γ辐射空气吸收剂量率测量原始记录表
WFZY/ZY-Ⅰ-006（02）
γ辐射空气吸收剂量率测量原始记录表
单位名称监测地点
仪器名称、型号X-γ空气吸收剂量率仪HD-2005仪器编号F12032 标准编号GB/T14583-1993 HJ/T61-2001 测量高度m仪器宇宙射线响应值D c（K2建筑物内取）(10-8Gy/h)
刻度因子k1天气状况温度℃相对湿度%监测日期监测时间～
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测量原始记录表
目录 测表1 水准测量记录表 测表2 施工放样测量记录表 测表3 横断面测量记录表 测表4 联测记录表 测表5 隧道施工测量记录表 测表6 路基（路面结构层）顶面高程检验记录表测表7 路基（路面结构层）宽度横坡检验记录表测表8 路线桩位检测验收记录表 测表9 桥梁及构造物轴线放样检查记录表 测表10 钻（挖）孔桩桩位检测记录 测表11 平整度测定记录表
省道308线安溪尚卿至祥华地园公路工程 高程测量记录表测表 1 承包单位：省闽西交通工程施工标段：A2标段 监理单位：高诚信建设监理编号： 测量：记录：计算： 复核：监理：日期：
. .. .. 省道308线安溪尚卿至祥华地园公路工程 施工放样测量记录表测表2承包单位：省闽西交通工程施工标段：A2标段 监理单位：高诚信建设监理编号：第页共页 测量：记录：计算： 承包人技术负责人：监理：日期： . ... .c
. .. .. 省道308线安溪尚卿至祥华地园公路工程 横断面测量记录表测表3承包单位：省闽西交通工程施工标段：A2标段 监理单位：高诚信建设监理编号： 测量：记录：计算： 承包人技术负责人：监理：日期：
. .. .. 省道308线安溪尚卿至祥华地园公路工程 联测记录表测表4承包单位：省闽西交通工程施工标段：A2标段 监理单位：高诚信建设监理编号： 测量：记录： 承包人技术负责人：监理工程师：日期： . ... .c
省道308线安溪尚卿至祥华地园公路工程 隧道施工测量记录报表测表5 承包单位：省闽西交通工程施工标段：A2标段 监理单位：高诚信建设监理编号： 测量：记录： 承包人技术负责人：监理：日期： 注：表中“距离”是指测点至线路中心（或行车道中心的距离），行车线的左侧为“—”，右侧为“+”。
辐射剂量与防护重点
00 从稳定性考虑，原子核(原子)可以分为稳定和不稳定的2大类 不稳定的原子核会随着时间发生变化，会自发的或在外界影响下从某种核素(元素)变化到另一种核素(元素)，与此同时会释放出各种类型的粒子，同时释放出不同的能量，这种现象称为放射性。上述粒子携带大量能量高速运动，形成射线； 常见的例外的情况是X 射线，医用、工业用X射线是由核外电子能态变化引起 本课的目的：采取各种方法、手段，有效地避免放射性对人体的损害 凡是存在放射性应用的地方，则必然伴随着辐射防护工作 第一阶段：早期辐射损伤认识时期（1895-1930） 第二阶段：中期辐射损伤认识时期（又称放射线诊断、治疗损伤时期）（1930~1960） 第三阶段：近期辐射损伤认识时期（又称流行病学调查所见的辐射损伤时期）（1960~现在） 01 电离辐射：由能通过初级过程或次级过程引起电离的带电粒子或不带电粒子组成的，或者由它们混合组成的辐射； 电离辐射场：电离辐射无论在空间，还是在介质内部通过、传播以至经由相互作用发生能量传递的整个空间范围，由此形成的场； 辐射量：为了表征辐射源特征，描述辐射场性质，量度辐射与物质相互作用的程度及受照物质内部发生的辐射效应的量； 粒子辐射：是指组成物质的基本粒子，或由这些粒子组成的原子核。既有能量又有静止质量。 电磁辐射：实质是电磁波，仅有能量，没有静止质量。 辐射计量学量：根据辐射场自身的固有性质来定义的物理量； 辐射剂量学量：描述辐射能量在物质中的转移、沉积的物理量； 辐射防护学量：用各类品质因数加权后的吸收剂量D引申出的用于防护计算的物理量； 粒子通量(N.)：粒子数在时间间隔dt的变化量dN，s-1 能量通量(R.)：辐射能在时间间隔dt内的变化量dR，J·s-1； 粒子注量(Φ)：可以认为是进入单位截面积小球的粒子数；m-2 能量注量(Ψ)：进入向心截面积为da的小球的辐射能dR与da的比值，J·m -2 粒子注量率(φ)：表征单位时间内进入单位截面积小球的粒子数的多少，又称为粒子通量密度，m-2·s-1 能量注量率(ψ)：表征单位时间内进入单位截面积小球的辐射能的多少，又称为能量通量密度，J·m -2·s-1 电离：从一个原子、分子或其它束缚状态释放一个或多个电子的过程； 电离密度：带电粒子在单位路径长度上形成的离子对数，单位为离子对/cm。 激发：带电粒子通过物质时，原子由基态转入高能态。 退激：激发态的原子不稳定，以发射光子的形式放出相应的能量回到低能态轨道。 散射：带电粒子通过物质时，与带正电的原子核发生排斥作用而改变其本身的运动方向。 电离和激发两过程构成了重带电粒子在碰撞过程中的主要能量损失。 传能线密度LET：表示带电粒子在单位长度径迹上传递的能量。单位是MeV·cm-1 射程：带电粒子从进入物质到完全被吸收沿原入射的方向穿过的最大距离，称为该粒子在物质中的射程。 如果不指明在哪种物质中，就是指粒子在标准状况下的空气中的射程。
(整理)辐射剂量试题参考答案
一 填空题（共80题） 1. X 、γ射线照射量曾用单位是伦琴，它等于 2.58×10-4C ·kg -1。（易） 2. 吸收剂量的法定计量单位的名称和符号分别是戈瑞、Gy ，它等于1J/kg 。（易） 3. 3空气比释动能的法定计量单位的名称和符号分别是戈瑞、Gy ，它等于1J/kg 。（易） 4. 辐射防护专用的辐射量是剂量当量，其法定计量单位的名称和符号分别是希沃特、Sv 。（易） 5. 空气比释动能是由不带电粒子在单位质量的某种物质中释放出来的全部带电粒子的初始动能总和，其 法定计量单位的名称和符号分别是戈瑞、Gy 。（易） 6. 剂量当量是在研究的组织中某点处的吸收剂量和品质因子的乘积。（易） 7. γ射线与物质相互作用的主要效应是光电效应、康普顿效应和电子对效应。（易） 8. ICRU 定义的辐射防护实用量是周围剂量当量、定向剂量当量和个人剂量当量。（易） 9. 照射量是光子在质量为dm 的空气中释放出来的全部电子（正电子和负电子）被空气阻止时，在空气 中产生一种符号的离子的总电荷的绝对值dQ 除以dm 。（中） 10. 阻止本领是描写带电粒子在物质中穿行时，单位距离上的能量损失。（中） 11. 形成每对离子平均损失的能量W 是带电粒子的总能量除以该粒子产生的总电荷。（易） 12. 带电粒子与物质相互作用时的总质量阻止本领包括 碰撞组织本领 和 辐射阻止本领 。（中） 13. 辐射场中某点处的周围剂量当量 H*(d) 是相应的扩展齐向场在ICRU 体内、逆向齐向场的半径上深度 d 处产生的剂量当量。（难） 14. 辐射场中某点处的定向剂量当量 H’(d,Ω)是相应的扩展场在ICRU 体内、沿指定的方向Ω的半径上深 度d 处产生的剂量当量。（难） 15. 指示值的相对误差是仪器的指示值相对于被测量约定真值的百分误差。（中） 16. 仪器的相对固有误差是在规定的参考条件下，仪器对指定的参考辐射的指示值的相对误差。（难） 17. 仪器参考点是仪器上的一点，用于将仪器定位于检验点。（中） 18. 检验点是参考辐射中的点，检定时与仪器的参考点重合。（中） 19. 仪器的响应是其仪器的读数值与约定真值的比值。（中） 20. JJG912-96是治疗水平剂量计检定规程。本规程规定的被测量是照射量。（中） 21. 剂量计检定中温度、气压修正因子K TP =)15.273()15.273(0 0T p T p ++。其中T 0是20℃，P 0是101.325kPa ，P 是检定时的气压，T 是检定时的温度。（难） 22. 剂量计的首次检定是对新购置或重大修理后的检定，随后检定是首次检定后的常规检定。（中） 23. 标准剂量计首次检定应进行除长期稳定性外的JJG912-96规定的全部检定项目。（中） 24. 低能X 射线检定参考辐射质是50kV 过滤束。（易） 25. 按JJG912-96规定检定标准剂量计的标准装置是国家基准，检定工作级剂量计的标准装置是标准剂量 计。（中） 26. 中能X 射线和60Co 检定的参考辐射质是220kV 过滤束。（易） 27. 密封式电离室剂量计的检定不需做温度气压修正。（易） 28. 电离室剂量计（照射量计）的电离室若为非密封型的，则使用时需进行气压—温度修正。这种修正是 对空气密度的修正。（难） 29. 过滤X 射线参考辐射包括高空气比释动能率系列、低空气比释动能率系列、宽谱系列和窄谱系列四个 系列。（中） 30. 在参考条件下，如果检验点的空气比释动能率约定真值为? a K ，待校准仪表读数为M ，仪表的响应等 于?a K M ；校准因子等于M K a ? ，这时M 应修正到参考条件。（难） 31. 目前，我国X 射线照射量基准是自由空气电离室，γ射线照射量基准是空腔电离室。（中） 32. 个人剂量应在模体上校准，ISO 规定的模体包括板模、柱模和棒模。（中） 33. 辐射化学产额的定义为ε/)()(X n X G =，其中)(X n 为授予物质平均能量ε而使某一指定实体 X 中 生成 、破坏 或 变化 的物质的平均量。（试题难度：中） 34. 对带电粒子的探测原理是基于带电粒子对探测介质的 激发 和 电离 效应。（试题难度：易） 35. 辐射剂量测量的特点是其与入射粒子的种类、能量、方向以及受照物质的特性有关。（试题难度：难） 36. 1980年，联合国粮农组织（FAO ）、国际原子能机构（IAEA ）和世界卫生组织（WHO ）召开的辐照 食品安全联合专家会议上，建议食品受辐照的平均剂量在 10 kGy 以下时，可以不做毒理检验。（试题难度：易） 37. 剂量标准实验室用于检定/校准剂量仪表所使用的辐射源规范，用于治疗级仪器检定的一般称为 辐射 质 ，用于防护级仪表检定的一般称为 参考辐射 。（试题难度：中） 38. 目前钴源的检定规程为 JJG 591-1989 γ射线辐射源（辐射加工用）检定规程，该规程规定的检定项 目有 源到辐照位置的重复性 、辐射场 空间分布的不均匀度 、 校准点处 吸收剂量率、 产品箱中 剂量分布的不均匀度 及吸收剂量的总平均值，并确定动态照射时的刻度系数等。（试题难度：难） 39. 按剂量率水平可将剂量分为 辐射加工 、 放射治疗 、 辐射防护 和 环境辐射 四个等级。（试题难 度：中） 40. α粒子与物质相互作用的主要形式有 电离 、 激发 和 核反应 ；β粒子与物质相互作用的主要形式 有电离 、 激发 、 散射 和产生次级X 射线等。（试题难度：难）
环境监测原始记录表
环境监测原始记录表 环境保护监测中心站 2012年
目录 1. 地表水采样原始记录表19.离子选择电极原始记录表 2. 大气采样原始记录表20.分光光度法分析原始记录表 3. 降水采样原始记录表21.原子吸收分光光度法分析原始记录表 4. 降尘采样原始记录表22.气相色谱分析原始记录表 5. 土壤采样原始记录表23.离子色谱分析原始记录表 6. 底质（底泥、沉积物）采样原始记录表24.细菌总数测定原始记录表 7. 污染源废水采样原始记录表25.粪大肠菌群测定原始记录表 8. 固定污染源排气中气态污染物采样原始记录表26.区域环境噪声监测原始记录表 9. 固定污染源排气中颗粒物采样原始记录表27.城市交通噪声监测原始记录表 10.烟气烟色监测现场记录表28.污染源噪声监测原始记录表 11.pH值分析原始记录表29.机动车排气路检原始记录表 12.电导率分析原始记录表30.一般试剂配制原始记录表 13.色度分析原始记录表（铂钴比色法）31.校准曲线配制原始记录表 14.色度分析原始记录表（稀释倍数法）32.标准溶液配制与标定原始记录表 15.重量分析原始记录表33.样品交接记录表 16.容量法分析原始记录表34.样品分析任务表 17.五日生化需氧量分析原始记录表35.样品前处理原始记录表 18.一氧化碳分析原始记录表36.大气采样器流量校准原始记录表
xx 省环境监测原始记录表（ 1 ） 地表水采样原始记录表 采样目的： 方法依据：GB12998-91 采样日期： 年 月 日 枯 丰 平 pH 计型号及编号： DO 仪型号及编号： 电导仪型号及编号： 采样： 送样： 接样： .第 页 共 页
中国的天然辐射剂量率水平.
中国的天然γ辐射剂量率水平 【摘要】目的弄清中国天然γ辐射剂量率水平到底是多少。方法用实际的数据资料分析和讨论各调查采用的仪器和方法的可靠性。结果文献［1］在调查中使用的质量控制仪器(RSS-111)和方法与国际标准一致，是可行的；文献［2］在调查中使用的质量控制仪器(AEI)比国际标准偏低10%，扣除仪器对宇宙辐射响应的方法导致其结果明显的系统偏低。结论文献［1］的结果较好地代表了中国天然γ辐射水平的实际情况。室内空气吸收剂量率人口加权平均值为119.5 nGy．h-1，室外为80.3 nGy．h-1，道路为79.5 nGy．h-1，所致全国居民人均年有效剂量为684 μSv，集体年有效剂量为9.6×105人．Sv。 一、概况 评价人类受天然辐射源照射的辐射剂量具有特别重大的意义，一贯倍受有关国际组织和许多国家的重视。国内也十分重视这个问题。国家卫生部自1978年组织酝酿全国本底调查的计划，于1984年基本完成全国天然γ辐射剂量率水平的调查工作，并相继发表了有关数据资料［1，3，4］。本文作者针对中国的天然γ辐射水平明显高于当时联合国原子辐射效应科学委员会(UNSCEAR)报告书公布的世界平均值，也高于各国报告的水平这一事实，发表了《关于中国天然γ辐射水平的讨论》［5］，描述中国天然γ辐射水平的悬殊变化及其地理分布特点，与国际同类资料比较，重点讨论了调查使用的FD-71型闪烁辐射仪和中国天然γ辐射水平比国外偏高的原因。本调查有RSS-111型高压电离室在全国约3 000个点上的测量数据作后盾［1，3-6］，我们至今对当年的调查数据是很有信心的。 随后，国家环保局也于1983～1990年期间完成了类似的调查工作［2，7］。不幸的是两个调查结果之间存在明显的系统偏差，某些作者曾先后对二者差别进行过讨论或评述［7-10］，本文作者发表这篇文章的目的是为了进一步弄清我国天然γ辐射水平的实际情况。 二、有关天然γ辐射水平的比较 表1分别为文献［1］和文献［2］调查的全国天然γ辐射剂量率数据，表中同时列出了UNSCEAR于1998年收集的54个国家和地区的数据，以及根据中国土壤中天然放射性核素的比活度［11］和UNSCEAR1998年收集的世界40个国家和地区土壤中天然放射性核素比活度及其在此资料中采用的“比活度～剂量率”转换系数(nGy*h-1/Bq*kg-1)计算的天然γ辐射剂量率。 由表1可见：(1)文献［1］实测的数据高于世界平均值，这与中国土壤中天然放射性核素的比活度(产生的剂量率)高于世界平均值是一致的；(2)文献［1］的室外天然γ辐射剂量率的实测值与土壤计算值相当一致，偏差约为2.9%，UNSCEAR的二者偏差约为1.7%，但文献［2］的实测值却比其计算值约偏低17.3%，而文献［2］土壤计算值与文献［1］的实测值又比较一致；(3)文献［2］的实测数据比文献［1］明显偏低，室内约偏低17.5%，室外约偏低22.5%，道路约偏低22.3%。由文献［1］和文献［7］可知，不仅全国平均值二者存在明显的系统偏差，而且各省区市的室内、室外和道路的数据也无一不存在明显的系统偏差，说明二者偏差确实是系统性的。 表1 天然γ辐射剂量率人口加权平均值的比较(nGy·h-1)
电离辐射剂量与剂量率的区别
电离辐射剂量与剂量率的区别 人体受到电离辐射照射而引发不同反应，不但与其所受照射的电离辐射剂量密切相关，而且还与所施加照射的剂量随时间变化的速度，即剂量率紧密相关。同样的照射剂量，高剂量率相当于短时间内施加照射，则机体受到急性照射，犹如来不及缓冲和修复损伤的接连冲击，肯定伤害要比低剂量率的照射所引发后果利害。当利用医用加速器等设备所发出的射线治疗恶性肿瘤时，决定疗效和减少照射副作用的不仅有施加的剂量大小，还密切关系到照射的剂量率和分割照射等诸多因素。所以电离辐射剂量学不仅对放射防护至关重要，而且对广泛利用电离辐射技术同样不可或缺。 公众不可能要求像专业人员那样熟悉电离辐射剂量学和放射防护知识，但应当普及知道剂量与剂量率的基本区别。不难理解，判断核事故污染的严重程度，必须用核事故现场的核辐射泄漏造成的剂量率或者放射性核素的活度浓度或比活度等表征，而不是落实到具体人员的剂量。因为人体受到照射的剂量，与所处环境遇到照射来源的强弱、距离该照射源的远近，以及之间有否屏蔽防护和个人防护措施等密切相关。这类似于判断同一地震的伤害破坏力直接取决于距离震中的远近、环境条件和自身状况等。 遗憾的是剂量与剂量率这个明显区别在此次事故开始阶段一度混淆。例如有电视台、广播电台曾用福岛核电站周围污染达到多少“微西弗”（μ S v ，μ为10-6）表达。这种表达有两个错误：一是污染程度强弱应当用剂量率，即每小时多少希（S v /h ）或者每小时多少戈瑞（G y /h ）表示；二是单位用词“西弗”不对。准确表达该用“希沃特”，可简称为“希”。 希的国际符号S v 是核科学家Sievert 名字的缩写。1977年翻译为“西弗特”。但自1980年起经业界专家推敲改定为“希沃特”，可简称为“希”，均已正式列入所有的相关国家标准中。GB 3102.10《核反应和电离辐射防护的量与单位》最早发布的1982年版就明确采用了；我国现行放射防护基本标准GB 18871—2002和核科学技术术语标准GB /T 4960—1996等均如此。虽然英文翻译可有多种音似汉字表达，但已经由技术法规国家标准规定的用词就必须严格遵守统一的规范。这个不当还怪不得媒体新闻界，乃是个别专家开始时使用了淘汰的旧词“西弗”，后来竟然陆续有跟进误用的一些专家，继续不遵照国家标准规定的规范用词，导致新闻媒体、报刊及网络等媒介，在口语和书面文字中竞相误用、误传不规范的“西弗”，还有自己衍变出“希伏”等不合标准用词。全国已经标准化统一了30多年的术语规范不宜轻易间就毁于一旦。科技术语的规范化和标准化也是坚持科学性与严谨治学的具体体现，在这里不得不花费篇幅阐述清楚。 为节省篇幅，兹整理实际工作中经常用到的辐射量及其单位，概括说明于附表中。该表注具体补充了表中的简要介绍。关于辐射量及其单位的更详细解读及诠释可进一步参考有关文献。 附表 实际常用辐射量及其单位一览 辐射量名称，符号 该量的主要内涵 单位符号 SI 单位专用名称 放射性活度，A 表示放射性核素自发衰变的强弱程度，可简称活度。1 B q ＝ 1s -1B q 贝可勒尔，简称贝可活度浓度，A V 表示单位体积物质中的活度，也称体积活度。A V ＝A / V B q / m 3 每立方米的贝可 比活度，A m 表示单位质量物质中的活度，也称质量活度。A m ＝ A / m B q / kg 3 每千克的贝可 表面活度 表示单位表面积上的活度，可用于衡量各种表面的放射性污染。B q / cm 2 每平方厘米的贝可吸收剂量，D 反映电离辐射授予单位质量物质的平均能量。1 G y ＝ 1 J / kg G y 戈瑞，可简称戈 吸收剂量率，D 表征单位时间间隔内吸收剂量的增量。即：d D / d t G y / h 例如：每小时的戈剂量当量，H 为统一衡量不同类辐射产生等同效应而引入的加权吸收剂量，即某点处某类辐射的品质因子Q 和该点处吸收剂量D 之乘积。 S v 希沃特，可简称希（1 S v ＝ 1 J / kg ）剂量当量率，H 表征单位时间间隔内剂量当量的增量。即：d H / d t S v / h 例如：每小时的希器官当量剂量，H T 不可直接测量的用于器官组织受照射的防护评价量。器官组织T 的当量剂量H T ＝∑ W R D T ，R ，式中W R 为R 类辐射权重因子。S v 希沃特，可简称希（1 S v ＝ 1 J / kg ）全身有效剂量，E 由各受照射的器官当量剂量按组织权重因子W T 加权求和估算的 评价全身受照射的防护量。E ＝∑W T H T ＝∑W T ∑W R D T ，R S v 希沃特，可简称希 （1 S v ＝ 1 J / kg ）注：①. 单位均用国际单位制（SI ）； ②. 剂量率是单位时间的剂量，其单位的分母也可用秒、分、月、年等表示； ③. 具体量值的大小还可以用10的次方表示：10-3为毫，符号为m ； 10-6为微，符号为μ； 10-12为纳，符号为n 。 ④. 吸收剂量与可测量的剂量当量，及与专用于防护评价的当量剂量和有效剂量，均具有相同的量纲，即每千克 焦尔（J / kg ），在防护评价中可以把戈瑞数与希沃特数之间简单地认为数值上等同，即转换系数可近似当成1。 （郑钧正教授供稿） ··
环境γ辐射剂量率自动监测技术要求
附件四: 环境γ辐射剂量率自动监测技术要求 （征求意见稿） 1 范围 本规范规定了环境γ辐射剂量率自动监测的技术要求，适用于全国辐射环境网络各级环境监测站采用自动监测系统对环境γ辐射剂量率进行监测的活动。 其他辐射环境监测机构可参照执行。 2 引用标准 以下标准和规范所含条文，在本规范中被引用即构成本规范的条文，与本规范同效。 GB18871-2002 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 HJ/T 61-2001 辐射环境监测技术规范 GB/T 14583-93 环境地表γ辐射剂量率测定规范 当上述标准和规范被修订时，应使用其最新版本。 3 名词术语 3.1 环境γ辐射剂量率 室外环境地表上方一定高度（通常为1m）处，由周围物质中的天然核素和人工核素发出的γ射线产生的空气吸收剂量率。 3.2 环境γ辐射剂量率自动监测 —43—
在监测点位采用连续自动监测仪器对环境γ辐射剂量率进行连续测量的过程。 4 环境γ辐射剂量率自动监测系统 4.1 系统的构成 环境γ辐射剂量率自动监测系统由现场监测子站和数据处理中心组成。数据处理中心分省级和国家级两类。 现场监测子站的主要任务：对环境γ辐射剂量率进行连续监测；存储监测数据；通过有线或无线通讯设备向数据处理中心实时传输数据。 省级数据处理中心的主要任务：收集各现场监测子站的监测数据和设备工作状态信息，并对所收取得监测数据进行判别、检查和存储；对采集的监测数据进行统计处理、分析、显示、报表；向国家级数据处理中心发送监测数据。 国家级数据处理中心的主要任务：收集各省级数据处理中心的监测数据并对所收取得监测数据进行判别、检查和存储；对监测数据进行统计处理、分析、显示、报表。 4.2 现场监测子站设置 现场监测子站点位的布设取决于测量目的，需根据源和照射途径以及人群分布和人为活动情况仔细选择。 4.2.1 对于核设施监测，应考虑风向分布、人群居住分布、地形等因素选择现场监测子站设置位置。 4.2.2 现场监测子站应选择周围环境开阔，容易检修，避水—44—
公路工程测量监理抽检统一用表
测量抽检资料样本 施工准备阶段测量用表 一、施工准备阶段测量监理主要工作及报审要求： 1、督促项目部报审测量组人员情况和测量仪器检定证书，采用承包人报告单[浙公路(JL)047）]上报；附件内容包括测量人员一览表、学历证、职称证、身份证、工作简历、测量仪器一览表、仪器检定证书；
2、督促项目部进行控制点复测，并报控制点复测报告，采用导线及水准控制点复测结果审批表[浙公路(JL)028）]上报，附件内容包括复测说明、测量成果汇总表、测量成果对照表、测量成果计算表、原始测量数据、控制点布置图、仪器检定证书、控制点设计坐标和高程一览表，并对项目部所上报控制点平行复测对比后审批； 3、原地面复测报告采用承包人报告单[浙公路(JL)047）]上报，表格要进行修改，增加设计单位审批栏，附件内容包括复测说明、土石方汇总与设计量对比表、土石方计算表、断面图、原始横断面测量数据、仪器检定证书；监理办按监理规范抽检比例复测一般不低于20%； 4、建立测量仪器台账，采用试验仪器周期检定表，表头改为测量仪器； 5、主要结构物桩位坐标及高程复核验算，采用承包人报告单[浙公路(JL)047）]上报； 二、施工阶段测量监理抽检资料
浙公路（JL）028 项目名称工程项目 导线及水准控制点复测结果审批表 施工单位：中标企业名称合同号： 监理单位：浙江公路水运工程监理有限公司编号：
浙公路（JL）029项目名称工程项目
施工放样报验单 施工单位：中标企业名称合同号： 监理单位：浙江公路水运工程监理有限公司编号： 注：从基准点引出的工程控制桩的重点桩位监理工程师应进行复测，并附测量资料。
环境地表γ辐射剂量率测定规范(三)-环境影响评价师考试.doc
5.测量仪器与方法1.测量环境地表γ辐射利量率的仪表应具备以下主要性能和条件：a．量程范围；低量程：1×10-8Gyh-1－ 1×10-5Gyh-1 高量程：1×10-5Gyh-1一 l×10-2Gyh-1 b．相对固有误差：＜±15％；c．能量响应：50KeV～3MeV相对响应之差＜土30％(相对137Cs参考γ辐射源)；d．角响应：0°～180°R／R≥0.8（137Csγ辐射源)；R：角响应平均值；R：刻度方向上的响应值；e．温度：-10～＋40℃(即时测量仪表)，-25～＋50℃(连续测量仪表)；f．相对湿度：95％(＋35℃)。2.环境地表γ辐射剂量的测定成采用高气压电离室型、闪烁探测点型和具有能量补偿的计数管型γ辐射剂量率仪等仪表。具有能量补偿的热释光剂量计。可用于固定测点的常规测量，也为发生事故时提供数据。3.环境γ辐射剂量率连续监测系统，探测器采用高气压电离室或NaI(Tl)晶体，
能量补偿型G-M计数管，数据应自动采集、存储或摇控传输，量程必须兼顾止常与事故情况下的水平。4.对核电厂等大型核设施可配备环境放射性监测车，该车具有测量地表γ剂量率测定以及某些气象参数等功能。核设施正常运行时，用于定期环境巡测。事故时配合固定式环境监测系统以及气象观测资料可快速确定环境地表γ辐射剂量率水平与分布状况。5.发生重大核反应堆事故时，可由装载在飞机上大体积Na(Tl)晶体探测器对污染地区进行γ辐射测量以提供测区地面污染水平及γ放射性核素污染物的浓度和空间分布。为事故的最初评价提供资料。6.环境地表γ辐射剂以率的测定方法：6.1.环境地表γ辐射剂量率测量方式合两种：a．即时测量。用各种γ剂量率仪直接测量出点位上的γ辐射空气吸收剂量率瞬时值。b．连续测量。在核电厂等大型核设施的环境固定
辐射单位和剂量
一、国际标准（我国执行此标准）1990年 1、放射性工作人员：20mSv/年（10μSv/小时） 2、一般公众人员：1mSv/年（0.52μSv/小时） 二、单位换算等知识: 1μSv/h=100μR/h1nc/kg.h=4μR/h 1μR=1γ(原核工业找矿习惯用的单位） 放射性活度: 1Ci=1000mCi 1mCi=1000μci 1Ci=3.7×1010Bq=37GBq 1mCi=3.7×107Bq=37MBq 1μCi=3.7×104Bq=37KBq 1Bq=2.703×10-11Ci=27.03pci 照射量：1R=103mR=106μR1R=2.58×10-4c/kg 吸收计量：1Gy=103mGy=106μGy1Gy=100rad100μrad=1μGy 计量当量：1Sv=103mSv=106μSv1Sv=100rem100μrem=1μSv 其他：1Sv相当1Gy1克镭=0.97Ci≈1Ci 氡单位：1Bq/L=0.27em=0.27×10-10Ci/L 三、放射性同位素衰变值的计算： A=A0eλ-t t=T1/2；A0已知源强A是经过时间后的多少根
据放射性衰变计算表查表计算 四、放射源与距离的关系：放射源强度与距离的平方乘反比。X=A.г/R2A：点状源的放射性活度；R：与源的距离；г：照射量率常数 注：Ra—226(t1608年)г=0.825伦.米2/小时.居里Cs—137(t29.9年)г=0.33伦.米2/小时.居里 Co—60(t5.23年)г=1.32伦.米2/小时.居里 一、国际标准（我国执行此标准）1990年 1、放射性工作人员：20mSv/年（10μSv/小时） 2、一般公众人员：1mSv/年（0.5μSv/小时） 二、单位换算等知识:1R＝2.58×10-4C?kg-1。 1μR＝0.258nC?kg-1 1nc?kg－1＝3.876μR≈4μR 1μR≈1γ(原核工业找矿习惯用单位已废除） 放射性活度: 1Ci=1000mCi1mCi=1000μci目前使用的活度为：Bq 1Ci=3.7×1010Bq=37GBq 1mCi=3.7×107Bq=37MBq 1μCi=3.7×104Bq=37KBq
典型γ辐射剂量计算方法
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。 标签：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。 1 γ外照射辐射防护计算原理 1.1 Γ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）。 1.2 γ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