剂量学量：比释动能、照射量、比转换能、吸收剂量。放射性量：活度、空气比释动能率常数。辐射防护的基本防护量：剂量当量（ICRP60号报告后推荐使用当量剂量）、当量剂量、有效剂量。防护量无法直接测量，能测量的是剂量学量和放射性量。辅助的防护量：待积当量剂量、待积有效剂量、剂量负担、集体有效剂量。用于外照射防护的实用量：周围剂量当量、定向剂量当量、个人剂量当量。 有效剂量一般是用在低剂量范围内的，主要是为管理者服务的，用来控制随机性效应的发生几率。在可能引发组织反应（确定性效应）的高剂量范围内，必须估计吸收剂量并考虑适当的相对生物效应，来评估辐射效应。例如，在前苏联的切尔诺贝利事故中，堆芯附近和核岛内的工作人员所受剂量评估时，就是考虑确定性效应的情况。ICRU定义的实用剂量当量量，是可间接测量的量，辐射仪表是用这些量校准的，在日常监测中这些剂量当量可以认为有足够的精度分别估计有效剂量和皮肤剂量，尤其是数值小于防护限值时。在核电正常运行时，仪表的指示数值通常小于防护限值，这是考虑的是随机性效应的情况。这些量都是针对参考人而言的，不是针对独立的单个人。因为个体差异性是存在的，这一点很重要。而且，随机性效应只是一个几率的问题。在所受剂量越高，癌症发病率的概率越高，但后果的严重程度与所受剂量大小无关。说白了，就是得上癌症，都是玩完了。这里要记住几率的问题，或者说是概率的问题。癌症发病率是大量人群的统计结果，不过这个大量人群事实上也是有限的人群，而且统计过程无法克服对照组和观测组之间的纯洁性和其他因子相对同一性。所以，统计过程和统计数值也就是个参考值。大家看看就可以了，不必听风就是雨，把自己吓出个毛病来。 小弟不才，脑袋里面的东西理起来有点费劲，有什么写错的地方，尤其是技术方面的内容，还望指出。共同进步。 另外，这样的问题建议你可放到辐射防护等栏目中？
吸收剂量与剂量当量之间可以用经验公式计算。比释动能为辐射防护基本量，吸收剂量与比释动能相关，是可以测量的，实际测量的是比释动能。剂量当量是ICRU定义的防护量，分为周围剂量当量和个人剂量当量。防护量无法直接测量，都是通过对基本量的测量，然后按照其定义和模型，计算得到的。当然，一些防护级仪表可以直接给出周围剂量当量和个人剂量当量，其实他们都是一个计算结果而已，期间很多参数是会变的。当然，可以通过定期刻度，使得仪表能得到较为准确的测量值。ICRP推荐使用当量剂量和有效剂量这两个定义。这是给审管部门使用的。我国的环境保护部门通过有效剂量来控制随机性效应的发生几率。确定性效应不适用的，只能用吸收剂量来评定发生确定性效应时，被照人员所受的剂量。有效剂量通过辐射权重因子和组织权重因子，与吸收剂量相联系。仪表实际测量的是比释动能，或者说是吸收剂量，然后通过这些因子来计算有效剂量的。这些因子，ICRP也会定期修订的。剂量当量可以作为有效剂量的合理近似，它不低估也不过分高估的近似。还有很多，不说了。
简单的说，相同大小的吸收剂量，以不同射线，作用在不同的物质上，可能产生不同当量剂量，每种射线作用不同物质的因子不同
吸收剂量（用D来表示）是指单位质量的某种物质吸收的辐射能量，单位是焦尔/千克，即“戈瑞”表示；射线可以是任何射线，物质也可以是任何物质；剂量当量（用H来表示）增加了射线的品质因素，因为不同的射线对机体的损伤是不同的，H=DQN，Q是射线的品质因子，X射线的Q值为1；N目前一般取1。所以就X射线而言，吸收剂量和剂量当量值是相同的，但其他射线由于Q值不同，可能值就不同了。
防护级仪表给出的数值单位是nSv/h，是剂量当量。环境监测中需要的数值单位是nGy/h，是吸收剂量。例如FH40G系列仪表给出的是H(10)的数值，如果仪表的刻度系数约等于1，像0.98之类的东西，说明得到的是周围剂量当量，要换算成空隙吸收剂量，则要在乘以0.8，才可以得到吸收剂量；如果仪表的刻度系数在0.8左右，像0.78之类的东西，则直接将仪表的显示数值，乘以0.78即可得到吸收剂量。例如，仪表的刻度系数为0.98，当仪表的读数为100nSv/h时，100×0.98=98nSv/h为周围剂量当量率H(10)/time，要知道吸收剂量为多少，则需再乘以0.8，结果为0.8×98=78.4nGy/h。如果仪表的刻度系数为0.78，当仪表的读数为100nSv/h时，100×0.78=78nGy/h为吸收剂量率。这里的0.8系数，实际上是通过经验公式计算得到的周围剂量当量与吸收剂量之间的换算系数，对不同能量有不同的数值，只需要根据刻度证书上的刻度用核素，在查相应的表格，计算一下，就可以知道确切的系数是多少了。0.8是通过137Cs计算得到的。
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