几种常用辐射量的单位及其关系

几种常用辐射量的单位及其关系
几种常用辐射量的单位及其关系

几种常用辐射量的单位及其关系

一、照射量

1、定义X= d Q/ d m

d Q 是当光子在质量为dm的某一体积元空气中释放出来的全部电子被完全阻止于空气时,在空气中形成的一种符号的离子总电荷的绝对值。

2、单位:R (伦琴)1R = 2.58 ×10-4C/kg

1R=5.43×1010MeV/kg

1R = 103mR = 106μR

3、照射量仅用于X或γ射线和空气介质,不能用于其它类型的辐射和介质。

4、照射量率

5、照射量不同于辐射剂量,不能讲“受的剂量为多少伦”。

伦琴不能作为剂量的量度单位,因伦琴单位的定义不能正确反映被照射物质实际吸收辐射能量的客观规律。

1伦琴γ射线照射空气介质时,被空气吸收的能量为

8.69×10-3J/kg,而照射软组织时,被软组织吸收的能量为

9.5×10-3J/kg。

二、吸收剂量

1、定义

D = dЕ/ dm

致电离辐射授与某一体积元中物质的平均能量dЕ除以该体积元中物质的质量的商。

2、单位 Gy(戈瑞)

1 Gy = 1J/kg

1 Gy = 106μGy

1 Gy = 100 rad (拉得)

3、吸收剂量适用于各种类型的辐射、各种介质、内外照射。由于吸收剂量是指某一介质中某点而言,故谈到吸收剂量时必须指明介质的种类和所在位置。

4、吸收剂量率

三、剂量当量

辐射防护常用单位

某一吸收剂量产生的生物效应与射线的种类、能量及照射条件有关。反映生物效应受辐射所引起的有害程度。

1、定义

H = DQN

在组织内所关心的一点上的D,Q和N的乘积。

式中:H---剂量当量

D---吸收剂量

N---所有其它修正因子N=1

Q---品质因子,是估计辐射效应的因子,用来计及吸收剂量的微观分布对危害的影响。

计量剂量当量时须指明射线种类的受照条件。

对X或γ射线 Q =1

H = D

2、单位Sv(希沃特)

1 Sv = 1 J / kg

1 Sv = 106μSv

1 Sv = 100 rem(雷姆)

四、各单位的换算

在电子平衡下,1R 的X或γ射线传递给1Kg干燥空气中的次级电子的总能量为8.69×10-3J.

1 R = 8.69×10-3 Gy

1 mR = 8.69 μGy = 8.69 μSv

1 mR/h = 8.69 μGy/h = 8.69 μSv/h

仪器上的反映:0.01 mR/h = 0.09μGy/h = 0.09μSv/h

0.02 mR/h = 0.17μGy/h = 0.17μSv/h

0.03 mR/h = 0.26μGy/h = 0.26μSv/h

0.04 mR/h = 0.35μGy/h = 0.35μSv/h

0.05 mR/h = 0.44μGy/h = 0.44μSv/h

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。

核安全辐射工作人员培训考核试题

核安全辐射工作人员培训考核试题 一、填空(每空1分,共43分) 1、国家对放射性污染的防治,实行预防为主、防治结合、严格管理、安全第一的方针。 2、《中华人民共和国放射性污染防治法》规定,国务院环境保护行政主管部门对全国放射性污染防治工作依法实施统一监督管理。 3、放射性物质和射线装置应当设置明显的放射性标识和中文警示说明,生产、销售、使用、贮存、处置放射性物质和射线装置的场所,以及运输放射性物质和含放射源的射线装置的工具,应当设置明显的放射性标识。 4、生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位,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申请领取许可证办理登记手续。 5、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,做到帐物相符。 6、产生放射性固体废弃物的单位,应当按照国务院环境保护行政主管部门的规定,对其产生的放射性固体废弃物进行处理后,送交放射性固体废弃物处理单位处置,并承担处理费用。 7、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》规定,国家对放射源和射线装置实行分类管理,根据放射源,射线装置对人体健康和环境的潜在危害程度,从高到低将放射源分为V类,将射线装置分为Ⅲ类。 8、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》规定,放射性同位素的转出、转入单位应当在转让活动完成之日起20日内,分别向其所在地省、自治区、直辖市人民政府环境保护主管部门备案。 9、持有放射源的单位将废旧放射源交回生产单位、返回原出口方或者送交放射性废物集中贮存的,应当在该活动完成之日起20日内向其所在地省、自治区、直辖市人民政府环境保护主管部门备案。 10、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》规定,生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位,应当对本单位的放射性同位素、射线装置安全和防护状况进行年度评估。发现安全隐患,应当立即进行整改。 11、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》规定,在

辐射防护1

辐射防护 7.1辐射量的定义、单位和标准 描述X和Y射线的辐射量分为电离辐射常用辐射量和辐射防护常用辐射量两类。前者包括照射量、比释动能、吸收剂量等。后者包括当量剂量、有效剂量等。 所谓“剂量”是指某一对象接收或“吸收”的辐射的一种度量。 7.1.1描述电离辐射的常用辐射量和单位 1、照射量 (1)照射量的定义和单位 照射量是用来表征X射线或Y射线对空气电离本领大小的物理 量。 定义:所谓照射量是指X射线或Y射线的光子在单位质量的空气中释放出来的所有次级电子(负电子或正电子),当它们被空气完全阻止时,在空气中形成的任何一种符号的(带正电或负电的)离子的总电荷的绝对值。其定义为dQ除 以dm的所得的商,即:P二dQ dm 式中dQ――当光子产生的全部电子被阻止于空气中时,在空气中所形成的任何一种符号的离子总电荷量的绝对值。 ——体积球的空气质量 用图表示1立方厘米的干燥空气,其质量为0.001293克,这些次级电子是光子从0.001293克空气中打出来的,它们在0.001293克空气中的里面和外面都形成离子,所有这些离子都计算在内,而在

0.001293克外产生的次级电子发射形成的离子则不计算在内 照射量(P )的SI 单位为库仑/千克,用符号 CKg J 表示,沿用 的专用单位为伦琴,用字母 R 表示。1伦的照射量相当于在标准的状 况下(即0C, 1大气压)1立方厘米的干燥空气产生 1静电位(或2.083 x 109 对离子)的照射量叫1伦琴。 1静电单位=3.33 x 10-10 库伦 1cm 3 干燥空气质量为 0.001293克=1.293 x 10-6 千克 」0 1 伦=3.33 10 上=2.58 x 10-4 库伦/ 千克 1.293x10 一个正(负)离子所带的电量为 4.8 x 10-10 静电单位,1伦是在干燥空 气中产生 1静电单位的电量,所以产生的电子对数为 1/4.8 x 10-10 =2.083 x 109 对离子。照射量只适用于 x 、Y 射线对空气的效应, 而只适用于能量大约在几千伏到 3MV 之间。 (2)照射量率的定义和单位 照射量率的定义是单位时间的照射量也就是 dp 除以dt 所得的商 照射量率(P )的SI 单位为库伦/千克时,用符号 伦/ 时(Rh")、伦/ 秒(RS") 2、比释动能 比释动能是指不带电粒子与物质相互作用时在单位质量的物质中 释放出来的所有带电粒子的初始动能的总和 dE t K = dm 式中dE t ——不带电粒子在质量为 dm 的某一物质内释放出来的全 部带电粒子的 即: p 二 dp dt CKg 廿或

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 。

辐射量与单位

辐射量与单位 辐射量及单位是国际辐射防护组织为了评价辐射量及其与辐射危害的关系而制定的系列量及单位,本节仅对几个常用的剂量学量与辐射防护量及其单位做一个简要介绍。 具体来说,本部分内容包括以下几个常用的剂量学量、辐射防护量及其单位: ?照射量X ?比释动能K ?吸收剂量D ?当量剂量H ?有效剂量E ?常用辐射量SI单位与曾用专用单位间的转换 请你仔细观看教学录像/简报,然后完成随后的活动题,最后进行自我检测,以巩固所学。 照射量X(简报) 照射量是X射线沿用最久的一个量,它是用以衡量X或γ射线(X或γ本质上都是电磁辐射)致空气电离程度的一个量,定义的是:在单位质量的空气中击出的全部次级电子完全被阻停时,在空气中产生一种符号的带电粒子的总电荷量。 照射量的SI单位为库仑/千克,用符号C?kg-1表示,曾用单位为伦琴,用字母R 表示。1伦琴定义为在一立方厘米空气质量中产生1个静电单位的电量的照射量。即: 1伦琴= 1静电单位电量 = 3.33 × 10-10C = 2.58 × 10-4C/kg 0.001293 g 1.293 × 10-6kg 吸收剂量是基本的物理学量,它可以用于描述辐射生物学、放射及防护中任何物质、任何照射几何条件及所有类型的电离辐射。它是辐射剂量学最基本的量。 吸收剂量是当电离辐射与物质相互作用时,用来表示单位质量的受照物质吸收电离辐射能量大小的物理量。 吸收剂量的SI单位是焦耳/ 千克(J?kg-1),称为戈[瑞](Gy)。非法定单位为拉德,用rad表示。 1戈瑞= 1焦耳/ 千克= 100拉德(rad)。

上述照射量、比释动能和吸收剂量这三个辐射剂量学量既相互区别又相互联系。三者的剂量学含意及适用类型不同,如表所示:吸收剂量适用于任何物质和任何一种辐射类型,它在辐射生物学、临床放射学和放射防护中都是基本的剂量学量,描述的是辐射授与物质的平均能量;比释动能则是描述不带电粒子(如X、r和中子)与物质作用释放次级带电粒子的初始动能;照射量则仅适用Xγ 幷且作用物质仅限于空气介质,它描述的是Xγ在空气中的电离能力。 同时,这三个量又是相互联系的,那么它们又是怎样联系的呢? 首先谈一下照射量X与吸收剂量D的关系。 照射量作用物质仅限于空气介质,但在实际应用中,照射量幷不只适用于无限延展的空气中,如对直接测量困难的生物体的吸收剂量通常就是借助人体模型进行照射量测量后的转化:它们转化关系D= fX(f为转换系数),所以在医用X、r 照射的防护上,在小于15%的数值差异可以忽略时,我们可以将以R为单位的照射量在数值上看作以rad为单位的空气、水及软组织的吸收剂量(用国际单位mGy时可认为1R的照射量近似为10mGy的吸收剂量。 然后是比释动能K与吸收剂量D的关系。 在电子平衡条件下,若轫致辐射的能量损失可以忽略,吸收剂量等于比释动能。在辐射关心的能量范围,比释动能由电子平衡的仪器测量时,X、γ或中子数值上均近似相等,即比释动能K等于吸收剂量D。 当量剂量与有效剂量是建立在度量授与人体器官和组织能量的基础上,引出的与辐射类型及组织敏感性相关的两个基本防护量。 在辐射防护工作中,最关心的是受照后在机体中产生的生物效应,考虑到不同的辐射类型其相对生物效应是不同的,引入由吸收剂量修正导出的量──当量剂量的概念。对于某种辐射R在某个组织或器官T中的当量剂量H T,R可由下式给出: H = D T,R.W R T,R 式中:W R──辐射R的辐射权重因子 D T,R──辐射R在器官或组织T内产生的平均吸收剂量 如果某一器官或组织受到几种不同种类和能量的辐射的照射,则应分别将吸收剂量用不同的W R所对应的辐射种类进行修正,而后相加即可得出总的当量剂量。当量剂量的SI单位为J.Kg-1,称为希[沃特](SV);曾用单位是“rem”,1 Sv = 100 rem。 辐射权重因子的数值的大小是由国际放射防护委员会选定的。其数值的大小表示特定种类和能量的辐射在小剂量时诱发生物效应的机率大小。χ、γ射线不论其能量大小其辐射权重因子W R = 1。

辐射剂量与辐射防护中常用量及其单位

辐射剂量与辐射防护中常用量及其单位 活度 在给定时刻处于一给定能态的一定量的某种放射性核素的活度A定义为: A = dN/dt 式中:dN ——在时间间隔dt内该核素从该能态发生自发核跃迁数目的期望值。 活度的单位是秒的倒数,称为贝克(勒尔)(Bq),它与原使用单位居里的关系为: 1Ci = 3.7 ×1010Bq 照射量 照射量是描述X和γ射线辐射场的量。照射量的国际单位(SI)用每千克空气中的电荷量库仑表示,即C·kg-1。照射量的专用单位是R(伦琴)。 1R=2.58×10-4C·kg-1 或1C·kg-1=3.877×103R 伦琴单位使用历史悠久,它不是受照物质吸收的能量,应称为照射量,而不是一度被误称的剂量和照射剂量。用于描述辐射场时它只适用于空气,而且只能用于度量10 KeV-3 MeV 能量范围的X或γ射线。 吸收剂量

吸收剂量是描述辐射场内受照物体接受的能量。吸收剂量是与辐射效应有联系的辐射防护中使用的最基本的剂量学量。吸收剂量使用与比释动能相同的SI单位和专用单位,即J·kg-1和Gy(戈瑞)。吸收剂量的旧单位是rad(拉德), 1Gy=100rad。 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。 α粒子穿透能力弱(一张纸就可以阻挡),不会引起外照射损伤。β粒子穿透能力也较弱,外照射时只能引起皮肤损伤。γ射线穿透能力强,人体局部受到它照射,吸收2~3戈瑞剂量时不会出现全身症状,即使有人出现也很轻微。但是,全身照射就可能会引起放射病。 辐射权重因数、剂量当量和当量剂量 吸收剂量表示受到辐射照射后人体组织器官的能量沉积。辐射照射后引起的生物效应及其严重程度不仅取决于能量沉积,还取决 于辐射的种类。为了使不同辐射的吸收剂量能更好的与低剂

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

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·SV 3、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 y 8、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。单位是J/kg,专门名称是Gray,1Gy=1j/kg 14、吸收剂量D:单位质量受照物质中所吸收的平均辐射能量。D=dε/dm dε是电离辐射授予质量为dm物质的平均能量历史上曾用过拉德rad作为比释动能和吸收剂量的专用单位。1rad=0.01Gy 15、当量剂量:相同的吸收剂量未必产生同等程度的生物效应。为了用同一尺度表示不同类型和能量的辐射照射对人体造成的生物效应的严重程度或发生几率的大小,辐射防护中用了当量剂量这个词。 Ht=∑Wr*Dt,r Wr是辐射权重因子Dt,r是辐射R在器官或组织T内产生的平均吸收量。 16、有效剂量E=ΣWt*Ht Ht是器官或组织T的当量剂量Wt是器官或组织T的组织权重因子Wt=T器官组织或接受1Sv照射时危险度/全身接受1Sv均匀照射时总危险度 17、待积当量剂量:某一特定器官或组织接受当量剂量率在时间t内的积分。 18、待积有效剂量:待积当量剂量经Wt加权处理后的总和。 19、集体当量剂量与集体有效剂量 20、实践:它是指任何引入新的照射源或照射途径、或扩大受照人员范围、或改变现在照射源的照射途径网络,从而使人们受到的照射或受到照射可能性或受到照射的人数增加的人类活动。 21、干预: 22、导出空气浓度:假定参考人员工作时每分钟空气吸入量为0.02m3/min,辐射工作人员1年工作50w,每周工作40h,因此1a总计工作2000h,在此时间内工作人员吸入的空气量为2.4*103m3,于是导出空气浓度DAC=放射性核素的年摄入量限值。 23、具体监测有四个领域:个人剂量监测、工作场所监测、流出物监测、环境监测。辐射防护监测可分为常规监测、操作监测、特殊监测。 24、ICRU(国际辐射单位与测量委员会):建议用一个密度为1g/cm3、直径为30cm的组织有效球作为人体躯干的模型。 25、工作场所空气的污染通常是采样测量法进行监测。常用的方法有过滤法、冲击法、向心分离法等。 26、用于工作场所的监测仪器从测量方法上大体可分为三种:瞬时剂量率测量仪器、累计剂量测量仪器、γ谱仪。用于瞬时剂量率测量的仪器有电离室、GM计数管、闪烁剂量率仪等。

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

辐射能量单位Gy和Sv

辐射能量单位Gy和Sv (2011-03-17 17:09:06)转 本文摘抄了Wiki百科上关于辐射能量单位的条目。 戈瑞(英文Gray,缩写符号Gy,中国大陆译作“戈瑞”,台湾译作“戈瑞”),简称“戈”,是一个国际单位制导出单位,是物理量电离辐射能量吸收剂量(简称吸收剂量,Absorbed dose)的标准单位。 定义戈瑞(符号:Gy)是用于衡量由电离辐射导致的能量吸收剂量(简称吸收剂量,Absorbed dose)的物理单位,它描述了单位质量物体吸收电离辐射能量的大小。除此之外,戈瑞也是物理量比释动能(Kerma)的单位。 1 戈瑞= 1 焦耳/千克 其中焦耳是能量的单位,千克是质量的单位。用国际单位制基本单位表示为“米平方每秒平方”。 名称来源 戈瑞之名来自英国物理学家、放射生物学之父路易斯·哈罗德·戈瑞(Louis Harold Gray)。 仅在描述X射线、伽马射线、贝塔射线(见β粒子)的辐射剂量时,戈瑞和另一个单位希沃特是等价的,因为这几种辐射的辐射权重因数都是1。二者单位相同,但戈瑞在实际应用中用于描述辐射吸收剂量(Absorbed dose)的大小,希沃特则描述当量剂量(Equivalent dose)。 使用 戈瑞主要应用在医学领域,描述放射线疗法以及核医学中使用的辐射

剂量。 希沃特(英文Sievert,缩写Sv;台湾译名“西弗”)是一个国际单位制导出单位,为物理量计量当量的单位,用来衡量辐射对生物组织的影响程度。 定义 希沃特(缩写Sv)是一个由于人类健康安全防护上的需要而确定的具有专门名称的国际单位制导出单位。为物理量计量当量(H)、周围计量当量、定向计量当量、个人剂量当量的单位。 定义为 1 希沃特 = 1 焦耳/公斤(1 Sv = 1 J/kg)。 换算 1 Sv = 1000 mSv = 1000000μSv = 10000 erg/g = 100 rem 1 mSv = 1000 μSv 1 μSv/hr = 8.76 mSv/year (一年 8760 小时计算, 1 微希沃特/小时 = 8.76 毫希沃特/年) 1 rem = 10- 2 Sv = 100 erg/g (1 仑目 = 100 尔格/克) 名称 希沃特的英文为Sievert,得名于瑞典生物物理学家罗尔夫·马克西米利安·希沃特(Rolf Maximilian Sievert)。 按中华人民共和国国家标准《量和单位》(GB 3100-93及GB 3102.10-93)中的规定,Sievert的中文名法定称为希沃特,单位项号为10-52.a。 使用计量当量的定义为:在要研究的组织中,某电处的吸收剂量D、

核与辐射安全系统

第一章 1.核与辐射安全定义 在核技术的研究、开发和应用的各个阶段,在核设施设计、建造、运行和退役的各个阶段,为使核技术应用过程中或核设施运行和退役过程中产生的辐射对从业人员、公众和环境的不利影响降低到可接受的水平,从而取得公众的信赖,所采取的全部理论、原则和全部技术措施及管理措施的总称。 2.核安全与辐射安全着重点及其关系 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。 3.广义核安全:放射性废物安全、核安全、放射性物质运输安全、辐射安全 第二章 1.放射性衰变规律 - tλ N =N0 放射源中的原子核数目巨大,放射性原子核是全同的。放射性衰变是一个统计过程。 2.放射性活度 某种放射性核素的放射性活度为A,是单位时间内该放射性核素发生自发核衰变的次数。也遵循上面的衰变规律 3.带电粒子与物质的相互作用 ①电离与激发作用②散射作用③吸收④轫致辐射 4.光子与物质的相互作用(特点和主要过程)

特点:①X(γ)光子不能直接引起物质原子电离或激发,而是首先把能量传递给电子粒子; ②X(γ) 光子与物质的一次相互作用可能损失其能量的全部或很大部分,而带电粒子则时通过许多次相互作用逐渐损失其能量;③X(γ)光子入射到物体上时,其强度随穿透的物质厚度近似呈指数衰减,而带电粒子有其确定的射程,在射程之外观察不到带电粒子。 过程:①光电效应②康普顿效应③电子对效应 5.中子与物质的相互作用 ①弹性碰撞②非弹性碰撞③吸收 6.根据射线与物质的相互作用选择屏蔽材料 7.辐射量及单位 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。吸收剂量适用于任何类型的辐射和受照物质。单位:焦耳/千克(J/kg),专名:戈瑞(Gy) 当量剂量:生物效应会受辐射类型与能量、剂量与剂量率大小、照射条件及个体差异等因素的影响,因此相同的吸收剂量未必产生同等程度的生物效应。为了用同一尺度表示不同类型和能量的辐射对人体造成的生物效应的严重程度或发生几率的大小,辐射防护上采用了当量剂量这一辐射量。当量剂量与吸收剂量的单位都是J/kg,量剂量单位有一个专门名称叫希沃特(Sievert),简称“希”,符号是“Sv”。 有效剂量:为了表达不同组织或器官受不同剂量照射时所产生的综合危害,需要在当量剂量的基础上再定义一个新的量, 于是在辐射防护中引进了有效剂量这一概念用于随机性效应。,它反映了不同器官或组织对发生辐射随机性效应的不同敏感性。 8.剂量限额 职业照射

辐射单位

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=1000mCi 1mCi=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 1Bq=2.703×10-11Ci=27.03pci 照射量:1R=103mR=106μR 1R=2.58×10-4c/kg 1μR=0.258nC?kg-1 1nC?kg-1=3.876μR≈4μR 目前以上两个单位都在使用 照射量率:C/k g?h ;mC/kg?h ;μC/kg?h ;nC/kg?h R/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

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