应将探测器置于校准距离并使其人射窗面向源。测量时，不同厚度的吸收体应直接放置探测器前面。吸收体应采用聚甲基丙烯酸甲酯、聚苯乙烯、聚乙烯、聚乙烯对苯二酸酯或某种等效材料。测量R。时
17、，探测器的窗厚应予以考虑。对于系列1参考辐射(见622)，应在有展平过滤器的情况下测量R应测定探测器信号值与吸收体厚度的函数关系，并以信号的对数与按毫克每平方厘米表示的吸收厚度作图。R。，定义为测量信号线性部分的外推与由于剩余光子本底的较低水平的厚度曲线的交点。另外也可以采用口粒子谱仪，例如Si(Li)半导体探测嚣(见ICRU5601)来确定E。图1给出了一个测量的表2中辐射场的p粒子谱。因为源的包壳较厚(表B1)，”sr+”Y的谱仅由”Y粒子产生。ICRU56中给出了许多计算的p粒子谱。GBT 121641-2008ISO 6980-1：20066keVx以keV表示的能量；Y相对值；1“c
18、_系列2；2“7Pm系列1；3_一一”4T卜系列1；4“K卜系列1；5”Sr+”Y-系列l；6”6Ru+”6Rh_系列26。该谱使用无窗的非制冷Si(LD半导体探测器测量。谱注量的测量值对相同的最小值归一，但未对仪器分辨和探测器背散射损失修正a表3中给出的校准距离和过滤器。b测量距离为10 czn。图1 p参考辐射场p粒子谱的示例r1987654321O0O0000000GBT 121641-2008ISO 69801：2006613 P粒子污染放射性核素源宜具有足够的放射化学纯度。很难检验口粒子杂质的存在，但可使用高分辨的谱仪，例如Ge(Li)探测器和谱仪系统，由伴随的光子辐射推断它们的存在
19、。如果有下述情形之一，口辐射的谱纯度可以视为适合于参考辐射的使用：a)测量R。(见612)的图具有线性部分；b) 对于适当的放射性核素，E。具有的值位于表2中所列和表1中所列的相应的E一值之间。注：如果E。，超过E源包含发射比参考放射性核粒子能量高的放射性污染，因此，不满足本部分的要求。R。和E。应每两年测量一次。614光子污染D参考辐射光子的污染由放射性核素衰变的光子辐射(如表1所示)，以及源包壳的韧致辐射和特征x射线所致，典型的是银或不锈钢。光子污染的显著性与放置在参考辐射中的探测器类型及其光子灵敏度相关。对每种类型的探测器和放射性核素源，应在开始校准程序之前通过比较有吸收体和无吸收体时探
20、测器响应的方法来确定光子的贡献。吸收体可选用612(见表A1)中所列的任一种材料，但吸收体的厚度应保证足以刚好完全吸收p辐射。62两个系列的p参考辐射场的特性621概述附录B给出了产生两个系列参考辐射场的适当的源结构的示例。6，22系列p参考辐射场当在大面积上需要具有均匀剂量率时，在表3中列出的源宜使用适当的束展平过滤器以在校准距离上最小15 CFll直径的面积上产生均匀的剂量率。过滤器应放置在与源平面垂直的主轴上。应使用不同活度的源改变每种放射性核在校准距离上的剂量率。”Sr+”Y、85Kr和”4Tl校准距离上整个面积剂量率的变化应不超过5，“7Pm应不超过士10。这可以使用面积大约icm2
21、并且响应与p入射粒子能量无关的探测器(例如薄窗的平行板电离室)来检验。对于一种给定的过滤结构。“，只有在规定的距离处校准面积上剂量(率)的均匀性最佳。表3给出了系列1参考辐射场校准距离和过滤器结构的示例。表4给出了单位活度的近似剂量当量率。推荐源的最大直径是16 mm。表3系列1p辐射场的校准距离和过滤器核素 校准距离cril 源至过滤器的距离cm 过滤器材料和尺寸半径为5 cm，单位面积质量为14 mgcmq的聚乙烯对苯147Pm 20 10二酸酯圆盘，中心为半径0975 cm的孔两个同心圆盘，一个为半径为4 CIFt，单位面积质量为7 mgcm-2的聚乙烯对苯二酸酯圆盘加一个半径为85Kr
22、和Tl 30 10275 CID，单位面积质量为25 mgcm_2的聚乙烯对苯二酸酯圆盘三个聚乙烯对苯二酸酯同心圆盘，每个单位面积的质量为9。Sr+9。Y30 1025 mgcm，半径分别为2 cm、3 cm和5 cm表4 系列1P参考辐射场在校准距离上单位活度定向剂量当量率的近似值核 素 单位活度近似的定向剂量当量率(pSvh-1MBq叫)47Pm 385Kr 492。1T1 589。Sr上9。Y 787GBT 121641-2008ISO 69801：2006623系列2p参考辐射场当需要高剂量率时，可以使用与表3中不同的几何条件，以及高活度的点源或大面积的平面源。对这些源不必使用过滤展平
23、器。可以使用的校准距离直到接近源表面，上限见表5中所示。参考文献Es给出了使用大面积源的测量示例。在这些较大的距离上，因为空气的衰减，检验E。等于或超过表2中给出的值是特别重要的。通过使用比系列1规定的短的校准距离，可以获得较高的剂量率，但辐射场非常不均匀。宜测量所使用的校准距离下的非均匀性，如果值超过43中规定的值，在校准仪器期间宜进行修正。表5中的距离指标称最大可用校准距离。当校准时要求的能量超过系列1的限值时，宜使用系列2口参考辐射中包括的“C和”6Ru+”6Rh放射性核素源。作为指导，表5中给出了由这些源的近似剂量率。表5 系列2P参考辐射场活度和剂量率的示例源特性 剂量当量率(Svh
24、“)核素 标称活度MBq 标称活性面积c=2 源表面的估计值4 在校准距离下的典型值1 4C 1 9 O6 5 cm 0 006147Pm 10 2 25 3 20 cm 00032。1Tl 102 14 10 50 am 000390Sr+90Y 103 0 7 700 50 cm 0031“Ru+1。6Rh 102 1 5 6 100 cm 0 0018宜使用一个面积等于或小于源面积的探测器测量表面剂量率。7源的校准35和36规定了校准辐射防护仪器推荐的量。IsO 69803中规定了校准使用的体模和条件。系列1参考p辐射场使用束展平过滤器，在校准面积上剂量率的均匀性对于给定的过滤结构只有在
25、指定的距离下最佳。校准应只在该距离下进行。系列2参考口辐射场可以在大的距离范围内校准，但要注意剂量率均匀的面积很可能相对较小，除非校准距离或源的面积较大。宜检验探测器面积上剂量率的均匀性并且必要时要进行修正。参考源的剂量率应使用下述的方法(见ICRU 56口1)之一确定：a) 由国家标准实验室直接测量；b)使用适当的传递仪器，与在国家标准实验室或其他可达到的初级或次级校准实验室校准过的相似的源进行比对。8附录A(资料性附录)组织等效材料GBT 121641-2008ISO 6980-1：2006附录A采用的软组织的成分由ICRU 391和ICRU 4433给出。表A1给出了软组织和通常作为组织
26、等效材料使用的材料的密度和质量组分。表A1组织等效材料密度 单位体积电子数 材料组分质量分数材 料gcm一3 10”m 3 H C N O 其他软组织 1 oo 331 10 1 111 26 762聚乙烯 092 316 14 4 856石墨 170 511 100聚乙烯对苯二酸酯 1 40 439 42 625 333聚甲基丙烯酸甲酯 119 380 8o 60o 32 o聚苯乙烯 105 340 77 9231 7FA1 50塑料 112 370 101 777 35 5218CaGBT 121641-2008I$O 6980-1：2006附录B(资料性附录)推荐源的特性源结构的示例表B
27、1中给出了产生具有适当特性辐射场的源结构示例，以及这些源结构可接受的E。测量值。活性材料的均匀性宜采用放射性成像方法确定。表B1源结构的示例单位面积窗厚 E瑚下限值核 素 化学形态 封装材料mgcm MeV1C 聚(甲基一“c)丙烯酸甲酯 见化学形态 无 009“7Pm 碳酸盐 钛 2 01385Kr 气体 钛 22 053204Tl 铬酸铊 银 20 0 539。Sr+9。Y 碳酸锶 不锈钢 80 l 801。6Ru+106Rh 金属钉 银 50 2 80参考文献GBT 121641-2008S0 69801：2006r1ICRP 60：1991，Recommendations of the
28、 International Commission on Radiological Protection，Annals of the ICRP，V0121，No1 to 3r2ICRU 56：1997，Dosimetry of External Beta Rays for Radiation Protectionr3ICRU 44：1989，Tissue Substitutes in Radiation Dosimetry and Measurementsr4FLAMMERSFELD，ANaturwissenschaften，V0133，280(1946)r5CHARTIER，JL，CUTAR
29、ELLA，Dand ITIE，CRadiatProtDosim，39，No13，115(1991)r6IEC 60846：2002，Radiation protection instrumentation Ambient andor directional doseeauivalent(rate)meters andor monitors for beta，X and gamma radiationE7 Guide t。the exDression of uncertainty in measurement(GUM)，BIPMIECIFCCISOIUPACIUPAPClIMLE8ICRU 31
30、：1979，Average Energy Required to Produce an Ion Pair9ICRU 37：1984，Stopping Powers for Electrons and Positronsr10 ICRU 39：1985，Dcterruination of Dose Equivalents Resulting from External RadiationSourcesr11ISO 69802：2004，NUClear energyReference beta-particle radiation Part 2：Calibrationfundamentals related to basic quantities characterizing the radiation field
