铀矿勘探工作人员年有效剂量当量的估算
铀矿勘查和辐射防护常用单位及换算关系
铀矿勘查和辐射防护常用单位及换算关系一、基本物理单位1、电流强度：是指单位时间内通过导线某一截面的电荷量。
国际单位：安培（A）、毫安培（mA）、微安培（μA）、皮安培（PA）1A=1000mA=106μA=1012PA2、电量单位：若导线中载有1的，则在1秒内通过导线积的电量为1。
库仑不是国际标准单位，而是国际标准。
1库仑相当于×1018个电子所带的电荷总量（e=×10-19库仑，e指）。
单位：库伦（C）、纳库伦（nC）、皮安培·秒（PA·S）1C=1A·S1C=1·109（nC）=1·1012（PA·S）二、放射性测量单位1、放射性物质的含量单位岩石、矿物或其他固体物质中的放射性物质含量，用每克物质中含有多少克放射性物质的百分数或百万分数表示，如%（10-2）、ppm（10-6）、ppb（10-9），也称“质量分数”。
铀品位：％。
平米铀量：kg/m2铀、钍含量：10-6镭含量：10-12钾含量：％水中铀：Bq/L土壤氡：Bq/L大气氡：Bq/m3辐射环境评价时也可用比活度或活度浓度来表示放射性物质的含量：单位为：Bq/g、Bq/kg 或Bq/cm3、Bq/m3、Bq/L。
2、放射性强度：又称，指处于某一特定能态的放射性核在单位时间内的衰变数，记作A，A=dN/dt,表示放射性核的放射性强度。
根据指数衰变规律可得放射性活度等于衰变常数乘以衰变以后剩余原子核核的数目，即A=dN/dt=λN。
放射性强度亦遵从指数衰变规律。
放射性强度的国际单位制（SI）单位是贝可勒尔（Bq），采用每秒钟内的核衰变数，1 Bq=1次衰变/秒=1S-1常用单位：居里（Ci）、毫居里（mCi）、微居里（μCi）、皮居里（pCi）1Ci=×1010Bq=37GBq1mCi=×107Bq=37MBq1μCi=×104Bq=37KBq1Bq=×10-11Ci=×10-8 mCi=×10-5μCi= pCi比活度：对于固体放射源或者放射性物质，其单位质量的活度称为比活度，单位为Bq/g 或Bq/kg；比活度＝活度/含量。
广东下庄铀矿田氡活度浓度及其所致年有效剂量估算
由于工作 区内大 量 分布 有 花 岗岩 ， 中放 射 其 性 核 素的平均 含 量 比较 高 ， 另外 该 区 又是 我 国的 重 要产 铀基地 ， 部地 区的放 射 性 核 素 的含 量 非 局
常高 ， 过多次 衰 变后 产 生 的氡 活 度浓 度 也 比较 经
高， 因此 ， 必要 对土壤 和大气 中氡 活度浓度 的分 有
收 稿 日期 ｌ ０ ７０ — ５ ０ — ６０ ２
为 了得 到准确 的 数据 ， 工 作 所用 仪 器 进 行 对
了标 定 、 器 稳 定性 检 查 ； 对野 外 １ 的测 量 仪 并 Ｏ
基 金 项 目 ： 西 省 教 育 厅 课 题 资 助 （ 教 技 字 ［０ ７ ２ ８号 ）教 育 部 重 点 实 验 室 开 放课 题资 助 （６ ６ ８ 江 赣 ２０１３ ； ００ １）
布进 行研究 ， 并探 讨其对 人体 的危害 。
２ 土 壤 氡气 测 量 仪 器 及 工 作 方 法
本 次研究 采用 瞬时测量 方法研 究 土壤 中氡 活
度 浓 度 ， 器 选 用 Ｆ －０ ７ Ｒ Ａ 测 氡 仪 。Ｆ 仪 Ｄ ３ １ ａ Ｄ－ ３ １ Ａ 测氡 仪是 利 用氡 衰 变 后 的第 一 代 子体 ０ ７Ｒａ Ｒ Ａ （ 。 ｏ核 素 ） 带 电 特 性 ， 用 外 加 高压 ａ 即孔 Ｐ 的 采 电场 的方式 ， 提高 收集 ａ 子 的灵敏度 ， 粒 可定 量测
张 叶 ， 陈 越 ， 勇 明 ， 郑 王统 金 ， 亚 新 杨
（ 华 理 工 大 学核 工 程 技 术 学 院 ，江 西 抚 州 ３ ４ ０ ） 东 ４０ ０
摘 要 ：对 广 东 下 庄 铀 矿 田中 洞地 区土 壤 氡 活 度 浓 度 进 行 了研 究 ， 利 用 大 地 一 气 氡 交 换 模 型 计 算 了距 地 面 １ 并 大 ｍ 高 处空 气 中 的氡 活 度 浓 度 值 。研 究 结 果 表 明 ， 地 区土 壤 氡 活 度 浓 度 为 ３ ～ ７ ０ ｑｍ。 平 均 为 ２０ ９ ４ 该 ５ ００ ０Ｂ ／ ， １． Ｂ ／ ； 算 大 气 氡 活 度 浓 度 为 ２． ～ １７ ７Ｂ ／ 。平 均 值 为 ５． ２Ｂ ／ ； 所 致 年 有 效 剂 量 为 ３ ８ ｖ ｑ ｍ。估 ７ ０ ６ ． ｑ ｍ ， ６ ２ ｑｍ。 其 ． １ｍＳ ， 高于 我 国大 气 中氡对 公 众 所 致 年 有 效 剂 量 ０ ８ Ｓ ． ８ｍ ｖ约 ３ 。 倍 关 键 词 ｔ氡 气 测量 ；氡 活 度 浓 度 ；年 有效 剂 量
放射源测井工作人员有效剂量估算与分析
放射源测井工作人员有效剂量估算与分析作者：高峰李曼来源：《科技创新导报》2017年第23期摘要：对放射源测井中工作人员接受的有效剂量进行分析，提出减少辐射影响的防护和管理措施。
通过监测数值和理论数据，对工作人员有效剂量进行估算。
在一次放射源测井作业中，工作人员装卸车、运输和倒源时接受的有效剂量分别是10.4μSv、1.99μSv和0.066mSv。
工作人员测井操作中所受照射大多集中于倒源过程，在此过程中采取时间、距离和屏蔽防护措施可有效减少对工作人员辐射影响。
关键词：放射性测井密封放射源剂量估算辐射防护和管理措施中图分类号：X96 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2017）08（b）-0172-02放射性测井作为测井技术的一个分支，在解决复杂地质条件下的测井问题方面具有不可替代的技术优势。
目前，在油气田的勘探和开发中使用的放射性测井方法，根据其利用射线不同，分为γ测井和中子测井。
γ测井[1]是利用γ射线与地层的光电效应和康谱顿效应测定地层的岩性和密度。
中子测井是利用中子源连续发射快中子，与地层物质的原子核相碰撞而损失能量，通过测量减速后的中子强度后得知地层状况。
放射性测井中应用的辐射源主要有密封放射源、非密封放射性物质和中子发生器，其中以密封放射源对工作人员的辐射影响为最大。
因此，对密封放射源测井操作中工作人员所受辐射剂量进行估算，对提出减少辐射影响的防护和管理措施是十分必要的。
1 对象与方法1.1 放射源情况放射源测井中辐射源为中子源和γ源。
中子源通常采用镅-241/铍中子源，γ源通常采用铯-137放射源，测井过程中2枚放射源常常一起使用。
本文将按照测井通常采用的活度为7.4×1011Bq的镅-241/铍中子源和活度为9.25×1010Bq的铯-137放射源进行监测和理论计算。
1.2 污染因素分析镅-241/铍中子源和铯-137放射源在衰变过程中可发出α射线、β射线、γ射线和中子。
放射性单位换算
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/h 1nc/kg.h=4μR/h1μR=1γ(原核工业找矿习惯用的单位）放射性活度:1Ci=1000mCi1mCi=1000μci1Ci=3.7×1010Bq =37GBq1mCi=3.7×107Bq =37MBq1μCi=3.7×104Bq=37KBq1Bq=2.703×10-11Ci=27.03pci照射量： 1R=103mR=106μR 1R=2.58×10-4c/kg吸收计量： 1Gy=103mGy=106μGy 1Gy=100rad 100μrad=1μGy计量当量： 1Sv=103mSv=106μSv 1Sv=100rem 100μrem=1μSv其他： 1Sv相当1Gy 1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/R2 A：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 (t 1608年 ) г=0.825伦.米2/小时.居里Cs—137 (t 29.9年 ) г= 0.33伦.米2/小时.居里Co—60 (t 5.23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≈4μR1μR≈1γ(原核工业找矿习惯用单位已废除）放射性活度: 1Ci=1000mCi 1mCi=1000μci 目前使用的活度为：Bq1Ci=3.7×1010Bq =37GBq1mCi=3.7×107Bq =37MBq1μCi=3.7×104Bq=37KBq1Bq=2.703×10-11Ci=27.03pci照射量： 1R=103mR=106μR1R=2.58×10-4c/kg 1μR＝0.258nC•kg-11nC•kg－1＝3.876μR≈4μR目前以上两个单位都在使用照射量率： C/kg•h ；mC/kg•h ；μC/kg•h ；nC/kg•hR/h ； mR/h ； μR/h吸收剂量： 1Gy=103mGy=106μGy 1Gy=100rad（rad 旧单位已废除）100μrad=1μGy目前使用的吸收剂量单位为：Gy；mGy；μGy吸收剂量率：Gy/h ；mGy/h ；μGy/h用于辐射防护单位：剂量当量：1Sv=103mSv=106μSv 1Sv=100rem （rem 旧单位已废除） 100μrem=1μSv目前使用的剂量当量单位为：Sv ；mSv ；μSv剂量当量率： Sv/h ； mSv/h ；μSv/h其他：1Sv在特定条件下相当于1Gy ，1μSv/h在特定条件下相当于100μR/h ， 1克镭=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=A0e-λt t=T/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放射性屏蔽：不同物质的减少一半和减少到1/10值（cm）放射源铅铁混凝土减半 1/10 减半 1/10减半 1/10铯—137 0.65 2.2 1.6 5.4 4.9 16.3铱—192 0.55 1.9 1.3 4.3 4.3 14.0钴—60 1.10 4.0 2.0 6.7 6.3 20.3四、放射源与距离的关系：放射源强度与距离的平方乘反比。
铀矿地勘设施退役整治过程中工作人员受照剂量评价
第36卷第3期2020年5月Vol.36No.3May2020铀矿地质Uranium GeologyDOI：10.3969/j.issn.1000-0658.2020.03.009铀矿地勘设施退役整治过程中工作人员受照剂量评价汪仲琼（核工业北京地质研究院，北京100029）［摘要］铀矿地质勘探设施退役整治有利于改善当地生态环境，减轻对公众和周围环境的辐射影响#虽然地勘遗留设施放射性水平较低，但仍需关注退役整治过程中对工作人员的辐射影响。
为更好评估退役整治过程对人员的影响，文章以16个退役矿床（点）作为污染源项，对施工人员受到的！外照射和氨气吸入内照射进行分析计算，对作业区域工作人员的受照剂量予以客观评价，为今后退役整治过程的辐射防护和管理提供依据。
［关键词］地勘设施；退役治理；辐射影响；剂量当量［文章编号］1000-0658（2020）03-0212-05［中图分类号］P641［文献标志码］A 铀矿地质勘探主要通过槽探、钻探等手段探明矿床的存在、分布和储量等，地勘工作具有区域性、间断性、流动性等特点。
早期的铀矿地质勘探属于开放型工作场所［1］，产生的废物分布广、活度低，对周围环境和公众存在潜在的放射性危害。
因此，铀矿地质勘探任务完全终结后，未列入开发规划或无开采价值的铀矿（床）点需及时开展核设施退役和放射性废物$2%。
铀矿地质勘探设施的退役整治可有效抑制氮气析出和贯穿辐射影响，改善当地生态环境，减轻对公众和环境的危害，，有工的辐射和#16铀矿床（点），分退役工程实施对的辐射影响，期为的辐射和据。
1退役整治工程铀矿勘探工属于动，工有（有和无）、（）、、探、等，、和#环境影响价工作，废化处置是主要污染源项，$3%。
工辐射影响价，废和所量1.1废石堆稳定化处置废地废能产生的洪水冲刷流失，掩埋河滩和道路而采取的措，通过放坡、整形、覆盖、植被等措施对废，达到抑制氮析出和屏蔽贯穿辐射的治理目标。
地质勘［收稿日期］2019-08-15［改回日期］2019-10-10［作者简介］汪仲琼（1986—），女，工程师，毕业于中国科学院生态环境研究中心，硕士，主要从事辐射环境影响评价工作o E-mail:*******************第3期汪仲琼：铀矿地勘设施退役整治过程中工作人员受照剂量评价•213-探设施点多、面广，较为分散，多在山地丘陵地区，地形坡度大，多不具备搬迁、归并条件，因此大部分采用原地覆盖治理方案#在场地平整、覆土、植草、修砌截水沟、挡土墙等过程中，施工人员需在废石堆及其周边开展工作，可能受到！外照射和氮吸入内照射影响。
铀矿勘查和辐射防护常用单位及换算关系
铀矿勘查和辐射防护常用单位及换算关系一、基本物理单位1、电流强度：是指单位时间内通过导线某一截面的电荷量。
国际单位：安培（A）、毫安培（mA）、微安培（μA）、皮安培（PA）6 121A=1000mA=160μA=1012PA2、电量单位：若导线中载有1 的，则在 1 秒内通过导线积的电量为1。
库仑不是国际标准单位，而是国际标准。
1库仑相当于× 1018个电子所带的电荷总量（e=×10-19库仑，e 指）。
单位：库伦（C）、纳库伦（nC）、皮安培·秒（PA·S）1C=1A · S1C=1 ·10（9 nC）=1·101（2 PA·S）二、放射性测量单位1、放射性物质的含量单位岩石、矿物或其他固体物质中的放射性物质含量，用每克物质中含有多少克放射性物质的百分数或百万-2 -6 分数表示，如%（10 ）、ppm（10 ）、ppb（10-9），也称“质量分数” 。
铀品位：％。
平米铀量：kg/m2 铀、钍含量：10-6 镭含量：10 -12 钾含量：％水中铀：Bq/L 土壤氡：Bq/L 大气氡：Bq/m3 辐射环境评价时也可用比活度或活度浓度来表示放射性物质的含量：单位为：Bq/g、Bq/kg 或Bq/cm3、Bq/m3、Bq/L。
2、放射性强度：又称，指处于某一特定能态的放射性核在单位时间内的衰变数，记作A，A=dN/dt, 表示放射性核的放射性强度。
根据指数衰变规律可得放射性活度等于衰变常数乘以衰变以后剩余原子核核的数目，即A=dN/dt=λN。
放射性强度亦遵从指数衰变规律。
放射性强度的国际单位制（SI ）单位是贝可勒尔（Bq），采用每秒钟内的核衰变数，-11 Bq=1 次衰变/ 秒=1S-1常用单位：居里（Ci ）、毫居里（mCi）、微居里（μCi ）、皮居里（pCi）101Ci=×1010Bq=37GBq1mCi=×107Bq=37MBq41μCi=×104Bq=37KBq 1Bq=×10-11Ci=×10-8 mCi-5=×10-5μCi= pCi比活度：对于固体放射源或者放射性物质，其单位质量的活度称为比活度，单位为Bq/g 或Bq/kg ；比活度＝活度/ 含量。
铀矿工人个人有效剂量计算方法
第27卷 第2期2008年5月铀 矿 冶URANIU M M IN ING A ND M ETA LLURGY Vo l 27 No 2M ay 2008收稿日期:2007 04 05作者简介:吴 钢(1933 ),男,河北涿州人,高级工程师,长期从事铀矿通风防护设计研究工作。
铀矿工人个人有效剂量计算方法吴钢(核工业第四研究设计院,河北石家庄050021)摘要:简要介绍铀矿山主要放射性危害因素,井下氡子体 内照射、铀矿尘 内照射以及 外照射所致工人个人年均有效剂量计算方法,并举例计算。
计算方法可供铀矿山工程设计和剂量监测参考。
关键词:铀矿山;辐射防护;剂量计算中图分类号:R144.1 文献标识码:A 文章编号:1000 8063(2008)02 0076 05铀矿开采过程中,井下工作人员受到多种放射性的危害,其中主要是矿井空气中氡子体的 内照射、铀矿尘(放射性核素气溶胶)的 内照射和矿体的 外照射以及放射性表面污染。
铀矿山工程设计和剂量监测计算中,工人个人所受剂量主要包括氡子体 内照射有效剂量、铀矿尘 内照射有效剂量以及 外照射有效剂量。
根据GB18871 2002 电离辐射防护与辐射源安全基本标准!,放射性工作人员职业照射辐射安全标准:连续5年内年平均有效剂量限值为20mSv,任何1年中的有效剂量最大值为50mSv 。
氡子体辐射安全标准是由上述有效剂量转换而来的:按转换系数1.4mSv/(mJ ∀h/m 3),连续5年内年平均氡子体 潜能照射量限值为14mJ ∀h/m 3(4WLM),任何1年中的氡子体 潜能照射量最大值为42m J ∀h/m 3(10WLM)[1]35 38。
年工作时间(受照射时间)是个人年均有效剂量计算的1个重要参数。
GB18871 2002采用国际上通行的按每天8h 、每周5d 工作制,年工作时间2000h(250d)。
我国铀矿山情况有所不同:铀矿井下工作人员一直实行每天连续6h 工作制,除1994 1996年短期实行每周5.5d 工作制外;1994年以前实行每周6d 工作制,年工作283d 、1700h;1996年7月以后实行每周5d 工作制,年工作250d 、1500h 。
核安全工程师-核安全专业实务-核燃料循环设施核安全监督管理-油矿勘探、开采和加工的辐射安全监督管理
核安全工程师-核安全专业实务-核燃料循环设施核安全监督管理-油矿勘探、开采和加工的辐射安全监督管理[单选题]1.通风方式的选择对控制氡的析出具有一定作用，根据相关研究及实践证明，（）通风是（江南博哥）控制铀矿氡析出较有效的通风方式。
A.抽出式B.压入式C.分区式D.整体式正确答案：B[单选题]2.铀矿冶工作人员剂量限值在特殊情况下，1年的有效剂量约束值可高于15mSv/a，但不得高于（）mSv/a。
A.20B.25C.30D.35正确答案：A[单选题]3.铀尾渣充填采空区工艺用管道将尾矿渣充填料经充填管道自沆输送至采空区，一般充填体厚度在（）m左右。
A.1B.2C.3D.4正确答案：C[单选题]4.（）是铀矿通风的重要措施。
A.正压通风B.分区通风C.提高矿井换气次数D.减少入风流污染正确答案：D[单选题]5.原地爆破浸出矿井在矿体爆破时，应合理布孔、设计孔深以及恰当的装药量，使崩落的矿块块度满足原地浸出要求，即矿岩破碎粒度＞150mm的占（）%。
A.10B.20C.40D.80正确答案：B[单选题]6.铀选冶厂使用滤材可以有效地净化氡子体，其过滤效率可达（）%以上。
A.50B.60C.70D.80正确答案：B[单选题]7.在铀选冶前一段的矿石准备阶段，如矿石仓库和给料机岗位，选矿岗位，要加强（），防止氡、尘、α气溶胶泄漏到车间，保证车间内空气质量要求。
A.密闭抽风B.除尘净化C.局部通风D.表面污染去污正确答案：A[单选题]8.铀矿石中β辐射危害主要存在于铀水冶加工的后半部工序，此时，加工过程中的杂质基本被除去，但是因为有234Th和234Pa的存在，将会产生能量为（）eV的β射线。
A.(0.45-2.32)×104B.(0.45-2.32)×105C.(0.45-2.32)×106D.(0.45-2.32)×107正确答案：C[单选题]9.县级以上地方人民政府环境保护行政主管部门，对本行政区域内铀矿开发利用中的放射性污染防治进行监督检查时，应当出示（）。
201x年-注册核安全工程师-专业实务-第七章 核燃料循环设施安全监督
2021/7/16
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注册核安全工程师讲稿提纲
2）.常用的剂量限值和导出浓度限值标准
（1）、铀矿冶工作人员剂量限值：连续5年的平均有效剂量为15mSv/a，其中 某1年有效剂量可控制到20mSv/a。
（2）、铀矿井下工作场所空气中氡及氡子体导出浓度限值： 粉尘：1mg/m3 （原为2mg/m3 ） 氡：2.7kBq/m3 （原为3.7 7kBq/m3 ） 氡子体：5.4uJ/m3 （原为6.4uJ/m3 ）
• （4）检查国家和行业法规和标准的贯彻执行状况，防止 重大伤亡事故和超剂量事故发生。
• （5）防护技术知识的宣传和培训，提高全员安全文化素 质和防护技能，保护工作人员和周围公众及环境的安全。
2021/7/16
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3） 铀地矿防护和环境保护基本要求
（1）.铀矿勘探、开采和加工设施建设应按国家相关规定施行许可证制度。
注册核安全工程师专业实务
第七章 核燃料循环设施安全监督
2021/7/16
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第一节 铀矿勘探、开采和加工的辐射安全监督管理
一、前言 二、监督管理基本要求 二、铀矿勘探、开采的辐射防护 四、铀矿选冶加工的辐射防护 五、 铀废石场及尾矿库的选址、运行安全监管 六、 铀矿勘探、开采和加工的环境保护 七、铀矿勘探、开采和加工设施退役及铀废石场、尾矿库关
2021/7/16
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2）铀地矿防护和环境保护的任务
• （1）贯彻“安全第一，预防为主”的安全生产方针，参 与各种防护技术措施的制定和实施及验收，实施生产全过 程防护管理；
• （2）开展工作场所及环境的辐射及有害物监测，掌握各 生产环节的防护状况，指导矿山防护和环保工作；
铀矿勘查和辐射防护常用单位及换算关系
铀矿勘查和辐射防护常用单位及换算关系铀矿勘查和辐射防护常用单位及换算关系一、基本物理单位1、电流强度：是指单位时间内通过导线某一截面的电荷量。
国际单位：安培（A）、毫安培（mA）、微安培（μA）、皮安培（PA）1A=1000mA=106μA=1012PA2、电量单位：若导线中载有1的，则在1秒内通过导线积的电量为1。
库仑不是国际标准单位，而是国际标准。
1库仑相当于×1018个电子所带的电荷总量（e=×10-19库仑，e指）。
单位：库伦（C）、纳库伦（nC）、皮安培·秒（PA·S）1C=1A·S1C=1·109（nC）=1·1012（PA·S）二、放射性测量单位1、放射性物质的含量单位岩石、矿物或其他固体物质中的放射性物质含量，用每克物质中含有多少克放射性物质的百分数或百万分数表示，如%（10-2）、ppm（10-6）、ppb（10-9），也称“质量分数”。
铀品位：％。
平米铀量：kg/m2铀、钍含量：10-6镭含量： 10-12钾含量：％水中铀： Bq/L土壤氡： Bq/L大气氡： Bq/m3辐射环境评价时也可用比活度或活度浓度来表示放射性物质的含量：单位为：Bq/g、Bq/kg或Bq/cm3、Bq/m3、Bq/L。
2、放射性强度：又称，指处于某一特定能态的放射性核在单位时间内的衰变数，记作A，A=dN/dt,表示放射性核的放射性强度。
根据指数衰变规律可得放射性活度等于衰变常数乘以衰变以后剩余原子核核的数目，即A=dN/dt=λN。
放射性强度亦遵从指数衰变规律。
放射性强度的国际单位制（SI）单位是贝可勒尔（Bq），采用每秒钟内的核衰变数，1 Bq=1次衰变/秒=1S-1常用单位：居里（Ci）、毫居里（mCi）、微居里（μCi）、皮居里（pCi）1Ci=×1010Bq=37GBq1mCi=×107Bq=37MBq1μCi=×104Bq=37KBq1Bq=×10-11Ci=×10-8 mCi=×10-5μCi= pCi比活度：对于固体放射源或者放射性物质，其单位质量的活度称为比活度，单位为Bq/g或Bq/kg；比活度＝活度/含量。
铀矿工人个人有效剂量计算方法
式 中 ：。 Ｃ 为风路末 端 （ 排风 口） 子 体 ａ潜 能 浓 或 氡 度 ，Ｊ ｍ。 Ｃ ｕ ／ ； 为初 始氡 子 体 ａ潜 能浓 度 ， Ｊ ｍ。 ｕ／ ；
Ｋ 为氡 活度 与 ａ 能转 换 系数 ， ５ ５ Ｊ ｋ ｑ 潜 为 ． ６ｕ ／ Ｂ ｌ 为常数 ， ０ ３ ６ｋ Ｉ 为氡析 出活度 ，Ｂ Ｉ 为 ． １ ｓ Ａ ｋ ｑＶ 为通风体 积 ，０ ｍ。ｑ为风量 ， ／ 。 １。 ； ｍ。 ｓ
井 下工 人个人年 均有效 剂量水 平 和有 效剂 量正确
射性 的危害 ， 中主要 是 矿 井 空气 中氡 子 体 的 ａ 其
内照射 、 矿尘 （ 射 性核 素气 溶 胶 ） ａ内照射 铀 放 的
计 算方 法是铀 矿 山企 业管 理 者 、 技 工作 者 和广 科 大工作 人员关 注 的 问题 。因此 ， 内外 照射 有效 对 剂量计 算方法进 行一 些探讨 是有 实际意义 的 。
预计风路 末端氡 子体 ａ潜能 浓度可 以按下 列
近似 公式计 算 ：
Ｃ ＝ Ｃ ＫＡＶ／ 。 。 。 ＋２ ｑ， （） １
ｍＳ ， ｖ 任何 １年 中 的有 效剂 量 最 大 值 为 ５ ｖ ０ｍＳ 。 氡 子体辐 射安全 标准是 由上述有 效剂 量转换 而来
的： 按转换 系数 １ ４ｍＳ ／ ｍＪ・ｈ ｍ。 ， 续 ５年 ． ｖ （ ／ ）连
和矿 体 的 丫外 照射 以及 放射性 表面污 染 。 铀矿 山工程设 计 和 剂量 监 测计 算 中， 人个 工 人所 受剂量 主要 包 括 氡 子 体 ａ内照射 有 效剂 量 、
铀矿尘 ａ内照射有效剂量 以及 丫外照射有效剂量 。 根据 ＧＢ ８ ７ ２ ０ 《 １８ １ Ｏ ２ 电离 辐 射 防护 与 辐 射
放射工作人员职业健康管理办法 (2)
《放射工作人员职业健康管理办法》发布作者：郭晓宇??发布时间：2007-07-1713:24:14????近日发布的《放射工作人员职业健康管理办法》规定，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两年，必要时可增加临时性检查。
职业并按规定由其所史、既往病史和职业照射接触史；历次职业健康检查结果及评价处理意见；职业性放射性疾病诊疗、医学随访观察等健康资料。
放射工作人员健康管理规定【颁布单位】卫生部【章名】第一章总则第一条为加强对放射工作人员的管理，保障其健康与安全，根据中华人民共和国《放射性同位素与射线装置放射防护条例》制定本规定。
《放射工作人员证》由卫生部统一印制。
第六条申领《放射工作人员证》的人员，必须具备下列基本条件：（一）年满１８周岁，经健康检查，符合放射工作职业的要求；（二）遵守放射防护法规和规章制度，接受个人剂量监督；（三）掌握放射防护知识和有关法规，经培训、考核合格；（四）具有高中以上文化水平和相应专业技术知识和能力。
第七条《放射工作人员证》每年复核一次，每５年换发一次。
超过；第九条因进修、教学等需要短期从事或接触放射工作的人员，按本规定第六条办理。
第十条放射专业学生入学前，须经卫生行政部门指定的卫生医疗机构进行入学前健康检查，不符合健康标准（ＧＢ１６３８７－１９９６）要求的不得就读放射专业。
第十一条放射工作人员必须接受放射防护培训。
放射防护培训须由省级以上卫生行政部门认可的放射卫生防护技术单位举办，并按照统一的教材进行培训，上岗前的培训时间一般１０天，上岗后每２年复训一次，复训时间不少于５天。
第十四条放射工作人员个人剂量监测工作的实施由省级以上卫生行政部门指定的技术单位负责。
负责监测工作的单位应将监测结果及时通知被监测者所在单位。
所在单位应将个人剂量监测结果抄录在各自的《放射工作人员证》中。
第十五条个人剂量监测的仪器、方法、评价和记录，应符合国家有关标准的规定。
卫生部令第52号《放射工作人员健康管理规定》
放射工作人员健康管理规定(1997年6月5日卫生部令第52号发布)第一章总则第一条为加强对放射工作人员的管理，保障其健康与安全，根据中华人民共和国《放射性同位素与射线装置放射防护条例》制定本规定。
第二条国家对放射工作人员上岗实行《放射工作人员证》制度。
第三条本规定适用于中华人民共和国境内所有从事或涉及放射工作的单位和个人。
第四条国务院卫生行政部门对本规定实行统一监督管理。
省、自治区、直辖市人民政府卫生行政部门根据本规定制定实施办法，组织辖区内的监督管理。
第二章放射工作人员证的管理第五条放射工作人员上岗前，必须由所在单位负责向当地卫生行政部门申请《放射工作人员证》，由省级卫生行政部门审核批准后颁发。
工作人员持证后方可从事所限定的放射工作。
《放射工作人员证》由卫生部统一印制。
第六条申领（放射工作人员证》的人员，必须具备下列基本条件：（一）年满18周岁，经健康检查，符合放射工作职业的要求；（二）遵守放射防护法规和规章制度，接受个人剂量监督；（三）掌握放射防护知识和有关法规，经培训、考核合格；（四）具有高中以上文化水平和相应专业技术知识和能力。
第七条《放射工作人员证》每年复核一次，每5年换发一次。
超过2年示申请复核的，需重新办证。
《放射工作人员证》的持证者，如需要从事限定范围外放射工作的，必须按第五、六条规定办理变更手续。
放射工作人员调离放射工作岗位时，应在调离之日起30日内，由所在单位向发证的卫生行政部门办理注销手续，并交回《放射工作人员证》；遗失《放射工作人员证》的，必须在30日内持所在单位证明，向卫生行政部门申请补发。
第八条放射工作单位一般不得雇用临时人员从事放射工作。
确需使用临时人员从事辅助性放射工作的，按本规定第六条办理。
第九条因进修、教学等需要短期从事或接触放射工作的人员，按本规定第六条办理。
第十条放射专业学生入学前，须经卫生行政部门指定的卫生医疗机构进行入学前健康检查，不符合健康标准（GB 163871996）要求的不得就读放射专业。
年有效剂量计算公式
年有效剂量计算公式在我们的日常生活和工作中，很多情况下会涉及到辐射相关的问题。
而要评估辐射对人体的影响，就离不开年有效剂量的计算。
这年有效剂量的计算公式啊，可是个相当重要的工具。
先来说说什么是年有效剂量。
简单来讲，它就是一个人在一年时间里可能接受到的辐射量的一个衡量指标。
那这个年有效剂量是怎么算出来的呢？咱们来看看这个公式：年有效剂量 = 剂量率 ×暴露时间 ×修正因子。
这里面的“剂量率”，就是单位时间内接收到的辐射量。
比如说，每小时接收到多少微西弗。
“暴露时间”呢，就是处于辐射环境中的时长。
而“修正因子”就比较复杂啦，它要考虑到辐射的类型、照射的方式，还有人体对不同辐射的敏感性等好多因素。
就拿我之前遇到的一件事儿来说吧。
有一次，我去一个工厂参观，那里有一些设备会产生微量的辐射。
工作人员就给我介绍他们是怎么计算员工可能受到的年有效剂量的。
他们先测量出设备的剂量率，然后根据员工在这个区域工作的时间，再乘以相应的修正因子，最后得出年有效剂量。
比如说，那个设备的剂量率是每小时 0.5 微西弗，员工每天在那工作 8 小时，一周工作 5 天，一年工作 50 周。
那暴露时间就是 8×5×50 =2000 小时。
假设修正因子是 0.8，那么年有效剂量就是 0.5×2000×0.8 = 800 微西弗。
这个公式在很多领域都有应用呢。
像医疗领域，医生在给病人做 X 光、CT 等检查时，就得计算这个年有效剂量，以确保辐射量在安全范围内，不会对病人的健康造成太大影响。
还有核电站的工作人员，他们也得时刻关注自己可能受到的辐射剂量。
在实际运用中，计算年有效剂量可不能马虎。
剂量率的测量要准确，暴露时间得统计清楚，修正因子更是要根据具体情况合理选择。
哪怕一点点的误差，都可能导致结果的不准确，从而影响对辐射风险的评估。
比如说，如果剂量率测量错了，把每小时 0.5 微西弗测成了 0.8 微西弗，那算出来的年有效剂量可就差得远啦。
有关放射性单位换算知识
射线安全---有害辐射防护学总述外部辐射对生物的影响取决于辐射的类型和能量以及受辐射的程度和时间。
例如，手或脚的局部受辐射可能并不很严重，但是如果整个身体都受辐射的话，结果可能就不止是血液的短期变化这么简单而是致命的伤害。
某种辐射对身体的辐射程度取决于它能否达到关键组织的能力和对此组织造成的电离作用的程。
某些身体组织结构对辐射很敏感，在整体身体都受到辐射的情况下，这些组织结构受辐射伤害的可能性最大。
对辐射较敏感的组织结构包括骨髓，淋巴系统，肠和生长皮层，抵抗力较强的组织有肌肉和神经细胞。
人的精神也要承受辐射方面的影响。
辐射的种类四种主要的辐射是：α粒子可以产生很强烈的电离作用，但是它不能穿透皮肤的硬表皮，因此其不会构成外部危险。
但是如果α发射源积累在身体内的某一重要组织结构内的话，它会造成严重的局部损伤。
ß射线进入身体的范围有限，因此，它可能严重灼伤暴露的皮肤和破坏局部的毛发。
Υ射线穿透性特别强，其能在整个身体范围内发生电离作用。
*代表Υ。
中子也有很强的穿透力，同样可以在整个身体范围内发生电离作用。
辐射剂量许多国家使用国际标准单位制度（SI），人们呼吁在放射学领域采用国际标准单位，加拿大遵守国际标准单位制度，所以这里提到的单位在后面括号内会给出国际标准单位，以增加了解和认识。
伦琴是一个使用很广泛的射线单位，伦琴只使用于X和ß射线以及他们和空气的反应和电离反应。
因为它只适用于空气方面，所以它对健康物理学家测量身体结构对射线的吸收并不是很有用。
1伦琴 =2.58 x 10-4 C/kg空气或 1 C/Kg =4000R国际标准单位是 - C/Kg只适用于X和Υ射线它是个照射剂量的单位它用来测量空气中的强度格雷格雷（Gy）是吸收剂量的国际标准单位，格雷（Gy）用来描述通过各种物质从任何辐射源所吸收的能量。
（原来的单位是拉德Rad）。
Gy 单位是 1 J.kg-11 Gy= 100 rad1 RAD=10 mGyThe Sievert西弗特和Rad单位可以通过下列等式联系起来：REM = RAD x RBE考虑到电离辐射对人体组织的影响，1 Gray的某种辐射与1 Gray的另一种辐射对住址造成的伤害程度是不等的，例如1Gray的中子辐射所造成的可能是1Gray X射线或1Gray Gamma射线辐射程度的10倍，因此有必要为每种辐射都规定一种品质系数或损伤系数，品质系数乘以吸收量，结果就是这么多吸收量造成的损伤程度，其单位是Sv。
核工业某厂铀尾矿库补救行动剂量评价
核工业某厂铀尾矿库补救行动剂量评价李旭彤;马如维;郭择德【期刊名称】《辐射防护》【年(卷),期】2000(20)3【摘要】本文分析评价了某厂铀尾矿库补救行动计划中工作人员和公众所受照射的剂量。
补救行动中工作人员的照射途径主要是吸入氡及其子体、吸入空气中悬浮的尾矿尘和直接γ外照射。
考虑可能的最大照射景象是 ,在工作时间内施工人员一直处于未覆盖的尾矿上 ,不考虑施工机械和设备对施工人员的防护作用 ,也不考虑其它防护措施的作用。
剂量估算结果表明 ,工作人员所受的有效剂量为 6 .0 m Sv/ a。
补救行动完成后 ,公众的照射分别考虑了正常和非正常情况下的照射。
正常情况下 ,从尾矿库中析出的氡是对周围公众造成照射的主要途径 ,最大个人有效剂量为 0 .0 53m Sv/ a,80 km范围内公众的集体有效剂量为 1人·Sv/ a。
非正常情况下 ,考虑了居住在尾矿库上、在尾矿库上从事农业活动、居住在掺有尾矿砂的建筑材料所建造的房屋中和在尾矿库上的短期活动 4种代表性的景象 ,其最大个人剂量为 2 7m Sv/【总页数】7页(P159-165)【关键词】剂量评价;补救行动;铀尾矿库;辐射剂量【作者】李旭彤;马如维;郭择德【作者单位】中国辐射防护研究院【正文语种】中文【中图分类】R144.1【相关文献】1.住房和城乡建设部关于发布国家标准《核工业铀矿冶工程设计规范》的公告/住房和城乡建设部关于发布国家标准《核工业铀水冶厂尾矿库、尾渣库安全设计规范》的公告/住房和城乡建设部关于发布国家标准《核电厂建设工程监理规范》的公告[J],2.关于发布国家标准《核工业铀水冶厂尾矿库、尾渣库安全设计规范》的公告 [J],3.用模糊综合评价法评估铀水冶厂尾矿库应急能力 [J], 刁非4.某铀矿冶厂尾矿库补救行动剂量评价 [J], 郑洁;黄军;刘建防;刘瑛霞;格丽玛5.江西某铀尾矿库γ辐射剂量放射性风险评价 [J], 田兴宇; 刘润麒; 宋乐天; 刘进洋; 胡斌因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
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的使用 、储 藏 管 理 制 度 ，并 且 配 备 了 相 应 的 防 护装备 ，以保证 工 作人 员 的身体健 康 。
×ｌ ０ Ｂ ｑ 。 Ｒ ａ所 放 射 ７光 子 的 平 均 能 量 为
０ ．８ ３ ０ Ｍｅ Ｖ。
要 从 事 放 射 性 地 球 物 理 勘 探 工 作 。Ｅ － ｍａ ｉ ｌ ：ｌ ｕ ｏ ｙ ｉ ＠ｔ ｏ ｍ． ｔ ｏ ｍ
铀 矿 地 质
第２ ９ 卷
检 查 和测 井 时 所 悬 挂 的工 作 源 。各 种 仪 器 使 用 的 Ｃ ｓ 源 的活 度不 尽 相 同 。文献 Ｅ ２ ３ 中介
度为 ３ ． ７ ×ｌ Ｏ Ｂ ｑ 。 （ ３ ）¨ Ｃ ｓ 源 —— 密 度 测 井 探 管 野 外 密 度
［ 收 稿 日期 ］２ ０ １ １ － ０ ５ — １ ５ ［ 改 回 日期 ］ ２ ０ １ ３ — ０ ４ — ０ ５ ［ 作 者 简 介 ］罗 义 （ １ ９ ８ ０ 一 ） ，男 ，助 理 工 程 师 ，２ ０ ０ ５年 毕 业 于 成 都 理 工 大 学 核 工 程 与 核 技 术 专 业 ， 主
绍岩 性 一 密 度测 井 仪 常使 用 活 度 为 （ １ ． ５ ～
关器 官 和 组 织 带 来 的 总 的 危 险 ，相 对 随 机 性 效应 而 言 ，在 辐 射 防 护 中引 进 了有 效 剂 量 当
量来 表示 ，即 ：
３ ． ７ ）×１ ０ Ｂ ｑ的 源 ；文 献 ［ ３ ］ 介 绍 ＨＤ 一
［ 文章编号］１ ０ ０ ０ － ０ ６ ５ ８ （ ２ ０ １ ３ ） ０ ４ — ０ ２ ４ ３ — ０ ６ ［ 中图分类号］Ｔ Ｌ ７ ［ 文献 标 志 码 ］ Ｃ
我国自２ ０世纪 ５ Ｏ年代 开 始进行 铀 矿等 资
估算 这类 仪 器 自带 的 小 型放 射 源对 人 的辐 射 伤 害 。只估 算 活度 较 大 的放 射 源 对 人 的 辐 射
ＨＥ＝ ＝ ＝＞： Ｔ ＨＴ
（ ２ ）
４ ０ ０ ２型仪器 中双 源 距 补 偿 密 度 测 井 仪 使 用 活
度为 ２ ． ６ Ｘ １ ０ 。 Ｂ ｑ 的 源 ；重 庆 地 质 仪 器 厂 Ｍ５ ５ ２或 Ｓ Ｍ５ ５ ２探管 采 用活 度 为 ３ ． ７ ×１ ０ 。 Ｂ ｑ
铀 矿 勘 探 工 作 人 员 年 有 效 剂 量 当量 的估 算
罗 义
（ 四川 省 核工 业地 质调 查 院 ，四 川 成都 ６ １ ０ ０ ６ ６ ）
［ 摘要］７ 测 井 仪 或 物 探 编 录 仪 野 外 核 查 常 用 的 ６号 或 ５号 。 Ｒ ａ 源及密度测井时所挂” Ｃ ｓ源 发 出
的核 辐 射 无 色 无 味 ，若 不 注 意 防 护会 对 人 体 造 成 伤 害 。文 章 介 绍 了铀 矿 勘 查 中 放 射 源 ７射 线 对人 的 辐
射 有 效 剂 量 当量 的估 算 ， 为工 作 人员 的安 全 防 护 提供 指 导 和 参 考 。
［ 关 键 词 ］ 铀 矿 ；勘探 ；有 效 剂 量 ；剂 量 当 量
多物 探 仪 器 自身 就 带 有 小 型放 射 性 源 ，用 于 仪器 的检 查 、校准 或 稳 谱 等 ，例 如 Ｆ Ｄ一３ ０ ２ ２ 能谱 仪 。 因 为 这 样 的小 型放 射 源 在 仪 器 中 用 铅屏 包 裹 着 ，对 人 的辐 射 伤 害 较 小 ，在 此 不
处 的照射量率 为 ５ ． ９ ２ ×１ ０ 。 Ｃ ／（ｋ ｇ・ ｓ ） Ｅ ，活
剂量 当量 。下 面介 绍主 要 的 ３种放 射源 。 （ １ ）６号挖 Ｒ ａ源—— ７测 井探 管野 外检 查
源 的勘 探 和 开 发 以 来 ，核 测 井 行 业 的辐 射 防
护 已随 之 进 行 。 由于 早 期 的从 业 人 员 缺 乏 对 电离 辐 射 危 害 的认 识 、缺 少 有 效 的 辐 射 防护 指 导 和 放 射 源 的安 全 管 理 制 度 ，有 可 能 导 致
所用 的 工 作 标 准 源 。用 密 封 的与 衰 变 子 体 达
到放 射性 平 衡 的 纯 镭 制 成 ，镭 质 量 为 １ ｍｇ ，
放 射 源 的 误 照 或 超 量 照 射 ，造 成 人 身 伤 害 。 随着核 测 井 行 业 的不 断 壮 大 ，各 种 核 测 井 方 法 的不 断 引 进 ，放 射 源 的活 度 增 强 ，放 射 源
第 ２ ９卷 第 ４期
２ ０１ ３芷
铀
矿
地
质
Ｖｏ １ ． ２９ Ｎ Ｏ ．４
７月
Ｕｒ ａ ｎ ｉ ｕｍ
Ｇｅ ｏ ｌ ｏｇ ｙ
Ｊ ｕ ｌ ｙ
２ ０ １ ３
Ｄ ＯＩ ：１ ０ ． ３ ９ ６ ９ ／ ｊ ． ｉ ｓ ｓ ｎ ． １ ０ ０ ０—０ ６ ５ ８ ． ２ ０ １ ３ ． ０ ４ ． ０ ０ ８
的类 型 和数 量 急 剧 增 多 ，人 们 的 辐射 防 护 意 识 也逐 渐 加 强 ， 国家 出 台 标 准 规 范 了 放 射 源
封装 于壁厚 为 ０ ． ５ ｍｍ 的铂铱 合金 管 中 （ 密 封 源应 符合 Ｇ Ｂ ４ ０ ７ ５标 准 ，源 的包 壳 要 足 够 厚
以吸 收辐射 源 的 Ｊ ３ 辐射 ） ，在 空气 中距 放 射 源 １ ｍ 远 处 的照射量 率 （ 也称 为镭 的 ７常数 Ｋ ）
１ 铀 矿 勘 探 中主 要 用 源 介 绍
在铀 矿 勘 探 中 ，遇 到 的 放 射 源 很 多 。很
（ ２ ）５号 Ｒ ａ 源—— 物探 编 录仪野 外检查 所用 工作标 准源 。与 ６ 号。 。 。 Ｒ ａ源基本 一样 ，只 是镭 质量为 ０ ． １ ｍｇ，在空气 中距放射源 １ ｍ远
式 中 ：Ｈ 、叫 分别 是器官 或组 织 Ｔ的剂 量 当