辐射防护的基本方法
辐射防护的基本方法
射线对人体的照射有两种：一种是人体处在空间辐射场中所受的外照射；另一种是摄入放射性物质对人体或人体某些器官组织所形成的内照射。两者的防护都是必要的，但究竟哪个更重要，主要有放射源的性质、状态以及操作方式等因素决定的。对密封放射源及射线装置来说，X 、γ、β射线造成的外照射是主要的照射；而对于非密封型放射性核素操作，内照射的影响可能成为主要的照射。
为了减少电离辐射源对人体的辐射照射，达到辐射防护的目的，通常，对外照射的防护主要可采取时间防护、距离防护和屏蔽防护措施；对内照射的防护措施是阻止或减少放射性核素进入体内，或加快促使进入体内的放射性核素的排出。
一、时间防护
工作人员照射的累积剂量和受照时间成正比关系，即受照时间越长，个人所受累积剂量也就越大。在一般情况下常通过对受照时间的控制来限制或减少人员所受的累积剂量。因此，在一切操作中应以尽量缩短受照时间为原则。工作中应力求熟练、迅速和正确。在某些场合下，例如抢修设备或排除事故，工作人员不得不在强辐射场内进行工作，并可能持续一段时间，此时应采用轮流、替换的方法来限制每一个人的操作时间。
二、距离防护
增大人与辐射源间的距离可降低工作人员的受照剂量率。对于点状辐射源，辐射剂量率水平与离辐射源的距离平方成反比的关系，二者关系见下式：
221221R R X X =??
式中1?X 、?2X 分别为离辐射源距离为1R 、2R 处的辐射剂量率。可见距离若增加一倍，人员的受照剂量率即可减少为原来的四分之一。因此，在实际操作中应尽可能采用长柄钳、远距离自动控制装置和机械手等。
三、屏蔽防护
在实际工作中，单靠缩短受照时间和增大距离还不一定能完全达到安全操作的目的，通常需要在辐射源与人体之间设置适当的屏蔽物质，以减弱射线照射。对于不同辐射类型，其屏蔽材料选择要求也不同，如对β射线的屏蔽可选用低原子序数的材料（铝、有机玻璃或塑料等），对X 、γ射线的屏蔽可采用高原子序数的材料（铅、铁或混凝土等），对中子则可采用含氢原子量较高的材料（如水、石蜡或含硼材料等）。总之，屏蔽材料的选择应力求经济和实用。
四、防止放射性物质进入体内
放射性物质进入体内的途径有：呼吸道吸入，消化道进入，皮肤或粘膜（包括伤口）侵入。放射性物质进入体内以后，都会引起全身和组织照射。
为了防止放射性物质进入体内，一般在操作中应加强个人防护。例如，穿戴工作服、袖套、手套、口罩、工作鞋等。
除了上诉几项措施以外，在实际工作中，在满足需要的条件下，尽量选择活度小、能量低、容易防护的辐射源也是十分重要的。
个人防护用具的配备与应用
《基本标准》6.5规定，个人防护用具的配备与应用，根据工作需要为工作人员提供适用、足够和符合有关标准的个人防护用具，如各类防护服、防护围裙、防护手套、防护面罩及呼吸防护器具等，并使他们了解防护器具性能和使用方法。对于需要使用特殊防护用具的工作任务，只有经担任健康监护的医师确认健康合格并经培训和授权的人员才能担任。
个人防护用具应有适当的备份，以备在干预事件中使用。所有个人防护用具均应妥善保管，并应对其性能进行定期检验。
必须注意，对任何给定的工作任务，如果需要使用防护用具，则应考虑由于防护用具的使用使工作不便或工作时间延长所导致的照射的增加，并应考虑使用防护用具可能伴有的非辐射危害。
此外，应通过利用适当的防护手段与安全措施（包括良好的工程控制装置和满意的工作条件），尽量减少正常运行期间对行政管理和个人防护用具的依赖。
职业照射监测和评价
《基本标准》6.6规定，从事辐射实践的单位，根据实践和源的具体情况，按照辐射防护最优化原则规定适当的职业照射监测大纲，进行相应的检测和评价。应将检测与评价的结果定期向审管部门报告，发生异常情况应随时报告。
1.个人检测与评价
对职业照射的评价只要应以个人检测为基础，《基本标准》规定，对于任何在控制区工作的工作人员，或有时进入控制区工作并可能受到显著职业照射的工作人员，或其职业照射剂量可能大于5mSv/年的工作人员均应进行个人剂量监测；对于监督区或偶尔进入控制区工作的工作人员，如果预计其职业照射在1mSv~5mSv/年范围内，应尽可能监测。对进行个人监测不现实或不可行的情况，经审管部门认可后，可根据工作场所监测结果和受照地点和时间的资料对工作人员的职业照射做出评价。
对于工作中可能受到放射性物质体内污染的工作人员应安排相应内照射监测，为内照射评价提供剂量数据。
2.工作场所的监测和评价
工作场所监测包括定期的巡测或连续测量，以表明连续运行的工作环境是满意的，没有什么需要对运行程序进行重新评价的变化。目的是确认工作环境的安全程度，及时发现辐射安全上的问题和隐患；鉴定操作程序及辐射防护大纲的效能是否符合规定的要求；估计个人剂量可能的上限，为制定个人监测计划提供依据，也为辐射防护管理提供依据。
工作场所监测大纲规定：
1）拟测量的量；
2）测量时间、地点和频度；
3）最合适的测量方法和程序；
4）参考水平和超过参考水平时应采取的行动。
要把实施工作场所监测大纲所获得的结果予以记录和保存。
表3-3 常用电离辐射源的安全与防护相关的国家标准目录
标准号标准名称
GB18871-2002 电离辐射防护与辐射安全基本标准
GB11806-2004 放射性物质安全运输规程
GB4075-2003 密封放射源一般要求和分级
GB14500-2002 放射性废物管理规定
GBZ113-2006 核与放射事故干预及医学处理原则
GBZ114-2006 密封放射源及密封γ放射源容器的放射卫生防护标准GBZ115-2002 X射线衍射仪和荧光分析仪卫生防护标准
GBZ116-2002 地下建筑氡及其子体控制标准
GBZ117-2006 工业X射线探伤放射卫生防护标准
GBZ118-2002 油（气）田飞密封型放射源测井卫生防护标准
GBZ119-2006 放射性发光涂料卫生防护标准
GBZ120-2006 临床核医学放射卫生防护标准
GBZ121-2002 后装γ源近距离治疗卫生防护标准
GBZ122-2006 离子感烟火灾探测器放射防护标准
GBZ123-2006 汽灯纱罩生产放射卫生防护标准
GBZ124-2002 地热水应用中放射卫生防护标准
GBZ125-2009 含密封源仪表的放射卫生防护要求
GBZ126-2002 医用电子加速器卫生防护标准
GBZ127-2002 X射线行李包检查系统卫生防护标准
GBZ128-2002 职业性外照射个人检测规范
GBZ129-2002 职业性内照射个人检测规范
GBZ130-2002 医用X射线诊断卫生防护标准
GBZ131-2002 医用X射线治疗卫生防护标准
GBZ132-2008 工业γ射线探伤放射防护标准
GBZ133-2009 医用放射性废物的卫生防护管理
GBZ134-2002 放射性核素敷贴治疗卫生防护标准
GBZ136-2002 生产和使用放射免疫分析试剂（盒）卫生防护标准GBZ138-2002 医用X射线诊断卫生防护检测规范
GBZ139-2002 稀土生产场所中放射卫生防护标准
GBZ140-2002 空勤人员宇宙辐射控制标准
GBZ141-2002 γ射线和电子束辐照装置防护检测规范
GBZ142-2002 油（气）田测井用密封型放射源卫生防护标准
GBZ143-2002 集装箱检查系统放射卫生防护标准
GBZ/T144-2002 用于光子外照射放射防护的剂量转换系数
GBZ/T146-2002 医疗照射放射防护名词术语
GBZ/T147-2002 X射线防护材料衰减性能的测定
GBZ/T148-2002 用于中子测井的CR39中子剂量计的个人剂量检测方法GBZ/T149-2002 医学放射工作人员的卫生防护培训规范
GBZ/T151-2002 放射事故个人外照射剂量估计原则
GBZ/T152-2002 γ远距治疗室设计防护标准
GBZ/T154-2006 两种粒度放射性汽溶胶年摄入量限值
GBZ/T155-2002 空气中氡浓度的闪烁瓶测定方法
GBZ161-2004 医用γ射束远距治疗防护与安全标准
GBZ165-2005 X射线计算机断层摄影放射卫生防护标准
GBZ166-2005 职业性皮肤放射性污染个人监测规范
GBZ167-2005 放射性污染的物料解控和场址开放的基本要求
GBZ168-2005 X、γ射线头部立体定向外科治疗放射卫生防护标准
GBZ174-2006 含发光涂料仪表放射卫生防护标准
GBZ175-2006 γ射线工业CT放射卫生防护标准
GBZ176-2006 医用诊断X射线个人防护材料及用品标准
GBZ177-2006 便捷式X射线检查系统放射卫生防护标准
GBZ178-2006 低能γ射线粒子源植入治疗的放射卫生防护与质量控制监测规范GBZ179-2006 医疗照射放射防护基本要求
GBZ/T183-2006 电离辐射与防护常用量和单位
射线装置应用
一、加速器
加速器最早是为核物理实验而设计，除了科学研究以外，很快在其他领域得到广泛应用，主要是工业和医学应用。
1.工业应用
加速器的电子束在工业各个领域应用，主要用于聚合物辐射交联和硫化，医疗用品和食品消毒、杀菌，以及高分子聚合物降解等。
在工业应用中，一般要求电子束的能量范围在0.1~12MeV之间，电子束能量不可太低，否则电子穿透力不够，达不到足够深度。但能量不可太高，太高了，被辐射物会引起活化，产生感生放射性。
目前常用加速器多为电子束能量在2~4MeV之间的高压型加速器。
2.医用加速器
随着科学技术的发展，高能电子束在肿瘤放疗上的应用，使得加速器治疗用于临床，并很快得到推广。目前医疗上使用最多的是电子直线加速器，它即可以产生高能电子束，又可产生高能X射线，常用能量6~18MeV之间。
二、医用X线机
医用X线机是应用最广泛，与我们关系最密切的射线装置。通常，医用X线机可分为诊断和治疗两类。常见如有透视用X射线机、摄片用X射线机、乳腺摄影X射线机，牙科X射线机、CT、DR和DSA装置等。
三、工业X探伤机
工业无损探伤除了使用γ放射源进行探伤外，也有使用X射线探伤机进行探伤的。与γ探伤相比，X探伤机探伤对象通常是相对较薄的金属构件。
五、防护监测与辐射应急
1. 防护监测：辐照装置运行后，凡进入监督区和控制区工作人员必须佩戴个人剂量计。每年至少进行一次井水污染测定。每年对辐照装置周围环境辐射作一次巡测。
2.辐射应急：在处理放射源应急事件时，可能有少数人员受到超过年剂量限值的照射。对此，必须事先作出周密的计划安排，避免一切不必要的照射，按“可合理做到尽可能低”的原则，预计出可能接受的剂量。应急计划必须得到本单位辐射防护负责人和主管部门的批准。
工作人员应急照射时的受照剂量必须严格控制，在一次事件中，全身有效剂量不超过
100mSv，眼晶体不超过150mSv，其他器官和组织不超过500mSv，一生中应急照射总累积
有效剂量不超过250mSv。
接受应急照射的工作人员必须佩戴适当量程的个人剂量计，视其需要可在腰部前后增加两个个人剂量计，必要时，手、前额也可佩戴剂量计。应携带个人报警剂量仪。操作前和操作全过程，要放射防护人员的监护。
放射防护人员除执行全程防护计划外，还应记录可能接受较大剂量人员的操作条件和时间，以备评价有效剂量时使用。在执行应急计划中，须注意放射性污染，如有污染应及时进行处理，并确保污染不扩散到控制区以外。接受应急照射时，有效剂量超过100mSv的人员，应进行医学检查和必要的处理，结果计入个人剂量和健康档案。
附录九射线装置分类表
射线装置分类表
装置类别医用射线装置非医用射线装置
Ⅰ类射线装置能量大于100兆电子伏的医用加速器生产放射性同位素的加速器（不含制备PET用放射性药物的加速器）
能力大于100兆电子伏的加速器
Ⅱ类射线装置放射治疗用X射线、电子束加速器工业探伤加速器
重离子治疗加速器安全检查用加速器质子治疗装置辐照装置用加速器
制备正电子发射计算机断层显像装置
（PET)用放射性药物的加速器
其它非医用加速器其他医用加速器中子发生器
X射线深部治疗机工业用X射线CT机数字减影血管造影装置X射线探伤机
Ⅲ类射线装置医用X射线CT机X射线行李包检查装置放射诊断用普通X射线机X射线衍射仪
X射线摄影装置兽医用X射线机
牙科X射线机
乳腺X射线机
放射治疗模拟定位机
其它高于豁免水平的X射线机
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。
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 。
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
辐射防护常用知识
辐射防护常用知识 、原子核与原子（核）能 自然界的物质由各种各样的元素组成，比如，水由氢元素和氧元素组成，食盐由钠元素和氯元素组成。元素通常被叫做原子（严格地说，把核电荷数相同的一类原子叫做一种元素），所 以，可以说，物质是由各种各样的原子组成的。 原子由原子核与电子组成。原子核位于中心”地位，几乎集中了原子全部质量，带正电荷；电子带负电荷，围绕核心”运动。原子的质量数取决于原子核，其电子质量数忽略不计。每种原子都有一个原子核心”和多个电子，电子一圈一圈守规矩”排列并且运动。不同的原子其电子数也不同，比如，炭原子6个电子，氢原子1个电子。不同原子，其原子核具有的正电荷数目就不同；原子核的正电荷数目，正是它在元素周期表中排列的序号。 原子核由质子和中子组成，姐妹”俩统称核子”不过，中子不带电荷。只有质子带正电荷，与对应的电子（负电荷）形成稳定局面”。比如，原子序号都为1的氢有3种，正宗”的氢只有1个质子，即带1个正电荷，另两种分别叫重氢和超重氢。重氢又叫氘（音刀”，其原子核中有1个质子，还有1个中子；超重氢又叫氚（音川”，1个质子，2个中子。它们的质量分别是正宗”氢的2倍和3倍。氢、氘、氚具有相同的化学性质，原子序数都是1,科学家把它 们叫做氢的3种同位素”也可以叫做3种不同的核素，分别写作11H、12D、13T。左下角数字表示原子序数”左上角数字表示其质量数。 原子核中的质子带有的正电荷数目，同电子（带负电荷）数目是相等的，正是它在兀素周期表中排列的序号，科学家称之为原子序数”又比如氦原子，写作24 He，原子序数为2,其质量数是4,显然，其原子核中有2个质子和2个中子。 质子和中子之间，中子和中子之间，质子和质子之间，总而言之，核子之间，存在着很强的吸引力一一核力，或者说结合能、原子能。在一般情况下，核力使所有核子结合成一个紧密的稳定结构。要想分裂一个原子核，就必须从外部供给能量，克服这种结合能。 研究表明，质量不同的原子核，其结合能是不同的。中等质量的原子核，其结合能较大；重 量级”质量的原子核，其结合能较小。当重量级”原子核分裂成中等质量的原子核时，要放出能量，这就叫核裂变能” 又知道，轻量级”原子核的结合能也比中等级质量的原子核结合能要小，两个轻量级”原子 核聚合成一个中等级质量的原子核时，也有能量放出，这就是核聚变能” 它们都叫核能。核电站就是利用核裂变能”原理进行发电 、放射性 1、放射性现象的发现 1896年，法国物理学家贝可勒尔在研究物质的荧光时发现，某些铀盐可以放射一种人的眼睛看不见的射线，这种射线能穿过黑纸、玻璃、金属箔使照像底片感光；而且还观测到，靠近铀盐的空气被“电离”了，验电器可以检验出来。
2019最新辐射防护基础考试题及答案
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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/d
t 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
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
辐射防护基础知识试题
科目：辐射防护基础知识 考试用时：本次考试时间为90分钟 题号 一 二 三 四 总分 得分 阅卷人 一、单项选择题（共20题，每题1分，错选不得分） 1. 以下哪个标记是为“电离辐射”或“放射性”的标识：（ ） A. B. C. D. 2. 原子核半径尺度为：（ ） A. 10-15 m B. 10-12 m C. 10-10 m D. 10-6 m 3. β衰变一共有多少种模式：（ ） A. 一种 B. 两种 C. 三种 D. 四种 4. 在下列给出的屏蔽材料中，屏蔽γ射线宜选用以下哪种：（ ） A. 聚乙烯塑料 B. 混凝土 C. 有机玻璃 D. 铝合金 5. 原子核所带电性为：（ ） A. 电中性 B. 负电 C. 不带电 D. 正电 6. 以下不属于γ射线与物质作用机制的有：（ ） 姓名：_ _ _______ 单位/部门：_ __________ 岗位：___ __ ___ - -- - - -- - - - -密 - - - - - - - - 封 - - -- - -- - 线 - - - - - - - - 内 - - - - - - - - 不 - - - - - - - - 得 ____ 岗位：___ __ ___ -- - 内 - -- - - -- - 不 - - - - - - - -得
A. 光电效应 B. 碰撞散射 C. 康普顿散射 D. 电子对效应 7. 放射性活度的国际单位是：（ ） A. 居里 B. 毫克镭当量 C. 贝克勒尔 D. 伦琴 8. 下列数字中，有可能是组织权重因子W T 的是：（ ） A. B. C. 20 D. 9. 有效剂量的单位是：（ ） A. 戈瑞 B. 伦琴 C. 希伏 D. 拉德 10. 以下哪一个是放射性货包的标识：（ ） 下列属于职业照射的情况是：（ ） A. 客机飞行员所受的来自宇宙射线的照射 B. 乘坐头等舱的商务精英所受的来自宇宙射线的照射 C. 核电厂职员工体检时所受的照射 D. 普通公众所受的来自土壤、建筑物的放射性照射 12. GB 18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》中规定 姓名：_ _ _______ 单位/部门：_ _ _________ 岗位：___ __ ___ -- - - - - - -- - -密 - - - - - - - - 封- - - - - - - - 线 - - - - - - - - 内 - - - -- - - - 不- - - - - - - - 得
辐射防护概论课后题及其答案(参考).docx
思考题与习题（第一章p21） 1. 为什么定义粒子注量时，要用一个小球体？ 答：粒子注量：?：= dN Ida表示的是非单向平行辐射场的情况。之所以采用小球体，是为了保证从各个方向入射的粒子有相同的截面积，从而保证达到“门是进入单位截面积小球的粒子数”的目的。 2. 质量减弱系数、质量能量转移系数和质量能量吸收系数三者之间有什么联系和区别？ 答：区别： 质量减弱系数Zr :不带电粒子在物质中穿过单位质量厚度后，因相互作用， 粒子数减少的份额 质量能量转移系数叽I ■■:不带电粒子在物质中穿过单位质量厚度后，因相互作用，其能量转移给带电粒子的份额 质量能量吸收系数J en I :不带电粒子在物质中穿过单位质量厚度后，其能量被 物质吸收的份额。 联系： 由J= J P知，质量能量转移系数J tr I ■■是质量减弱系数A的一部分; 由J en I ：?= J tr /「1 - 9知，某物质对不带电粒子的质量能量吸收系数J en ∣：；，是质量能量转移系数J tr I J和1 - g的乘积。
4. 在 辐射场中，某点处放置一个圆柱形电离室，其直径为 0.03m ,长 为0.1m 。在 射线照射下产生IO -6C 的电离电荷。试求在该考察点处的照射量和 同一点处空气的吸收剂量各为多少？ _ 6 6 dQ 10 一 10 一 . I k V= 0.011 C ? kg 一 11 V 解： dm d 2 l 1 .29 3.14 0.03 2 0.1 4 4 D a = 33 .85 X = 33.85 0.011 = 0.372 Gy 答：该考察点处的照射量为0.011 C 4kg ^ ,该点处空气的吸收剂量为0.372 Gy 。 5. 通过测量，已知空气中某点处照射量为 6.45× 10-3C ? kg -1 ,求该点处 空气的 吸收剂量。 解: D a =33.85X =33.85 6.45 10 ^=0.218 Gy 答：该点处空气的吸收剂量为0.218 Gy 。 6. 在60Co 射线照射下，测得水体模内某点的照射量为 5.18× 10-2C ?kg -1, 试计算同一点处水的吸收剂量。（60Co 射线能量1.25MeV ） 解：取 射线能量为1.25 MeV ,查表1.3得f m =37.64 J? C -1 ,于是， D m =f m X =37.64 5.18 10 丄=1.949 Gy 答：同一点处水的吸收剂量为1.949 Gy 。 7. 用一个小型探头的照射量仪器，在实质骨的一个小腔内测得照射量为 7.74× 10-3 C ? kg -1。设辐射源的光子平均能量为 80 KeV ,试计算在此照射条件 下实质骨的吸收剂 量。 解：查表1.3得f m =75.19J? C -1 ,所以 D m = f m X = 75 .19 7.74 10 = 0.582 Gy 联系: W a — —?； D m e l ''en ^LW a 心/订 e D = E 1 一 g =K I ^g
辐射防护基础知识
辐射防护基础知识 一、原子核与原子（核）能 自然界的物质由各种各样的元素组成，比如，水由氢元素和氧元素组成，食盐由钠元素和氯元素组成。元素通常被叫做原子（严格地说，把核电荷数相同的一类原子叫做一种元素），所以，可以说，物质是由各种各样的原子组成的。 原子由原子核与电子组成。原子核位于"中心"地位，几乎集中了原子全部质量，带正电荷；电子带负电荷，围绕"核心"运动。原子的质量数取决于原子核，其电子质量数忽略不计。每种原子都有一个"原子核心"和多个电子，电子一圈一圈"守规矩"排列并且运动。不同的原子其电子数也不同，比如，炭原子6个电子，氢原子1个电子。不同原子，其原子核具有的正电荷数目就不同；原子核的正电荷数目，正是它在元素周期表中排列的序号。 原子核由质子和中子组成，"姐妹"俩统称"核子"。不过，中子不带电荷。只有质子带正电荷，与对应的电子（负电荷）形成"稳定局面"。比如，原子序号都为1的氢有3种，"正宗"的氢只有1个质子，即带1个正电荷，另两种分别叫重氢和超重氢。重氢又叫氘（音"刀"），其原子核中有1个质子，还有1个中子；超重氢又叫氚（音"川"），1个质子，2个中子。它们的质量分别是"正宗"氢的2倍和3倍。氢、氘、氚具有相同的化学性质，原子序数都是1，科学家把它们叫做"氢的3种同位素"，也可以叫做3种不同的核素，分别写作11H、12D、13T 。左下角数字表示"原子序数"，左上角数字表示其质量数。 原子核中的质子带有的正电荷数目，同电子（带负电荷）数目是相等的，正是它在元素周期表中排列的序号，科学家称之为"原子序数"。又比如氦原子，写作 24 He，原子序数为2，其质量数是4，显然，其原子核中有2个质子和2个中子。 质子和中子之间，中子和中子之间，质子和质子之间，总而言之，核子之间，存在着很强的吸引力--核力，或者说结合能、原子能。在一般情况下，核力使所有核子结合成一个紧密的稳定结构。要想分裂一个原子核，就必须从外部供给能量，克服这种结合能。 研究表明，质量不同的原子核，其结合能是不同的。中等质量的原子核，其结合能较大；"重量级"质量的原子核，其结合能较小。当"重量级"原子核分裂成中等质量的原子核时，要放出能量，这就叫"核裂变能"。 又知道，"轻量级"原子核的结合能也比中等级质量的原子核结合能要小，两个"轻量级"原子核聚合成一个中等级质量的原子核时，也有能量放出，这就是"核聚变能"。 它们都叫核能。核电站就是利用"核裂变能"原理进行发电。 二、放射性 1、放射性现象的发现 1896年，法国物理学家贝可勒尔在研究物质的荧光时发现，某些铀盐可以放射一种人的眼睛看不见的射线，这种射线能穿过黑纸、玻璃、金属箔使照像底片感光；而且还观测到，靠近铀盐的空气?quot;电离"了，验电器可以检验出来。 1898年，居里夫人和施密特各自观测到，钍的化合物也能放出类似的射线。居里夫人把这种"原子现象"称为放射性。不久，她又发现了放射性更强的镭。铅可以有效地阻挡射线。1899年，有科学家将镭源放入铅制造的容器中，容器开有一小孔，让镭的射线射出。然后
辐射防护实验报告
《辐射防护实验报告》 专业：xxx 姓名：xxx 学号：2010xxxx 实验一：γ射线的辐射防护 一、实验目的 1、掌握X-γ剂量率仪的使用方法； 2、了解环境中的γ照射水平； 3、通过不同时间和距离的测量，获得γ外照射防护的直观认识，加强理论与实际的联系。 二、实验原理 闪烁探测器是利用核辐射与某些透明物质相互作用，使其电离和激发而发射荧光的原理来探测核辐射的。γ射线入射到闪烁体内，产生次级电子，使闪烁体内原子电离、激发后产生荧光。这些光信号被传输到光电倍增管的光阴极，经光阴极的光电转换和倍增极的电子倍增作用而转换成电信号，它的幅度正比于该次级电子能量，再由所连接的电子学设备接收、放大、分析和记录。 三、实验内容 1、测量实验室γ照射本底环境； 2、测量一条环境γ照射剂量率剖面； 3、测量岩石的γ照射剂量率； 4、加放射源，测量并计算不同测量时间情况下的剂量； 5、加放射源，测量不同距离情况下的剂量率。 四、实验设备 1、Ra-226源一个； 2、X-γ剂量率仪一台； 3、岩石标本。 五、实验步骤
布置实验台，注意：严格按照实验步骤进行，首先布置好准直器、探测仪，最后放置放射源，养成良好的操作习惯！！ 实验步骤如下： 1、调节准直器以及探测仪器的相对位置； 2、设置好仪器的测量时间为30秒，记录仪器的本底剂量率Nd （连测3次，取平均值）； 3、在探测仪器对面布置好放射源，使得射束中轴线和准直器中轴线重合，源探距离为1米，如上图所示，测定并记录仪器的剂量率N01（连测3次，取平均值）； 4、调整仪器的测量时间为60秒，测定并记录仪器的剂量率N02（连测3次，取平均值）； 5、调整仪器的测量时间为90秒，测定并记录仪器的剂量率N0（连测3次，取平均值）； 6、暂时屏蔽放射源，源探距离为米，测定并记录仪器的剂量率N1（连测3次，取平均值）； 7、暂时屏蔽放射源，源探距离为2米，测定并记录仪器的剂量率N2（连测3次，取平均值）； 8、在校园里测量一条环境γ照射剂量率剖面，记录每个测点的仪器的剂量率（连测3次，取平均值）； 9、在博物馆前的岩石标本处测量不同岩性岩石的γ照射剂量率，记录每个测量的剂量率（连测3次，取平均值）； 10、数据处理。 数据处理如下： 1）本底剂量率为： 2）在距离放射源、1、2米处不同时间计数率为：
三基三严-辐射安全与防护基础知识考试题
辐射安全与防护基础知识考试题 一、名词解释（每题2分，总共10 分）1．核素和同位素。 2．韧致辐射。 3．外照射和内照射。 4．吸收剂量： 5．平均电离能： 二、选择题（每题2分，总共20 分） 1．1896 年，法国科学家（）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 2．下列人体组织和器官中哪一种的辐射敏感性最低：（） A ?心脏 B ?淋巴组织 C ?肌肉组织 D ?骨髓 3．下面哪种粒子的穿透力最弱（） A . 丫光子 B . B粒子C. a粒子D .中子 4. 丫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（）A .电子对效应B .康普顿效应C.光电效应D .穆斯堡尔效应5．世界人口受到的人工辐射源的照射中，居于首位的是（） A .大气层核实验 B .医疗照射C.地下核试验D .核能生产 6．在相同能量的下列射线中，哪种射线的穿透力最强？（） A. a射线 B. B射线 C. 丫射线 D.质子7．在下述医疗照射中，每次检查的有效剂量最大的是哪种？（） A . CT B.血管造影C.介入治疗D.胸部X射线透视 8.在医学上X射线可用于透射的机制是（） 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 9．辐射致癌属于那种效应：（） A .急性B.遗传C.确定性D.随机性 10．剂量率与点源距离的关系：（） A .正比B.反比C.平方正比D.平方反比 三、填空题（每空1分，总共20 分）
1. X 射线在医学上的用途较广，目前主要有两种诊断方式：__________ 和 ______ 。 2. _____________________________ X 射线机主要包括：和。 3. _________________________________ 天然辐射源按起因分为： _____ 、和三类。 4. _________________________________________ 人体受到的照射的辐射源有两类，即：和________________________________________________ ，其中主要的人工辐射源是： ________ ，_________ 和_______ 。 5. _______________________________ 辐射防护检测的对象是： ______________________ 和_____________________________________ 。具体检测有四个领域： ______________________ 6. 丫射线与物质发生的相互作用主要有光电效应、___________ 和_________ < 四、判断题（每题2分，总共20 分） 1. 地球上的天然辐射源都是来自宇宙射线。 （） 2. 原子核的质量等于组成原子核的中子和质子质量之和。（） 3. 放射性衰变符合指数衰减规律。（） 4. B粒子的能谱是连续的。（） 5. B衰变不仅放出B粒子，还要放出一个中微子。（） 6. 大多数气体探测器都工作于有限正比区。（） 7. 闪烁体都很容易潮解。（） 8. 吸能核反应的发生有一定的阈能。（） 9. 发生自发裂变的条件是自发裂变能Qf,s< 0。（） 10. 一种粒子与某种原子核的核反应反应道只有一个。（） 五、简答题（每题10 分，总共30分） 1. 什么是密封源和非密封源？ 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？ 3. 辐射防护的四个标准是什么？
(完整版)辐射防护概论课后题及其答案(参考)
思考题与习题（第一章p21） 1． 为什么定义粒子注量时，要用一个小球体? 答：粒子注量da dN /＝Φ表示的是非单向平行辐射场的情况。之所以采用小球体，是为了保证从各个方向入射的粒子有相同的截面积，从而保证达到“Φ是进入单 位截面积小球的粒子数”的目的。 2． 质量减弱系数、质量能量转移系数和质量能量吸收系数三者之间有什么联系和区别? 答：区别： 质量减弱系数ρμ/：不带电粒子在物质中穿过单位质量厚度后，因相互作用，粒子数减少的份额。 质量能量转移系数ρμ/tr ：不带电粒子在物质中穿过单位质量厚度后，因相互作用，其能量转移给带电粒子的份额。 质量能量吸收系数ρμ/en ：不带电粒子在物质中穿过单位质量厚度后，其能量被物质吸收的份额。 联系： 由p tr μμμ+＝知，质量能量转移系数ρμ/tr 是质量减弱系数ρμ/的一部分； 由()()g tr en -1//ρμρμ＝知，某物质对不带电粒子的质量能量吸收系数ρμ/en ，是质量能量转移系数ρμ/tr 和()g -1的乘积。 3． 吸收剂量、比释动能和照射量三者之间有什么联系和区别? 答：区别： D 、K 和X 的区别
联系：()()D E 1=K 1g g μφρ --tr ＝ [][]a /;/en a m a m en a w w D D e e μρμρ=?X =?X 4． 在γ辐射场中，某点处放置一个圆柱形电离室，其直径为0.03m ，长为0.1m 。在γ射线照射下产生10-6C 的电离电荷。试求在该考察点处的照射量和同一点处空气的吸收剂量各为多少？ 解：() () Gy D kg C l d dm dQ a 372.0011.085.33X 85.33011.01.003.014.34 1 29.11041101 26 26=?==?=????=??= X ---πρ＝ 答：该考察点处的照射量为()1011.0-?kg C ，该点处空气的吸收剂量为()Gy 372.0。 5． 通过测量，已知空气中某点处照射量为6.45×10-3C ·kg -1，求该点处空气的吸收剂量。 解：()Gy D a 218.01045.685.33X 85.333=??==-
辐射防护知识.
辐射防护知识 1、四种常见的射线： 在我们的周围到处存在着射线—太阳光、无线电波、微波、红外线、宇宙射线，这些射线都是电磁波。由于光子的能量较低，强度较小，它们大多是没有危害的。核射线就和它们有很大的不同。 1）它们由α、β和中子组成同γ射线一样具有很短的波长。 2）它们的能量高到足以使分子离子化导致生物组织遭到破坏。 核射线有时也叫做“离子射线”。受到射线照射的生物体可能使机体遭到不同程度的破坏。这取决于射线源的强度和广度以及采取的防护措施。通常情况下穿透力较强的射线是γ射线和中子射线，它们破坏性较小，但是防护困难。α、β射线穿透力较弱，破坏性较大，但是防护比较简单。所有这些放射源都是向四周空间时刻放射射线。 2γ射线和X射线 Ｘ和γ射线都是电磁波（光子）。唯一的区别是来源：γ射线是属于原子核发射出来的辐射；Ｘ射线指的是在原子核外部产生的辐射。 它们和光速一样快，能穿透大多数物体，在介质中穿过波长不会发生变化但强度会逐渐减弱。Gamma射线在空气中传播几乎不受影响，它可以被几英尺的水，数英尺的混凝土，几英寸的钢或铅完全阻挡。由于它不容易被减弱，所以能轻易的检测到它的存在，同时人体也容易被它照射到。多数放射源在释放Gamma射线时都伴随着释放出α、β射线或中子射线。X射线能量比γ射线能量稍低。 3、辐射危害 1、职业照射 2、公众照射 3、医疗照射 4、潜在照射 4．吸收剂量 对X射线、γ射线，吸收剂量在0.25戈瑞以下时，人体一般不会有明显效应；但是，剂量再增加，就可能出现损伤。当达到几个戈瑞时，就可能使部分人死亡。接受同样数量的“吸收剂量”，受照射时间越短，损伤越大；反之，则轻。吸收同样数量剂量，分几次照射，比一次照射损伤要轻。 表1、常用放射线单位及换算关系
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