电离辐射剂量与防护概论课后习题答案

辐射防护概论
第一章
1、为什么定义粒子注量时，要用一个小球体？
粒子注量定义：
单向辐射场：粒子注量φ，数值上等于通过与粒子入射方向垂直的单位面积的粒子数。

多向辐射场：以P 点为中心画一个小圆，其面积为da 。

保持da 的圆心在P 点不变，而改变da 的取向，以正面迎接从各方向射来并垂直穿过面积元da 的粒子。

da 在改变取向的过程中即扫描出一个以P 点为球心，以da 为截面的回旋球。

da dN =
φ 球体过球心的截面面积(da)相等，粒子注量计算最容易，故而用一个小球体定义粒子注量。

2、质量减弱系数（μ/ρ）、质量能量转移系数（μtr /ρ）和质量能量吸收系数（μen /ρ）三者之间有什么联系和区别？
相同点：都针对不带电粒子（X 、γ射线和中子）穿过物质时发生的物理现象而定义的；
不同点：
质量减弱系数（μ/ρ）：描述物质中入射不带电粒子数目的减小，不涉及具体物理过程。

质量能量转移系数（μtr /ρ）：描述不带电粒子穿过物质时，其能量转移给带电粒子数值。

只涉及带电粒子获得的能量，而不涉及这些能量是否被物质吸收。

质量能量吸收系数（μen /ρ）：描述不带电粒子穿过物质时，不带电粒子被物质吸收的能量。

数值上：质量减弱系数（μ/ρ）>质量能量转移系数（μtr /ρ）>质量能量吸收系数（μen /ρ）
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？
吸收剂量（D ）：同授与能（ε）相联系，单位质量受照物质中所吸收的平均辐射能量。

dm d D /ε=
单位Gy 。

适用于任何类型的辐射和受照物质，与一个无限小体积相联系的辐射量。

受照物质中每一点都有特定的吸收剂量数值。

比释动能（K ）：同转移能（εtr ）相联系，不带电粒子在质量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。

dm d K tr /ε=
单位Gy 。

针对不带电粒子；对受照物质整体，而不对受照物质的某点而言。

φ⋅=k f K
实用时可先查比释动能因子表（国际上给出比释动能因子的推荐值），进而求得比释动能。

照射量（X ）：X 或γ射线在单位质量的空气中，释放出来的全部电子完全被空气阻止时，在空气中产生一种符号的离子的总电荷的绝对值。

dm dQ X /=
单位C/kg 。

针对X 或γ射线、空气。

空气中各点的照射量不同。

三者联系：
带电粒子平衡：不带电粒子在某一体积元的物质中，转移给带电粒子的平均能量，等于该体积元物质所吸收的平均能量。

发生在物质层的厚度大于次级带电粒子在其中的最大射程深度处。

D=K （1-g ）
g 是次级电子在慢化过程中，能量损失于轫致辐射的能量份额。

对低能X 或γ射线，可忽略轫致辐射能量损失，此时
D ＝K
带电粒子平衡条件下，空气中照射量（X ）和同一点处空气吸收剂量(Da)的关系为：
X e
W D a a = 吸收剂量与物质的质量吸收系数ρμ/en 成正比，即
)/()/(a
en m en a m u u D D ρρ= 故空气中同一点处物质的吸收剂量Dm 为：
X f X X e W D m a
en m en a a en m en m ⋅=⋅=⋅⋅=)/()/(85.33)/()/(ρμρμρμρμ m f 照射量换算到某物质吸收剂量的换算因子，可查表得到。

三者区别见P18页表1.4。

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？
) mg/cm 29.1( C/kg 10097.1103a 226
=⨯=⋅==--ρπρh
r dm dQ X a Gy 371.085.33===X X e
W D a a 5、通过测量，已知空气中某点处的照射量为6.45×10-3C.kg -1,求该点处空气的吸收剂量。

6、在60Co γ射线照射下，测得水体膜内某点的照射量为5.18×10-3C.kg -1，试计算同一点处水的吸收剂量。

Gy 195.064.37==⋅=X X f D m m
上式中，60Co γ射线包括1.17MeV 和1.33MeV ，分支比1:1，查P17表1.3不同光子能量对某些物质的fm 值可知，能量在0.4~2MeV 的γ射线对水的fm 值都为37.64。

剂量学计算能准确更好，可用插值法求表中未给出的数值点；防护学计算未知能量点可插值，也可按防护最安全角度考虑，将剂量值往大方向计算。

7、用一个小型探头的照射量仪器，在实质骨的一个小腔室内测得照射量为7.74×10-3C.Kg -1，设辐射源的光子平均能量为80keV 。

试计算在此照射条件下实质骨的吸收剂量。

8、设在3min 内测得能量为14.5 keV 的中子注量为1.5×1011m -2。

求在这一点处的能量注量、能量注量率和空气的比释动能各为多少？
能量注量：
24212/10480.3/10175.2m J m keV E E E -⨯=⨯=⋅=ψφ
J 106.1 119-⨯=eV
能量注量率：
/s J/m 10933.126-⨯=ψ=dt
d E ψ 空气的比释动能：
Gy f K k n 10374.110105.110916.0441111---⨯=⨯⨯⨯⨯==φ
第二章
1、试简述分别用自由空气电离室、空腔电离室测量照射量的基本原理。

2、何谓剂量仪的能量响应？影响能量响应的因素是什么？如何改善能量响应？ 仪器的灵敏度对光子能量的依赖关系，称为仪器的能量响应。

射线在剂量仪中产生的电荷量可写成：
X V A Z A Z Q a
en w en w e a e ⋅⋅⋅⋅=ρρμρμ)/()/()/()/( 对给定的电离室和一定气体
常数==⋅⋅ερV A Z A Z w
e a e )/()/( 故剂量仪产生的电荷与照射量有如下关系：
a
en w en
X Q )/()/(ρμρμε= 上式中，空气质量能量吸收系数、电离室室壁的质量能量吸收系数都随光子能量的变化而变化，且两者变化的比率并不致。

故仪器有能量响应。

改善能量响应：
① 使探头材料的原子序数接近空气，探头的有效原子序数越接近空气，则探测器能量响应越小。

② 采用能量补尝措施，如电离室采用石墨做器壁、铝做电极。

铝电极可补尝石墨电极对低能X 射线质量能量吸收系数比空气小的缺陷。

利用石墨和铝的质量吸收系数相互补尝，可使这类电离室获得相当好的空气等效性。

3、在标准状况下，设一个半径5 cm 球状空气等效壁电离室，受γ射线照射后产生1.5uC 的总电荷。

求照射量是多少？相应空气中的吸收剂量是多少？ kg C cm uC V Q V Q X /10214.253
45.1773.0773.033
3-⨯=⨯⨯===πρ
Gy X X e
W D a 210496.785.33-⨯==⋅= 4、有效体积为103 cm 3的非密封电离室靠近γ 辐射源时电流计的指示为10-9A 。

试求该处的γ射线照射量率为多大（假设这时的气温为20℃，气压为760mm Hg ，电离室是由空气等效材料组成，并假定可忽略γ射线吸收的影响）？
s kg C V
I t V Q X //10773.0773.03-⨯===ρ 5、试简述中子当量剂量测量的基本原理。

中子当量——不同中子能量范围的中子吸收剂量乘以相应的辐射权重因子，最后相加，即得中子当量剂量。

⎰⋅=E
En H n I dEn En f H 0
1,)(φ
实际测量中，测量不同中子能量范围的中子吸收剂量是困难的。

这时在一定能量范围内，调整仪器的响应，使仪器的探测效率)(n E η正比于1H f 。

这样，辐射场中探测器测到的中子数Nn ，即正比于中子的当量剂量指数H I,no 。

6、β射线吸收剂量测量的特点是什么？简述外推电离室测量β射线吸收剂量的基本原理。

β射线是弱贯穿辐射，因而其吸收剂量测量不再测介质内平均吸收剂量。

而测量不同介质不同深度处的吸收剂量。

外推电离室通过改变减小电离室空腔体积，得到一系列电离电流测量值。

并借以推得外推电离室空腔无限小时，单位质量空气中的电离值。

并根据介质与无限小空腔满足布拉格—戈瑞原理，求得介质该厚度下的吸收剂量：
a w a a a w a a w S e
W I S e W I D ,,)()(ρ== 7、用φ2.5cm ×2.5cmNaI(Tl)闪烁体，测得与圆柱体轴线平行入射能量为1MeV 的γ光子计数率为100计数/s 。

试计算：①2.58×10－6C/kg 的光子注量；②闪烁体的固有探测效率；③计算照射量率为多大？假设NaI(Tl)的密度为4g/cm 3，其对能量为1MeV 光子的质量衰减系数μ/ρ=0.05cm 2/g ，空气质量能量吸收系数μen /ρ＝0.025cm 2/g 。

①21121171
610956.1 10319.1 1058.2X ----⨯=⨯⨯==∴=m m
Ckg Ckg f f X -x x ϕϕ ②=n
③
8、试简述化学剂量计吸收剂量的基本原理。

电离辐射与物质互相作用时，除了使物质发生物理变化外，还能使某些物质的化学性质和成分发生改变，改变程度与物质吸收辐射能量的多少有关，最好两者成正比。

9、用FeSO 4剂量计刻度一个137Cs γ点源，设溶液离源1.5m 照射1.5h ，测得溶液消光系数为0.85，对比空白液的消光系数为0.010，波长为0.3040A ，室温为25℃，液槽厚为1cm ，求137Cs 源的放射性活度。

3
31223/10104.15)01.085.0(10022.6)(m kg eV L G N D m o r A ⨯⨯-⨯⨯=⋅⋅⋅-⋅=--ρεεε 10、试简述热释光元件测量剂量的基本原理。

具有晶格结构的固体，因含有杂质或其中的原子、离子缺位、错位造成晶格缺陷从而成为带电中心。

带电中心具有吸引甚至束缚异性电荷的本领，称为陷井。

当固体受到辐射照射时，禁带中心中的电子受激并进入导带，将被被陷井捕获。

如果陷井深度很大，那常温下电子将长久留在陷井中。

只有当固体被加热到一定温度时，落在陷井的电子因得到能量才能从陷井中逸出。

当逸出电子从导带返回禁带时，会发出兰绿色的可见光，发光强度与陷井中的电子数目有关，而电子数目又取决于固体所受的剂量。

发光曲线、升温曲线；
常用热释光：LiF （Mg ） 有效原子序数与空气、组织相近——组织等效、响应随能量变化小。

含6Li 的LiF 可作中子探测器。

CaSO 4（Dy ） ——灵敏度高，适合于低水平辐射测量。

11、设计一个G-M 计数管式剂量率仪，若γ光子能量为1MeV ，探测效率为1%，计算管有效面积10cm 2，要求测量量程为10-6~10-4C/kg/h 。

试计算相应的计数率范围是多少？
/s
21060~21010106.2~10106.2 10319.1 10~10X X 129721171146==⨯⨯=⨯==∴=------s n s m m
Ckg h Ckg f f --x x ηϕϕϕ 12、试简述量热法测量吸收剂量的基本原理。

电离辐射与物质作用，导致其能量被物质吸收，而物质吸收的辐射能量最终都将使物质变热。

测量被照物质的温度变化，即可确定物质吸收的剂量。

量热法要求好的绝热条件，且其一般适用于大剂量的测量。

量热计是按吸收剂量的定义直接测量的，而不基于物理或化学的次级效应。

量热计的响应原则上与辐射品质无关，常用作绝对测量装置。

绝对测量：影响待求量的各个因素都是已知的，且各个因素都能够被准确测量。

各个因素测量准确性可被朔源到国际标准。

相对测量：影响待求量的各个因素有些不清楚，或有些因素不能被准确测量。

13、在仪器刻度过程中如何检验有无散射的影响？应如何消除？
理论上，在辐射场中引入任何物体都会造成辐射场的改变，从而影响仪器的读数。

在理论上，可采用1/r 2衰减可判断刻度进程中是否有散射影响。

即将仪器从A 移到B ，其读数有如下关系：
222B 21N 1A B B A B A A R R N N R R N =∴∝∝
检验N A 、N B 读数是否与距离有平方反比关系，即可判断是否有散射影响。

实际中，可将一些怀疑的散射物移开，观察移开前后仪器读数有无明显变化，以判断刻度过程中是否有散射。

若有散射影响应尽量保持刻度在空旷的地方进行，刻度源与刻度仪器间应无遮挡物。

刻度源、刻度仪器应保持与地面有一定距离，严格按照刻度要求进行。

第三章
3、试述影响辐射损伤的因素及其与辐射防护的关系。

影响辐射损伤的因素包括：
物理因素——辐射类型、剂量率及分次照射、照射部位和面积、照射的几何条件； 生物因素——不同生物种系的辐射敏感性、个体不同发育阶段的辐射敏感性、不同细胞、组织或器官的辐射敏感性
辐射防护即从影响辐射损伤的因素入手来进行防护，如对不同的辐射类型采取不同的防护方法、限制剂量和分次照射以使辐射损伤所发生的可能性最小。

4、各举一例说明什么是辐射对机体组织的随机性效应和确定性效应？说明随机性效应和确定性效应的特征。

辐射防护的主要目的是什么？
随机性效应特征“线性无阈”。

“无阈”指任何微小的剂量都可能诱发随机性效应.。

“线性”指随机性效应发生几率与所受剂量成线性关系，但其后果的严重程度不一定与所受剂量有关系。

确定性效应有阈值。

超过阈值，效应肯定会发生，且其严重程度与所受剂量大小有关，剂量越大，效应越明显。

辐射防护的主要目的防止有害的确定性效应，并限制随机性效应的发生率，使它们达到被认为可以接受的不平。

1、何谓吸收剂量D 、当量剂量H 与有效剂量E ？它们的定义、物理意义、单位、适用条件及相互联系。

吸收剂量（D ）：同授与能（ε）相联系，单位质量受照物质中所吸收的平均辐射能量。

dm d D /ε=
单位Gy 。

当量剂量（H ）：与辐射生物效应相联系，用同一尺度描述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。

∑⋅=R
R T R T D W H ,
W R 辐射权重因子——与辐射种类和能量有关；
D T ，R 按组织或器官T 平均计算的来自辐射R 的吸收剂量;；
H T 单位Sv 。

有效剂量（E）：与人体各器官对辐射的敏感度相联系。

描述辐射照射人体，给受到照射的有关器官和组织带来的总的危险。

在非均匀照射下随机效应发生率与均匀照射下发生率相同时所对应的全身均匀照射的当量剂量。

∑⋅=
T T
T H
W
E
W T——组织权重因子，在全身均匀受照射下各器官对总危害的相对贡献。

有效剂量单位Sv。

∑∑⋅
⋅
=
T R
R T
R T D
W
W
E
,
当量剂量、有效剂量，只能在远低于确定性效应阈值的吸收剂量下提供随机性效应概率的依据。

5、何谓辐射权重因子与组织权重因子？
辐射权重因子——同辐射品质因子（Q），衡量各种辐射引起的有害效应程度，它的数值是根据辐射在水中的传能线密度的大小确定的。

组织权重因子——器官或组织受照射所产生的危害与全身均匀受照射时所产生的总危害的比值。

即反映了在全身均匀受照射下各器官对总危害的相对贡献。

2、待积当量剂量H50,T、待积有效剂量H50，E、集体剂量S H与集体有效剂量S，这些概念的引入是为了什么目的？
待积当量剂量H50,T、待积有效剂量H50
，E
描述内照射情况下，放射性核素进入人体内对某一器官或个人在一段时间内（50y）产生的危害。

也可用来估计摄入放射性核素后将发生随机性概效应的平均几率。

集体剂量S H与集体有效剂量S为了定量描述一次放射性实践对社会总的危害。

7、造成天然本底照射的主要来源？正常地区天然本底的水平是多少？日常生活中人工辐射源的主项是什么？平均每年对每个人造成多大照射？
天然本底辐射的主要来源：宇宙射线、宇生核素、原生核素（三个天然放射系和长寿命放射性核素如40K）。

正常地区天然本底水平为2.4mSv/a，具体参见P64表3.7。

日常生活中人工辐射源的包括医疗照射、核动力生产和核爆炸。

其中医疗照射占
重要地位，平均每年对每个人造成0.4mSv的照射。

8、辐射防护体系（剂量限制体系）主要内容是什么？
辐射防护三原则：辐射实践正当化、防护与安全的最优化和限制个人剂量三项基本原则。

辐射防护标准：《国际电离辐射与辐射源安全基本安全标准》No.115-1
参照ICRP60（1991）报告
International commission on Radiological Protection
10、判断如下几种说法是否全面，并加以解释：
①“辐射对人体有害，所以不应该进行任何与辐射有关的工作”。

②“在从事放射性工作时，应该使剂量愈低愈好”。

③“我们要采取适当措施，把剂量水平降低到使工作人员所受剂量当量低于限值，就能保证绝对安全”。

①不全面。

违反辐射实践正当化原则，即当辐射实践所带来的利益大于其付出时，可以进行辐射实践活动；
②不全面。

违反防护与安全的最优化原则，即防护应兼顾安全与代价，不能一味追求防护最好而忽视付出的代价。

③不全面。

不一定能对每个人提供足够的防护，必须对个人受到正常加以限值，以保证来自各项得到批准的辐射实践的综合照射所致的个人总有效剂量不超过国家规定。

9、辐射防护标准中的限值有哪几类？并简述它们的基本规定？
分两大类：
职业照射——对从事放射性工作的人员，按5年平均，每年为20mSv的平均有效剂量限值。

公众剂量——原则上公众剂量不得超过1mSv/a。

在特殊情况下，如果5个连续年的平均剂量不超过1mSv/a，则某一单一年份的有效剂量可提高到5mSv。

11、一位辐射工作人员在非均匀照射条件下工作，肺部受到50mSv/a的照射，乳腺也受到50 mSv/a的照射，问这一年中，她所受的有效剂量是多少？
P 62 表3.6 组织权重因子 肺部 0.12 乳腺 0.05
∑=⋅=T
T T a mSv H W E /5.8
12、为什么说核工业是安全程度良好的行业？
第四章 外照射防护
1、何谓γ辐射源的照射量率常数、空气比释动能率常数？
2、何谓窄束、宽束、点源、非点源？
3、何谓积累因子？它与哪些因素有关？
4、何谓减弱倍数、透射比、透射系数？
5、计算距离活度为3.7×108Bq 的点状198Au 源0.8m 处的照射量率和空气比释动能率各为多少？
查P82页表4.4一些放射性核素的照射率常数和空气比释动能常数可得 11217-1
-1-1219m Gy 1051.1s Bq kg cm C 10488.4----⋅⋅⋅⨯=Γ⋅⋅⋅⋅⨯=Γs Bq k
11102198210595.28
.010488.4107.3----⋅⋅⨯=⨯⨯⨯=Γ=s kg C r A X 192178210730.88.01051.1107.3---⋅⨯=⨯⨯⨯=Γ=s Gy r A K k a
在电子平衡条件下，同一点上某物质（m ）的吸收剂量率（m
D ）与该点空气比释动能率（a
K ）关系为： a a
en m en m K D ⋅=)/()/(ρμρμ 显然，空气中的吸收剂量率a D 与空气比释动能a
K 在数值上相等。

对于像水、肌肉和软组织一类的物质，可认为a en m en )/()/(ρμρμ≈，因而
a
m K D ≈
6、沿墙壁露出一段长1.2m ，截面积为5cm 2的直形管道，其中有浓度为1.1×107Bqcm -1的60Co 溶液流动着。

求与管轴线中点垂直距离为2m 处的照射量率、
空气比释动能率各为多少？
dx r x K d k
221+Γ=η
⎰--Γ=+Γ=2/2/1122122L L k k r L tg r dx x r K ηη r
L tg Lr A K k 221-Γ= 查P82页表4.4核素60Co 的照射量率常数、空气比释动能常数分别为2.503×10-18C m -2kg -1Bq -1s -1、8.67×10-17Gym 2Bq -1s -1。

1811791110780.22
22.1221067.8101.122-----⋅⨯=⨯⨯⨯⨯⨯⨯=Γ=s Gy tg r L tg r K k η 11911891110025.82
22.12210503.2101.122------⋅⋅⨯=⨯⨯⨯⨯⨯⨯Γ=s kg C tg r L tg r X ＝η 7、强辐射场所用的γ辐射源，通常都是在水井中进行倒源工作。

强辐射源的运输容器高度为1m ，从容器中提出源时，源可高出容器口不超过0.5m 。

现倒装60Co 辐射源的活度为1.85×1015Bq ，问需要多深的水井，才能使水井表面的当量剂量率低于3μSvh -1。

29
26181552,510161.210310503.21085.1104.1104.1r
r r H q A K h L ⨯=⨯⨯⨯⨯⨯⨯⨯=⋅Γ⨯≥-- )(d f K =
用作图法确定屏蔽层厚度
曲线A 根据P109页附表6各向同性点源射线减弱K 倍所需的水屏蔽层厚度作出，曲线B 根据2910161.2-⨯≥r K 作出。

A 、B 两曲线交点相应的水深约为33m ，再加上操作源所需的厚度1.5m ，因而水井总需深度为34.5m 。

8、简述β射线外照射防护有何特点。

9、若考虑空气对β射线吸收的影响，那么(4.66)式，将应作怎样的修正，对(4.67)式又将作怎样的修正？
10、设计为存放活度为3.7×1012Bq 的32P 点状源的溶器。

选定用有机玻璃作内层屏蔽层，铅作外屏蔽层。

计算所需的有机玻璃和铅各为多厚？假设离辐射源1m 的当量剂量率控制水平为7.5μSvh -1。

若内外层材料颠倒过来，则又将怎么样？ 由P105页表4.9某些放射性核素β射线的最大能量和平均能量可知，32P 的β射线最大电子能量为1.711（100%）
2)ln 0954.0265.1( 7907.0412.0--⋅==cm g E R E
由P109页表4.10查得有机玻璃的密度为1.18gcm -3，由此得有机玻璃厚度 mm cm R d 767.0/≈==ρ
由P184页附表1可查得，与轫致辐射光子平均能量Eb 为0.695MeV 相应的空气质量能量吸收系数ρμ/en 为2.918×10-3m 2kg -1。

用（4.66）式可算得空气中的吸收剂量率为：
1
33
21214214-10105.3 10918.2)1
695.0(85.5107.31058.4)/()(AZ 1058.4----⨯=⨯⨯⨯⨯⨯⨯⨯=⨯=Gyh r E D en b e ρμ β射线的辐射权重因子为1，故
1310105.3--⨯==Svh D W H R
I 336
214-2,10415.210105.3105.7)/(AZ 1058.4---⨯=⨯⨯=⨯⋅≤ρμηen b e h
L E r H 相应的减弱倍数为：
414/1==ηK
查P202页附表，可得铅的屏蔽厚度为5.86cm 。

11、设计一个操作32P 的手套箱。

箱体用有机玻璃制作。

考虑手套箱中有各种玻璃器皿，而轫致辐射主要是由这些玻璃器皿产生的，其有效原子序数平均取13。

若操作距离为25cm ，要求在该位置上H L,h ≤7.5μSvh -1。

若手套箱不附加高Z 材料屏蔽层，则操作
32P 的最大活度为多少？若操作量增大1000倍，则应附加多
厚的铅屏蔽层？
① 32P 的最大活度：
Bq E Z r A H r
E D H en b e h L en b e I 832142
62142h L,,214-10586.510918.2695.0131058.425.0105.7)/(1058.4H )/()(AZ 1058.4⨯=⨯⨯⨯⨯⨯⨯⨯=⨯⨯⋅≤≤⨯==----ρμρμ ②应附加多厚铅屏蔽层
操作量增大1000倍，即该位置的当量剂量增大1000倍，因而应用铅屏蔽使其减弱1000倍。

1000=K
查P202页附表，可得铅的屏蔽厚度为6.48cm 。

12、快中子防护的特点是什么？为什么常要选择含氢多的物质作为快中子的屏蔽材料？
13、论述中子分截面的理论及其成立条件？
14、已知226Ra-Be 中子源的活度为3.7×1012Bq （中子产额见表4.12）。

求离源2m 处的中子与γ当量剂量率。

中子当量剂量率：
从P112页表4.12查得226Ra-Be 中子源的中子产额为405×10-6s -1Bq -1，查P117页表4.15得226Ra-Be 中子源的当量剂量换算因子为34.5×1015Svm -2。

1152
9,2,1
9612029.1105.3424104985.14104985.110405107.3----⋅=⨯⨯⨯⨯===⨯=⨯⨯⨯==s Sv f r f H s Ay n H n HI n μππδϕδ γ当量剂量率：
查P82页表4.4得核素226Ra 的空气比释动能常为6.13×10-17C m -2kg -1Bq -1s -1。

1212172703.562
107.31013.61--⋅=⨯⨯⨯⨯=Γ=≈=s Sv R A W K W D W H k R R R μγ 15、利用中子辐射育种，要求种子接受的吸收剂量率为150mGyh -1。

若使用活度为3.7×1013Bq 的210Po-Be 中子源，问种子应放在离源多远处？
由P112表4.12可知，钋－铍中子源的γ放射性很弱，计算时可只计算中子产生的吸收剂量。

在电子平衡条件下，空气的比释动能与吸收剂量相等，即
cm
D f r r Ay f r f f K D k k k
k 091.823600/410150106.67107.310141.04443613822=⨯⨯⨯⨯⨯⨯⨯=⋅=====---ππδππδϕ 上式中，钋－铍中子源的中子平均能量为4.2MeV ，与此能量对应的中子空气比释动能可由P192 附表3查得，0.141×10-8Gycm 2；钋－铍中子源中子产额可由P112表4.12查得，67.6×10-6s -1Bq -1。

16、试计算离活度为3.7×1011Bq 的241Am-Be 中子源2m 处的ϕ、K 、D 和H 的数值。

若在无屏蔽情况下，按月当量剂量1.6mSv 控制，问一个月内在该处可工作多长时间？
12526
11210984.32
4101.54107.34---⨯=⨯⨯⨯⨯==s m r Ay ππϕ 1851210382.410984.31011.0---⨯=⨯⨯⨯==Gys f K k
ϕ 1810382.4--⨯=≈Gys K D
18155,10574.110
5.3910984.3---⨯=⨯⨯⨯==Svs f H n Hi n ϕ h s H H t t H
H m n m n 24.28100165.110
574.1106.1583
,,≈⨯=⨯⨯===-- 17、已知241Am-Be 中子源的活度1.0×1010Bq ，用石蜡屏蔽，离源0.5m 处的中子注量率不超过ϕ＝2×104m -2s -1，求石蜡屏蔽厚度。

1561010951.5101.54101.1--⨯=⨯⨯⨯==s Ay δ
查P121表4.18可得石蜡的宏观分出截面为∑-=R cm 1118.0
取Bn=5，q=1，可得
cm r q B d L
n R 70.32]1025.041510951.5ln[118.01]4ln[1
4252=⨯⨯⨯⨯⨯⨯==∑πϕπδ 18、241Am-Be 中子源的中子发射率为3.2×105s -1，经石蜡屏蔽后，使其注量率降到40m -2s -1，问需多厚的石蜡屏蔽层？
查P121表4.18可得石蜡的宏观分出截面为∑-=R cm 1118.0
取Bn=5，q=1，可得
2118.05118.02
5
118.0252040102739.140102739.1154102.34)(d e e d e r qe B r qe B d d L d d d n d n n n R R ≤⨯=≤⨯=⨯⨯⨯⨯=∑=∑=-----
ϕππδϕ
ϕ
从图中可看出，19cm 以上的石蜡屏蔽即可满足题目中中子剂量率的要求。

19、239Pu-Be 中子源的中子发射率为3.2×105s -1，使用12cm 石蜡屏蔽后，问距源多远时，其中子当量剂量就可降低250倍。

不考虑中子辐射场的变化，使中子当量剂量降低250倍，即使中子的注量率下降250倍
δϕπδϕϕ25014)(20=≤∑=∑=--L d n d n n n n
R qe B r qe B d cm e qe B r n
d n 915.4415250425012118.0=⨯⨯⨯=∑⨯≥⨯--π
π 该题有问题，4.915cm 小于12cm 石蜡屏蔽厚度。

20、241Am-Be 中子源装于水桶内（见图4.28）。

中子发射率为3.2×107s -1，要求距源0.5m 的P 点处，当量剂量率为1×10-2mSvh -1，问水屏蔽需多厚？
由P117页表 4.15可知，H L 当量剂量率为1×10-2mSvh -1对应的中子通量为7.04cm -2s -1；
由表4.18查得，水的宏观分出截面为0.103cm -1；
取Bn=5，q=1，根据(4.88)式，可得：
cm 93.63]04.750415102.3ln[103.01]4ln[1
272=⨯⨯⨯⨯⨯=⋅⋅⋅=∑πϕπδL
n r q B d 21、238Pu-Be 中子源的中子发射率为1×108s -1，装在半径为0.3m 的石蜡罐内，求离源0.5m 处的当量剂量率。

111115211
2230118.02820058.010626.1102.3510620.4)(10620.41550
41014)(------⨯---
=⨯=⨯⨯⨯==⨯=⨯⨯⨯⨯⨯=∑=∑=uSvh Svs f d H s cm e qe B r qe B d n Hi n d n d n n n R ϕππδϕϕ22、241Am-Be 中子源的中子发射率为3.2×105s -1，分别放于d=12cm 厚的石蜡、聚乙烯、聚氯乙烯容器中。

求源30cm 处的当量剂量率各为多少？并比较这三种材料对中子的屏蔽性能。

石蜡：
由表4.18查得，石蜡的宏观分出截面为0.118cm -1
131121*********.025*******.410357.1105.393.34)(35.341530
4102.34)(-------⨯---
⨯=⨯=⨯⨯===⨯⨯⨯⨯⨯=∑=∑=uSvh Svs f d H s cm e qe B r qe B d n Hi n d n d n n n R ϕππδϕϕ 聚乙烯：
由表4.18查得，聚乙烯的宏观分出截面为0.123cm -1
131121*********.025*******.410278.1105.3935.32)(35.321530
4102.34)(-------⨯---
⨯=⨯=⨯⨯===⨯⨯⨯⨯⨯=∑=∑=uSvh Svs f d H s cm e qe B r qe B d n Hi n d n d n n n R ϕππδϕϕ
聚氯乙烯：
由表 4.18查得，聚氯乙烯的宏观分出截面为06367.0123.010
92.7101.42222
=⨯⨯⨯cm -1。

由P124页表4.22常用屏蔽材料含氢量近似得出聚氯乙烯的宏观分出截面。

（聚乙烯7.92×1022 cm -3，聚氯乙烯4.1×1022 cm -3，石蜡7.87×1022cm -3）
13112151121206367.025*******.910604.2105.3993.65)(93.651530
4102.34)(-------⨯---
⨯=⨯=⨯⨯===⨯⨯⨯⨯⨯=∑=∑=uSvh Svs f d H s cm e qe B r qe B d n Hi n d n d n n n R ϕππδϕϕ 23、226Ra-Be 中子源的活度为3.7×1010Bq 。

设计一个内层用铅，外层用石蜡的容器。

要求在离源1m 处的总当量剂量率为1×10－3mSvh -1，求需多厚的铅与石蜡。