辐射防护的重大进展：国际放射防护委员会的新建议书

辐射防护基本原则 (1)

1.广义核安全：核安全、辐射安全、放射性废物安全、放射性物质运输安全。 2.辐射防护基本原则：实践的正当性。防护的最优化。个人剂量限值。 3.放射性物质进入人体的途径：经口、消化道的摄入（食入）；经呼吸道的吸入（吸入）；经皮肤、伤口的进入。 4.放射性毒物分组：极毒组：226Ra，210Po，228Th，239Pu，241Am，233U。高毒组：60Co，90Sr，106Ru，144Ce，210Pb，224Ra。中毒组14C，32P，35S，45Ca，55Fe，131I,140Ba，天然铀。低毒组：238U，235U，3H，24Na，40K,99mTC,113mIn。 毒性组别系数：极毒组：10；高度组：1；中毒组：0.1; 低毒组：0.01. 5.外照射防护三要素：时间，距离，屏蔽。 6.矿石氡射气系数：是介质表面析出的自由运动的氡量与介质镭衰变产生的氡总量之比，用f表示。我国铀矿石氡射气系数一般在3.49%—26.5%。 7.矿石氡析出率：是表征单位时间间隔内穿过单位矿石表面积，析出到空气中的氡析出量，用ζ表示。铀矿石当量氡析出率在34.8—62.5Bq/m2s。 8.氡是镭的衰变产物，单原子、无色、无味、无臭、最重的惰性气体。标准状况下密度为9.73kg/m3.半衰期为3.8d。 铀矿工业释放的放射性核素中，氡和氡子体的危害最大。 9.氡的辐射危害：铀矿工业主要职业病是肺癌。致病因素吸入高浓度氡及氡子体形成内照射。 10.核临界安全：铀富集厂在铀富集的过程中会有各种不同富集度的235U，在其大于1%时，必须考虑核临界安全问题。 11.裂变产物的质量数分布：85-105,130-150. 12.在安全中比较重要的核素有：85Kr，133Xe，129mTe，132Te，131I，89Sr，90Sr，140Ba，134Cs，137Cs等。 13.后处理厂的安全特点：极强放射性；考虑射线与物质的辐射效应；物料中有相当数量的裂变物质，临界安全；物料毒性极大，良好密闭性和可靠性。 14.放射性物质运输的核与辐射危险有：辐射照射、核临界和释热。 15.潜在危险及其控制和防御：包容运输中的放射性物质。控制放射性物质货包及运输工具外部辐射水平。防止核临界。防止由释热引起损害。 16.安全目标：保护工作人员、公众与环境免遭放射性物质运输可能引起的辐射危害。确保即使在运输事故条件下，也能提供足够的放射性物质包容和辐射屏蔽，并防止易裂变材料意外临界。 17.临界安全最简单和最严格的控制条件：质量控制、几何控制和浓度控制。 18.核安全与辐射安全的不同：核安全的着重点在于维持核设施的正常运行，预防事故发生和在事故下减轻其后果，从而保护从业人员、公众和环境不至于受到辐射带来的伤害。辐射安全的着重点在于通过辐射水平的监测、辐射效应的评价、辐射防护措施和事故应急与干预，实现辐射防护最优化并使辐射剂量不超过规定限值。 19.吸收剂量：受照物质发生的辐射效应，与它们吸收的辐射能量有关。可以用授予某一体积内物质的辐射能量除以该体积内物质的质量，得到一个量用于衡量，这就是吸收剂量。单位：焦耳/千克（J/kg），专名：戈瑞（Gy）。 20.后处理厂r辐射高的环节：贮存和分离。 21.Β辐射屏蔽材料选择原则低Z＋高Z材料。 22.核安全的总目标：辐射防护目标，技术安全目标。 23.实施剂量管理限值 (年有效剂量:铀作业人员10mSv;公众0.2mSv) [EJ 1056-2005]。 24.各种铀化合物中，UF6毒性最高。 25.核电厂正常年排放限值：惰性气体年限值1140TBq，气溶胶3.8GBq，碘34.2GBq，氚55.6TBq，除氚外放射性核素700GBq。 26.临界安全考虑的主要因素： ①易裂变核素和可转换核素各自所占的份额； ②易裂变核素的质量； ③装易裂变材料的容器的几何条件（形状和尺寸）和容积； ④易裂变材料在溶液中的浓度； ⑤慢化剂的性质和浓度； ⑥易裂变材料周围反射层的性质和厚度； ⑦中子毒物的性质和浓度； ⑧燃料－慢化剂－中子毒物的混合物的均匀性； ⑨两个或多个含易裂变材料容器之间的相互作用。 27.职业照射：五年平均年有效剂量小于20mSv，五年中任何一年的有效剂量不超过50mSv。 28.核安全文化：核安全基本原则设计管理责任纵深防御及若干基本技术原则。核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电站的安全问题由于它的重要性要得到应有的重视。 29.纵深防御的概念及三道防线：纵深防御原则要贯彻安全有关的全部活动，包括与组织、人员行为或设计有关的方面，以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下，即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿纠正。第一道防线：预防事故第二道防线：控制事故第三道防线：缓解事故。 30.冗余：设计中留有冗余度，即系统是双重或多重配置的，单一部件的失效不会使整个系统失去功能。31.密封源的安全使用方法：放射源放在固 定的位置，放射源的清单应妥善保存。若怀 疑放射源丢失必须立刻报告主管辐射防护 人员。使用密封源时，应按照辐射防护的 基本原则，采用屏蔽防护、距离防护或限制 工作时间等综合的防护措施，使工作人员受 到的辐射照射减少到可合理达到的尽量低 的水平。、 32.后处理厂的安全特点：极强放射性，用 屏蔽材料将设备分隔密闭，远距离操作、控 制和监测。考虑射线与物质的辐射效应。 物料中有相当数量的裂变物质，核临界安 全。物料毒性极大，良好密闭性核可靠 性。 33.堆后料的辐射特点：经后处理回收得到 铀，不但铀同位素的组成发生了变化，且夹 带铀微量的镎，钚核裂变产物这种铀的放射 性活度比天然铀大得多，它们的比活度很 高，含量虽少，但能使堆后料氟核化渣等的 辐射水平显著升高。 题目一点状。。。 1.广义核安全：核安全、辐射安全、放射性废物 安全、放射性物质运输安全。 2.辐射防护基本原则：实践的正当性。防护的最 优化。个人剂量限值。 3.放射性物质进入人体的途径：经口、消化道的 摄入（食入）；经呼吸道的吸入（吸入）；经皮肤、 伤口的进入。 4.放射性毒物分组：极毒组：226Ra，210Po， 228Th，239Pu，241Am，233U。高毒组：60Co， 90Sr，106Ru，144Ce，210Pb，224Ra。中毒组 14C，32P，35S，45Ca，55Fe，131I,140Ba，天 然铀。低毒组：238U，235U，3H，24Na， 40K,99mTC,113mIn。 毒性组别系数：极毒组：10；高度组：1；中毒 组：0.1; 低毒组：0.01. 5.外照射防护三要素：时间，距离，屏蔽。 6.矿石氡射气系数：是介质表面析出的自由运动 的氡量与介质镭衰变产生的氡总量之比，用f表 示。我国铀矿石氡射气系数一般在 3.49%— 26.5%。 7.矿石氡析出率：是表征单位时间间隔内穿过单 位矿石表面积，析出到空气中的氡析出量，用ζ 表示。铀矿石当量氡析出率在34.8— 62.5Bq/m2s。 8.氡是镭的衰变产物，单原子、无色、无味、无 臭、最重的惰性气体。标准状况下密度为 9.73kg/m3.半衰期为3.8d。 铀矿工业释放的放射性核素中，氡和氡子体的危 害最大。 9.氡的辐射危害：铀矿工业主要职业病是肺癌。 致病因素吸入高浓度氡及氡子体形成内照射。 10.核临界安全：铀富集厂在铀富集的过程中会 有各种不同富集度的235U，在其大于1%时，必 须考虑核临界安全问题。 11.裂变产物的质量数分布：85-105,130-150. 12.在安全中比较重要的核素有：85Kr，133Xe， 129mTe，132Te，131I，89Sr，90Sr，140Ba，134Cs， 137Cs等。 13.后处理厂的安全特点：极强放射性；考虑射 线与物质的辐射效应；物料中有相当数量的裂变 物质，临界安全；物料毒性极大，良好密闭性和 可靠性。 14.放射性物质运输的核与辐射危险有：辐射照 射、核临界和释热。 15.潜在危险及其控制和防御：包容运输中的放 射性物质。控制放射性物质货包及运输工具外部 辐射水平。防止核临界。防止由释热引起损害。 16.安全目标：保护工作人员、公众与环境免遭 放射性物质运输可能引起的辐射危害。确保即 使在运输事故条件下，也能提供足够的放射性物 质包容和辐射屏蔽，并防止易裂变材料意外临 界。 17.临界安全最简单和最严格的控制条件：质量 控制、几何控制和浓度控制。 18.核安全与辐射安全的不同：核安全的着重点 在于维持核设施的正常运行，预防事故发生和在 事故下减轻其后果，从而保护从业人员、公众和 环境不至于受到辐射带来的伤害。辐射安全的着 重点在于通过辐射水平的监测、辐射效应的评 价、辐射防护措施和事故应急与干预，实现辐射 防护最优化并使辐射剂量不超过规定限值。 19.吸收剂量：受照物质发生的辐射效应，与它 们吸收的辐射能量有关。可以用授予某一体积内 物质的辐射能量除以该体积内物质的质量，得到 一个量用于衡量，这就是吸收剂量。单位：焦耳 /千克（J/kg），专名：戈瑞（Gy）。 20.后处理厂r辐射高的环节：贮存和分离。 21.Β辐射屏蔽材料选择原则低Z＋高Z材料。 22.核安全的总目标：辐射防护目标，技术安全 目标。 23.实施剂量管理限值 (年有效剂量:铀作业人 员10mSv;公众0.2mSv) [EJ 1056-2005]。 24.各种铀化合物中，UF6毒性最高。 25.核电厂正常年排放限值：惰性气体年限值 1140TBq，气溶胶 3.8GBq，碘34.2GBq，氚 55.6TBq，除氚外放射性核素700GBq。 26.临界安全考虑的主要因素： ①易裂变核素和可转换核素各自所占的份额； ②易裂变核素的质量； ③装易裂变材料的容器的几何条件（形状和尺 寸）和容积； ④易裂变材料在溶液中的浓度； ⑤慢化剂的性质和浓度； ⑥易裂变材料周围反射层的性质和厚度； ⑦中子毒物的性质和浓度； ⑧燃料－慢化剂－中子毒物的混合物的均匀性； ⑨两个或多个含易裂变材料容器之间的相互作 用。 27.职业照射：五年平均年有效剂量小于20mSv， 五年中任何一年的有效剂量不超过50mSv。 28.核安全文化：核安全基本原则设计管理责任 纵深防御及若干基本技术原则。核安全文化是 存在于单位和个人中的种种特性的总和，它建立 一种超出一切之上的观念，即核电站的安全问题 由于它的重要性要得到应有的重视。 29.纵深防御的概念及三道防线：纵深防御原则 要贯彻安全有关的全部活动，包括与组织、人员 行为或设计有关的方面，以保证这些活动均置于 重叠措施的防御之下，即使有一种故障发生，它 将由适当的措施探测、补偿纠正。第一道防线： 预防事故第二道防线：控制事故第三道防线： 缓解事故。 30.冗余：设计中留有冗余度，即系统是双重或 多重配置的，单一部件的失效不会使整个系统失 去功能。 31.密封源的安全使用方法：放射源放在固定的 位置，放射源的清单应妥善保存。若怀疑放射源 丢失必须立刻报告主管辐射防护人员。使用密 封源时，应按照辐射防护的基本原则，采用屏蔽 防护、距离防护或限制工作时间等综合的防护措 施，使工作人员受到的辐射照射减少到可合理达 到的尽量低的水平。、 32.后处理厂的安全特点：极强放射性，用屏蔽 材料将设备分隔密闭，远距离操作、控制和监测。 考虑射线与物质的辐射效应。物料中有相当 数量的裂变物质，核临界安全。物料毒性极 大，良好密闭性核可靠性。 33.堆后料的辐射特点：经后处理回收得到铀， 不但铀同位素的组成发生了变化，且夹带铀微量 的镎，钚核裂变产物这种铀的放射性活度比天然 铀大得多，它们的比活度很高，含量虽少，但能 使堆后料氟核化渣等的辐射水平显著升高。

放射防护管理规定

放射防护管理规定 第一章一般规定 第一条放射性同位素是指不包括作为核燃料、核原料、核材料的其他放射性物质；射线装置是指x线机、加速器及中子发生器。 第二条拥有放射性同位素与射线装置的直属企业应成立放射防护领导小组，制定管理制度，明确有关部门职责和岗位职责，领导和协调放射防护工作。 第二章许可登记 第三条严格执行国家放射工作许可登记制度。凡放射性同位素及射线装置的建设、使用与废止、放射源的购置与拆装处理，应到卫生、公安部门办理登记手续。 第四条固定放射工作场所防护设施的设计应经所在省级人民政府卫生行政部门会同公安等部门审查，按照批准的设计方案进行施工。竣工后，应经所在地级卫生行政部门会同公安、环保等部门验收，获得登记许可证后方可投入运行或者使用。 第五条放射工作许可登记证每两年到原发证部门审核一次。许可登记证不应伪造、涂改。转让或出租使用。如有遗失，应及时刊登公告，到原发证部门申请补发。 变更许可登记证规定的内容时，持许可登记证到原审批部门办理变更手续。终止放射工作应向原审批部门办理注销许可登记手续。 第三章放射防护管理

第六条直属企业安全监督管理部门应建立放射性同位素与射线装置的台帐。 第七条直属企业应至少每季度进行一次放射防护安全检查，对从事接触放射线作业人员配备相应的个人防护用品。 第八条放射性同位素的使用、储存场所和射线装置的使用场所应设置防护设施，其入口处应设置放射性标志和必要防护安全连锁、报警装置或工作信号，并按规定进行辐射检测。 第九条在室外、野外从事放射工作前应到安全、生产等部门办理“中国石化射线作业许可证”（见附件1）；在作业现场应划出安全防护区域，设置危险标志和防护设施，派专人警戒。 第十条购置放射性同位素和含放射性同位素的设备时，应到当地省级人民政府卫生行政部门和公安部门办理有关审批手续。运输时应使用运源专车，派专人押送，途中不应在人员密集处停留，不应在宾馆饭店等公共场所过夜。 第十一条放射性同位素不应与易燃、易爆、腐蚀性物品同库储存。储存场所应符合放射防护要求，不应超过该储存场所防护设计的最大储量。储存场所应采取有效的防护措施并安装相应的报警装置。 储存室应实行双人双锁制，有完善的存入、领取、归还登记和检查制度，做到账物相符。 在室外、野外工作场所使用的放射性同位素应于当天运回源库。特殊情况应设临时储存的场所，应经安全、保卫部门检查确认，设置

放射防护习题

放射防护习题 集团文件发布号：（9816-UATWW-MWUB-WUNN-INNUL-DQQTY-

《放射物理与防护》习题 第三章X线的产生 1、X线是1895年11月德国物理学家伦琴发现的。 2、X线的本质是电磁辐射(电磁波)，频率高、能量大、具有波粒二象性，X线在传播时突出表现为波动性，在与物质作用时突出表现为粒子性。 3、X线的基本特性有不带电、穿透能力、荧光作用、电离作用、热作用、感光作用、生物效应；X线透视时主要运用X线的穿透能力和荧光作用特性；X线摄影时主要运用X线的穿透能力和感光作用特性；X线治疗时主要运用X线的穿透能力、电离作用和生物效应特性。 4、X线的穿透本领的强弱取决于X线能量、物质密度和原子序数等因素；X线的能量大小由频率决定。 5、电离作用分直接电离和间接电离，X线的电离作用属于直接电离。 6、X线的产生条件电子源、高速电子流(高压、高真空)、阳极靶面。 7、医用X线机分为诊断机和治疗机两大类；X线机由X线发生装置和辅助装置组成；X线发生装置包括X线管、高压发生器和控制装置三部分； 8、X线管由阴极、阳极和管壳等部件组成；X线管的焦点分单焦点和双焦点(大小焦点)；通常习惯按阳极是否转动将X线管分为固定阳极和旋转阳极。 9、管电流：阴极灯丝加热至一定温度时，释放出电子，在管电压的作用下，加速飞向阳极，形成管电流；管电流的单位毫安(mA)。 10、阳极的作用是接受高速电子的撞击产生X线，阳极产生X线的效率极低 (<1%)，大部分电能转变为热能。 11、X线管的玻璃管壳的作用是保持高真空条件、支撑作用。

12、X线是在高速电子与物质作用损失能量过程中产生中，在此过程中的能量损失包括碰撞损失和辐射损失；高速电子与原子外层电子作用属碰撞损失，能量转换成为热能，与内层电子或原子核作用属辐射损失，能量转换成为X线能。 13、根据X线光谱可分为连续X线和特征X线；与原子核作用产生的是连续X 线，与内层电子作用产生的是特征X线。 14、连续X线的最短波长由管电压(峰值)决定，影响连续X线的因素有管电压(kV)、管电流(mA)和原子序数(Z)。 15、产生特征X线的条件是高速电子的能量大于电子的结合能，影响特征X线的因素有原子序数(Z)、管电压(kV)和管电流(mA)。 16、X线的量是指X光子的数目，在实际工作中常用管电流与曝光时间的乘积(m A·s)来反映。 17、X线的质是指X光子的能量(硬度)，直接决定X线的穿透能力，在实际工作中常用管电压(kV)来衡量。 18、影响X线量的因数有管电压(kV)、管电流(mA)和原子序数(Z)；影响X线质的因数有管电压(kV)、整流方式和过滤情况，但特征X线的质只与原子结构(原子序数)有关。 19、X线的产生效率是指X线机将电能转换成X线能的比值，一般X线机产生X线的效率极低(1%)，与管电压(kV)和原子序数(Z)成正比，并且X线的利用率低(10%)。 20、阳极效应：厚靶阳极产生的X线强度分布上的特点是靠近阳极侧X线衰减大，强度小；解决办法有组织密度大、厚度大的物质体靠近阴极侧摄影、使用中心线附近较均匀的X线。 第四章X射线与物质的相互作用

辐射防护三原则

? ? ? 基本知识： 由一种核素转变成另一种核素（如Co60 Ni60,Cs137 Ba137）叫做核转变。 核转变过程伴有粒子（如∝、β、γ）发射，因此发生核转变的物质称作放射性物质。 物质的量叫质量，质量的单位是千克。 放射性物质的量叫活度，活度的单位是贝克（Bq ），每秒发生一次核转变叫做1 Bq 。 1居里（Ci ）=3.7×1010 Bq,1毫居（mCi ）=3.7×107Bq ∝、β、γ等具有电离的能力，统称作电离辐射。单位质量的物质吸收的电离辐射的能量叫做吸收剂量（D ）。 不带电粒子在单位质量物质中释放出来的所有带电粒子的初始动能之和叫做比释动能（K ）。 D 和K 的单位是戈瑞（Gy ），每千克物质吸收1焦耳的辐射能量叫1Gy 。 剂量当量H 的单位是希沃(Sv)，对于γ、β射线 1Sv=1Gy 单位时间内的吸收剂量叫做吸收剂量率D ，类似的有K 和H ，以Gy/h 和Sv/h 等为单位。 辐射防护三原则： 1、正当性 伴有辐射的实践带来的纯利益必须大于代价。 2、剂量限值 每年 50mSv ，对γ、β为50mGy 或5R 。 3、最优化 考虑到社会的和经济的因素 ，使一切有正当理由的照射保持在可以 合理达到的尽量低的水平。即利益/代价比值达最大，或采取可行的 措施将剂量尽量降低。 辐射防护三措施： 增加物质屏蔽、加长操作距离，缩短操作时间。 限值： 基本限值：每年50mSv 或50mGy(γ、β) 导出限值： 1、结晶器上：GB 16368-1996含密封源仪表的放射卫生防护 标准，设备表面5cm 处≤25μSv/h ，100cm 处≤2.5μSv/h 。

GBZT 149-2015 医学放射工作人员放射防护培训规范

3.GBZ/T 149-2015 医学放射工作人员放射防护培训规范。 1 范围 本标准规定了医学放射工作人员放射防护培训的要求。本标准适用于医学放射工作人员的放射防护培训。 2 培训对象 2.1 从事电离辐射医学应用的放射工作人员,包括从事医用X 射线诊断、介入放射学、核医学和放射治疗等工作的人员。 2.2 从事与电离辐射医学应用工作的医疗、科研、教学单位中 的相关专业人员、见(实)习人员及有关管理人员等。 3 培训目的与要求 3.1 培训目的对医学放射工作人员的培训可达到如下目的: a) 了解有关放射防护法规和标准的主要内容; b) 掌握放射防护基本原则和方法; c) 掌握控制工作人员和患者、受检者以及公众所受照射剂量的 原理和方法,以及有关放射防护设施与放射防护用品的正确使用方法; d) 了解可能发生的异常照射及其应急措施。 3.2 培训要求 3.2.1 上岗前的培训医学放射工作人员上岗前应当接受放射 防护知识和有关法律知识的培训,并经考核合格方可参加相应的工作。培训时间不少于4d。 3.2.2 在岗期间的培训各类医学放射工作人员在岗期间应

定期接受再培训,两次培训的时间间隔不超过2a,每次培训时间不少于2d。 3.2.3 实习前的培训医学院校学生进入与放射工作有关的专业实习前,应接受放射防护基本知识的培训。 4 培训内容 4.1 放射防护培训的内容和深度以及培训的频度和时间,应与放射防护培训对象的职责和责任相称,与其工作性质和条件相适应。可参照附录A 和附录B分别给出的培训内容提纲和培训课程举例加以选择。 4.2 在医学放射工作人员的放射防护培训中应强调受检者与患者的防护,医疗照射的正当性判断和最优化分析应列为放射防护培训的重要内容。 4.3 接触医用非密封放射性物质的工作人员的放射防护培训内容应包括内照射防护和放射性废物处理知识。 4.4 X射线诊断、介入放射学、核医学和放射治疗的质量保证,应列为相应医学放射工作人员的放射防护培训内容。 4.5 放射防护培训内容应适时更新。 5 培训方式 5.1 放射防护培训应根据培训对象的具体情况及其工作性质采取相应方式,例如课堂教学、远程教学、现场实习和个人自学等。充分利用各种音像教材培训。 5.2 课堂教学和远程教学可以放射防护基础知识和相关法律、

放射物理与防护 课程标准

《放射物理与防护》课程标准 （一）课程性质与任务 《放射物理与防护》医学影像技术专业必修的专业基础课，该课程的主要内容包括放射物理学基础、放射生物学、防护学、放射防护的基本标准及法规。研究辐射理论基础、防护依据、测量技术及实践方法，最大程度的减少医疗照射对类造成的损伤，为影像诊断工作提供安全保障，同时实验教学中提高学生的实践能力及应用知识能力，为影像技术专业后续的专业课程如放射治疗剂量学、影像设备学等奠定必要的知识及能力基础，并且为以后的继续教育及职业资格考试奠定基础。 《放射物理物理与防护》的主要任务是：学习放射基本理论，在诊断及治疗时提高防护意识，提高防护基本理论知识及专业防护能力，掌握射线剂量测量方法及评估方法，科学进行放射防护，最大限度 减少影像诊断及治疗中对医生及患者、周围环境的危害及损伤，为医疗诊断及治疗保驾护航。 （二）课程教学目标 1. 知识目标 (1)通过本课程的学习，掌握放射物理基本理论知识，掌握射线与物质的作用规律及衰减规律，熟悉射线的生物效应机制及特点，掌握放射学中的基本物理量及其测量方法，学会利用放射物理防护法规评估射线剂量及限值。 (2)了解仪器的原理及用法，熟悉医疗诊断中的辐射防护方法

及辐射防护管理方法。 （3）熟悉有关放射防护法规及制度，服务于社会及患者。体现现代影像工作者的科学素养。 2.能力目标 (1)学会测量射线的强度，并评估对人体的危害，学会基本防护方法。为医疗及社会服务。 (2)提高分析能力及逻辑思维能力，为后续课程打下理论基础。 (3)在医疗诊断中学会对医生及病人防护。 3.素质目标 (1)培养爱岗敬业、乐于奉献、实事求是、以人为本的高尚情操。 (2)教学中灌输思想品德教育和职业道德教育，严谨勤奋，加强自律能力。 (3)培养团队合作精神，具有良好的人际关系，团队协作能力强。 （三）参考学时：54学时 （四）课程学分：3学分 （五）课程内容和要求

GB18871-2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准

中华人民共和国国家标准 （GB 18871-2002） 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 Basic standards for protection against ionizing radiation and for the safety of radiation sources 1 范围 本标准规定了对电离辐射防护和辐射源安全(以下简称”防护与安全”)的基本要求。 本标准适用于实践和干预中人员所受电离辐射照射的防护和实践中源的安全。 本标准不适用于非电离辐射(如微波、紫外线、可见光及红外辐射等)对人员可能造成的危害的防护。 2 定义 本标准所采用的术语和定义见附录J （标准的附录） 3 一般要求 3.1 适用 3.1.1 实践 适用本标准的实践包括： a) 源的生产和辐射或放射性物质在医学、工业、农业或教学与科研中的应用，包括与涉及或可能涉及辐射或放射性物质照射的应用有关的各种活动； b ）核能的产生，包括核燃料循环中涉及或可能涉及辐射或放射性物质照射的各种活动； c) 审管部门规定需加以控制的涉及天然源照射的实践； d) 审管部门规定的其他实践． 3 .1. 2 源 3.1.2.1 适用本标准对实践的要求的源包括： a ）放射性物质和载有放射性物质或产生辐射的器件，包括含放射性物质消费品、

密封源、非密封源和辐射发生器； b) 拥有放射性物质的装置、设施及产生辐射的设备，包括辐照装置、放射性矿石的开发、或选冶设施、放射性物质加工设施、核设施和放射性废物管理设施； c）审管部门规定的其他源。 3.1.2.2应将本标准的要求应用于装置或设施中的每一个辐射源；必要时，应按审管部门的规定，本标准的要求应用于被视为单一源的整个装置或设施。 3.1.3照射 3.1.3.1适用本标准对实践的要求的照射，足由有关实践或实践中源引起的职业照射、医疗照射或公众照射，包括正常照射和潜在照射。 3.1.3.2通常情况下应将天然源照射视为一种持续照射，若需要应遵循本标准对干预的要求。但下列各种情况，如果未被排除或有关实践或源未被豁免，则应遵循本标准对实践要求。 a)涉及天然源的实践所产生的流出物的排放或放射性废物的处置所引起的公众照射； b)下列情况下天然源照射所引起的工作人员职业照射： 1）工作人员因工作需要或因与其工作直接有关而受到的氡的照射，不管这种照射是高于或低于工作场所中氡持续照射情况补救行动的行动水平（见附录H（提示的附录））； 2）工作人员在工作中受到氡的照射虽不是经常的，但所受照射的大小高于工作场所中氡持续照射情况补救行动的行动水平（见附录H（提示的附录） 3）喷气飞机飞行过程中机组人员所受的天然源照射； c）审管部门规定的需遵循本标准对实践的要求的其他天然照射。 3.1.4 干预 3.1. 4.1适用本标准的干预情况是： a）要求采取防护行动的应急照射情况，包括： 1）已执行应急计划或应急程序的事故情况与紧急情况； 2）审管部门或干预组织确认有正当理由进行干预的其他任何应急照射情况； b）要求采取补救行动的持续照射情况，包括： 1)天然源照射，如建筑物和工作场所内氡的照射； 2）以往事件所造成的放射性残存物的照射，以及未受通知与批准制度（见4.2.1

辐射防护知识培训

辐射防护知识讲座 ?第一部分辐射防护的目的原则与方法 一、放射防护目的 防止发生确定性效应，把随机性效应控制在可以接受的水平。限制随机性效应的发生率并降低到可以接受的水平；保障从事放射工作的人员和公众以及他们的后代的健康与安全，保护环境，促进放射性同位素和核技术的应用和发展。 实现辐射防护目的的办法： 1、为了防止确定性效应的发生，把剂量当量限值定在足够低的水平上，以保证工作者在终生全部时间内受到的照射也不会达到产生有害效应的阈值。 2、使一切具有正当理由的照射保持在合理的可以达到的尽量低的水平。 二、放射防护基本原则 1、实践的正当化 ?是指从事任何与放射性有关的活动，都要有正当理由。采取任何可能接受辐射剂量的行动，都要经过事先论证，进行正当化分析。 2、辐射防护最优化 ?在考虑辐射防护时，并不是要求受照剂量越低越好，而是通过利益/代价分析，在考虑了社会和经济的因素之后使照射保持在合理可行尽量低的水平。 ?3. 个人剂量限制 个人剂量限制是指在具备实践正当化和防护最优化的条件下，人员接受的剂量不能超过一定量值。 职业性外照射个人监测规范 GBZ128-2002 ?监测目的：对明显受到照射的器官或组织所接受的平均当量剂量或有效剂量作出估算，进而限制工作人员所接受的剂量，并且证明工作人员所接受的剂量是否符合有关标准。 ?监测原则：所有从事或涉及放射工作的个人，都应接受职业外照射个人监测。 ?a) 对于任何在控制区工作，或有时进入控制区工作且可能受到显著职业外照射的工作人员，或其职业外照射年有效剂量可能超过5mSv/a

的工作人员，均应进行外照射个人监测。 ?b) 对于在监督区工作或偶尔进入控制区工作、预计其职业外照射年有效剂量在1mSv/a─ 5mSv/a范围内的工作人员，应尽可能进行外照射个人监测。 ?c) 对于职业外照射年剂量水平可能始终低于法规或标准相应规定值的工作人员，可不进行外照射个人监测。 个人计量计佩带要求及监测周期 ?对于比较均匀的辐射场，当辐射主要来自前方时，剂量计一般在左胸前；当辐射主要来自人体背面时，剂量计应佩带在背部中间。 ?对于工作中穿戴铅围裙的场合（如放射科），通常应佩带在围裙里面。 ?当受照剂量可能相当大时(如介入放射学操作)，则还需在围裙外面衣领上另外佩带一个剂量计，以估算人体未被屏蔽部分的剂量。 ?只有当受照剂量很小且个人监测仅是为了获得剂量上限估计值时，剂量计才可佩带在围裙外面胸前位置。 ?对于短期工作和临时进入放射工作场所的人员（包括参观人员和检修人员等），应佩带直读式个人剂量计，并按规定记录和保存他们的剂量资料。 ?常规监测周期 ?一般为30日，也可视具体情况延长或缩短，但最长不得超过90天。 三、外照射防护 ?外照射系指来自体外的电离辐射对人体的照射。 ?能够引起外照射的电离辐射源主要包括：①放射性核素，其中包括放射性核素、放射性核素和放射性中子源等。②X射线机。③粒子加速器。④核裂变反应堆。 （一）外照射防护目的和出发点 ?目的：保护特定人（群）不受过分的直接或潜在的外照射危害。 ?出发点：从防护目的的实现以及与此相关的社会付出方面综合进行考虑。 （二）外照射防护基本原则 ?保证完满达到电离辐射源的应用目的，又使人员受到的辐射照射保持在可合理做到的最低水平，即 ALARA 原则。 ?1、最优化：在应用辐射源带来的利益和进行防护所付出的代价之

期末复习放射物理与防护大专习题集.doc

放射物理与防护 第一章核物理基础（物质的结构、核转变） 第一节学习目标及学习指导 一、学习目标 （一）掌握内容 1.放射性核素衰变的类型。 2.原子核的衰变规律。 （二）熟悉内容 熟悉原子结构、原子核结构 （三）了解内容 衰变平衡。 二、学习指导 1.从初期理论的实验基础入手展开对原子结构的介绍，通过玻尔的原子模型引入玻尔假设、氢原子的玻尔理论，得出轨道半径、能量与量子数n的关系。核外电子结构、原子能级、原子核外壳层电子的结合能，原子核的结构、原子核的结合能。 2.核素有两大类，即放射性核素和稳定性核素。放射性核素又分为天然放射性和人工放射性核素。放射性核素发生衰变过程中遵守电荷、质量、能量、动量和核子数守恒定律。 3.原子核的衰变规律可用衰变常数、半衰期、平均寿命、放射性活度来衡量。有些放射性核素可以发生递次衰变。 第二节习题集 一、A1 型题：每道试题由1个以叙述式单句出现的题干和4～5个供选择的备选答案构成，请你从备选答案中选择1个最佳答案。 1. 关于物质结构的叙述，错误的是

A. 物质由原子组成 B. 核外电子具有不同壳层 C. 一般每层上的电子数最多是2n2个 D. 核外的带负电荷的电子出现的几率称为“电子云” E. 最外层电子数最多不超过10个 2. 关于原子核外结构的叙述，错误的是 A. 原子均由原子核及核外电子组成 B. 电子沿一定轨道绕核旋转 C. 核外电子具有不同壳层 D. K层电子轨道半径最小 E. K层最多容纳8个电子 3. 关于原子能级的相关叙述，错误的是 A. 电子在各个轨道上具有的能量是连续的 B. 原子能级，以电子伏特表示 C. 结合力与原子序数有关 D. 移走轨道电子所需的最小能量为结合能 E. 原子处于能量最低状态时叫基态 4. 下列说法错误的是 A. 原子能级是指电子与核结合成原子时，能量的减少值 B. 结合能表示将电子从原子中移走所需的最小能量 C. 原子能级是结合能的负值 D. 原子中结合能最大的电子，能级最低 E. 原子能级和结合能数值相等 5. 轨道半径最小的壳层是 A. K层 B. L层 C. M层 D. N层 E. O层 6. 最多可容纳8个电子的壳层是 A. K层 B. L层 C. M层 D. N层 E. O层 7. 电子伏特（eV）与焦耳（J）的的关系是 A. 1eV=1.6×10-19J B. 1J =1.6×10-19 eV C. 1eV=1J D. 1eV=1.6×1019J E. 以上都不对 8. 原子能级与结合能的关系是 A. 原子能级是结合能的负值 B. 二者绝对值相等 C. 二者符号相反 D. 以上都对

辐射防护试题A

一．填空 1.辐射防护学中使用的吸收剂量用（ Gy ）单位表示。 2.内照射与外照射的人体吸收剂量均采用( sv )单位制表示。 3.当量剂量用于（人体器官吸收剂量）的测量。 4.当量剂量的国际计算单位是（ sv ）。 5.ICRP代表（国际放射防护委员会） 6.ALARA代表（合理使用低剂量） 7.辐射防护的三原则分别是（实践正当化）（放射防护最 优化）（个人剂量限制） 8. 针对外照射的防护三原则分别是（时间）（距离） （屏蔽）。 9. 主射线朝向墙壁的防护标准是（ 2mm ) 。 10. 职业照射的规定是，在任意单个年份内有效剂量不得超过 （50）mSv。 11. 公众年安全接受的辐射剂量允许值是（ 1msv ）。 12. 激光照射对人体所产生的有害作用属（非电离）辐射。 13.铅防护服与铅手套主要防护的是辐射中的（散射线）与 （泄漏射线）而不是（原发射线）。 14.组织权重因子用于测量人体的（当量吸收剂量）剂量。 15.X线照射剂量单位是（ R ）。 16.本底照射剂量值一般在（ 1.0---7.0 ）之间。 17.人体受照敏感度最高的三种组织依次分别是 1...血液.....

2...淋巴... 3.....骨髓.....。 18.内照射人体辐射吸收的主要途径是分别通过1..口...... 2...呼吸..... 3......皮肤伤口.....。 19.辐射防护的目标主要针对的是（随机）效应。 20.人类接受来至本底照射的最大剂量部分主要是自然界的（氡）。 21.X线照射强度与（照射距离）的平方成反比。 22.波长单位用（）符号代表。 23.散射线与原发射线相比更易被人体吸收是（散射线）。 24.防护围脖主要用于人体（甲状腺）的防护。 25.透视累计时间设定和报警装置的两个主要使用目的分别是 （曝光时间）（曝光计量）。 26.女性放射线从业者怀孕期间的安全允许剂量为（ 1mGy ）。 27.胚胎的致畸敏感期是受精后的（ 3---8周）。 28.孕妇的高剂量医疗辐射主要指1....DSA.... 2........ 介入3...放疗........。 29.诱发胚胎畸形的辐射阈值为（ 100msv-----200msv ）。 30.铝制滤过板在辐射防护中的主要作用是（去除软射 线）。 31.淘汰胸部常规透视的三个主要原因分别是1...辐射剂量大... 2...影像质量差..... 3.......无影像记录.... 32.在X线设备防护设计中需考虑设置天棚防护层的设备主要有

(标准)医用X射线诊断放射防护要求

前言 根据《中华人民共和国职业病防治法》制定本标准。 本标准第 4 章～第 7 章和附录 A、附录 B 、附录 C 是强制性内容，其余为推荐性内 容。 本标准按照 GB/T 1.12009给出的规则起草。 本标准代替 GBZ130 —2002《医用 X 射线诊断卫生防护标准》和GBZ 138 —200 2《医用 X 射线诊断卫生防护监测规范》。本标准以 GBZ 130 —2002为主，整合了 GB Z138 —2002 的内容，与 GBZ 130 — 2002 相比，除编辑性修改外，主要技术变化如下： ——删除了关于医用 X 射线机的生产、 X 射线机不适用种类限制、 X 射线源组件泄漏辐射定期检测等内容和有关诊断床板、乳腺摄影支撑台滤过厚度的要求； ——增加了 CT 机、介入X 射线设备可允许的最小第一半值层的内容，牙科机管电 压指示的偏离和曝光时间指示的偏离等要求、同室近台操作（非普通荧光屏透视）时透 视防护区测试平面剂量率控制值和机房屏蔽体外辐射剂量水平剂量率的控制值，介入放 射学设备配置患者受照剂量记录装置的要求和机房防护检测方法以及附录D; ——修改并增加了机房屏蔽防护厚度和机房使用面积的要求，还增加了机房单边长 度的要求，并修改了水箱散射标准水模的尺寸； ——将 GBZ 138-2002 中 X 射线诊断设备及场所的防护监测要求内容改写在第7 章， 检测方法内容改写在附录 B 中。 本标准由中华人民共和国国家卫生和计划生育委员会批准。 本标准起草单位：北京市疾病预防控制中心、中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所、江苏省疾病预防控制中心。 本标准主要起草人：娄云、冯泽臣、万玲、岳保荣、范瑶华、余宁乐、王时进、杜国生、王进、张泓。 GBZ 130 — 2002 的历次版本发布情况为： —— GB 8279 —2001 ： GBZ 138 — 2002 的历次版本发布情况为： —— WS/T 190 — 1999 。 医用 X 射线诊断放射防护要求 1 范围 本标准规定了医用诊断放射学、牙科放射学和介入放射学用设备防护性能、机房防护设施、 X 射线诊断操作的通用防护安全要求及其相关检测要求。 本标准适用于医用诊断放射学、牙科放射学和介入放射学实践。

放射物理与防护题附答案

一.选择题（每题1分，共10分） 1.谁在1904年提出一个原子结构模型（B） 2. A . 卢瑟福 3. B . 汤姆逊 4. C . 巴耳末 5. D . 玻尔 6.H的特征谱中的可见光部分是（C） 7. A . 赖曼系 8. B . 帕邢系 9. C . 巴尔末 10.D . 布喇开 11.电子在不连续的轨道上运动，原子所具有的能量也是不连续的，这种不连续的能量状态， 称为（B） 12.A . 基态 13.B . 原子的能级 14.C . 第一激发态 15.D . 第二激发态 16.壳层电子在原子中的结合能和原子能级是（C） 17.A . 它们的数值不等 18.B . 它们的数值相等 19.C . 它们的绝对值相等而符号相反 20.D . 它们的绝对值相等且符号相同 21.比释动能的SI单位（D） 22.A . 贝可（Bq） 23.B . 焦耳（J） 24.C . 居里（Ci） 25.D . 戈瑞（Gy） 26.光电效应不受以下哪方面因素的影响（D） 27.A . 物质原子序数的影响 28.B . 入射光子能量的影响 29.C . 原子边界限吸收的影响 30.D . 电子的结合能 31.X线检查中最大的散射线来源是（B） 32.A . 光电效应 33.B . 康普顿效应 34.C . 电子对效应 35.D . 相干散射 36.在光子能量较低时，除低Z物质以外的所有元素，都以（B）为主 37.A . 康普顿效应 38.B . 光电效应 39.C . 电子对效应 40.D . 相干散射 41.在距离所致的衰减中，距离增加1倍，则射线强度将衰减为原来的（C） 42.A . 1/2

辐射防护的目的及基本原则是什么

1.防止有害的确定性效应； 2.将随机性效应的发生率降至可接受的水平。 辐射防护的原则 对於因进行任何活动，而增加了个人或群体的辐射照射，国际放射防护委员会(ICRP)在其一九九零年的建议书（第60号刊物）内，列出三项基本辐射防护原则： 1.实践的正当化─任何涉及辐射照射的行动都必须具备充分理 由，即该行动对受照射的个人或社会利多於弊； 2.防护的最优化─个人剂量及受辐射照射的人数，应在合理可行 和顾及经济和社会因素的情况下减至最少；以及 3.个人剂量限值─个人所受的照射须符合剂量限值，确保没有人 需要承受不能接受的辐射危害。

对於因核意外而令自然环境辐射水平增加，国际放射防护委员会在其一九九零年的建议书（第60号刊物）及一九九一年的建议书（第63号刊物）内，均建议需进行干预(即通过某些活动影响已存在的照射原因，从而降低总照射量)，保障受到影响的人的健康，其防护原则为： 1.正当化─在降低剂量而减少危害的同时，干预本身带来的危害 与代价，包括社会代价，必需是值得的。 2.最优化─干预的形式、规模及持续的时间应当谋求最优化，令减 低辐射危害而得到的好处，扣除干预带来的危害后，得到最大的净利益。 剂量学中常用的量 吸收剂量 吸收剂量是辐射防护剂量学中的一个基本量。它是量度物质受到电离辐射照射后，吸收能量多少的一个物理量。 定义：单位质量物质吸收的电离辐射能量。 单位：戈瑞，简称戈，其符号为Gy。 当量剂量 辐射对人体的影响除了与吸收剂量有密切关系外，还与电离辐射的种类及其能量有关。当量剂量是量度不同种类及能量的辐射，对人体个别组织或器官造成的影响的一个物理量。 定义：特定种类及能量的辐射在一个组织或器官中引致的当量剂量，就是该辐射在组织或器官的平均吸收剂量乘以该辐射的权重因子。这个权重因子称为

(标准)医用射线诊断放射防护要求

前言 1范围 本标准规定了医用诊断放射学、牙科放射学和介入放射学用设备防护性能、机房防护设施、X射线诊断操作的通用防护安全要求及其相关检测要求。 本标准适用于医用诊断放射学、牙科放射学和介入放射学实践。

模拟定位设备参照本标准执行。 2 规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。 GB 9706.12 医用电气设备第一部分：安全通用要求三、并列标准诊断X射线设备辐射防护通用要求 GB 9706.23 医用电气设备第2-43部分：介入操作X射线设备安全专用要求 GB 16348 医用X射线诊断受检者放射卫生防护标准 GB 18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 GBZ 128 职业性外照射个人监测规范 GBZ 165 X射线计算机断层摄影放射防护要求 GBZ 179 医疗照射防护基本要求 GBZ/T 180 医用X射线CT机房的辐射屏蔽规范 GBZ 186 乳腺X射线摄影影像质量控制检测规范 GBZ 187 计算机X射线摄影（CR）质量控制检测规范 WS 76 医用常规X射线诊断设备影像质量控制检测规范 6 3 总则

3.5 各种X射线检查应使用相应的专用设备，且各类设备的应用除符合本标准要求外，还应符合X射线设备其他有关放射防护标准的要求。各种X射线设备及场所应经具备放射卫生技术服务机构资质的单位检测，合格后方可使用。 7 4 X射线设备防护性能的技术要求 4.1 X射线设备防护性能的通用要求 4.1.1 各种X射线设备X射线束的第一半值层应符合附录A的规定。 4.1.2 除乳腺摄影用X射线设备外，X射线源组件中遮挡X射线束部件的等效滤过应符合如下规定： a）在正常使用中不可拆卸的滤过部件，应不小于0.5 mmAl。 b）应用工具才能拆卸的滤片和固有滤过（不可拆卸的）的总滤过，应不小于1.5 mmAl。 4.1.3 除牙科摄影和乳腺摄影用X射线设备外，投向患者X射线束中的物质所形成的等效总滤过，应不小于2.5 mmAl。标称X射线管电压不超过70 kV的牙科X射线设备，其总滤过应不小于1.5 mmAl。标称X射线管电压不超过50 kV的乳腺摄影专用X 射线设备，其总滤过应不小于0.03 mmMo。 4.2 透视用X射线设备防护性能的专用要求 4.2.1 透视用X射线设备的焦皮距应不小于30 cm。 4.2.2 透视曝光开关应为常断式开关，并配有透视限时装置。 4.2.3 同室操作的普通荧光屏透视机按附录B中B.1的要求，在立位和卧位透视防护区测试平面上的空气比释动能率应分别不超过50 μGy/h和150 μGy/h（按附录C图 C.1、图C.2的要求）。 4.2.4 透视用X射线设备受检者入射体表空气比释动能率、荧光屏的灵敏度、透视的照射野尺寸及中心对准应符合WS 76的规定。 4.2.5 用于介入放射学、近台同室操作（非普通荧光屏透视）用X射线透视设备不受4.2限制。 4.3 摄影用X射线设备防护性能的专用要求 4.3.1 200 mA及以上的摄影用X射线设备应有可安装附加滤过板的装置，并配备不同规格的附加滤过板。 4.3.2 X射线设备应有能调节有用线束照射野的限束装置，并应提供可标示照射野的灯光野指示装置。 4.3.3 X射线设备有用线束的半值层、灯光照射野中心与X射线照射野中心的偏离应符合WS 76的规定。