中子剂量当量仪在复杂中子场中的应用研究
申请放射卫生技术服务机构甲级资质练习题
申请放射卫生技术服务机构甲级资质练习题姓名:分数:一、单项选择题(括号内填入你认为正确答案的1个编号;每小题0.5分,共25分)计分标准:每小题答对计0.5分,答错或多答不计分。
1. 关于放射性核素衰变的指数规律,下列表述中正确的是()。
A. A=A0e-λ/t;B. A=A0eλ/t;C. A=A0e-λt;D. A=A0eλ/t。
2. 标准差能反映一个数据集的离散程度,因此,标准差是()的描述。
A准确度 B 精确度 C 精度 D 误差。
3. 对于职业照射的剂量限值,工作人员连续5年的年平均有效剂量为()。
A. 1mSv;B. 5mSv;C. 20mSv;D. 50mSv。
4. 《放射工作人员职业健康管理办法》规定,放射工作人员个人剂量监测档案的保存期限为()。
A. 20年;B. 30年;C. 40年;D. 终生保存。
5. 测量不确定度是说明测量结果()的参数,由人们通过分析与评定得到,即与人的认识程度有关。
A分散性 B 误差 C 重复性 D 再现性。
6. GBZ/T对应的标准种类是()。
A. 国家标准;B. 推荐性国家职业卫生标准;C. 国家职业卫生标准;D. 行业标准。
7. 根据我国《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》的规定,应把辐射工作场所分为()。
A. 控制区和非限制区;B. 监督区和非限制区;C. 监督区、控制区和非限制区;D. 监督区和控制区。
8. 对于职业照射的剂量限值,工作人员四肢或皮肤的年当量剂量为()。
A. 50mSv;B. 150mSv;C. 250mSv;D. 500mSv。
9. 外照射个人监测的监测结果小于最低探测水平的记录:当工作人员的外照射个人监测结果小于MDL时,应记录为()。
A MDLB 1/2 MDLC 0D 本底。
10. 《放射工作人员职业健康管理办法》规定:放射工作人员上岗前应当接受放射防护和有关法律知识培训,考核合格方可参加相应的工作。
培训时间不少于()天。
辐射安全习题及参考答案
辐射安全习题及参考答案一、单选题(共70题,每题1分,共70分)1、关于中子的电性,正确的是( )A、中子带负电B、有的中子带正电,有的带负电C、中子带正电D、中子不带电正确答案:D2、公众成员所受到的照射剂量限值中,年有效剂量是( )。
A、50mSv/aB、20mSv/aC、1mSv/aD、150mSv/a正确答案:C3、关于辐射工作场所的分区,下列说法错误的是( )。
A、为了便于辐射防护管理。
B、为了便于职业照射控制。
C、在现行的基本安全标准 GB18871-2002 中将辐射工作场所进行分区。
D、放射性工作场所分为监督区和操作区。
正确答案:D4、核子仪是一种测量装置,它由一个( )的可发射射线的放射源和一个辐射探测器组成。
A、裸露的B、不带屏蔽C、带屏蔽D、无危害的正确答案:C5、省级以上人民政府生态环境主管部门可以委托下一级生态环境主管部门颁发辐射安全许可证,对其颁发辐射安全许可证单位的监督检查应当由( )进行。
A、委托方B、第三方C、双方共同D、接受委托方正确答案:D6、若核子仪工作场所的辐射场不轻易变化,则其外照射监测频率为每年( )A、1-2 次B、2-3 次C、4-5 次D、3-4 次正确答案:A7、( )由国务院有关部门根据法律和国务院行政法规在本部门权限范围内制定,主要包括国务院条例实施细则及其附件、行政管理规定等两部分,以部令发布,具有法律约束力。
A、指导性文件B、行政法规C、法律D、部门规章正确答案:D8、利用料位计对堆积密度小的物料(如泡沫塑料)或少量物料(如管中牙膏)的测量,一般用( )源。
典型的β 源为90Sr 活度范围为40~400MBq(约 1~10mCi)。
A、β 射线B、α 射线C、中子D、γ 射线正确答案:A9、核子仪的特点主要有:不直接接触被检测对象,是一种( )的检测工具。
A、大破坏性B、破坏性C、小破坏性D、非破坏性正确答案:D10、利用α 放射源进行测量的核子仪引起人体的辐射危害主要是( )A、α 放射源产生的内照射及伴随 X、γ 等其他辐射B、α 放射源对人体皮肤产生外照射C、α 放射源产生轫致辐射外照射D、α 放射源对人体内器官产生外照射正确答案:A11、辐射事故和运行故障处理过程中的安全责任,以及由事故、故障导致的应急处置费用, 由( )承担。
LA物理师真题.答案
2012年LA物理师(含伽马刀物理师)专业试卷一、以下每一道考题下面有A、B、C、D 、E五个备选答案,请从中选择一个最佳答案,并在答题卡上将相应题号的相应字母所属的方框涂黑。
1.放射治疗吸收剂量校准的主要方法是A 量热法B 化学剂量计法C 电离室法D 热释光法E 胶片法2.能量注量是进入辐射场某点处单位截面积球体所有粒子的A 数目总和B 总能量之和C 总动能之和D 沉积能量总和E 电荷总和3.按照IAEA测量规程1997年修订版的建议,对高能电子线,有效测量点应位于电离室中心前方A 0.5rB 0.55rC 0.6rD 0.7rE 0.75r4.若a,b分别为矩形野的长和宽,则等效方野边长S的计算公式为S=2ab/(a+b)5.Pcel是A 扰动修正因子B 水对空气的阻止本领比C 电离室校准因子D 中心电极修正因子E 照射量校准因子6.60Co射线最大剂量深度是A 0.3cmB 0.5cmC 1.0cmD 1.5cmE 2.5cm7.用于β线治疗的同位素是A 铯-137B 镅-241C 锶-90D 碘-125E 锎-2528.远距离放射治疗中,对表面剂量几乎没有影响的因素是A 准直器的散射线B 均整块的散射线C 模体的反向散射线D 光子与射野挡块所产生的散射电子E 治疗机房的墙壁所产生的散射线9.高能光子射线照射野的对称性和平坦度,应在水模体A 表面测量B 最大剂量深度处测量C 5cm深度处测量D 7cm深度处测量E 10cm深度处测量10.在做屏蔽计算时,会有一些保守的假设,一般不包括A 有最大的辐射泄露B 高估工作量,使用和居留因子C 产生X射线和电子加速器,始终工作在X线模式D 双能量加速器,始终工作在高能状态E 患者位置11.临床剂量学四原则是A 摆位准确、剂量均匀、输出剂量稳定、保护重要器官B 摆位准确、剂量均匀、尽量提高治疗剂量、保护重要器官C 剂量准确、剂量均匀、尽量提高治疗剂量、保护重要器官D 剂量精确、提高适形度、尽量提高治疗剂量、照射范围越小越好E 输出剂量稳定、摆位准确、剂量准确、尽量提高治疗剂量12.中低能X射线射线质的表达方法是A μ/ρB μC mAD HVLE MV13.关于全身治疗入射剂量的叙述,不正确的是A 距离延长后,X射线在射野内的散射线成分增加B 患者在接受治疗时由于需用毯子盖在身上,因而增加了入射剂量C 患者在接受治疗时盖在身上的毯子,其等效水厚度约为1.5mmD 需用散射及能量衰减屏,以减小剂量在体内的建成E 由于要用毯子盖在患者身上,因而可不必使用散射及能量衰减屏14.关于离轴比和等剂量曲线的叙述,不正确的是A 离轴比数据是给出模体内指定深度处所测量的垂直于中心轴的射野剂量曲线B 结合中心轴剂量贡献和离轴比数据可生成体积剂量矩阵,可以提供二位和三维剂量分布信息C 在射野半影区等剂量曲线的剂量改变非常缓慢,并且受准直器开口,焦点的有效大小和侧向电子平衡的影响D 兆伏级X射线的射野等剂量曲线包括了中心区、半影区和射野外三个明显的区域E 由于来自于准直器和机头防护部分的穿透辐射,远离射野边缘的区域剂量通常很低15.物理师的工作职责不包括A 机器校准B 质量保证C 模体测量D 病人治疗E 设备验收16.实际应用中,描述浅层和深部X射线质的是A 能量B 标称加速电压C 管球标称电压D 半价层E 特征辐射能量17.高能电子束的高值等剂量曲线,随深度增加A 按几何原理发散B不变C 逐渐展宽D 逐渐内敛E 线性变化18.加速器的机架,准直器和治疗床的旋转轴,应相交于球形空间,其半径不能大于A 0.1mmB 0.5mmC 0.7mmD 1mmE 1.5mm19.确定电子束的能量,经典的方法是测量电子束的A 能谱B 吸收剂量C 韧致辐射污染D 特征辐射E 射程20.高能光子射线照射野输出因子,是准直器散射因子和模体散射因子A 之和B 之差C 乘积D 之商E 平方和21.3DCRT和IMRT的复杂剂量分布,常使用A 半导体或电离室予以验证B 电离室或热释光予以验证C 胶片或探测器阵列予以验证D 水模体予以验证E 固体模体予以验证22.电子束全身皮肤照射,选择的能量应是在治疗距离模体表面处A 12~14MeVB 10~12MeVC 7~10MeVD 4~7MeVE 1~4MeV23.ICRP推荐的职业照射,年全身有效剂量限值(mSv)是A 10B 20C 30D 40E 5024.用计算机制定一个头部肿瘤治疗计划,照射野如图所示,发现采用60°楔形板给出的剂量分布最均匀,下面关于60°楔形板所得的结果比45°楔形板好的理由中,正确的是A 这样的射野夹角要求60°楔形板B 颅骨对剂量分布影响很大,需要使用大角度楔形板C在此处楔形板野用作补偿器,用于补偿“缺失”的组织D 垂直相交的照射野总是要求60°楔形板E计算机计算有错误25.关于放射治疗计划的磁共振影像,正确的是A 软组织对对比度与CT影像相同B 重建生成的DRR图像优于CT影像重建的DRR图像C MRI图像目前已可以单独用于计划设计D 不能用于剂量计算的组织不均匀性的修正E 几何失真和伪影比CT图像小26.关于Clarkson射野数据的说法,正确的是A 遮线门、挡块、补偿器、MLC、楔形板B 限光筒、挡块、组织填充物C 组织异质性或不均匀性修正一般用于解决在大的均匀水体膜测量的标准射野与实际病人之间差异的问题D 通过采用中心轴和离轴的剂量数据集,使用0野的TAR和计算深度的散射空气比,将射野的原射线与散射线组份分开来计算不规则野内感兴趣点剂量E 能估算指定器官的剂量反应,并帮助评估剂量分割和体积效应27.电子直线加速器初级准直器的主要作用是A 限定射线能量B 限定输出剂量C 限定最大照射野的尺寸D 限定照射野半影E 限定治疗距离28.三维治疗计设计需要患者的CT影像数据,需考虑层间距离,对于头部位肿瘤,层间距一般为A 1cmB 0.5cmC 0.5~1cmD 0.3cmE 0.1cm29.为了确保计算的准确性,计划系统的CT值必须转换成A 组织密度B 电子密度C 质量厚度D 线密度E 组织比重30.治疗计划的质量核查最有效的方法是A 独立验证B 重复计算C 反复核查D随机测试E 定期检查31.以下描述旋转调强照射技术,不正确的是A 剂量分布最好的调强照射技术B 旋转照射方式C MLC采用划窗技术D 可改变剂量率E 机架旋转速度可变32.空气吸收剂量校准因子N D与空气比释动能校准因子N K间的关系是A N D=N K(1-g)K att K mB N D=N k K att K mC N D=N k K att K m(1-g)D N D=N k(W/e)K att K mE N D=N k(W/e)K att K m(1-g)33.直线加速器加速电子是依靠A 脉冲发生器B 四端循环器C 加速管D 电子枪E 速调管或磁控管34.SRS要求γ刀装置机械焦点精度为A ±0.1mmB ±0.3mmC ±0.5mmD ±1.0mmE ±1.5mm35.患者治疗部位解剖信息以图像方式输入治疗计划系统后,反映患者体位的患者坐标系,是通过A CT图像建立的B 激光定位灯建立的C 患者体内外标记点建立的D 体位固定器建立的E 靶区中心建立的36.剂量体积直方图用于评价A 肿瘤剂量分布B 危机器官剂分布C 不同器官受照剂量的情况D 不同器官的等剂量线E 不同计划的剂量分布37.治疗机的等中心位置到机架后部屏蔽墙的长度最小应为A 1.0~1.5mB 1.5~2.0mC 2.0~2.5mD 2.5~3.0mE 3.0~3.5m38.电子束的百分深度剂量随照射野增大而变化极小的条件是,照射野的直径与电子束射程比值A 大于1B 等于1C 大于0.5D 等于0.5E 小于0.539.CT图像用于计划设计的缺点是A 图像有时会变形B 空间分辨力不够高C 软组织分辨力不够高D 图像层次有时太多E图像对比度有时较差40.经典的近距离照射,低剂量率照射参考点的每小时剂量为A 0.3~1.0GyB 0.4~2.0GyC 0.5~3.0GyD 0.6~4.0GyE 大于12Gy41.为达到相同的放射生物学效应,低LET射线对乏氧细胞所需的剂量比富氧细胞要大A 1.5~2倍B2.5~3倍C 3.5~4倍D 4.5~5倍E 5.5~6倍42.在高剂量率近距离治疗中,权衡肿瘤的控制效应和正常组织的晚期效应,通常在临床治疗中A 增加分次数B 不必拉开放射源与正常组织的距离C附加屏蔽物以提高正常组织受量D 提高分次剂量E 采取与外照射相同的常规分次43.指形电离室的中心收集极一般选用A 铅B 铝C 铜D不锈钢E 合金44.医用加速器每月十字线的中心精度应不超过A 0.5mmB 1mmC 1.5mmD 2.0mmE 2.5mm45.腔内放疗单个点源距源0.5~0.5cm剂量计算验收标准为A 1%B 2%C 3%D 4%E 5%46.非共面野实现的方法是A 移动或转动治疗床加转动机架B 转动机架不动治疗床C 转动机头加转动机架D 同轴多野照射E 单野转转照射47.钴-60源γ衰变时释放出的γ射线有A 1种能量B 2种能量C 3种能量D 4种能量E 5种能量48.已知管电压为100kV的X射线有效半价层为4.0mm Al,则铝对该X射线的线性衰减系数为A 1.73×10-4m-2B 1.73×10-4m-1C 1.73×10-4D1.73×10-4mE 1.73×10-4m249.乳腺癌切线野照射时患者体位的楔形板角度一般为A <5°B 5°~ 20°C 20°~ 30°D 30°~40°E >40°50.治疗计划设计步骤中的体膜阶段包括治疗体位的确定、体位固定和定位。
高灵敏度环境中子剂量当量仪的能量响应计算
中子 剂量 当量 仪是用 于测 量 中子剂 量 的仪 器, 也称 雷姆计 , 想情况 下 的单位 中子注量 的 理 灵敏度正 比 于 国际 放 射 防 护 委 员会 (C P 给 IR ) 出 的中子 有 效剂 量一 注量 转 换 系数 。在 实 际 感 兴趣 的能量 范 围内 , 即从 热 能 到 1 V, 论 0Me 无
A t m i e gy Sce e a c o c En r inc nd Te hno o l gy
Vo .4 Supp . 1 0, 1
Se p. 2 6 00
高 灵敏 度 环 境 中子 剂 量 当量 仪 的 能量 响应 计 算
魏迎光 , 刘森林 , 袁观俊 , 凌 陈
中 图分 类 号 : 8 8 1 TL 1 . 文献标识码 : A 文 章 编 号 :0 0 6 3 ( 0 6 S 一 1 4 0 10—9 12 0 ) O0 3—5
Ca c l to f Ne t o s o s l u a i n o u r n Re p n e
f r H i h S n ii iy Env r n e t lNe t o s o g e s tv t i o m n a u r n Do e Equ v l n e e ia e tM t r
W EIYi — ua g ng g n ,LI Se —i ,YU AN U n ln Gua u n j n ,CHEN n Lig
-
( . 6 1 n t f P A ,B o i7 1 0 ,Chi a; 1 9 4 1U i o L a j 2 0 6 n
从图3可以看出计算出的此仪器的能量响应曲线与hi0曲线符合较好不但在低能端中子响应较高而且对20mev中子响应也相对较高其相对响应即计算值相对于h10以8归一的相对值曲线示于图4e
亚太地区中子周围剂量当量(率)仪的校准比对
亚太地区中子周围剂量当量(率)仪的校准比对刘毅娜;王志强;徐科;骆海龙【摘要】Proper calibration methods are important aspects to ensure good results of neutron ambient dose equivalent meters .The APMP.RI(Ⅲ )‐S1for the calibration of neutron ambient dose equivalent meters was introduced in this paper .The radionuclide neutron reference radiation fields and the calibration results of the metrology institutes ofKorea ,Australia ,India ,China Taiwan ,China ,Japan and Russia wereshown .Two comparison transfer instruments were also calibrated by China Institute of Atomic Energy in the 241 Am‐Be and 252 Cf neutron reference radiation fields ,and the calibration results were compared with the APMP.RI(Ⅲ )‐S1 results .The results show that the calibration factors obtained with the shadow cone metho d and the distance inverse‐square method of our laboratory and the reference value are consistent with each other within the uncertainties .%适当的校准方法是保证中子周围剂量当量(率)仪测量结果准确可靠的重要因素。
TEPC中子和γ分辨技术研究
TEPC中子和γ分辨技术研究张伟华;王志强;肖雪夫;刘毅娜;李春娟;骆海龙;李玮【摘要】混合辐射场中子剂量、剂量当量的测量需进行中子、γ分辨.依据各种辐射沉积线能的不同,组织等效正比计数器(TEPC)具有一定的中子、γ分辨能力.本文采用自制的圆柱形TEPC在5SDH-2加速器单能中子辐射场进行了微剂量谱测量,对其中子、γ分辨技术进行了探讨分析.采用137 Cs纯γ辐射微剂量谱匹配法,在232 Cf、241Am-Be中子辐射场进行了中子、γ分辨研究.分辨后的中子剂量当量与约定真值一致性较好,表明TEPC用于中子、γ混合辐射场的吸收剂量、剂量当量测量是可行的.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2016(050)004【总页数】6页(P577-582)【关键词】组织等效正比计数器;中子;γ;分辨;微剂量谱;剂量当量【作者】张伟华;王志强;肖雪夫;刘毅娜;李春娟;骆海龙;李玮【作者单位】中国原子能科学研究院计量测试部,北京102413;中国原子能科学研究院计量测试部,北京102413;中国原子能科学研究院计量测试部,北京102413;中国原子能科学研究院计量测试部,北京102413;中国原子能科学研究院计量测试部,北京102413;中国原子能科学研究院计量测试部,北京102413;中国原子能科学研究院计量测试部,北京102413【正文语种】中文【中图分类】TL816中子辐射场往往伴随γ辐射,测量中子剂量、剂量当量时不可避免会遇到中子、γ分辨问题。
针对中子、γ混合辐射场,传统中子剂量、剂量当量的测量方法有以下两类。
1) 使用中子能谱仪(如多球谱仪、组合式中子能谱探测器)测量中子能谱,通过注量-中子剂量当量转换因子得到中子剂量当量。
这种测量方法需依靠理论计算的剂量当量转换因子,且中子能谱测量对原始输入谱有很大的依赖性,因此对于未知能谱的中子辐射场,其剂量当量测量不确定度就很大。
2) 采用双剂量计法测量混合场的中子吸收剂量。
一种中子剂量当量仪的探头设计
子 粒子 才 能 被 记 录[ 。MC 4 NP C输 入 文 件 中
的计数器描述卡为:
e n 2 4: 0
f : 1 4n
f 4 n 4 9 3 e5 1 1 3 m : . 4 1 - 0
根据式 ( ) 出了 向量 c为 (7 2一6. , 6求 4. , 73 2
测器的方法可以有效改善中子剂量当量仪的能 量 响应特性 。
假设 有 :
f: h () 5
则有 c的最z - S"乘解为 :
f一 ( ・ ) ・ 一 ・h () 6
1 原 理
剂量 当量 的描述 公式 :
广
而此 时 :
H — c () 7
H — I口 h(
而仪表的读数 M 可 以表述 为与之相似 的
关 系式 :
r
M = l E) ( 扭 R( E)
J
() 3
表示成向量形式为 :
M : ・ () 4
准确的剂量当量值 , 但是 中子谱仪测量时间较 长, 而且要使用复杂的算法进行中子解谱 ,表 1表中还列 出了按照 IR 7 E所推荐的 , C P4 中子注量一 剂量当量转换系数 。
表 1 不 同中子能量下单位注■ 中子剂量当■
测量值的预期值 与 I R C P推 荐值 的比较
图 1 S 9 在 三种厚度 的慢化球壳 P0 中的能量响应
能量 响应是 用蒙 卡 程 序 MC P C进 行 模 N 4
拟计算得到的, 模拟过程 中采用 的中子源是半 径 与慢 化球 外 径相 同 的 圆形 面 源 , 中子 按 平行
照射 , 照射到球探测器上的粒子或者逃离慢化 体或者 与正 比计 数器气 体 中 的。 发生。 e He H
GBZT148-2002用于中子测井的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法
ICS 13.100 GBZ C57中华人民共和国国家职业卫生标准 GBZ/T 148-2002用于中子测井的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法Individual dose monitoring method with CR-39neutron dosimeter using in neutron logging2002-04-08发布 2002-06-01 实施中华人民共和国卫生部 发布前 言根据《中华人民共和国职业病防治法》制定本标准。
中子测井技术是核技术在石油工业已广泛使用的技术,在我国也已使用多年。
为推进该技术在我国的顺利应用和推广,应进行中子剂量计的监测方法标准化、规范化,以利于放射防护,保障放射工作人员的安全和健康。
本标准按照我国国情,对用于中子测井场所的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法,制订了具体要求。
本标准由卫生部提出并归口。
本标准起草单位:中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所。
本标准主要起草人:冯玉水 陆杨乔 李俊雯。
本标准由卫生部负责解释。
I用于中子测井的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法 GBZ/T 148-20021范围本标准推荐了用于中子测井场所的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法。
本标准适用于241Am-Be中子源测井场所工作人员的个人中子剂量监测。
2规范性引用文件下列文件中的条款通过在本标准的引用而成为本标准的条款。
凡是注日期的引用文件,其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本标准,然而,鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。
凡不注日期的引用文件,其最新版本适用于本标准。
GB 12714 镅铍中子源3术语和定义下列术语和定义适用于本标准。
3.1 固体核径迹探测器 solid state nuclear track detector核粒子穿过绝缘体时,造成一定密度的辐射损伤,经适当处理,形成可观测的径迹,这种固体称为固体核径迹探测器。
2020辐射防护机考放射考试 诊断带答案1
2020辐射防护机考放射考试诊断带答案11.为了更好地进行辐射防护管理和职业照射控制,目前的基本安全标准有AGB----2002.2.医学放射工作人员在工作中所受的职业照射,连续五年平均(但不可作任何追溯性平均)不超过()mSv(其中任何一年又可达50mSv)。
答案:B503.医学放射工作人员在工作中所受的职业照射,连续五年平均(但不可作任何追溯性平均)不超过20mSv(其中任何一年又可达()mSv)。
答案:A304.全身骨密度仪机房(照射室)内最小有效使用面积和最小单边长度分别是()。
答案:A15㎡、3.0m5.关于医疗照射指导水平的说法,以下哪个选项是不正确的?A。
医疗照射指导可作为当前良好放射学实践的指南。
B。
不允许依据临床判断实施高于指导水平的照射。
C。
医疗照射指导是针对中等身材受检者提出的一种合理的平均而言的典型值。
D。
不能视为在任何情况下都能保证达到最佳性能的指南。
答案:B6.除了乳腺摄影X射线机外,X射线管件中遮挡X射线束材料的质量等效过滤必须符合:在正常使用中不可拆卸的材料,应不小于()。
答案:A1.5mmAL7.()主管部门对全国放射性同位素、射线装置的安全和防护工作实施统一监督管理。
答案:A国务院生态环境8.对职业照射用年有效剂量评价,应符合GB-2002中规定的限制,其中四肢(手和足)的年当量剂量为()。
答案:A50mSv9.典型成年受检者X摄像摄影的剂量指导水平AP位(前后位)照射腹部,每次摄影入射体表剂量为()。
答案:C5mGy10.()是受检者位于X射线管和探测器之间,对其进行多方向X射线扫描,并将检出的信号通过计算机处理实现重建断层摄像。
答案:DX射线计算机断层摄影11.使用放射性同位素的单位需要将放射性同位素转移到外省、自治区、直辖市使用的,按有关规定办理了异地使用备案后,应当接受()生态环境主管部门的监督管理。
答案:C移出地12.进行放射性同位素示踪试验需要经过环境主管部门的批准,具体批准级别为省级以上。
中子剂量
ICS 13.100 GBZ C57中华人民共和国国家职业卫生标准 GBZ/T 148-2002用于中子测井的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法Individual dose monitoring method with CR-39neutron dosimeter using in neutron logging发布实施中华人民共和国卫生部发布前言根据《中华人民共和国职业病防治法》制定本标准。
中子测井技术是核技术在石油工业已广泛使用的技术,在我国也已使用多年。
为推进该技术在我国的顺利应用和推广,应进行中子剂量计的监测方法标准化、规范化,以利于放射防护,保障放射工作人员的安全和健康。
本标准按照我国国情,对用于中子测井场所的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法,制订了具体要求。
本标准由卫生部提出并归口。
本标准起草单位:卫生部工业卫生实验所。
本标准主要起草人:冯玉水陆杨乔李俊雯。
本标准由卫生部负责解释。
I中华人民共和国国家职业卫生标准用于中子测井的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法 GBZ/T 148-2002 Individual dose monitoring method with CR-39neutron dosimeter using in neutron logging1范围本标准推荐了用于中子测井场所的CR39中子剂量计的个人剂量监测方法。
本标准适用于241Am-Be中子源测井场所工作人员的个人中子剂量监测。
2规范性引用文件下列文件中的条款通过在本标准的引用而成为本标准的条款。
凡是注日期的引用文件,其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本标准,然而,鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。
凡不注日期的引用文件,其最新版本适用于本标准。
GB 12714 镅铍中子源3术语和定义下列术语和定义适用于本标准。
3.1 固体核径迹探测器 solid state nuclear track detector核粒子穿过绝缘体时,造成一定密度的辐射损伤,经适当处理,形成可观测的径迹,这种固体称为固体核径迹探测器。
一种新型中子剂量当量仪的能量响应性能分析
外壳材料均为铝。在计算 时, 还采用 了一种降 们 如 : ∞ 宝 低方差 的技巧 , 那就是将慢 化体先描述成厚度 为 0 5c . m厚度 的一系列的同心球壳 , 计算时将
中子重要性设 为 由外层 向内层依次递增 , 中心 球体所代表的。 e 比计数管的灵敏体积的中 H 正 子重要性是最高的。另外考虑到聚乙烯材料中 氢原子与碳原子之 间存在的化学键能 , 当热中
() 2
式 中,, 中子 源 的面积 (m ) 死。 口为 c , 为氦 气的原子密度 (m ) 为, M N 在 C P中进行 建
模时 , 可以严格地按照实际的几何形状建模 , 也 可以将。 e 比计数管简化为一个灵敏体 积大 H 正
9 5之间 。计算 了它在 A m—B 源 和 c 一 5 e f 2 2源照射 下 的中子 周 围剂量 当量响应 , 与实验 测量结 果进行
了比较 , 计算值与实验值吻合得较好 。 关键 词 : 中子剂量当量仪 ; 能量响应 ; C P M N
中图分类号 : 0 5 15 7 .4 文献标识码 : A 文章编号 : 0 5 49 4 2 1 )9 14 -4 2 8)3 ( 0 1 0 -0 20
能量响应性能是 中子剂量 当量仪的主要性 能, 由于中子剂量当量测量本身 的复杂性 , 现有
中子 剂 量 当量 仪 存 在 能量 响应 性 能 不 佳 的 问
算 , 由此计算 了该 中子剂量 当量仪 的中子周 并
围剂 量 当量 能量 响应 曲线 。
题 。本工作 的内容是一种新型中子剂量当量仪
示, 慢化体球壳材料为聚乙烯 , 三个慢化体球壳 从大到小依次称为 1 、# 3 慢化体球壳 ; e #2 和 # H
正比计数管的灵敏体积 内的气体为 e H 气体和 气的混合 ; e 比计数管 的管壁及探头 的 。 正 H
某国产医用重离子加速器治疗装置辐射监测水平
第39卷第6期核电子学与探测技术 V〇1.39No.6 2019 年11月Nuclear Electronics &Detection Technology Nov.2019某国产医用重离子加速器治疗装置辐射监测水平周晓剑,许忠扬,聂鹏煊,王晓涛,邢劲松#(生态环境部核与辐射安全中心北京,100082)摘要:为了解某国产医用重离子加速器辐射防护情况,以该装置为研究对象,使用X/7剂量率仪 和中子剂量当量率仪测量治疗室、同步环机房、屏蔽墙体外等区域X/7剂量率和中子剂量当量率。
测 试结果表明:重离子加速器治疗装置工作场所辐射剂量的贡献者主要是中子、其次是"Y射线,中子剂量 当量率可比7剂量率高出一至几个量级。
治疗室内中子辐射剂量水平为几十上百mSv/h。
试运行期 间,回旋加速器机房、同步加速器大厅和治疗装置屏蔽体外周围环境辐射水平在标准规定范围内。
关键词:医用重离子加速器治疗装置;辐射水平;放射防护中图分类号:X34 文献标志码:A 文章编号:0258-0934(2019)6-0791-05重离子治疗及其装置正成为当前医学物理 界的一大前沿热点,是继电子直线加速器肿瘤 放疗技术后又一新的技术飞跃。
重离子束与常 规放疗用的轻粒子射线相比,具有重离子束穿 越人体时其动能主要集中损失在射程末端,呈 现急剧增强的B r agg峰及髙的相对生物学效应[1]。
与医用电子加速器不同,重离子加速器 由于其加速的粒子重、能量高,可引发的反应类 型多,导致其产生的辐射场较为复杂。
从辐射 类型上看,主要包括伽马辐射与中子辐射,其中 中子辐射即有高能中子又有蒸发中子,从时间 上来看,可分为瞬时辐射和剩余辐射[2]。
本课题对国产首台医用重离子加速器治疗 装置的辐射剂量水平进行了测量调查和分析。
*收稿日期:2019-06-24作者简介:周晓剑(1981—),男,浙江衝州人,高级工程 师,硕士,从事核技术应用辐射防护研究。
中子剂量当量
中子剂量当量中子剂量当量是辐射防护领域的一个重要参数,用于评估和描述中子辐射对人体产生的潜在危害。
中子作为一种不带电的粒子,在物质中的穿透能力较强,因此对人体的危害也相对较大。
本文将对中子剂量当量的概念、测量方法以及应用领域进行详细的探讨。
一、中子剂量当量的概念中子剂量当量(H*(10))是描述中子辐射场对人体产生危害的物理量,它考虑了中子与人体组织相互作用的复杂性和不同能量中子对人体的不同危害程度。
中子剂量当量的单位是希沃特(Sv),但在实际应用中,通常使用毫希沃特(mSv)或微希沃特(μSv)来表示。
中子剂量当量的计算需要考虑中子的能量、通量以及中子与人体组织的相互作用等因素。
为了更准确地评估中子辐射对人体的危害,国际辐射防护委员会(ICRP)制定了一系列的标准和建议,用于指导中子剂量当量的测量和计算。
二、中子剂量当量的测量方法中子剂量当量的测量需要使用专门的辐射探测器,如中子剂量计或中子谱仪等。
这些探测器通过测量中子与探测器材料相互作用产生的次级粒子来间接测量中子的剂量当量。
在实际测量中,需要考虑多种因素对测量结果的影响,如探测器的能量响应、角度响应、探测效率以及环境干扰等。
为了获得更准确的测量结果,通常需要对探测器进行校准和刻度,并使用多个探测器进行比对测量。
此外,中子剂量当量的测量还需要考虑辐射场的特性和分布情况。
例如,在中子辐射场中,不同位置的中子剂量当量可能存在较大的差异,因此需要合理布置探测器并考虑其空间分辨率和测量范围。
三、中子剂量当量的应用中子剂量当量在辐射防护领域具有广泛的应用价值。
首先,它是评估中子辐射对人体危害的重要依据之一。
通过测量和分析中子剂量当量的分布情况和变化趋势,可以为辐射防护措施的制定提供科学依据。
其次,中子剂量当量也是核设施安全监管的重要指标之一。
在核电站、核燃料循环设施等核设施中,中子辐射是主要的辐射源之一。
通过监测和分析中子剂量当量的变化情况,可以及时发现潜在的安全隐患并采取相应的措施进行处理。
中子周围剂量当量率检定规程
中子周围剂量当量率检定规程1.引言概述部分的内容如下:1.1 概述中子周围剂量当量率检定规程是用于测定和评估中子辐射环境下人体周围剂量当量率的一种标准化方法。
中子辐射是一种高能量辐射,具有穿透力强、能量沉积高等特点,对人体产生的辐射效应较大。
中子周围剂量当量率是评估中子辐射对周围环境和人体健康的影响的重要指标。
在核工业、航天航空、辐射医学等领域,中子周围剂量当量率的准确测定和评估对于保护工作人员和公众的健康至关重要。
本文将从以下几个方面对中子周围剂量当量率检定规程进行探讨。
首先,我们将介绍中子周围剂量当量率的含义和重要性,明确中子辐射对人体的危害以及为什么需要进行中子周围剂量当量率的检定。
其次,我们将详细解析中子周围剂量当量率检定的原理和方法,包括检测设备的选择、检测方法的介绍以及数据处理和分析的方法。
最后,我们将总结中子周围剂量当量率检定规程的重要性,并展望其未来发展的方向。
通过本文的阐述,我们希望能够加深人们对中子周围剂量当量率检定规程的了解,并为相关领域的从业人员提供一个准确、可靠的指导,以保护他们的健康和安全。
文章结构文章的结构是指文章按照一定的逻辑顺序和章节组织,使读者能够清晰地理解文章的内容和思路。
本文将按照以下章节组织进行阐述。
第一章引言1.1 概述在这一部分,我们将对中子周围剂量当量率检定规程的背景和意义进行简要介绍,以便读者对文章的主题和内容有一个初步的了解。
1.2 文章结构本章将对整篇文章的结构进行介绍。
通过介绍各章节的内容和目的,读者可以更好地把握文章的整体架构。
1.3 目的本部分将明确本文的研究目的和研究主题,为后续章节的论述提供一个明确的目标和方向。
第二章正文2.1 中子周围剂量当量率的含义和重要性在这一部分,我们将详细介绍中子周围剂量当量率的定义、测量方法和其在辐射防护领域的重要性。
通过深入了解中子周围剂量当量率,读者可以更好地理解本文的研究内容。
2.2 中子周围剂量当量率检定的原理和方法本章将介绍中子周围剂量当量率检定的基本原理和常用方法。
[重点]中子剂量和防护
中子剂量和防护-正文中子剂量通常指中子吸收剂量或中子剂量当量(见辐射剂量)。
不同能量的中子同人体组织中的元素(氢、氮、氧、碳等)发生不同的相互作用(见中子核反应和宏观中子物理),所产生的具有一定能量的次级带电粒子能够引起电离和激发,从而使肌体受到损伤。
剂量学涉及的主要物理问题是散射、核裂变和辐射俘获等。
研究中子在生物组织中不同深度的吸收剂量和剂量当量的模型有:半无穷大板块、有限圆柱体(直径为30厘米,高为60厘米)和椭圆柱体(长半轴为18厘米,短半轴为12厘米,高为60厘米)模型。
模型的材料组成应同软组织的相当,密度为1g/cm3。
能量范围从10-2eV延伸至 2000MeV。
其中对半无穷大板块模型和有限圆柱体模型研究的结果,是目前确定中子注量率-剂量当量率换算系数的基础。
平行中子束垂直入射到一块物质上时,该物质的吸收剂量D随深度的分布(示意图见图1)同γ辐射的情形相似:吸收剂量的最大值并不出现在表面,而是出现在某个深度处,这个深度取决于中子的能量。
医学上就是通过调节辐射的能量,把这个最大值对准病变组织的部位进行放射治疗。
放射防护规定:对个人所受剂量的限制是由剂量当量决定的。
不同能量中子的有效品质因数坴(见辐射剂量)的数值示于图2。
此外,由测得的中子注量率可以换算到剂量当量率。
目前各国都采用图3所示的数值。
中子剂量测定主要指中子吸收剂量和剂量当量的测量。
此外还包括表示剂量分布的微剂量测量。
通常使用组织等效电离室,乙烯-聚乙烯正比计数器,硫酸亚铁剂量计以及量热计等测量吸收剂量。
在多数情况下,组织等效电离室是测定快中子吸收剂量最准确的装置仪器。
剂量当量测量仅适用于辐射防护,所采用的方法分场所监测和个人监测两类,其响应正比于最大剂量当量。
微剂量测定的目的在于从实验上研究辐射在直径为微米量级或更小的球体内能量沉积的空间分布和谱分布。
微剂量学所考虑的体积应同生物细胞的大小相当,借以模拟辐射在生物细胞、细胞组分和生物大分子中的能量沉积。
放射防护知识宣传栏
放射防护知识宣传栏1895年,德国科学家伦琴(Roentgen)发现X射线,1896年,法国科学家贝克勒尔(Becqnerel)发现放射性物质铀,开启了原子能和平利用的大门。
半个多世纪以来,以X射线影像诊断为代表的各项放射治疗技术在医学领域得到了广泛的应用,已经成为现代医学体系中不可或缺的重要部分,为人类防病治病发挥了重要的作用。
尤其是近十余年来,随着医学科学的不断进步,放射诊疗的应用范围和技术手段也在迅猛发展。
同时,放射防护技术水平也在不断提高。
目前我院开展的放射诊疗技术是X射线影像诊断(普放)。
放射源发射出来的射线具有一定的能量,它可以破坏细胞组织,从而对生物体造成伤害。
当人受到大量射线照射时,可能会产生诸如头昏乏力、食欲减退、恶心呕吐等症状,严重时会导致机体损伤,甚至可能导致死亡;但当人只受到少量射线照射(例如来自天然本底辐射的照射)时,一般不会有不适症状发生,也不会伤害身体。
在相同的照射条件下,机体不同,对辐射的反应也不同,即敏感性不同。
1.种系不同种系的生物对辐射的敏感性差异很大。
总的趋势是种系演化愈高,组织结构愈复杂,辐射敏感性愈高。
2.个体及个体发育过程即使是同一种系,由于个体的原因,辐射敏感性也不相同。
而同一个体,不同的发展阶段,辐射敏感性也不相同。
总的趋势是随着个体的发育过程,辐射敏感性降低,但老年的机体又比成年敏感。
3.不同组织和细胞的辐射敏感性同一个体的不同组织、细胞的辐射敏感性有很大差异。
人体对辐射的高度敏感组织有:淋巴组织、胸腺、骨髓、胃肠上皮、性腺和胚胎组织等;中度敏感组织有:感觉器官、内皮细胞、皮肤上皮、唾液腺和肾、肝、肺的上皮细胞等;轻度敏感组织有:中枢神经系统、内分泌腺、心脏等;不敏感组织有:肌肉组织、软骨、骨组织和结缔组织等。
1.什么是放射性?放射性是自然界存在的一种自然现象。
世界上一切物质都是由一种叫“原子”的微小粒子构成的,每个原子的中心有一个“原子核”。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性,平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益,请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间:9:00-18:30)。
量 当量仪 的慢化体大小各异 , 对于较小 的慢化 体, 中子 慢 化程 度 小 , 主要 是 热 中子 的 俘 获 , 低
能 中子 经慢 化后能 够到达 位 于 中心的热 中子 探
测元 件 并被探 测 , 而快 中子趋 于逃逸 , 因而其低
于 :1 中子 剂 量 ( ) 量 仪 表 的 能 量 响 应 不 () 率 测
济、 有效的。而反应堆安全壳 内的中子场非常 复杂 , 裂变 中子受 到反应堆燃料 自身和反射层 吸收、 慢化和散 射 , 进入安全壳后 , 还会和安全 壳内复杂 的管路与设备发生散射作用 , 最终造 成安全壳内每个位置的 中子能谱各异 , 与 c f 和川A —B m e的 中 子 能 谱 相 比差 异 很 大 ,2 f 2 C 5
是人借助仪器, 因此测量人员必须清楚 了解使
用 的仪 器 性 能和 指标 , 才能 根 据所 使 用 的 场 所 的特 点 , 择更 为适合 的仪器 和方法 进行 测量 。 选
探测元件 , 所反应的能量响应差别也很大 , 虽然 各类 仪 器几 乎都在 设计制 造 时做 了一定 的能 量 补偿 , 但仍然难以满足在连续宽能谱范 围能量 响应 一 0 ~+10 5% 0 %这一要求。因此无论是
加之反应堆功率变化 , 致使安全壳内形成 了分
布不 均 、 复杂 多变 的 n一 混 合 辐射 场 , 中子 给 剂量 的测 量带来 很大 的 困难 。就 现有 的中子 辐 射 防护 监 测仪 表 而 言 , 反应 堆 安 全壳 内 中子 剂
量监测 问 题 一 直 没 有 得 到 很 好 解 决 。这 是 由
源和 A —B 钔 m e源 中 子平 均 能 量 分 别 为 2 18 .5
M V和 4 2 Me 而安 全 壳 内中 子从 裂 变 产 生 e . V,
处的中子剂 量当量为 7 . r / , 24m e h 仪器测量 m 值经过扣本 底和去 干扰后为 7 . rnh 6 2me f , r 从数值上 看吻合 得很 好 , 固有误 差仅 5 2 . %。 单能中子实 验分 别使 用六 种能 量 , 仪器距 靶 15m, . 分别测量无屏蔽和加影锥 中 对 低
子趋于被慢化体吸收 , 而高能中子经慢化后有
更 大 的几 率 被位于 中心处 的热 中子探 测元 件所 探测 , 因而 其高 能 区 响应 出现 峰 值 。各 种 仪 器 的慢 化 体厚 度不 同 , 慢化 程度 各异 , 即使 相 同的
仪器 由于结构 和原理的不同 , 射线 的干扰 响
应 差别 很 大 , 因此 在 安全 壳 中使用 中子 剂量 当
避免 的。而对于安全壳内的设备管路 , 进行测 量 时不应 靠近 。
4 结 论 与 建 议
由于上述 各 种 原 因 , 全 壳 内 中子 剂 量 准 安 确测 量 一直是 一个 难题 , 没有 得到很 好 的解决 。 笔 者认 为 要 想 克服 仪 器 能量 响应 差 、 准 方 法 校
项 目。而在 核事 故 应 急 救援 情 况 下 , 中子 剂 量
本 文 就上 面 提 到 的三个 方 面 , 出 了 自己 的看 提
法 和相应 弥补 措施 , 望能 为相关 人员 提供 参考 。
监测 尤 为 重要 , 接 影 响救 援 的顺 利 开 展 和 事 直 故受 照人员 的剂 量评 价 。反应堆 安 全壳是 放 置
量远离 自己身体 。同样 , 仪器设备对测 量的影 响也不容忽视 , 包括测量使用 的仪器 自身的某
些部 分 也 会对 中子 测 量造 成 影 响 , 些 是 不 可 这
线性关系 , 使用该方法有可能反而使结果 的误
差 变大 , 因此 该方 法并 不可 取 。
反应堆安全 壳内是一个 n一 混 合场, 测 量中子剂量时 射线 的干扰不可忽略, 而各类
介质材料制成 , B 比计数器、H 正 比计 如 F正 e 数器以及 L 闪烁 体探测 器等 , F 正 比计数 i I B。 器和。 e H 正比计数器 为气 体计数器 , 一般制成 圆柱形 , 壁效应明显 , 同时角响应 因子大 , 即使 L 闪烁体探 测器其 角响应 也并不让人满 意。 i I 由于这些原因, 导致现有 中子剂量 当量仪 的能 量响应和角响应较差 , 很难胜任安全壳内这样 的复杂环境的使用 , 也为仪器校准带来较大 困
工作 场 所 的 中子 剂 量 当量 仪 , 校 准 方法 是 经 该
号仪器的能响特性 , 以便选择能量响应好的型 号仪器用于安全壳 内中子剂量测量。IO82 S 9 4 1 标准 中推荐了从热中子至 1 e 9M V共 l 个 2 由实验堆和加速器提供 的单能 中子 , J来检验
—
张 凯 , 翊 方 , 月 兴 , 海 军 , 杨 王 王 王震 涛
( 海军 医学研究所 , 上海 20 3 ) 0 4 3
摘要 : 针对 目前 反应堆安全壳 内 中子剂量 测量存 在较 大误差 的特点 , 通过分析 中子剂 量 当量 仪 的 工作原理 、 校准方法和现场测量过 程中存在的不足 , 阐述其 对测量的影响 , 并提 出修正 和弥 补措施 , 以供
底 )具 体 数 据 见 表 1 其 中实 测 剂 量 由减 过本 , , 底( 加影 锥 ) 得 到 , 后 理论 剂 量 是使 用 国际标 准
IC 12 E 32中推荐的不 同能量单 位注量至剂量 当量的转换 因子将注量转化得到, 从表 中可知, 在 14kV ~5Me 范 围 内 , 量 响应 变化 很 4 e V 能
理想 ;2 现有 的中子剂量 当量仪 的检定 和校 () 准方 法不 科 学 ; 3 测 量 时 人 为 的或 一 些 不 可 ()
避免 的 因素造成 的影 响 。这里 面有 一些是 不 可 避免 的 , 有 些是 可 以通过 使 用方 法 改 进 从 而 但 避免 和 纠正 的 。测量 不 应 是人 依 赖 仪 器 , 而应
中子剂量当量仪的能量响应好坏。 为此特针对仪器能量响应作 了相关实验 ,
校 准 仪 器 为我 所 一 台中子 剂 量 当量 仪 , 中子 源 分 别使 用 我 所 理 C f中子 源 和 原 子 能 科 学 研 究 院加 速器 o 2f 2C 中子 源 实 验 时 尚有 3 m, m 5 0 1
难。
重要 。要想直 接准确测量安全 壳 内的中子剂 量, 理想条件 是该仪器在 1 e 0 M V以下能量 响 应 曲线近似 Y 1 = 这样的一条水平直线, 而在现
有 的技术 条 件下是 无 法达 到的 。针对安 全壳 内 中子 剂量 的测 量 , 现有 的仪器 能量 响应 不理想 ,
反应堆 的场所 , 间相 对狭 小 , 道 设 备 众 多 , 空 管
1 中子 剂 量 当量 仪 工 作 原 理 及 其 不 足
中子 剂 量 当量 仪通 常 由圆柱或球 型慢化 体 及 其 中心 的热 中子 灵敏 探 测 元件 构 成 探 测 系 , 其 基 本原 理 是 通过 慢化 体 将 快 中子 慢 化 , 测 探 器对 慢 化至 热能 的中子进 行探 测 。各种 中子 剂
使用搅c 源和 A f m— e B 源校准又无法反映仪 器 能响优劣 , 只有在加速器和实验堆上利用单
能 中子 做 不 同 能量 中子 响应 的实验 , 了解 该型
2 仪 器 校 准
根据国家计量标准¨ 规定 , 中子剂量 当量 仪检定 和检 验使 用 的 中子 源 有 : A —B 、 m e C、 A f m—B和 C +D O慢 化 裂 变 中子 源 f , ( 后两种极 少使用 ) 后续 检定时 , , 只需 固有误 差在 ±3 % 之 间 , 量 重 复 性 不 超 过 2 % , 0 测 0 即 为合 格 。对用 于 A —B 5 f m e2C 两种 中子源 的 2
表 1 校准仪器的单能 中子实验数汇 总表
另外有些测量人员提出使用平均能量 的响
应因子对测量结果进行修正 , 该方法看似科学 ,
l7 35
但 忽略 了平 均能 量是 通过 = 0 q ( O E) E 求得 , 中 为 总 的 中子 注 量 , 为 中子 能量 , 其 E 为对应 该 中子 能量 的 中子 注 量 。该计 算 没 有考 虑不 同能 量单 位注 量至 剂量 当量 的转换 因 子, 而该 因子对 中子能 量是一 个 复杂 函数 , 非 并
对个 人剂 量 监测 , 是对辐 射 场所 的测量 , 还 目前 的仪 器 只能 适 用于 能量 范 围有 限 的辐射 场 , 如
收 稿 日期 : 1 ~ 9— 0 2 1 0 2 0
作者简介 : 张凯( 94一) 男 , 18 , 浙江湖州人 , 研究实习 员, 士, 硕 主要从 事核技 术及应 用研 究。通讯 作者 :
与 中子 能量 的关 系 , 1 V 以下 , 趋 势 在 5 Me 从
使用 c 校准时 , f 虽测量的误差很小 , 但对安 全壳这样的能谱宽 、 能量分布相对复杂的中子 场 , 仪器 就 不适合 使用 。 该
上基 本 可 分 为 三 段 , 热 中 子 至 1 e 和 1 即 0 kV Me 至 1 V 两 端 趋 于 平 缓 , 中 间 的 1 V 5 Me 而 O
相 关人 员参考 。 关键词 : 安全壳 ; 中子剂量 当量仪 ; 校准 ; 修正 中图分 类号 : T L8 文献标识码 : A 文章编号 : 0 5 -94 2 1 )217 -4 280 3 (0 1 1 .340
在 许 多存 在 中 子辐 射 的场 合 , 反应 堆 等 如 核设 施 的 工作 场所 , 中子 剂 量 监测 是 常 规 监测
左右 , 绝大多数 中子其能量在 1M V 以下 , e 在 这 种情 况 下 , 过 C 源 和 A —B 通 f m e源 校准
的仪 器 , 在 安全 壳 内 中子 剂 量 测量 是 不 科学 用 的, 并将 带来 较 大 的误差 。