辐射防护练习题
第一部分：单项选择，请选出正确答案，并填写在括号内。
1.一个人受到的总的辐照是（C）
A：内照射的量减去外照射的量B：外照射的量减去内照射的量
C：外照射的量加上内照射的量
2.放射工作单位应当安排本单位的放射工作人员接受个人剂量监测，外照射个人剂量的监测周期一般为（）天，最长不应超过（）天。（ A ）
A：30，90 B：60，90 C：90，90 D：60，120
3.放射工作单位应当组织上岗后的放射工作人员定期进行职业健康检查，两次检查的时间间隔不应超过（ A ）年。
A：2 B：3 C：4 D：1
4.吸收剂量的SI单位是（ B ）
A. 伦琴(R)
B. 戈瑞(Gy)
C. 拉得(rad)
D. 希沃特(Sv)
5.在相同吸收剂量的情况下，对人体伤害最大的射线种类是（ C ）
A. X射线
B. γ射线
C. 中子射线
D. β射线
标准规定：公众中有关关键人群组的成员所受到的平均年有效剂量不应超过（D ）
A. 5rem
B. 15mSv
C. 50mSv
D. 1mSv
7.辐射防护应遵循的三个基本原则是（ D ）
A. 辐射实践的正当化
B. 辐射防护的最优化
C. 个人剂量限制
D. 以上都应予以同时考虑
射线通过水泥墙后，照射率衰减到200mR/h，为使照射率衰减到10mR/h以下，至少还应覆盖多厚的铅板（半价层厚度为）（ D ）
A. B. C. D.
9.离源200mm处的照射率为100mR/h，照射率为2mR/h辐射区边界标记离源的距离约为（）
A. B. C. D. 1m
10.射线的生物效应，与下列什么因素有关（ D ）
A. 射线的性质和能量
B. 射线的照射量
C. 肌体的吸收剂量
D. 以上都是
11.热释光剂量计用于（B ）
A. 工作场所辐射监测
B. 个人剂量监测
C. 内照射监测
D. A和B
12.下列有关照射量的叙述，正确的是（ C ）
A. 辐射防护常用辐射量的物理量
B. 当量计量的剂量单位
C. 只适用于X射线和γ射线
D. 以上都是
13.辐射损伤随机效应的特点是（ A ）
A. 效应的发生率与剂量无关
B. 剂量越大效应越严重
C. 只要限制剂量便可以限制效应发生
D. B和C
14.辐射损伤确定性效应的特点是（D ）
A. 效应的发生率与剂量无关
B. 剂量越大效应越严重
C. 只要限制剂量便可以限制效应发生
D. B和C
关于应急照射的叙述，哪一条是错误的（ D ）
A. 应急照射事先必须周密计划；
B. 计划执行前必须履行相应的批准程序；
C. 应急照射的剂量水平应在标准范围内；
D. 经受应急照射后的人员不应再从事放射工作。
16.外照射防护的三个基本要素是（ D ）
A. 时间防护
B. 距离防护
C. 屏蔽防护
D. 以上都是
年，法国科学家（ B ）发现天然放射现象，成为人类第一次观察到核变化的情况，通常人们把这一重大发现看成是核物理的开端。
A ．卢瑟福
B ．贝克勒尔
C ．汤姆逊
D ．居里夫人
18.原子质量单位u 等于（ B ）
A ．12C 的1/16
B ．12
C 的1/12 C ．16O 的1/12
D ．16O 的1/16
19.下列哪一组核素是同位素：（ D ）
A ．H 21和He 32
B ．Ar 4018和K 4019
C ．Co m 60和Co 60
D ．U 235
92和U 23892
20.半衰期T 1/2和衰变常数λ的关系是：（C ）
A ．T 1/2＝ln3/λ
B ．T 1/2＝ln4/λ
C ．T 1/2＝ln2/λ
D ．T 1/2＝ln5/λ
21.下面哪种粒子的穿透力最弱（C ）
A ．γ光子
B ．β粒子
C ．α粒子
D ．中子
22.γ光子把全部能量转移给某个束缚电子，使之发射出去，而光子本身消失的过程叫做（C ）
A ．电子对效应
B ．康普顿效应
C ．光电效应
D ．穆斯堡尔效应
23.下面哪一种不是β衰变的类型（ B ）
A ．β－衰变
B ．韧致辐射
C ．β＋衰变
D ．轨道电子俘获
24.下列元素中哪一种对快中子的慢化能力最强：（B ）
A ．氧
B ．氢
C ．氮
D ．碳
25.高速电子轰击靶物质时，靶原子的内层电子被电离而离开原子，外层电子进入内层轨道
填补空位，多余的能量以辐射的形式释放，这种辐射光具有特定的能量，叫做：（C ）
A ．β射线
B ．内转换电子
C ．特征X 射线
D ．韧致辐射
26.可通过T(d,n)4He 反应来产生（ B ）中子，这一能量的中子应用很广。
A ．
B ．14MeV
C ．10MeV
D ．5MeV
27.可用于烟雾报警器、容易对人体造成内照射的放射源是（C ）
A ．γ放射源
B ．β放射源
C ．α放射源
D ．中子源
28.可用作各种核仪表，如料位计，核子称，密度计等的放射源是（ A ）
A ．γ放射源
B ．β放射源
C ．α放射源
D ．中子源
29.在放射源治疗中，进行近距离表浅治疗一般使用（B ）
A ．γ放射源
B ．β放射源
C ．α放射源
D ．中子源
30.世界范围内的天然辐射平均年有效剂量约为（ A ）
A ．
B ．3mSv
C ．5mSv
D ．1mSv
31.世界人口受到的人工辐射源的照射中，居于首位的是（B ）
A ．大气层核实验
B ．医疗照射
C ．地下核试验
D ．核能生产
32.下列人体组织和器官中哪一种的辐射敏感性最低：（ C ）
A ．心脏
B ．淋巴组织
C ．肌肉组织
D ．骨髓
33.下列放射性核素，哪一组是原生放射性核素：（ B ）
A ．3H 和14C
B ．228Ra 和228Th
C ．32P 和33P
D ．22Na 和32Si
34.当发生电子对效应时，入射光子的能量至少要大于（ A ）
A ．
B ．
C ．2MeV
D ．14MeV
35.对于相同厚度的下列物质，那种对1Mev 能量的γ射线屏蔽效果好：（D ）
A ．水 B. 水泥 C. 铁 D. 铅
36.在相同能量的下列射线中，哪种射线的穿透力最强（C ）
A ．射线 B. 射线 C. γ射线 D. 质子
37.辐射致癌属于哪种效应：（D ）
A ．急性 B. 遗传 C. 确定性 D. 随机性
38.剂量率与点源距离的关系：（D ）
A ．正比 B.反比 C. 平方正比 D.平方反比
39.人体内每天因食物摄入的放射性物质，那种最多：（C ）
A ．I 131 B. I 133 C. K 40 D. K 41
40.在医学上X 射线可用于透射的机制是（D ）
A ．穿透能力强
B ．电离能力强
C ．射线能量大
D ．不同组织的吸收不同
第二部分：多项选择题，请选出正确答案，并填写在括号内。
1.外照射防护的基本原则有：（ ABC ）
A ．时间
B ．距离
C ．屏蔽
D ．防护
2.放射工作人员应当具备的基本条件有（ ABCDE ）
A ．年满18周岁
B ．经职业健康检查，符合放射工作人员的职业健康要求
C ．遵守放射防护法规和规章制度，接受职业健康监护和个人剂量监测管理
D ．持有放射工作人员证
E ．放射防护和有关法律知识培训考核合格
3.电离辐射主要有：（ ABCD ）
A ．X 射线
B ．γ射线
C ．α、β射线
D ．中子
E ．红外线、紫外线、微波、激光
4.辐射防护的三原则是：（ ABC ）
A ．实践的正当性
B ．防护水平的最优化
C ．个人受照的剂量限值
D ．距离、屏蔽、时间
5.直接电离辐射包括：（ ABCD ）
A ．电子
B ．质子
C ．α粒子
D ．重离子
E ．γ射线
F ．中子
6.间接电离辐射包括：（ ABC ）
A ．X 射线
B ．γ射线
C ．中子
D ．α粒子
E ．电子
7.辐射作用于人体的方式分为：（ ABCD ）
A ．外照射
B ．内照射
C ．放射性核素体表污染
D ．复合照射
8.关于职业照射的剂量限值描述正确的是：（ ABCD ）
A ．连续5年内年平均有效剂量不超过20mSv
B ．任何一年中的有效剂量不超过50mSv
C ．眼晶体的年当量剂量不超过150mSv
D ．四肢（手和足）或皮肤的年当量剂量不超过500mSv
9.公众照射的剂量限值描述正确的是：（ ABCD ）
A ．年有效剂量不超过1mSv
B ．如果5个连续年的年平均剂量不超过1mSv/a ，某一单一年份的年有限剂量可提高到5mSv
C．眼晶体的年当量剂量不超过15mSv
D．皮肤的年当量剂量不超过50mSv
10.根据《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》，发生辐射事故时，生产、销售、使用放射性同位素和射线的单位应当立即启动本单位应急预案,并且向当地（ABC ）部门报告。A．环境保护主管部门B．公安部门
C．卫生主管部门D．安全生产监督管理部门
11.放射工作单位应当安排本单位的放射工作人员接受个人剂量监测，并遵守以下规定：（ABD ）
A．外照射个人剂量的监测周期一般为30天，最长不应超过90天
B．建立并终生保存个人剂量监测档案
C．内照射个人剂量监测周期为30天
D．允许放射工作人员查阅、复印本人的个人剂量监测档案
12.常用的放射性药物诊断设备有：（ABCD）
A．γ照相机B．发射型计算机断层扫描装置（ECT）C．正电子发射计算机断层扫描（PET）D．骨密度仪
13.核仪表主要包括哪几部分（BCD）
A．测量对象B．放射源C．辐射探测器D．电子测量装置
14.下列哪种属于X射线（AB ）
A．特征X射线B．韧致辐射C．轨道电子俘获D．内转换15.乏燃料一般采用下列哪些运输方式（ACD ）
A．公路运输B．航空运输C．铁路运输D．水路运输16.以下对环境放射性本底调查说法正确的有（ABD ）
A．可以判断本底水平是否正常
B．可以确定本底水平以便为今后核设施运行时作比较
C．对所有核设施，本底调查半径都为几十公里
D．可以为今后核设施退役时的环境影响评价提供资料
17.核电站流出物对环境有哪些影响（ACD ）
A．放射性物质的影响B．影响市容
C．热能的影响D．化学物质的影响
18.下列作用中，哪些是中子和物质的相互作用（AB ）
A．散射B．俘获C．光电效应D．电离
19.下面哪些是半导体探测器的缺点：（AB ）
A．辐射损伤明显B．要在低温下工作或保存
C．能量分辨率低D．空间分辨高
20.外照射的防护主要是针对（BD ）
A．α射线B．中子C．β射线D．γ射线
第三部分：判断，请判断该句话是否正确，并在括号内填写“V，X”。
1.活度是描述放射性核素衰变率的物理量，即单位时间发生衰变的核数。（V ）
2.放射性核素的半衰期，即该核素原子核数目衰变到原来的一半所需要的时间。（V）
3.吸收剂量是用来表示在单位质量被照射物质中吸收电离辐射能量大小的一个物理量。（V ）
4.放射工作单位应当组织上岗后的放射工作人员定期进行职业健康检查。（V）
5.放射工作人员是指在放射工作单位从事放射职业活动中受到电离辐射照射的人员。（V ）
6.按照国际放射防护委员会的建议书，通常将辐射所导致的生物效应分为随即性效应和确定
性效应。（V ）
7.暗室内的工作人员的冲洗胶片过程中，会受到胶片上的衍生射线照射，因而白血球也会降低。（X ）
8.一个射线工作者怀疑自己处在高辐射区域，验证的最有效方法是看剂量笔上的读数是否也在增加。（X ）
9.照射量单位“伦琴”只适用于X射线和γ射线，不能用于中子射线。（V ）
10.当X和γ射源移去以后工件不再受辐射作用，但工件本身仍残留极低的辐射。（X ）
11.小剂量或低剂量辐射不会发生随机性损害效应。（V ）
12.即使剂量相同，不同种类辐射对人体伤害是不同的。（X ）
13.只要严格遵守辐射防护标准关于剂量当量限制的规定，就可以保证不发生辐射损伤。（X）
14.焦耳/千克是剂量当量单位，库伦/千克是照射量单位。（V ）
15.剂量当量的国际单位是希沃特，专用单位是雷姆，两者的换算关系式1希沃特=100雷姆。（V ）
射线比γ射线更容易被人体吸收，所以X射线比γ射线对人体伤害力更大一些。（X ）
17.当照射量相同时，高能X射线比低能X射线对人体伤害力更大一些。（V ）
18.辐射损伤的确定性效应不存在剂量阈值，它的发生几率随着剂量的增加而增加。（X ）
19.照射量适用于描述不带电粒子与物质的相互作用，比释动能适用于描述带电粒子与物质的相互作用。（X ）
20.在辐射防护中，人体任一器官或组织被X射线和γ射线照射后的吸收剂量和当量剂量在数值上是相等的。（V ）
21.吸收剂量的大小取决于电离辐射的能量，与被照射物质本身的性质无关。（X ）
22.辐射源一定，当距离增加一倍时，其剂量或剂量率减少到原来的一半。（X ）
23.放射性衰变符合指数衰减规律。（V ）
24.β粒子的能谱是连续的。（V ）
25.β衰变不仅放出β粒子，还要放出一个中微子。（V ）
26.地球上的天然辐射源都是来自宇宙射线。（X）
27.反应堆正常运行时的主要辐射有γ辐射和中子辐射。（V）
28.用反应堆生产放射性同位素，必须使用远距离操作系统从反应堆的辐照管道或辐照室提取同位素样品盒。（V ）
29.γ射线的穿透能力强，因此可用作工业探伤。（V ）
30.铀、钍矿可分别析出放射性气体氡和钍射气，因此要引起注意。（V ）
31.乏燃料不再具有放射性。（X ）
32.辐射防护只是为了保护从事放射工作人员的安全。（X ）
33.在全球人口集体剂量估算值中，天然辐射所占的份额最大。（V ）
34.喷气飞机飞行过程中机组人员所受的天然照射是一种持续照射，因而不是职业照射。（X ）
35.辐射对人体的损害主要是对脱氧核糖核酸（DNA）分子的作用而使细胞受到损伤，导致各种健康危害。( V)
36.就辐射危害程度来说，外照射时γ>β>α，内照射时，则α>β>γ。（V ）
37.淋巴组织和性腺对辐射的敏感性属于高度敏感。（V ）
38.辐射权重因子同辐射种类、能量以及受照射的器官，组织都有关。（X ）
39.室内氡是重要的致癌因素。（V ）
第四部分：填空
= （103）mSv = （106）Sv
2.该标志是（电离辐射警示）安全标志。
3.一个放射源在单位时间内发生衰变的原子核数称为____活度_______，常用单位有_____贝
克Bq__和_Ci居里_______。
4.地球上三个单独存在的放射系是____钍系____、_铀系_______和_锕-铀系________。
5.中子的产生主要是通过核反应或原子核自发裂变，基本上有三种方法：______同位素中子
源_______、_加速器中子源_______________和_反应堆中子源____________。
6.反应能Q等于反应前后体系____质量____之差。当_Q>0_____时，核反应为放能反应，当___Q<0___时，核反应为吸能反应。
7.天然辐射源主要来自_宇宙射线___________、__宇生放射性核素___________和_____原生
放射性核素_________。人工辐射源是用__人工方法________产生的辐射源，主要有_核设施___________、______核技术应用的放射源______和_核试验落下灰_________。
8.放射性物质进入人体内的途径主要有______食入____、__吸入__________和______皮肤吸收_____。
9.辐射防护的基本原则包括_____辐射实践正当化_______、___辐射实践最优化_________和
____限制个人剂量当量_________。
10.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：____确定性____效应和____随机性______效应。
11.目前广泛应用的各种放射性同位素主要是由：______反应堆_____和___加速器_______生产，部分放射性同位素从______________________放射性废物后处理中的废液和废气_______________中回收。
射线在医学上的用途较广，目前主要有两种诊断方式：___透视____和____摄影___。
射线机主要包括：______医学用X射线机______和_______工业用X射线机____。
14.人体受到的照射的辐射源有两类，即：___人工辐射源_______和_____天然辐射源___，其中主要的人工辐射源是：___医疗照射______，_____核试验_____和_____核能应用___。
15.辐射防护检测的对象是：____人____和____环境____。具体检测有四个领域：____个人剂量监测_____、_____工作场所监测____、_____流出物监测_____、______环境监测____。
第五部分：名词解释
1.平均电离能。每产生一个离子对所需的平均能量
2.吸收剂量
3.外照射和内照射。外照射是辐射源在人体外部释放出粒子、光子作用于人体的照射。内照射是放射性核素进入人体内，在体内衰变释放出的粒子、光子作用于机体的照射。
4.放射性流出物。放射性流出物是指实践中源造成的以气体、气溶胶、粉尘或液体等形态排入环境的通常可在环境中得到稀释和弥散的放射性物质。
5.照射量、比势动能、吸收剂量、当量剂量、有效剂量。
6.带电粒子平衡。
7.随机性效应和非随机性效应。
依据效应-剂量关系将电离辐射所致生物效应分成随机性效应和非随机性效应。确定性效应（deterministic effects）有剂量阈值，效应的严重程度与剂量成正比；随机性效应(stochastic
effects) 无剂量阈值，发生几率与剂量成正比，严重程度与剂量无关。
8.辐射场与理想探测器。
辐射场：辐射源产生的电离辐射无论在空间还是在介质内通过、传播以至经由相互作用发生能量传递的整个空间范围，称为（电离）辐射场。
理想探测器：等效率接收各四面八方入射粒子的粒子探测器（或计数器）。
第六部分：简答题
1．什么是密封源和非密封源
答：密封源是密封在包壳里的或紧密的固结在有足够强度的覆盖层里并呈固体形态的放射性物质。不满足密封源所列条件的源为非密封源。
2．在放射性同位素和射线装置应用中，必须遵循辐射防护的哪三原则
答：（1）辐射实践正当化；
（2）辐射防护最优化；
（3）个人剂量限值。
3．试述辐射防护中的ALARA原则。
答：ALARA原则即辐射防护中的最优化原则，在进行辐射防护时要控制放射工作人员、病人和周围公众的照射剂量尽可能低。
4．辐射防护的目的和任务。
答：目的：防止有害的确定性效应，并限制随机性效应的发生概率，使它们达到被认为可以接受的水平。
任务：既要保护从事放射工作者本人和后代以及广大公众乃至全人类的安全，保护好环境；又要允许进行那些可能会产生辐射的必要实践以造福全人类。
5．试述内照射防护的基本原则和一般方法。
答：原则：制定各种规章制度，采取各种有效措施，阻断放射性物质进入人体的各种途径，在最优化原则的范围内，使摄入量减少到尽可能低的水平。
防护：包容隔离，净化稀释，遵守规章制度做好个人防护。
6．简述应急准备的基本原则要求有哪些
答：（1）应急组织与指挥
（2）应急计划的制定
（3）应急准备的措施
7．试述外照射防护的基本原则和一般方法。
答：原则：尽量减少或避免射线从外部对人体的照射，使所受照射不超过国家标准所规定的剂量限值。
防护：以下三种方法之一或它们的综合，尽量缩短受照射时间，尽量增大与放射源的距离，在人和辐射源之间设置屏蔽
8．辐射防护的四个标准是什么
答：（1）基本限值，包括当量剂量，有效剂量以及次级限值；
（2）导出限值；（3）管理限值；（4）参考水平。
9．（1）试将照射量、比释动能、吸收剂量和剂量当量做一比较；
（2）列出上述诸量间的相互关系；
（3）给出上述诸量新老计量单位之间的换算关系。
（1）
(2) 空气和介质中分别有
带电粒子平衡，且韧致辐射可忽略条件下，
带电粒子平衡，但韧致辐射不可忽略时， 其中g 为韧致辐射因子。
R T D ,：组织或器官的平均吸收剂量；
R W ：组织或器官辐射权重因子。
(3)
10.（1）试对天然辐射进行分类；
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1-===kg C Gy e W D a en a χχχρμψχχχρμρμχρμρμρμχρμρμψm a en m en
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（2）试对图1所示14C 进入生物圈的过程进行详细解释；
（3）试对出现图2所示曲线的原因进行分析。
（1）天然辐射分类
宇宙射线
来自于地球外层空间的高能粒子流，质子（87%）、阿法粒子（10%）及其它重带电粒子、电子、光子和中子等；
宇生放射性核素
宇宙射线与空气作用生成核素在环境中的空气、水、草、土壤中沉降物，如氚（H-3）、碳-14（C-14）、铍-7（Be-7）、钠-22（Na-22）等；
原生放射性核素
自然界尚存在的三大放射系[铀（U ）-238系；钍（Th ）-232系；（U ）-235锕系、钾（K ）-40及氡气，存在于岩石、土壤、地下水、海水等中，家庭石材（装修） 、水泥等建材，地下建筑。
（2）p C N n 1114614710+→+，生物圈循环；
（3）美苏核军备竞赛中做过大量大气层核试验，核试验产生的中子与大气中氮核作用生成碳-14，使大气中碳-14含量大大增加。随着大气层核试验的减少和核军备竞赛降级，生成碳-14又回落到天然水平，故图3中出现了碳-14峰。中国的大气层核试验数目较少，对生成碳-14含量影响很小。
11. 请谈谈快中子屏蔽的一般思路。
12.辐射防护领域的国际组织。
1）国际放射防护委员会（International Commission on Radiological Protection ，ICRP ） 性质：非官方、非营利的国际学术团体
地位、作用：其出版物是各国制定法规的依据和参考；但不具有法规性质。
2）联合国原子辐射效应科学委员会
(UNSCEAR: United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation)
3）国际原子能组织(机构)
(IAEA: International Atomic Energy Agency)
13.射线屏蔽 Cosmic rays n proton 14C 14N
CO 2 14CO 2 图1 14C 进入生物圈的过程 图2 空气中每千克碳中14C 含量随年份的变化
1）加适量的轻物质屏蔽射线；
2）再加适量的重物质屏蔽射线在轻物质中产生的韧致辐射。
第七部分：计算
1．已知：60Co放射源发生衰变时，一次核衰变中可以发射两个γ光子，其能量分别为：(~100%)、(~100%)，当放射源活度为4μCi时，
1）请用国际单位制表示活度。
2）在不考虑其他因素的情况下，单位时间出射的γ光子数目为多少
答：1）请用国际单位制表示活度。
解：国际单位制为Bq，有 4 x 10-6 x x 1010) = x 105 Bq
2）在不考虑其他因素的情况下，单位时间出射的γ光子数目为多少
解：单位时间出射的γ光子数目为x 105 x 2 = x 105（个）
2．一位放射性工作人员在非均匀照射条件下工作，在1年中，肺部受到10mSv的照射；肝脏也受到10mSv的照射。问在这一年当中，该工作人员所受的有效剂量是多少
（肺部和肝脏的组织权重因子分别为和）
解：有效剂量为: 10 x + 10 x = mSv
3．已知空气中某点X射线的照射量为×10-4C·kg-1，求空气中该点的比释动能是多少解：K==××10-4 =6×10-3(Gy)
4．Ir-192源活度为50居里，求距源1m处和20m处的照射率（Ir-192的Kγ=）解：利用公式P=AKγ/R2进行计算, 已知：A=50Ci，R1=1m，R2=20m
代入公式得：P1=AKγ/R12 =50×1=(R/h)
P1=AKγ/R22 =50×202= (R/h)
5．相同活度的Co60和Ir192，在相同的距离上两者的照射率相差多少倍（Co60的Kγ=，Ir192的Kγ=）(答案：倍)
6．将Co60所产生的剂量减弱1000倍，所需铅防护层厚度是多少（Δ1/2=）
7．测得距源14m处的照射率为108 μSv/h，欲使照射率减少至25 μSv/h，问离源距离为多少(答案：
8．放射工作人员每周的剂量限制为1mSv，如工作人员每周需在照射场停留25h，问该照射场允许的最大剂量率是多少如实测该照射场的剂量率是30 μSv/h，问在该照射场中的工作人员每周允许工作多少小时(答案：40μSv/h,33小时)
9．已知某一γ源1m处剂量率为16 mSv/h，问20m处的剂量率是多少又采用屏蔽方法欲使20m处剂量率降至4 μS v/h，问需铅防护层的厚度是多少（设该射线在铅中的半价层为Δ1/2=）(答案：40 μSv/h,
10．使用Ir192拍片，在距源25米处操作，实测照射剂量率h，如每天允许剂量率为h，问每天应工作几小时又90天后，使用同一射源拍片，要求每天工作8小时，问保证不超过允许剂量的操作距离是多少(答案：小时,
11．用Cs137射线源作野外透照拍片，射源强度为5Ci，忽略散射线，已知一个人一天的允许剂量为，如果工作人员一天的总计曝光时间为1小时，由射线工作人员距离射线源的最小距离为多少米（Cs137的Kγ=）(答案：
12．离300kVX光机某距离处测得照射率为3mR/h，工作人员在该点每天工作6小时，如果用屏蔽保护，试计算需加多厚的混凝土才能使该点的剂量减弱到日安全剂量以下（设混凝土的半价层为）(答案：21cm)
13．已知Co60射线源，放射强度为5Ci，工作人员离源6m处工作，工作点的最大容许照射率为h，忽略散射线的影响，试计算在源与工作点之间，需加的铅板厚度为多少（铅
的半价层厚度，Co60Kγ=）(答案：
14． A 类工作人员的年剂量限值是50毫希沃特/年，假定每年有50个工作周，则这个限值
就相当于1毫希沃特/周，或1000微希沃特/周。则在剂量率为50微希沃特/小时的区域内，一个工作人员每周可以工作多少小时(答案：20小时)
15． 如果一个A 类工作人员在某个特定区域内每周工作40小时，那么可以容许的最大剂量
率是多少(答案：25微希沃特/小时)
16． 对公众中的个人，其剂量限值是5毫希沃特/年，试问对连续居留在该区域内（即168
小时/周）的公众成员，所允许的最大剂量率是多少（答案：微希沃特/小时）
17． 距离一个特定的γ源2米处的剂量率是400微希沃特/小时，在距源多远处的剂量率是
25微希沃特/小时(答案：8m )
18． 一个60Co 源在1米处产生的剂量率是400微希沃特/小时，假如要使栅栏处的剂量率不
超过25微希沃特/小时，那末栅栏必须设置在距源多远处在原先的距离处要用多厚的铅才可以给出同样的防护（对于60Co 的γ辐射，铅的HVL 是12.5毫米）。（答案：4米；50毫米铅）
19． 试计算距离太贝可的镅-铍中子源1米处的剂量当量率。1太贝可的241Am-9Be 源的中子
强度为7×107中子/秒。（答案：69微希沃特/小时）
20． 在一年期间，估计某个工作人员咽下106贝可的钠-22并吸入102贝可的239PuO2，如果
不得超过建议的剂量限值，那么在这一年内他最多还可以接受多大剂量当量的外照射 解：对钠-22，咽下的ALI=107贝可，所以在这个例子里10
11010I I 76jL j
==， 而对239PuO2，吸入的ALI=5×102贝可，因此在本例中5110
510I I 22jL j
=?= 使用公式∑≤+j 1I I H H jL
j wbL wb 按极限值计算有 15
110150H wb =++mSv 所以: mSv mSv mSv H wb 5035507.050)2.01.01(?=?=?--=
21． 对于一个工作人员，在他每年工作50周，每周工作5天，每天工作8小时的情况下, 假
定每一个工作人员在每日8小时工作时间内的呼吸量是10米3,试计算239PuO2的DAC 值。239PuO2的ALI （吸入）=5×102贝可。 解：2
3510/50510DAC ?=???-1=210贝可勒尔米
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。
放射防护安全操作规程通用版
操作规程编号：YTO-FS-PD910 放射防护安全操作规程通用版 In Order T o Standardize The Management Of Daily Behavior, The Activities And T asks Are Controlled By The Determined Terms, So As T o Achieve The Effect Of Safe Production And Reduce Hidden Dangers. 标准/ 权威/ 规范/ 实用 Authoritative And Practical Standards
放射防护安全操作规程通用版 使用提示：本操作规程文件可用于工作中为规范日常行为与作业运行过程的管理，通过对确定的条款对活动和任务实施控制,使活动和任务在受控状态，从而达到安全生产和减少隐患的效果。文件下载后可定制修改，请根据实际需要进行调整和使用。 为加强放射卫生防护管理，保障病人和工作人员的健康与安全，特制定放射防护安全操作规程： 1、我科放射工作人员必须持上级卫生行政部门颁发的《放射工作人员证》和佩戴统一的《射线监测仪》上岗。未经培训，或未取得《放射工作人员证》人员不得上岗。 2、开机前检查机房情况、无异常后方可开机。严格执行各种设备的操作规程，经常检查全科机器运转情况，发现问题及时处理，杜绝医疗事故的发生。 3、放射工作人员在为病人检查、治疗时应严格掌握适应症，科学、合理地选择和使用暴光条件。要求放射防护最优化，避免一切不必要的照射，使一切必要的照射保持在合理的并可达到的最低水平。 4、对病人进行放射检查治疗时，特别是对儿童、孕妇患者进行放射检查和治疗时，应事先告知放射线可能产生的危害，征得患者或家属的同意后进行放射检查和治疗，并在检查和治疗中对性腺、甲状腺等重要器官及胎儿进行保护。
2019辐射防护基础考试题及答案
本文从网络收集而来，上传到平台为了帮到更多的人，如果您需要使用本文档，请点击下载，另外祝您生活愉快，工作顺利，万事如意！ 2019辐射防护基础考试题及答案 课程名称：辐射防护基础班级：__________ 姓名：学号_____ 一、名词解释（2×5=10分） 1.半衰期：放射性母核数目衰变掉一半所需时间，或放射性活度减弱一半所需时 间。 2.同位素：具有相同质子数和不同中子数的同一类元素称为同位素。
3.松散污染：指该污染用擦拭、清洗等方法可以转移或去除的污染。 4.感生放射性：稳定的核素吸收一个中子后转变成放射性核素也就是活化产物， 活化产物衰变时产生的放射性称为感生放射性。 5.半厚度：ｒ射线经过ｎ个半厚度的屏蔽层后，其强度将减弱到原来强度的1/2 n。 二、填空题（1×33=33分） 1．填写下列辐射物理量对照表 辐射物理量吸收剂量剂量当量放射性活度 SI单位焦耳·千克-1（J·kg-1）焦耳·千克-1（J·kg-1）秒-1 SI单位专名戈瑞希弗贝可 定义式 D = d E /d m H=DQN A=dN/dt 2．外照射防护一般有时间防护、距离防护、屏蔽防护和 _源强防护四种方法。 3．根据国标GB8703-88《辐射防护规定》我国将核电厂厂区划分为非限制区、监督区和控制区三个区域。 4．放射性活度是指放射性物质原子在单位时间内发生的___核衰变的数目___。 5．放射性核素经过2个半衰期后，其量将减少至原来数目的____4_____分之一。 6．工作场所中的放射性物质可通过____食入_____、___吸入______和__伤口进入_______三种途径进入体内形成内照射。 7．辐射防护的目的在于防止______确定性效应_____的发生,并把__随机性____ 的发生率限制到被认为是可以接受的水平。 8．工作场所辐射监测包括____外照射____、____表面污染______、____空气污染___。 9．根据国家辐射防护标准，辐射工作人员5年累积有效剂量应不超过__100___mSv，
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 ）。 代表（国际放射防护委员会） 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。 线照射剂量单位是（ R ）。 16.本底照射剂量值一般在（）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）。 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....
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 。
辐射防护安全操作规程
医用X线射线辐射防护安全操作规程 1、医用X线诊断工作者必须熟练掌握业务技术和X射线防护知识，认真配合临床医生做好X 射线检查的正当化判断，避免不必要的额外检查，合理使用X射线诊断。 2、选择使用合适的检查设备以及相应的防护用品（包括受检者的防护），认真选择各种操作参数，力求受检者所受到的照射是达到预期诊断所需的最低剂量；搞好质量控制，避免重复照射。 3、除了临床必须的透视检查外，应尽量采用摄影检查；采用普通荧光屏透视的工作人员在透视前必须做好充分的暗适应，在不影响诊断的前提下，应尽可能采用“高电压、低电流、厚过滤”和小照射野进行工作。 4、摄影时，工作人员应严格按所需的投照部位调节与之相适应的照射野，对受检者的非投照部位应采取适当的防护措施；工作人员应在屏蔽室等防护设施内进行曝光操作。 5、进行X射线的检查时，只要可行，就应对受检者的辐射敏感器官（例如性腺、眼晶体、乳腺和甲状腺等）采取适当的屏蔽保护。 6、施行X射线的检查时应注意候诊者的防护。摄影中除正在接受检查者外，其他人员不应留在机房内。透视时拟同时进入机房候诊的受检者要适当安置，并有相应屏蔽防护措施。 7、只有在把受检者送到固定设备进行检查不现实或医学上不可接受的情况下，并采取相应防护措施（包括距离和屏蔽防护等）后，才可使用移动或携带式X 射线机施行检查。携带式X射线机不宜用于常规透视。 8、在X射线检查时，对儿童等特殊检查者可采取相应固定的体位。对有正当理由需要检查的孕妇应注意尽可能保护胚胎或胎儿。当受检者需要扶携时，对扶携者应采取相应的防护措施。 9、在放射诊断临床教学中，对学员必须进行射线防护知识教育，并注意他们的防护；对示教病例严禁随意增加曝光时间。
辐射安全与防护培训考试题及答案
培训试卷辐射安全与防护培训考试题及答案 课程名称：__________ 班级：__________ 姓名：学号_____ 一、选择题（1×17=17分） 1.在正常本底地区，天然辐射源对成年人造成的平均年有效剂量约为：B A)20mSv B) B)2.4mSv C)C) 5mSv 2.在人工辐射源中，对人类照射剂量贡献最大的是：B A)核电厂 B)医疗照射 C) 氡子体 3.在核电厂放射性热点设备上布置铅皮，目的是为了屏蔽：B A)β射线 B)γ射线 C)n射线 4.在内照射情况下，α、β、γ放射性物质的危害程度依次为：A A)α＞β＞γ B)γ＞β＞α C)γ＞α＞β 5.固定的表面污染对人具有 A 风险。 A)外照射 B)内照射 C) A＋B 6.工作人员控制区，个人剂量计应佩戴在工作人员的B 部位。 A)右胸 B)左胸 C)头部 7.控制区内产生的湿废物应作为B 进行收集和处理色收集袋。 A)可压缩 B)不可压缩 C)待去污物品
8.人体皮肤的β放射性表面污染限值为：B A)4Bq/cm B)0.4Bq/cm C)40Bq/cm 9.个人剂量限值限制的是：C A)外照射剂量 B)内照射剂量 C)内照射剂量+外照射剂量 10.在 B 工况下进入反应堆厂房，必须办理《红区进入许可222 证》。 A)任何 B)反应堆运行 C)停堆 11.气衣主要用于：B A)高外照射区域作业 B)严重空气污染+表面污染区域作业 C)放射性积水区域作业 12.在控制区内，工作人员的个人防护包括：B A)时间防护、距离防护、屏蔽防护 B)外照射防护、内污染防护、体表污染防护 C)外照射防护、空气污染防护、表面污染防护 13.下列不宜采用直接法测量表面污染的是：A A)环境γ本底高 B)固定表面污染 C)松散表面污染 14.下列不宜采用擦拭法测量表面污染的是：B A)环境γ本底高 B)固定表面污染 C) 松散表面污染15-16可能为多项选择题 15、下列哪些机体变化属于确定性效应：（a b c e） a. 皮肤损伤 b. 造血器官损伤 c. 中枢神经损伤 d. 癌症 e. 免疫系统受损
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辐射安全与防护培训试题 辐射对人类的身体伤害是很大的，如何进行辐射安全与防护呢，进行一定的辐射安全与防护知识培训是有必要的。下文是辐射安全与防护培训试题，欢迎阅读! 辐射安全与防护培训单项选择题 1.对放射性同位素的转移实行( C ) A.审批制度 B.许可证制度 C.备案制度 D.登记制度 2.国务院第449号令是：( A ) A.《放射性同位素与射线装置安全与防护条例》; B.《对辐照装置运营单位的安全要求》; C.《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》; D.《核技术应用项目环境影响报告书(表)的格式和内容》。 3. 申请进口放射性同位素的单位，应当报( A )审批。 A.国务院环保部门 B.省级环保部门 C.市级环保部门 D.县级环保部门 4.辐射安全许可证的有效期为C 年。
A.2年 B.4年 C.5年 D.6年 5.Ⅳ类、Ⅴ类放射源丢失、被盗、失控，或者放射性同位素和射线装置失控导致人员受到超过年剂量限值的照射，按照辐射事故等级属于( E ) A. 特别重大事故 B. 重大事故 C. 较大事故 D. 恶性事故 E. 一般事故D. 微小事故 6.《放射性物品运输安全管理条例》适用于下列( D )活动。 A.放射性物品的运输 B.放射性物品运输容器的设计 C.放射性物品运输容器的制造 D.以上都是 7.以下除( C )外，其余辐射工作单位的辐射安全许可证由省级环境保护主管部门审批颁发。 A. 使用Ⅱ类射线装置的 B. 使用Ⅱ类放射源的 C. 生产Ⅱ类放射源的 D. 销售Ⅱ类放射源的 8.省级环境保护部门在自受理转让放射性同位素的申请之日起( C )内完成审查， 符合条件的予以办理。 A.10个工作日 B.15个工作日
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
辐射防护与安全管理制度
辐射防护与安全管理制度 1 目的Purpose 为认真贯彻《放射性污染防治法》、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》和《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》等法律法规的规定，坚持“预防为主、防治结合、严格管理、安全第一”的方针，开展企业辐射管理工作，完善体制，防止和减少辐射事故，保障员工健康，保护环境，特制定本制度。 2 范围Scope 适用于全公司。城东厂区、滁州公司、宿迁公司应根据属地政策，参照本制度制订各自的辐射防护与安全管理制度。 3 定义Definition 3.1 射线装置，是指X线机、加速器、中子发生器以及含放射源的装置。 3.2 辐射作业人员，在放射工作单位从事放射职业活动中受到电离辐射照射的人员。 3.3 辐射事故，是指放射源丢失、被盗、失控，或者放射性同位素和射线装置失控导致人员受到意外的 异常照射。 4 安全Safe 无 5 职责Responsibility 5.1 公司辐射安全监督管理部门职责 5.1.1 公司安全环保处为辐射安全监督管理部门，负责对公司辐射安全工作进行监督、检查、协调。 5.1.2 贯彻国家、省、市有关辐射安全的法律法规及文件等要求，推进公司辐射安全管理工作。 5.1.3 负责江阴厂区辐射项目环评的申报及辐射安全许可证的申办工作，并指导外地厂区的工作。 5.1.4 负责公司辐射安全相关管理制度的起草、编写、修订、完善。 5.1.5 定期组织检查，对检查中发现的安全事故隐患，有权责令改正。 5.1.6 与外部业务单位工作联络，传达及布置政府部门下发的工作要求。 5.1.7 负责联系有资质单位对射线装置进行工作场所环境质量检测。 5.1.8 实施辐射作业人员个人剂量监测。 5.1.9 负责重大辐射事故的调查和处理。 5.2 各实体中心、各厂负责人职责 5.2.1 全面负责本中心/厂辐射安全工作。
辐射防护的目的和原则
辐射防护的目的和原则 辐射防护的目的是：既要保护工作人员个人、他们的后代和全体人类，又要允许进行那些可能产生辐射或伴随着辐射的正当的实践活动。所以，辐射防护的目的在于防止有害的确定性效应（即非随机性效应）的发生，并限制随机性效应的发生几率，使之保持在可合理达到的尽量低的水平。 辐射防护的原则 为了达到辐射防护目的，辐射防护必须遵循辐射实践正当化，辐射防护最优化和个人剂量限值三项基本原则。辐射防护三原则是针对受控辐射源（即辐射实践）的辐射照射情况而言的。原则上说，它们并不完全适用于非受控辐射源（即干预，如核事故时的情况）的辐射照射的情况。因为在干预的情况下，人们已不可能通过对辐射源施加控制来限制人们所接受的辐射剂量。 1辐射实践的正当性 在施行伴有辐射照射的任何实践之前要经过充分论证，权衡利弊。只有当该项实践所带来的利益大于为其所付出的代价时，才能认为该项辐射实践是正当的。需要注意的是，这里所说的利益包括社会的总利益，不仅仅是某些团体或个人得到的好处。同样，代价也是指由于引进该项实践后的所有消极方面的总和，它包括经济代价，健康危害、环境影响，同时还包括心理影响和社会问题等。由于利益和代价在群体中的分布往
往不相一致，付出代价的一方并不一定就是直接获得利益的一方。所以，这种广泛的利害权衡过程只有在保证每一个个体所受的危害不超过可 以接受的水平这一条件下才是合理的。在判断辐射实践正当与否时，一般需要综合考虑政治、经济、社会等许多方面的因素，辐射防护仅是其中应考虑的一个方面。 2辐射防护的最优化 辐射防护最优化在实际的辐射防护中占有重要的地位。在实施某项辐射实践的过程中，可能有几个方案可供选择，在对这几个方案进行选择时，应当运用最优化程序，将一切辐射照射保持在可合理达到的尽可能低的水平（As Low As Reasonably Achievable, ALARA）。因此，辐射防护最优化原则也称ALARA原则。在考虑辐射防护时，并不是要求剂量当量越低越好，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个人剂量限值 实践正当性和防护最优化都是按照一个实践或群体的利害来考虑的，实践带来的利益和危害在群体中的分布通常是不尽相同的。也就是说，虽然辐射实践满足了正当性要求，辐射防护亦做到了最优化，但还不一定能对每个个人提供足够的防护。因此，对于给定的某项辐射实践，不论代价与利益的分析结果如何，必须用个人剂量限值对照射加以限
辐射防护试题
辐射防护 7.1 辐射量的定义、单位和标准 描述X 和γ射线的辐射量分为电离辐射常用辐射量和辐射防护常用辐射量两类前者包括照射量、比释动能、吸收剂量等。后者包括当量剂量、有效剂量等 所谓 “剂量”是指某一对象接收或“吸收”的辐射的一种度量。 7.1.1 描述电离辐射的常用辐射量和单位 1、照射量 （1）照射量的定义和单位 照射量是用来表征χ射线或γ射线对空气电离本领大小的物理量。 定义：所谓照射量是指χ射线或γ射线的光子在单位质量的空气中释放出来的所有电次级电子（负电子或正电子），当它们被空气完全阻止时，在空气中形成的任何一种符号的（带正电或负电的）离子的总电荷的绝对值。其定义为dQ 除以dm 的所得 的商，即： dm dQ P = 式中dQ ——当光子产生的全部电子被阻止于空气中时，在空气中所形成的任何一种符号的离子总电荷量的绝对值。 dm ——体积球的空气质量 用图表示1立方厘米的干燥空气，其质量为0.001293克，这些次级电子是光子从0.001293克空气中打出来的，它们在0.001293克空气中的里面和外面都形成离子，所有这些离子都计算在内，而在0.001293克外产生的次级电子发射形成的离子则不计算在内。 照射量（Ρ）的SI 单位为库仑/千克，用称号1 -CKg 表示，沿用的专用单位为伦 琴，用字母R 表示。1伦的照射量相当于在标准的状况下（即0℃，1大气压）1立方厘米的干燥空气产生1静电位（或2.083×109对离子）的照射量叫1伦琴。 1静电单位=3.33×10-10库伦 13 cm 干燥空气质量为0.001293克=1.293×10-6千克 1伦=6 1010 293.11033.3--??=2.58×10-4库伦/千克 一个正（负）离子所带的电量为4.8×10-10静电单位，1伦是在干燥空气中产生1静电单位的电量，所以产生的电子对数为1/4.8×10-10=2.083×109对离子。照射量只适用于χ、γ射线对空气的效应，而只适用于能量大约在几千伏到3MV 之间。 （2）照射量率的定义和单位 照射量率的定义是单位时间的照射量也就是dp 除以dt 所得的商即：dt dp P = 照射量率（ P ）的SI 单位为库伦/千克时，用符号11--h CKg 或伦/时（1-Rh ）、
辐射安全与防护管理制度(完整版)
合肥高新心血管病医院 辐射（放射）科 安全防护管理 安全防护制度 放射岗位职责 合肥高新心血管病医院放射科 合肥高新心血管病医院医务科 二0一五年十月
目录 辐射安全与防护管理机构及其职责 (1) 射线装置工作人员岗位职责 (1) 射线装置工作人员操作规程 (1) 辐射防护和安全保卫制度 (2) 设备检修维护制度 (2) 设备使用登记制度 (2) 人员培训制度 (3) 辐射事故预防措施及应急处理预案 (3) 射线装置工作人员辐射监测方案 (4) 学习培训制度及记录 (5) 个人剂量监测和职业健康监护档案管理制度 (6) 辐射（放射）设备操作规程和使用制度 (6) 辐射防护和安全保卫制度 (7) 设备检修、维护制度 (7) 辐射（放射）科组织管理制度 (8) 登记室管理制度 (8) 资料存档保管制度 (9) 借片管理制度 (9) X线摄影室管理制度 (9) 暗室管理制度 (10) CT室管理制度 (10)
DSA室管理制度 (10) 综合读片制度 (11) 疑难读片讨论制度 (11) 放射介入手术随访制度 (11) X线设备维修保养制度 (11) 导管（介入）室消毒隔离制度 (12) 进修，实习医生管理制度 (12) 登记室岗位职责 (13) X线摄影室岗位职责 (13) 暗室岗位职责 (13) CT室岗位职责 (14) DSA室岗位职责 (14) 辐射（放射）科岗位职责和各级人员职责 (15) 放射科与临床科室紧急呼救与支援的机制与流程 (19)
辐射安全与防护管理机构及其职责 为认真落实国务院《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》、国家环境保护总局《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》及省环保厅、市环保局相关文件精神的规定，切实加强医院辐射安全与防护的监督管理，预防、控制和消除辐射危害，保障放射诊疗工作人员、患者和公众的健康权益，结合我院辐射工作实际，决定调整医院辐射安全与防护工作领导小组： 1、领导小组组成: 组长：杨斌 副组长：周长平程福舟 成员：王延忠王蕾纪振华金星 2、领导小组下设办公室，办公室设在医务科。负责日常辐射安全与防护工作。 3、辐射安全及防护管理领导小组职责： （1）负责拟定辐射防护工作计划和实施方案，制定相关工作制度，并组织实施。（2）做好工作人员的辐射防护与安全培训、防护设施的供应与管理以及辐射防护档案的建立与管理等工作。 （3）组织实施本院放射工作人员上岗前、在岗期间、离岗时的职业健康检查，建立个人健康监护档案，做到一人一档。 （4）定期对辐射安全与防护工作进行督查，检查本院放射工作人员的技术操作情况，指导做好个人以及患者的辐射防护，确保不发生辐射安全事故。 射线装置工作人员岗位职责 1、使用射线装置工作人员必须经过岗前体检，并经过辐射安全防护培训，持证上岗。 2、要正确使用射线装置，做到专人专管专用。 3、工作时，每一名工作人员必须佩带个人剂量笔（卡）和个人剂量报警仪。 4、从事射线装置岗位人员，要严格按照操作规程和规章制度，杜绝非法操作。 5、发生放射事故，立即报告上级领导和有关部门，采取有效措施，不得拖延或者隐瞒不报。 射线装置工作人员操作规程 1、每天上岗前做好各类X线机保洁工作，保持机器良好的工作环境。 2、开机后应注意电源电压是否正常，并检查其他功能键是否选择正确。 3、操作机器时应该小心仔细，尤其注意电源电压，不得超过标识的标准电压。
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辐射安全与防护培训考试题库及答案 课程名称：__________ 班级：__________ 姓名：学号_____ 一、选择题库（1×17=17分）
1.在正常本底地区，天然辐射源对成年人造成的平均年有效剂量约为 B 。 A)20mSv B)2.4mSv C)5mSv 2.在人工辐射源中，对人类照射剂量贡献最大的是 B 。 A)核电厂 B)医疗照射 C)氡子体 3.在核电厂放射性热点设备上布置铅皮，目的是为了屏蔽 B 。 A)β射线 B)γ射线
C)n射线 4.在内照射情况下，α、β、γ放射性物质的危害程度依次为： A 。 A)α＞β＞γ B)γ＞β＞α C)γ＞α＞β 5.固定的表面污染对人具有 A 风险。 A)外照射 B)内照射 C)A＋B 6.工作人员控制区，个人剂量计应佩戴在工作人员的B 部位。 A)右胸 B)左胸
C)头部 7.控制区内产生的湿废物应作为 B 进行收集和处理色收集袋。 A)可压缩 B)不可压缩 C)待去污物品 8.人体皮肤的β放射性表面污染限值为 B 。 A)4Bq/cm2 B)0.4Bq/cm2 C)40Bq/cm2 9.个人剂量限值限制的是 C 。 A)外照射剂量 B)内照射剂量 C)内照射剂量+外照射剂量
10.在 B 工况下进入反应堆厂房，必须办理《红区进入许可证》。 A)任何 B)反应堆运行 C)停堆 11.气衣主要用于 B 。 A)高外照射区域作业 B)严重空气污染+表面污染区域作业 C)放射性积水区域作业 12.在控制区内，工作人员的个人防护包括： B 。 A)时间防护、距离防护、屏蔽防护 B)外照射防护、内污染防护、体表污染防护 C)外照射防护、空气污染防护、表面污染防护 13.下列不宜采用直接法测量表面污染的是 A ：
辐射防护安全操作规程正式样本
文件编号：TP-AR-L9275 There Are Certain Management Mechanisms And Methods In The Management Of Organizations, And The Provisions Are Binding On The Personnel Within The Jurisdiction, Which Should Be Observed By Each Party. （示范文本） 编制：_______________ 审核：_______________ 单位：_______________ 辐射防护安全操作规程 正式样本
辐射防护安全操作规程正式样本 使用注意：该操作规程资料可用在组织/机构/单位管理上，形成一定的管理机制和管理原则、管理方法以及管理机构设置的规范，条款对管辖范围内人员具有约束力需各自遵守。材料内容可根据实际情况作相应修改，请在使用时认真阅读。 1、医用X线诊断工作者必须熟练掌握业务技术和X射线防护知识，认真配合临床医生做好X 射线检查的正当化判断，避免不必要的额外检查，合理使用X射线诊断。 2、选择使用合适的检查设备以及相应的防护用品（包括受检者的防护），认真选择各种操作参数，力求受检者所受到的照射是达到预期诊断所需的最低剂量；搞好质量控制，避免重复照射。 3、除了临床必须的透视检查外，应尽量采用摄影检查；采用普通荧光屏透视的工作人员在透视前必须做好充分的暗适应，在不影响诊断的前提下，应尽
可能采用“高电压、低电流、厚过滤”和小照射野进行工作。 4、摄影时，工作人员应严格按所需的投照部位调节与之相适应的照射野，对受检者的非投照部位应采取适当的防护措施；工作人员应在屏蔽室等防护设施内进行曝光操作。 5、进行X射线的检查时，只要可行，就应对受检者的辐射敏感器官（例如性腺、眼晶体、乳腺和甲状腺等）采取适当的屏蔽保护。 6、施行X射线的检查时应注意候诊者的防护。摄影中除正在接受检查者外，其他人员不应留在机房内。透视时拟同时进入机房候诊的受检者要适当安置，并有相应屏蔽防护措施。 7、只有在把受检者送到固定设备进行检查不现实或医学上不可接受的情况下，并采取相应防护措施