11辐射防护第7章作业
卫生部关于放射工作卫生防护管理办法-卫生部令第17号
卫生部关于放射工作卫生防护管理办法正文：---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 中华人民共和国卫生部令（第１７号）《放射工作卫生防护管理办法》已于２００１年８月１１日经第６次部务会讨论通过，现予发布，自２００２年７月１日起施行。
２００１年１０月２３日卫生部关于放射工作卫生防护管理办法第一章总则第一条为了实施《放射性同位素与射线装置放射防护条例》（以下简称《条例》），制定本办法。
第二条本办法适用于中华人民共和国境内从事生产、使用、销售放射性同位素与射线装置的单位和个人（以下简称放射工作单位）。
第三条卫生部主管全国放射卫生监督管理工作。
县级以上地方人民政府卫生行政部门负责管辖范围内的放射卫生监督管理工作。
第四条国家对放射工作实行卫生许可制度。
第二章卫生许可第五条省级人民政府卫生行政部门负责放射工作的卫生许可，并根据本办法制定卫生许可证的发放管理办法。
省级人民政府卫生行政部门应当严格执行许可程序和要求，建立并完善许可档案。
卫生许可证由卫生部统一规定。
第六条新建、改建、扩建放射工作场所（以下简称建设项目）的放射防护设施必须与主体工程同时设计审批，同时施工，同时验收投产。
第七条建设单位在进行建设项目放射防护设施设计，应当向所在地省级人民政府卫生行政部门申请卫生审查，提交下列资料；经审查同意，符合国家卫生标准和卫生要求的，方可施工：（一）建设项目放射防护设施卫生审查申请；（二）建设项目的放射防护评价报告书；（三）省级人民政府卫生行政部门认为有必要提供的其他有关资料。
中（高）能加速器、进口放射治疗装置、γ辐照加工装置等大型辐射装置的建设项目，应当提交由国家级检测机构出具的放射防护评价报告书审查意见。
辐射防护第七章doc.
第七章 外辐射剂量学与防护学（External radiation dosimetry and Protection ）Ⅰ外辐射剂量学ERD 研究以人身为主的各种客体受体外辐射源照射的剂量学问题第一讲 体摸和射束一、体摸（Phantom ）·体模：在辐射防护、放射治疗和辐射加工中，为了模拟测量和计算受外部辐射源照射的人体，实验动物或辐照产品中的吸收剂量分布，设计或制作的一些具有约定尺寸和材料组成的模型。
·体模的形状、材料和尺寸形状：可根据模拟对象做成任意形状⎪⎪⎩⎪⎪⎨⎧似人的椭球形球形正方形矩形材料：组织等效指的是材料对不带电粒子的衰减系数、能量转移系数和能量吸收系数以及对带电粒子的碰撞阻止本领、辐射阻止本领和散射本领等均与组织的接近，因而对电离辐射的吸收，衰减和散射作用与组织的近似。
例如：对于光子和电子，水具有较好的组织等效性；对于中子，组织等效塑料（A150）聚甲基丙烯酸甲脂（PMMA ）。
尺寸：未受照部分（射束周围）的宽度，测量点以下的深度的大小须提供充分的反散射物质。
·典型的体模ICRU 球⎪⎩⎪⎨⎧==-%6.2:%;1.10:%;1.11:%;2.76:.1303N H C O cm g cm d ρMIRD 体模：见P.198.图7-1中国人体模：四川大学林大全教授·深度剂量分布：体模中D 沿参考轴的分布（参考轴为源的几何中心与光栏中心的直线）·水等效厚度：如果平行射束垂直照射水体模时深度Z w 处的吸收剂量，与照射介质m 组成的体模时深度Z m 处的吸收剂量相等，则称Z w 为介质层Z m 的水等效厚度。
定义：标度因子（Scaling factor ） mw m w Z Z SF =,； 对于不带电粒子射束：w m wm m w SF ,,)(ρμρρ=； 对于电子束：omow w m m w r r SF ⋅=ρρ,； 若对非平行射束：2)(wm m w Z f Z f D D ++= 二、电子束的特性参数1.能量参数2.射程参数三、光子束的品质 γ射线：用放射性核素的原子序数和原子量表征X 射线：·半价层厚度（Half-value thickness ）是使X 射线平行窄束的照射量减小到原来的1/2时所需要的铝，铜或铅的厚度。
综合知识第七章辐射防护基础
第七章：辐射防护基础1、辐射防护的目的与任务是什么?辐射防护和核安全的目的是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。
辐射防护和核安全的基本任务：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于人类。
2、简述天然辐射源与人工辐射源的主要来源以及他们对人类造成的照射水平每年为多少?来源：天然：①宇宙射线②宇生放射性核素③原生放射性核素人工：医疗辐射、核爆炸、核电站、1、天然辐射源按其起因分为三类：宇宙辐射、宇生核素、原生核素2、天然辐射源所引起的全球居民的年集体有效剂量的近似值为107人·SV3、照射可以分为正常照射或潜在昭射；也可以分为职业照射、医疗照射和公众照射；在干预情况下，还可以分为应急照射或持续照射。
4、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随机效应和确定性效应两类。
5、在辐射防护中把随即性效应与剂量的关系简化地假设为“线性”、“无阈”6、从慎重的观点出发，一般认为在已有的人体细胞中，基因的自然性的突变基本上是有害的。
7、使自然突变几率增加一倍的剂量叫突变倍加剂量，大约为（0.1-1）Gy，代表值为0.7G y8、辐射剂量与辐射防护中常用量及其单位。
9、比释动能K，10、外照防护的基本原理：减少或避免射线从外部对人体的照射。
11、时间防护、距离防护、屏蔽防护。
外照射防护三要素。
12、照射量X是个历史悠久，变化较大的一个辐射量。
X=dQ/dm，单位：C/kg，过去照射量的单位是伦琴，符号为R。
1R=2.58*10-4现有的技术条件下，能被精确测量照射量的光子的能量限于10kev-3MeV范围以内。
在辐射防护中上限可扩大到8MwV。
13、比释动能K=dεtr/dm。
dεtr是不带电粒子在质量为dm的物质中释放出的全部带电粒子的初始动能总和的平均值，它既包括这些带电粒子在韧致辐射过程中辐射出来的能量，也包括在该体积元内发生的次级过程所产生的任何带电粒子的能量。
辐射安全与防护法律、法规标准及规范培训
1、我国已有多座核设施，有些核设施已进入退役 阶段，如果监管不严或处置不当，其遗留的放射性物 质将对环境和公众健康构成威胁；现正在运行的核设 施，也存在潜在危险，一旦发生泄漏或者因为发生安 全事故产生放射性污染，将危及周边广大范围内的生 态环境安全和公众健康。
2、我国现有放射源5万余枚，由于用户多而分 散，有的单位管理不善等原因，近年来因放射源使用 不当或丢失导致的放射性污染事故不断发生，造成严 重后果。
2012年辐射安全防护与管理培训
辐射安全与防护法律、法规、 标准及规范
目
录
概述 1、 《中华人民共和国放射性污染防治法》2003年 2、 《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》2005年 3、《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》2006年 4、《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》2011年
转让、进口放射性同位素和射线装置的单位以及装备有放射 性同位素的仪表的单位，应当按照国务院有关放射性同位素与射线 装置放射防护的规定办理有关手续。
12、应该先编制环评文件并审查批准：第二十九条 生产、 销售、使用放射性同位素和加速器、中子发生器以及含放射 源的射线装置的单位，应当在申请领取许可证前编制环境影 响评价文件，报省、自治区、直辖市人民政府环境保护行政 主管部门审查批准；未经批准，有关部门不得颁发许可证。
13、贯彻“三同时制度”：第三十条 新建、改建、扩建放 射工作场所的放射防护设施，应当与主体工程同时设计、同 时施工、同时投入使用。
放射防护设施应当与主体工程同时验收；验收合格的 ，主体工程方可投入生产或者使用。 14、贮存和使用制度：第三十一条 放射性同位素应当单独 存放，不得与易燃、易爆、腐蚀性物品等一起存放，其贮存 场所应当采取有效的防火、防盗、防射线泄漏的安全防护措 施，并指定专人负责保管。贮存、领取、使用、归还放射性 同位素时，应当进行登记、检查，做到账物相符。
辐射防护习题
类是（ C ） A. X射线 B. γ射线 C. 中子射线 D. β射线
太原理工大学材料科学与工程学院 张红霞
射线检测 第七章 辐射防护
11. 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。 （○）
12. X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。（ ）×
13. 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。 （○）
14. 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。（×）
7. 即使剂量相同，不同种类辐射对人体伤害是 不同的。 （×）
8. 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。 （×）
9. 从X射线和γ射线的防护角度来说，可以认为 1Cy=1Sv。 （ ）○
太原理工大学材料科学与工程学院 张红霞
射线检测 第七章 辐射防护
10. 焦耳/千克是剂量当量单位，库伦/千克是照 射量单位。（○）
2. Ir192源活度为50居里，求距源1m处和 20m处的照射率（Ir192的Kγ=4.72）
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 =50×4.72/1=23.6(R/h)
P2=AKγ/R22 =50×4.72/202=0.059(R/h)
C. 肌体的吸收剂量 D. 以上都是
11. 热释光剂量计用于（ B）
射线检测复习题(第5-7章含答案)
射线检测复习题(含参考答案)第5～7章是非题1.胶片表面起网状皱纹可能是胶片处理温度变化急剧而引起的。
(√)2.使用被划伤的铅箔增感屏照相，底片上会出现与划伤相应的清晰的黑线。
(√)3.胶片上静电花纹的产生是由于射线管两端的电压过高的原因。
(×)4.射线底片上产生黑的月牙形痕迹的原因可能是曝光后使胶片弯曲。
(√)5.溴化钾除了抑制灰雾的作用外，还有增大反差的作用。
(×)6.各种热裂纹只发生在焊缝上，不会发生在热影响区。
(×)7.热释光胶片剂量计和袖珍剂量笔的工作原理均基于电离效应。
(×)8.照射量单位“库仑/千克”只适用X射线或γ射线,不能用于中子射线。
(√)9.当X射线或γ射线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。
(×)10.从X射线和γ射线的防护角度来说，可以1戈瑞=1希沃特。
(√)11.焦耳/千克是剂量当量单位，库伦/千克是照射量单位。
(×)12.当照射量相同时，高能X射线比低能X射线对人体的伤害力更大一些。
(√)？选择题1.显影的目的是( B )A.使曝光的金属银转变为溴化银B. 使曝光的溴化银转变为金属银C.去除未曝光的溴化银D. 去除已曝光的溴化银2.显影液的主要成份是( D )A.还原剂B.保护剂和促进剂C.抑制剂D.以上全是3.在显影过程中应翻动胶片或搅动显影液,其目的是( B )A.保护胶片,使其免受过大压力B.使胶片表面的显影液更新C.使胶片表面上未曝光的银粒子散开D.防止产生网状皱纹4.定影液中的定影剂通常采用( A )A.硫代硫酸钠B.冰醋酸C.明矾D.亚硫酸钠5.以下哪一种材料不适宜用作盛放洗片液的容器( D )A.塑料B.不锈钢C.搪瓷D.铝6.显影速度变慢,反差减小,灰雾增大,引起上述现象的原因可能是( D )A.显影温度过高B.显影时间过短C.显影时搅动不足D.显影液老化7.盛放显影液的显影槽不用时应用盖盖好,这主要是为了( A )A.防止药液氧化B.防止落进灰尘C.防止水份蒸发D.防止温度变化8.以下关于底片黑度检查的叙述,哪一条是错误的( D )A.焊缝和热影响区的黑度均应在标准规定的黑度范围内B.测量最大黑度的测量点一般选在中心标记附近的热影响区C.测量最小黑度的测量点一般选在搭接标记附近的焊缝上D.每张底片黑度检查至少测量四点,取四次测量的平均值作为底片黑度值9.以下哪些材料的焊接接头一般不会产生延迟裂纹( C )A.优质碳素钢B.低合金钢C.奥氏体不锈钢D.钛合金10.焊接坡口面加热不足或存在氧化皮可能引起( B )A.未焊透B.未熔合C.凹陷D.咬边11.以下哪一种缺陷不属于面积型缺陷( C ) ?A.裂纹B.未熔合C.条状夹渣D. 咬边12.底片上出现的白点影象,它可能是( D )A.钨夹渣B.焊瘤C.焊接飞溅D.以上都是13.壁厚为26mm的一张钢焊缝底片，片长为360mm，其中单个条形缺陷未超过1/3T，12T范围内发现平行于焊缝的两组条形缺陷，其累计长度分别为16mm 和14mm，两组条形缺陷及间的间距大于3L小于6L，则该底片焊缝质量按JB/T4730.2－2005标准应评为( B )级。
核安全工程师综合知识第七章辐射防护知识(精简版)
第七章辐射防护基础（P257-310）1.辐射应用为重要特征的核技术利用已有100余年的历史。
2.使人们对核辐射的危害有一个正确了解，既要消除不必要的恐惧，又要高度重视。
第一节辐射防护的目的与任务（P257-258）一、辐射防护的提出1.实践证明，电离辐射对人体有损伤作用，过量的辐射照射会引起对人体的危害。
2.做好辐射防护与安全工作，是核能、核技术得到广泛应用和发展的有力保障，这就是“用”和“防”的辨证统一。
3.辐射防护已成为核科学领域中一个重要分支，是专门研究防止电离辐射对人体危害的综合性边缘学科，与许多学科存在交叉领域。
二、辐射防护的目的与任务1.辐射防护的基本任务是：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于人类。
2.辐射防护的目的是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。
第二节辐射源种类、来源与水平（P258-264）1.人体受到照射的辐射源有两类，即天然辐射源和人工辐射源。
2.这种天然放射性是客观存在的，通常称为天然本底照射。
天然本底照射是迄今人类受到电离辐射照射的最主要来源。
3.另外，近半个世纪以来，因医疗照射及核能核技术的开发与应用，核动力生产、核试验等，产生了不少新的放射性物质和辐射照射。
这类辐射照射称为人工辐射源照射。
一、天然辐射源1.天然辐射源按其起因分为三类：①宇宙辐射，即来自宇宙空间的高能粒子流，其中有质子、α粒子、其他重粒子、中子、电子、光子、介子等；②宇生核素，它们主要是由宇宙射线与大气中的原子核相互作用产生的，如3H、14C、7Be 等；③原生核素，存在于地壳中的天然放射性核素。
2.世界范围平均年有效剂量约为2.4mSv，在引起内照射的各种辐射源中，222Rn的短寿命子体最为重要，由它们造成的有效剂量约为所有内照射辐射源贡献的70％。
3.外照射中宇宙射线的贡献略低于原生核素。
辐射防护模拟习题含答案
辐射防护模拟习题含答案一、单选题（共76题，每题1分，共76分）1.关于监督区设立警示标志,下列说法正确的是()A、定期审查该区条件,确定是否需要设立警示标志B、监督区警示标志可有可无C、警示标志必须醒目D、在入口适当位置设立标志正确答案：D2.放射工作人员在岗期间职业健康检查的周期不得超过()年。
A、4B、2C、1D、3正确答案：B3.若核子仪工作场所的辐射场变化较大,则应(),使工作人员免遭大剂量照射A、给工作人员配备剂量巡检仪B、加大场所剂量测量频率C、给工作人员配备个人剂量仪D、设置监测报警系统正确答案：B4.()是最大的人工辐射源。
A、核素研究B、工业探伤C、工业辐照D、医疗照射正确答案：D5.石蜡是常来屏蔽中子的材料之一,但它有许多缺点,以下哪一项不属于石蜡屏蔽中子时存在的缺点()A、气温高时易软化B、对γ防护性能差C、易燃D、含氢量高正确答案：D6.非医疗使用I类放射源单位至少需要()关键岗位。
A、辐射环境监测与评价专职人员B、辐射防护负责人C、辐射防护专职人员D、质量保证专职人员正确答案：B7.辐射是以()的形式向周围空间传播能量的统称。
A、波B、粒子C、波或粒子D、热正确答案：C答案解析：辐射是以波或粒子的形式向周围空间传播能量的统称,也就是携带能量的波或者粒子。
8.核技术利用单位辐射安全第一负责人是谁?A、公司B、单位C、法人D、业主正确答案：D9.在X射线摄影不同的影像接收器的类型中,()是指采用数字化X射线探测器技术实现X射线摄影的一种医学成像A、屏片摄影B、DR摄影C、CR摄影D、牙科X射线摄影正确答案：B10.放射学工作场所必须做好屏蔽防护设计与工程建设,并配备必要的辐射防护设施,就技术规范而言,我国现行辐射防护基本标准,()标准以及基本标准原则一致的各项有关次级专项辐射防护标准是必须认真遵循的指南和准则。
A、GB18871-2004B、GB8703-1988C、GB18871-2002D、GB4792-1984正确答案：C11.接到含()放射源装置重大运行故障报告的生态。
核电厂运行安全规定-国家核安全局令第1号
核电厂运行安全规定正文：---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 核电厂运行安全规定（国家核安全局1991年7月27日发布国家核安全局令第1号）本规定自1991年7月27日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言1.1核电厂的安全运行是以核电厂的选址、设计、建造、调试、运行和管理均符合核安全要求为前提的，本规定的内容只涉及核电厂的管理、调试、运行和退役等方面的安全问题。
1.2本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的运行提出了必须满足的基本要求。
本规定的目的是要保证在核电厂运行过程中不使公众和厂区人员受到过量的辐射危害。
1.3附录I所列安全导则是对本规定的说明和补充。
2 核电厂营运单位、主管部门和国家核安全部门2.1核电厂营运单位对核电厂的安全运行负有全面的责任。
2.2核电厂主管部门对核电厂的安全运行负有领导责任。
2.3核电厂的运行安全必须接受国家核安全部门的监督。
2.4为保证核电厂的安全运行，国家核安全部门、主管部门和核电厂营运单位必须严格履行各自的职责并相互理解和相互尊重。
2.5核电厂营运单位必须按照有关规定向国家核安全部门递交（或供其随时调用）下列文件和资料：（1）质量保证大纲（见第14章）；（2）运行限值和条件（见第3章）；（3）有关偏离运行限值和条件的报告（见3.12条）；（4）调试大纲和调试阶段审查报告（见4.2条）；（5）核电厂营运单位的组织机构说明（见第5章）；（6）调试试验结果（见4.3条）；（7）人员的培训、资格审查和再培训大纲（见第6章）；（8）运行规程（见第7章）；（9）定期维修、试验、检验和检查大纲（见8.1条）；（10）维修、试验、检验和检查记录（见8.8条）；（11）装料、换料计划和燃料性能记录（见第9章）；（12）修改程序（见10.4条）；（13）对修改方案的审查意见和决定及其记录（见10.4条）；（14）安全重要项目的修改方案及其实施情况（见10.2条）；（15）辐射防护大纲和人员受照射量记录（见第ll章）；（16）废物管理大纲和有关文件（见12.3条）；（17）排出流排放限值，以及监测和控制排放的方法和规程（见12.2条）；（18）核电厂营运单位的应急计划（见第13章）；（19）保卫措施说明（见第15章）；（20）与审查预计运行事件和事故工况有关的定期运行总结报告和记录（见第16和17章）；（21）退役大纲（见第18章）；（22）核安全部门所要求的其他资料。
《辐射防护习题》课件
在进行放射性工作时，应采取哪些基本防护措施？
计算题
计算题1
某工作人员在放射性工作场所工作，已知其个人剂量限值为 2毫希沃特/年。若某月内该工作人员接受的辐射剂量为0.5毫 希沃特，试计算其剩余的个人剂量限值是多少？
答案
剩余的个人剂量限值 = 2毫希沃特/年 - 0.5毫希沃特 = 1.5毫 希沃特/年。
选择题
选项C
辐射防护的基本原则是实 践的正当性、防护的最优 化和个人剂量限值。
选项D
辐射防护的重点是防止发 生确定性效应。
选择题2
在进行放射性工作时，为 防止放射性物质污染环境 ，应采取的防护措施是
选择题
选项A
佩戴个人剂量计。
选项C
定期监测工作场所的放射性水平。
选项B
在放射性工作场所设置围栏。
选项D
根据需要，为工作人员配备防护眼镜 和耳塞等个人防护用品，以保护眼睛 和听力不受辐射的损害。
穿戴防护服和手套
工作人员在操作放射性物质时，应穿 戴防护服、手套等个人防护用品，以 减少辐射的暴露。
辐射监测与检测
1 2
定期进行辐射监测与检测
定期对工作场所、设备和人员进行辐射监测与检 测，及时发现和解决潜在的辐射危害。
《辐射防护习题》PPT课件
contents
目录
• 辐射防护基础知识 • 辐射防护措施 • 辐射事故应急处理 • 辐射防护习题及答案
01
辐射防护基础知识
辐射类型与来源
辐射类型
电离辐射与非电离辐射
电离辐射来源
天然辐射源（如土壤、岩石、水和空气中的放射性核素）和人工辐 射源（如核反应堆、核爆炸、核医学设备和核废料）
ห้องสมุดไป่ตู้HANKS
2020智慧树,知到《走近核科学技术》章节测试题【完整答案】
答案：控制棒
2、反应堆中铀的浓度约为。 答案：3-5%
3、目前核电站所用堆型绝大多数为。 答案：重水堆
4、氢的同位素包括()答案：氕、氘、氚
5、1kg U-235核裂变释放出的能量约为多少kg煤完全燃烧释放 出的能量?
答案：2700000
6、核电是将核能转化为电能
6、铀矿具有放射性和荧光性两大特征
答案：对
7、在纯天然铀中能够被热中子轰击产生裂变反应的铀-235仅仅占0.72%
答案：对
8、乏燃料后处理不可以把铀、钚分离出来再利用
答案：错
9、原子弹和裂变反应堆，使用的是轻核燃料的聚变反应释放的 能量
答案：错
10、氘是稳定的同位素，不带放射性
答案：对
第15章 单元测试
答案：商
5、下列国家中( )的现役核航母的数量最多
答案：美国
6、()号是世界上第一艘核动力航母
答案：大和
7、除美国外唯一一艘核动力航母是 答案：英国的“伊丽莎白女王“号
8、中国的第一艘核潜艇在()建成下水
答案：1970
9、世界上最大的核潜艇是 答案：中国的“晋“级
10、中国的093型攻击型核潜艇又称( )级核潜艇 答案：商
答案：对
7、原子弹爆炸不会在核电站发生
答案：对
8、太阳能属于
答案：核聚变能
9、1895年伦琴发现()，1896年贝克勒尔发现铀的化合物存在()，1897年汤姆逊发现()
答案：x射线、放射性、电子、Y射线
10、U-235裂变产物的质量数在95和135处有两个峰
答案：对
第5章 单元测试
1、切尔诺贝利核事故发生在哪一年?()
辐射防护习题(1)
射线检测 第七章 辐射防护
14. 辐射损伤确定性效应的特点是（ D） 辐射损伤确定性效应的特点是（ 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 和 15. GB18771-2002关于应急照射的叙述，哪一 关于应急照射的叙述， 关于应急照射的叙述 条是错误的（ 条是错误的（ D） A 应急照射事先必须周密计划； 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； 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； 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。 经受应急照射后的人员不应再从事放射工作。
太原理工大学材料科学与工程学院 张红霞
射线检测 第七章 辐射防护
9. 离源 离源200mm处的照射率为 处的照射率为100mR/h，照射率 处的照射率为 ， 辐射区边界标记的距离约为（ 为2mR/h辐射区边界标记的距离约为（B ） 辐射区边界标记的距离约为 A 0.7m B 1.4m C 2.8m D 1m 10. 射线的生物效应，与下列什么因素有关？ 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） 热释光剂量计用于（ 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 和
太原理工大学材料科学与工程学院 张红霞
射线检测 第七章 辐射防护
习题
1. 已知空气中某点X射线的照射量为 已知空气中某点 射线的照射量为 1.78×10-4C·kg-1，求空气中该点的比释动能 × 是多少？ 是多少？ 解：K=33.72P =33.72×1.78×10-4 × × =6×10-3(Gy) × 答：空气中该点的比释动能是6×10-3Gy 空气中该点的比释动能是 ×
辐射防护模拟练习题及参考答案
辐射防护模拟练习题及参考答案一、单选题（共100题，每题1分，共100分）1、X射线摄影是直接或在转换之后摄取、记录和选择处理影像接收面上的X射线影像中所包含的()的技术。
A、密度B、信息C、位置D、图像正确答案：B2、下列哪种措施可以减少对动物或保定人员的辐射以及散射()。
A、使用铅衣遮盖怀疑病变的区域B、尽可能开大的遮线器口径C、使用遮线器使投照区域尽可能地小D、在控制台上选择全波整流而不用半波整流正确答案：C3、放射学工作场所必须做好屏蔽防护设计与工程建设,并配备必要的辐射防护设施。
在首先确保()工作中所受到职业照射在国家放射防护法规与标准规定限制以下。
A、患者B、受检者C、有关公众D、医学放射工作人员正确答案：D4、负责全国放射性同位素与射线装置安全和防护的统一监管部门是?A、国务院449号令B、卫健委C、生态环境部D、住建部正确答案：C5、典型成年人受检者X射线摄影的剂量指导水平腰椎侧位投照(LAT)每次摄影入射体表剂量为()mGy。
A、30B、10C、15D、20正确答案：A6、发生放射事故时,集体()可用来估算人群随机性效应的发生率。
A、当量剂量B、有效剂量C、剂量当量D、照射量正确答案：B7、医学放射性工作人员不包括从事()的工作人员A、核磁共振B、介入放射学C、核医学D、放射治疗正确答案：A8、各组织或器官T接受的当量剂量HT与相应的组织权重因子wT的乘积之和称之为()A、组织权重因子B、有效剂量C、剂量当量D、吸收剂量正确答案：B9、核子秤是利用射线通过被测物料时,局部被吸收作用实现对被测物料()的称量。
A、体积B、数量C、质量D、种类正确答案：C10、国家将射线装置分为()。
A、Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类B、Ⅰ~Ⅴ类C、Ⅰ级、Ⅱ级、Ⅲ级D、Ⅰ类和Ⅱ类正确答案：A11、放射源应当根据其潜在危害大小,建立相应的多层防护和安全措施,并对可移动的放射源定期进行(),确保其处于指定位置,具有可靠的安全保障。
核工程与核技术作业指导书
核工程与核技术作业指导书第1章核工程基础理论 (3)1.1 核反应堆物理 (3)1.1.1 核反应堆的基本工作原理 (3)1.1.2 中子与物质的相互作用 (3)1.1.3 核反应堆临界理论 (4)1.1.4 核反应堆物理设计 (4)1.2 核反应堆热工水力学 (4)1.2.1 热能传递基本原理 (4)1.2.2 流体力学基本原理 (4)1.2.3 核反应堆热力循环 (4)1.2.4 核反应堆热工设计 (4)1.3 核材料科学 (4)1.3.1 核燃料材料 (4)1.3.2 结构材料 (4)1.3.3 控制材料 (5)1.3.4 辐照效应 (5)第2章核电站设计与安全 (5)2.1 核电站设计原理 (5)2.1.1 核反应堆 (5)2.1.2 能量转换 (5)2.1.3 辅助系统 (5)2.1.4 防护与屏蔽 (5)2.2 核电站安全分析 (5)2.2.1 设计基准分析 (5)2.2.2 系统可靠性分析 (6)2.2.3 安全裕度分析 (6)2.2.4 应急计划 (6)2.3 核电站严重预防与缓解 (6)2.3.1 设计安全性 (6)2.3.2 设备可靠性 (6)2.3.3 安全监控系统 (6)2.3.4 严重缓解措施 (6)第3章核反应堆类型及关键技术 (6)3.1 压水堆核电站 (6)3.1.1 基本原理 (6)3.1.2 关键技术 (7)3.2 沸水堆核电站 (7)3.2.1 基本原理 (7)3.2.2 关键技术 (7)3.3 高温气冷堆核电站 (7)3.3.1 基本原理 (7)第4章核燃料循环 (8)4.1 核燃料的提取与制备 (8)4.1.1 提取方法 (8)4.1.2 制备过程 (8)4.2 核燃料的利用与后处理 (8)4.2.1 核燃料利用 (8)4.2.2 核燃料后处理 (8)4.3 核废物处理与处置 (8)4.3.1 核废物处理 (8)4.3.2 核废物处置 (8)第5章核电站运行与维护 (9)5.1 核电站运行原理 (9)5.2 核电站运行监控 (9)5.3 核电站设备维护 (9)第6章核电站辐射防护 (10)6.1 辐射防护基础 (10)6.1.1 辐射类型及危害 (10)6.1.2 辐射防护原则 (10)6.1.3 辐射防护标准 (10)6.2 辐射防护措施 (10)6.2.1 设计阶段的辐射防护 (10)6.2.2 运行阶段的辐射防护 (10)6.2.3 维修与退役阶段的辐射防护 (11)6.3 辐射防护监测与评价 (11)6.3.1 辐射监测 (11)6.3.2 辐射评价 (11)6.3.3 辐射防护管理体系 (11)第7章核电站质量保证与安全管理 (11)7.1 核电站质量保证体系 (11)7.1.1 质量保证体系概述 (11)7.1.2 质量保证体系构建 (11)7.1.3 质量保证体系实施 (12)7.2 核电站安全管理 (12)7.2.1 安全管理概述 (12)7.2.2 安全管理体系构建 (12)7.2.3 安全管理体系实施 (12)7.3 核电站应急预案与应急响应 (12)7.3.1 应急预案概述 (13)7.3.2 应急预案编制 (13)7.3.3 应急响应实施 (13)第8章核电站经济性分析 (13)8.1 核电站投资与成本分析 (13)8.1.1 投资构成 (13)8.2 核电站电价与市场分析 (13)8.2.1 电价制定原则 (13)8.2.2 市场分析 (14)8.3 核电站经济性评价 (14)8.3.1 评价指标 (14)8.3.2 评价方法 (14)8.3.3 影响因素 (14)第9章核能发展现状与前景 (14)9.1 我国核能发展现状 (14)9.2 国际核能发展动态 (15)9.3 核能发展前景与挑战 (15)第10章核工程技术创新与发展 (15)10.1 核工程新技术 (15)10.1.1 先进反应堆技术 (15)10.1.2 核燃料循环技术 (16)10.1.3 核安全与防护技术 (16)10.2 核工程技术创新趋势 (16)10.2.1 数字化与智能化 (16)10.2.2 资源整合与协同创新 (16)10.2.3 绿色环保与可持续发展 (16)10.3 核工程可持续发展策略与实践 (16)10.3.1 政策法规与标准体系 (16)10.3.2 科技创新与人才培养 (16)10.3.3 社会责任与公众参与 (16)10.3.4 国际合作与交流 (17)第1章核工程基础理论1.1 核反应堆物理核反应堆物理是研究核反应堆中中子与物质的相互作用及其控制的基础科学。
【精品】第7章-中子的外照射防护.PPT课件
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2. 当量剂量计算
Hn fH,n
表7.6 中子辐射权重因子WR，中子当量剂量换算因子 fHi，n和对应的剂量率限值为10μSv/h 的中子注量率值
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7.3、中子在屏蔽层中的减弱规律
7.3.1 减弱原理 第一步：快中子通过与物质的非弹性散射
和弹性散射，慢化成热中子； 第二步：热中子被物质俘获吸收。
同时屏蔽材料中也必须含有适当数量的轻元素，尤其是氢。 表7.12列出了某些常用屏蔽材料中的含氢量。
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表7.12 常用屏蔽材料中的含氢量
①有的资料给出8.15×1022。
②有的资料给出8.3×1022。
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常用的中子屏蔽材料有下列几种:
水：含氢量大，既是慢化剂，又是吸收体，氢的俘获 辐射能 量低，只有2.2MeV，便于屏蔽。由于水缺乏结构性能， 故很少单独应用，但可把它灌注在水门、水箱屏蔽体里， 此时必须注意避免容器破裂，导致水的泄漏而酿成事故。
首先用重或较重的物质，通过非弹性散射使中子 能量很快降到与原子核第一激发能级能量以下； 然后，再利用含氢物质，通过弹性散射使中子能 量降到热能区。
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7.3、中子在屏蔽层中的减弱规律
7.3.1 减弱原理
虽然热中子能被各种物质所吸收，但并不是任何物质都适宜用来吸收热 中子的。因为许多物质吸收热中子后，常伴有高能的俘获γ辐射。因此，在 选择吸收热中子的材料时应选择对热中子吸收截面大、俘获γ辐射能量低的 那些材料，这样便于对俘获γ辐射的屏蔽。为了减少或避免热中子吸收过程 中产生的俘获γ辐射，可在屏蔽层中加入适最的10B和6Li，因为这两种核素 吸收热中子的截面特别大(10B为3837b和6Li为910b)，而且产生的是(n，α) 反应，此反应放出的主要是外照射防护中常可忽略的α粒子。虽然10B吸收 热中子后还伴有γ辐射，但其能量很低，易于屏蔽。
辐射防护原则及标准
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个人剂量限制原则
个人剂量限制原则（individual dose limits） 所有实践带来的个人受照剂量必须低于剂量当量 限值。在潜在照射情况下，应低于危险度控制值。 其目的是为了保证个人不会受到从这些实践来的 在正常情况下被断定为不可接受的辐射危险。
三项基本原则是不可分割的放射防护体系。其中 最优化原则是最基本的原则，目的在于确保个人 所受的剂量当量不超过标准所规定的相应限值
1925年 1934年 1950年 1956年 1958年 1966年
组织
ICRU提议 ICRP正式提出
ICRP会议 ICRP会议 ICRP1号出版物 ICRP9号出版物
1977年 1990年 2007年
ICRP26号出版物 ICRP60号出版物 ICRP103号出版物
名称 红斑剂量 耐受剂量 耐受剂量 容许剂量 最大容许剂量 最大容许剂量 最大容许剂量
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ICRP
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 组织结构：主委会（main commission)
Committee 1: 辐射生物效应 Committee 2: 次级剂量限值 Committee 3: 医学中的防护 Committee 4: 建议的应用 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
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我国辐射防护标准的历史沿变
1960年由卫生部、国家科委颁布并实施《放射性 工作卫生防护暂行规定》 1974年由国家计委、国家建委、国防科委联合发 布GBJ 8-74《放射防护规定》 1984年卫生部发布《放射卫生防护基本标准》 1988年国家环保局发布《辐射防护规定》 2002年10月8日国家质量监督检验检疫总局发布 GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基 本标准》，2003年4月1日起实施
辐射剂量作业课后习题参考答案
第一章1.给出N 、R 、φ、ψ和r 的微分谱分布和积分普分布的定义，并写出用βE 表示这些辐射量的表达式。
解：N 、R 、φ、ψ和r 均存在着按粒子能量分布，如果用Q 代表这些辐射量，用 E 代表粒子能量(不包括静止能)，则Q(E)是Q 的积分分布，它是能量为0—E 的粒子对Q 的贡献，QE 是Q 的微分分布，它是能量在E 附近单位能量间隔内粒子对Q 的贡献，用P E 表示以上辐射量。
dE d P EEΩ=⎰⎰Ωϕ ψ=dE d EP EEΩ⎰⎰ΩR=ααdEd dtd EP EtEΩ⎰⎰⎰⎰Ωr=dE EP EE⎰N=ααdEd dtd p EtEΩ⎰⎰⎰⎰Ω2.判断下表所列各辐射量与时间t 、空间位置γ、辐射粒子能量E 和粒子运动方向Ω之间是否存在着函数关系，存在函数关系者在表中相应位置处划“”，不存在则划“”号。
解：如下表所示3.一个60C 0点源的活度为3.7×107Bq ，能量为1.17Mev 和1.13Mev 的γ射线产额均为100%。
求在离点源1m 和10m 处γ光子的注量率和能量注量率，以及在这些位置持续10min 照射的γ光子注量和能量注量。
解：先求在离点源1m 处γ光子注量和能量注量率1262721.10892.5114.34%100107.34%100--⨯=⨯⨯⨯⨯=⨯=s m r A πϕ 2131372211114.34%)10010602.133.1%10010602.117.1(107.34%100)(⨯⨯⨯⨯⨯+⨯⨯⨯⨯⨯=⨯+=r E E A πψ220.10108.1m w ⨯=在离点源10m 处γ光子注量和能量注量率1242722.10892.5104%100103074%100--⨯=⨯⨯⨯=⨯=s m r A ππϕ N R Φ ΦE Φ(E) Ψ ΨE Ψ(E) φ φE ψE ψE P P E P(E) r r E t × × × × × × × × √ √ √ √ √ √ √ × √ r √ √ √ √ √ √ √ √ √ √ √ √ √ √ √ √ √ E × × × √ √ × √ √ × √ √ √ × √ √ √ √ Ω× × ××××××××××√√√×√21821372212.10108.1104%)10010602.133.117.1(107.34%100)(--⨯=⨯⨯⨯⨯+⨯⨯=⨯+=m w r E E A ππψ由于o c 60半衰期比较长，可以忽视为10min 内无衰减则：在离点源1m 处持续10min 照射的γ光子注量和能量注量286210532.560010892.5-⨯=⨯⨯==Φm t ϕ 222182.1000.760010108.1-⨯=⨯⨯==ψm J t ψ4.平行宽电子束垂直入射到散射箔上，其注量为Φ0，设电子束无衰减的穿过散射箔后沿与入射成600角的方向射出。
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第7章作业
1.t=0时，肝中210Po的沉积量为q
=1Bq,已知S w=0.06MeV/g, 计算50年内靶器官肝产生的待
积当量剂量H
50
（肝←S）。
解：T eff=11
T1+1
T2
=50×158.4
158.4
=36.73d
∴H
50（肝←S）=1.443×36.73×24×3600×(1−e−0.693×50×365
36.73)×0.06×106×1.6×10−19 H50（肝←S）=44μSv
2.某实验室气溶胶样品中检测到微量的人工放射性核素碘-131，浓度为0.45贝克/立方米，
试判断在该实验室工作一年所产生的内照射剂量是否低于我国放射性工作人员的剂量限值？
解：一年的摄入量计算：2400×0.45=1080B q
∵ICRP60的核素碘-131吸入限制为1×106B q
∴在该实验室工作一年所产生的内照射剂量是低于了我国放射性工作人员的剂量限值。
3.使用内照射实用方法，估算每天吃一个香蕉所致的待积有效剂量。
解：每100克香蕉约330mg K
40K的丰度为0.0117%，比活度为265215Bq/g
设：一根香蕉重为m克
∴H=m
100
∙330∙0.0117%×10−3×265215×6.2×10−9=6.35×10−10m Sv 假设一根香蕉m=200克
∴H=1.27×10−7 Sv
4.下图是一个隔室模型用于示隔室的动力学方程组，图中方框代表隔室，其中的数字表示
隔室的编号，λ表示廓清速率，图中的箭头表示廓清的途径，相应的比例标在箭头处，隔室4没有廓清途径。
粗箭头表示从体外的摄入途径。
放射性核素的物理半衰期为λr。
问：对于此隔室模型动力学方程组怎么表示？
解：对于此隔室模型动力学方程组表示如下：
dA1(t)
=I−(λ1+λr)A1(t)
dt
dA2(t)
=a12λ1A1(t)+a32λ3A3(t)−(λ2−λr)A2(t) dt
dA3(t)
=a23λ2A2(t)−(λ3+λr)A3(t)
dt
dA4(t)
=a24λ2A2(t)+a34λ3A3(t)−λr A4(t) dt。