西南科技大学辐射防护复习题 2015
1、内辐照防护的基本措施：包容、隔离、净化、稀释。
2、电离辐射按照射方式分为：内照射、外照射。
3、粒子注量率及能量注量率的计算。 P3
粒子注量Φ=dN/da ，m-2 粒子注量率φ=d Φ/dt=d2N/dadt ，m-2s-1
能量注量Ψ=dR/da ，j.m-2 能量注量率ψ=d Ψ/dt=d2R/dadt ，j.m-2.s-1（w.m-2）
4、带点粒子沉淀能量的方式？ 电离、激发、轫致辐射
5、表征带点粒子与物质相互作用的参数？ P10-22
总质量阻止本领： l ρ1ρd dE S ==???? ?????? ??+ρρr
S S c 总线阻止本领：l E S d d = （质量碰撞阻止本领、质量辐射阻止本领）
射程R 质量散射本领（T/ρ） 产生一对粒子所消耗的平均能量
6、什么情况下不带电粒子的质量能量转移系数与质量能量吸收系数相同？ 中子
7、辐射场中存在哪几种不同程度的辐射平衡状态？ P60
完全辐射
平衡、带点粒子平衡、δ粒子平衡、部分δ粒子平衡、过度平衡
8、照射量、吸收剂量、比释动能的区别和联系？
作业 PPT 第二章第二节最后 P61、64
9、不带电粒子与物质作用的三种方式？ P25
光电效应、康普顿散射、电子对生成 占优方式：八字
10、对吸收剂量的理解。 P52
11、照射量的定义？ P 53
12、自由空气电离室按那个量定义的？建立原则？
按照射量的定义设计 P123
13、在腔室理论当中薄壁和厚壁的情况下，腔室的吸收剂量与介质的吸收剂量的关系？ P102 P108
14、固体核径迹剂量计可以和不可以探测哪些粒子？
可以探测：α粒子、中子、氡及其字体（质子）
15、热释光剂量计可运用在哪些方面？
a.个人剂量监测
b.环境监测
c.其它：医学放射剂量测量、体模中D 的分布测量、考古定年等。
16、哪种剂量计是处于顶端的，用来校准？ 量热计
17、弗里克剂量计中硫酸亚铁等产额关系？
1个OH* →1个Fe3+ 1个H*→3个Fe3+ 1个H2O2→2个Fe3+
19、外辐射实用量的特点？
对各类电离辐射的通用性；与辐射防护限值的相关性；由空间指定点辐射场所决定的唯一性；与人体或体模的相关性；对各种电离辐射的可叠加性。
20、对互易定理的理解？
若含有同种放射性核素的两个源，其总放射性活度相同，则其中一个源在另一个源内产生的平均剂量率彼此相同，而和源的几何大小、形状及源的相互距离322()3()()2()G Fe G H G OH G H O +**=++
无关，这就是互易原理的基本概念。
由剂量互易原理得出：（1）在放射性物质均匀分布的无限大体积源内，每点的吸收剂量率，等于单位时间内在单位质量的物质中放出的辐射能量；（2）任意形状的体积源在某点的吸收剂量率，等于将该体积内的放射性活度集中在此点，它在该体积源中产生的平均吸收剂量率。
21、对窄束的理解？ 不包含散射成分的射线束
22、宽束X 射线、γ射线在介质中的衰减规律？
B －积累因子：描述散射光子影响的物理量。表示某一点散射光子数所占份额。
只有屏蔽层厚度d=0时，B 才等于1
23、辐射效应的分类判断(即随机性效应和确定性效应的判断)?
随机性效应：效应发生的几率与剂量大小有关，效应后果的严重程度与所收受剂量没有关系。 确定性效应：有“阈值的效应，受到的剂量大于阈值，该效应就发生。
躯体效应和遗传效应 遗传效应和远期效应
24、辐射防护的目的： 防止确定性效应的发生；减少随机性效应的发生率，使 之达到可以接受的水平。
25、人工辐射源：医疗照射、核动力生产、核爆炸。
26、外辐射防护主要防护哪几种辐射？ β、γ射线以及中子射线
27、对辐射权重因子WR 和组织权重因子WT 的理解?
当量剂量HT ＝∑DR,T ×WR 有效剂量E ＝∑WT ×HT 单位是Sv
28、内照射、外照射情况下三种辐射（α、β、γ）的影响程度？
内照射： α>β> γ 外照射：γ>β>α
29、X 、γ射线的吸收剂量与当量剂量的关系?
当量剂量HT ＝∑DR,T ×WR X 、γ射线的辐射权重因子为1，即吸收剂量与当量剂量相同，单位不同。
30、相同吸收剂量下，哪种辐射对人体的影响最大？
光子(所有能量)WR=1 电子和μ子WR=1 α粒子、裂变碎片、重核WR=20 中子WR=5-20
31、给你几个屏蔽材料，判断在相同厚度下对不同射线的屏蔽效果。
31、半减弱厚度Δ1/2和十倍减弱厚度Δ1/10的理解？
Δ1/2:将入射X 或γ光子数(注量率或照射量率等) 减弱到一半所需的屏蔽层厚度。 Δ1/10:将入射X 或γ光子数 (注量率或照射量率等)减到十分之一所需的屏蔽层厚度。
Eg:令K=2n ，得n=logK/log2，则屏蔽层厚度为：R=n Δ1/2
32、在双层屏蔽中，两种不同介质时总的积累因子B 的表示？
双层介质的原子序数相差不大
两种原子序数相差很大 （低Z 在前，高Z 在后）
34、国际上将开放型工作场所分为：白色区、绿色区、橙色区、红色区。
35、职业照射剂量限制：20mSv
36、人体那些组织是敏感区：淋巴组织、胸腺、骨髓、性腺、胚胎、胃肠。 [][]???++=)(,)(,max b a b r b a a r t d d E B d d E B B μμ[]
高)(,d E B B r t μ=
37、世界范围内天然辐射剂量：2、4mSv
38、控制区的橙色区其环境剂量率的范围：1—100mSv/h
33、中子照射常选择什么材料？
射线类型作用的主要形式材料选择原则常用屏蔽材料
α电离、激发一般低Z材料纸、铝箔、有机玻
璃等
β、e 电离、激发、轫致
辐射低Z＋高Z材料铝、有机玻璃、混
凝土、铅
γ、X 光电、康普顿、电
子对高Z材料铅、铁、钨、铀；
混凝土、砖、去离
子水等
n 弹性、非弹性、吸
收含氢、含硼材料水、石蜡、混凝土
聚乙烯；
碳化硼铝、含硼聚
乙烯等
39、什么剂量计不需要刻度？
绝对剂量计不需要刻度：绝对空腔电离室（空腔内的有效体积不用在辐射场中刻度就可以精确测定）、量热计（其响应的原则与辐射品质无关）、弗里克剂量计（组织等效好）
40、弗里克剂量计的组成及配置。
弗里克剂量计即硫酸亚铁剂量计，用3次蒸馏水、FeSO4、H2SO4以及NaCl 配成，其中FeSO4需要现场制备为好。标准弗里克溶液组成：
a.FeSO4 或Fe(NH4)2(SO4)2 1mol/m3
b. H2SO4 400mol/m3
c. NaCl 1mol/m3
41、热释光剂量计的超线性的解释。
陷阱竞争模型、径迹相互作用模型P165
42、中子与人体组织有哪些重要作用类型？
弹性散射、非弹性散射、辐射俘获、其他核反应
43、中子防护常选择什么材料？
中子与屏蔽材料的减弱原理：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。
首先用重或较重的物质，通过非弹性散射使中子能量降到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。44、内辐射防护的基本原则？
（1）围封，即把放射性物质限制在一定空间不让其外泄。（2）保持清洁和对被污染的空气、水和物体表面采取措施。（3）制定适宜的管理规定和操作程序，并要求工作人员严格遵守，尽量减少人员吸入或摄入放射性物质。（4）采用合适的个人防护器具，要求工作人员穿戴好个人防护用品，并讲究个人卫生。（5）妥善储存放射性物品。
45、辐射防护的三原则：辐射实践的正当化、辐射防护的最优化、限制个人当量剂量。实践的正当化：只有当辐射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。 辐射防护最优化：在实施某项辐射实践的过程中，可能有几个方案可供选择，在对几个方案进行选择时，应当运用最优化程序，也就是在考虑了经济和社会的因素之后，应当将一切辐射照射保持在可合理达到的尽可能低的水平。 限制个人当量剂量 ：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，必须用当量剂量限制对个人所受到照射加以限制。
46、已知吸收剂量，求当量剂量和有效剂量？
当量剂量HT ＝∑DR,T ×WR 有效剂量E ＝∑WT ×HT 单位是Sv
47、点源的照射量率与空气比释动能率？
点源的照射量率 点源的空气比释动能率
48、ICRP 提出的三种模型：参考人、呼吸道模型、胃肠道模型。（了解其定义概念）
49、核事故按性质可分为？
超剂量事故、放射性物质泄漏事故、表面污染事故、丢失放射源事故、临界事故。
50、如何测量中子与γ混合场？ P118
2:r F A X δ= 2:r A K k a Γ=
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。
? ? ? 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 。
辐射防护基础知识 第一章放射源 §1-1 物质、原子和同位素 自然界中存在的各种各样的物体，大的如宇宙中的星球，小的如肌体的细胞。都是由各种不同的物质组成的。 物质又是由无数的小颗粒所组成的。这种小颗粒叫做“原子”由几个原子还可以组成较复杂的粒子叫分子。如水，就是由二个氢原子和一个氧原子化合成一个水分子。无穷多的水分子聚在一起。就是宏观的水。 原子虽然很小，它仍有着复杂的结构。原子由原子核和一定数量的电子组成。原子核在中心，带正电。电子绕着原子核在特定的轨道上运动，带负电。整个原子的正负电荷相等，是中性的。原子核内部的情况又是怎样的呢？简单地讲，原子核是由一定数量的质子和中子组成。中子数比质子数稍多一些。两者数目具有一定的比例。 一个原子所包含的质子数目与中子数目之和，称为该原子的质量数。它也就是原子核的质量数。简单归纳一下： 质子（带正电，数目与电子相等） 原子核 原子中子（不带电，数目=质量数-原子序数）电子（质量小，带负电，数目与质子相等，称为原子序 数） 原子的化学性质仅仅取决于核外电子数目，也就是仅仅取决于
它的原子序数。我们把原子序数相同的原子称作元素。 有些原子，尽管它们的原子序数相同，可是中子数目不相同，这些原子的化学性质完全相同。而原子核有着不同的特性。例如：11H、 2 1H、3 1H，它们就是元素氢的三种同位素。又如： 59CO和60CO是元素钴的两种同位素。 235U和238U是元素铀的两种同位素 自然界中已发现107种元素，而同位素有4千余种。 原子核里的中子比质子稍多，确切地说，质子数与中子数应有 一个合适的比例（如轻核约为1：1，重核约为1：15）。只有这样的原子核才是稳定的，这种同位素就叫做稳定同位素。如果质子的数目过多或过少，也即中子数目过少或过多。原子核往往是不稳定的，它能够自发地发生变化，同时放出射线和能量。这种原子核就叫做放射性原子核。它组成的原子就叫做放射性同位素，如59CO是稳定同位素，60CO是放射性同位素。 放射性同位素分为天然和人工两种。天然的就是自然界中容观存在的。如铀、钍、镭及其子体；以及钾、钙等等。人工的就是通过人为的方法制造的。如利用反应堆或加速器产生的粒子打在原子核上，发生核反应，使原子核内的质子（或中子）数目发生变化。生成放射性同位素，60CO就是把59CO放在反应堆里照射。吸收一个中子后变成的，所以60CO就是人工放射性同位素。 §1-2放射性衰变和三种射线 放射性原子核通过自发地变化，放出射线和能量，同时自己变成一个新的原子核。这个过程叫做放射性衰变。
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/dt 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______、____空气污染___。9．根据国家辐射防护标准，辐射工作人员5年累积有效剂量应不超过__100___mSv，且任何一年不应超过___50___mSv；眼晶体每年不应超过__150___mSv，皮肤每年不应超过____500_____ mSv。辐射防护标准中剂量当量限值不包括___天然本底__和____医疗照射______两种照射。 10．表面污染的监测方法一般有两种，分别为__直接测量法___、__间接测量法__。11．距离一个γ点源1米处的剂量率为900μSv/h，那么某人距离该源3米处工作2小时，将接受的外照射剂量为__200___μSv。 12．一个γ点源外2m处剂量率为400μSv/h，欲使1m处工作人员半小时所受剂量不超过100μSv，需要设置_____39______mm厚的铅屏蔽层。（铅的半厚度为13mm。） 三、选择题（1×17=17分） 1.在正常本底地区，天然辐射源对成年人造成的平均年有效剂量约为 B 。 A)20mSv B) 2.4mSv C)5mSv 2.在人工辐射源中，对人类照射剂量贡献最大的是 B 。 A)核电厂 B)医疗照射
中华人民共和国国家标准 （GB 18871-2002） 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 Basic standards for protection against ionizing radiation and for the safety of radiation sources 1 范围 本标准规定了对电离辐射防护和辐射源安全(以下简称”防护与安全”)的基本要求。 本标准适用于实践和干预中人员所受电离辐射照射的防护和实践中源的安全。 本标准不适用于非电离辐射(如微波、紫外线、可见光及红外辐射等)对人员可能造成的危害的防护。 2 定义 本标准所采用的术语和定义见附录J （标准的附录） 3 一般要求 3.1 适用 3.1.1 实践 适用本标准的实践包括： a) 源的生产和辐射或放射性物质在医学、工业、农业或教学与科研中的应用，包括与涉及或可能涉及辐射或放射性物质照射的应用有关的各种活动； b ）核能的产生，包括核燃料循环中涉及或可能涉及辐射或放射性物质照射的各种活动； c) 审管部门规定需加以控制的涉及天然源照射的实践； d) 审管部门规定的其他实践． 3 .1. 2 源 3.1.2.1 适用本标准对实践的要求的源包括： a ）放射性物质和载有放射性物质或产生辐射的器件，包括含放射性物质消费品、
密封源、非密封源和辐射发生器； b) 拥有放射性物质的装置、设施及产生辐射的设备，包括辐照装置、放射性矿石的开发、或选冶设施、放射性物质加工设施、核设施和放射性废物管理设施； c）审管部门规定的其他源。 3.1.2.2应将本标准的要求应用于装置或设施中的每一个辐射源；必要时，应按审管部门的规定，本标准的要求应用于被视为单一源的整个装置或设施。 3.1.3照射 3.1.3.1适用本标准对实践的要求的照射，足由有关实践或实践中源引起的职业照射、医疗照射或公众照射，包括正常照射和潜在照射。 3.1.3.2通常情况下应将天然源照射视为一种持续照射，若需要应遵循本标准对干预的要求。但下列各种情况，如果未被排除或有关实践或源未被豁免，则应遵循本标准对实践要求。 a)涉及天然源的实践所产生的流出物的排放或放射性废物的处置所引起的公众照射； b)下列情况下天然源照射所引起的工作人员职业照射： 1）工作人员因工作需要或因与其工作直接有关而受到的氡的照射，不管这种照射是高于或低于工作场所中氡持续照射情况补救行动的行动水平（见附录H（提示的附录））； 2）工作人员在工作中受到氡的照射虽不是经常的，但所受照射的大小高于工作场所中氡持续照射情况补救行动的行动水平（见附录H（提示的附录） 3）喷气飞机飞行过程中机组人员所受的天然源照射； c）审管部门规定的需遵循本标准对实践的要求的其他天然照射。 3.1.4 干预 3.1. 4.1适用本标准的干预情况是： a）要求采取防护行动的应急照射情况，包括： 1）已执行应急计划或应急程序的事故情况与紧急情况； 2）审管部门或干预组织确认有正当理由进行干预的其他任何应急照射情况； b）要求采取补救行动的持续照射情况，包括： 1)天然源照射，如建筑物和工作场所内氡的照射； 2）以往事件所造成的放射性残存物的照射，以及未受通知与批准制度（见4.2.1
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
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。
培训试卷辐射安全与防护培训考试题及答案 课程名称：__________ 班级：__________ 姓名：学号_____ 一、选择题（1×17=17分） 1.在正常本底地区，天然辐射源对成年人造成的平均年有效剂量约为：B A)20mSv B) B)2.4mSv C)C) 5mSv 2.在人工辐射源中，对人类照射剂量贡献最大的是：B A)核电厂 B)医疗照射 C) 氡子体 3.在核电厂放射性热点设备上布置铅皮，目的是为了屏蔽：B A)β射线 B)γ射线 C)n射线 4.在内照射情况下，α、β、γ放射性物质的危害程度依次为：A A)α＞β＞γ B)γ＞β＞α C)γ＞α＞β 5.固定的表面污染对人具有 A 风险。 A)外照射 B)内照射 C) A＋B 6.工作人员控制区，个人剂量计应佩戴在工作人员的B 部位。 A)右胸 B)左胸 C)头部 7.控制区内产生的湿废物应作为B 进行收集和处理色收集袋。 A)可压缩 B)不可压缩 C)待去污物品
8.人体皮肤的β放射性表面污染限值为：B A)4Bq/cm B)0.4Bq/cm C)40Bq/cm 9.个人剂量限值限制的是：C A)外照射剂量 B)内照射剂量 C)内照射剂量+外照射剂量 10.在 B 工况下进入反应堆厂房，必须办理《红区进入许可222 证》。 A)任何 B)反应堆运行 C)停堆 11.气衣主要用于：B A)高外照射区域作业 B)严重空气污染+表面污染区域作业 C)放射性积水区域作业 12.在控制区内，工作人员的个人防护包括：B A)时间防护、距离防护、屏蔽防护 B)外照射防护、内污染防护、体表污染防护 C)外照射防护、空气污染防护、表面污染防护 13.下列不宜采用直接法测量表面污染的是：A A)环境γ本底高 B)固定表面污染 C)松散表面污染 14.下列不宜采用擦拭法测量表面污染的是：B A)环境γ本底高 B)固定表面污染 C) 松散表面污染15-16可能为多项选择题 15、下列哪些机体变化属于确定性效应：（a b c e） a. 皮肤损伤 b. 造血器官损伤 c. 中枢神经损伤 d. 癌症 e. 免疫系统受损
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
辐射防护 7.1 辐射量的定义、单位和标准 描述X和丫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射线或丫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射线或丫射线的光子在单位质量的空气中释放出来的所有电次级电子（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=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。 dm ――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，用称号CKg '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 3 6 1 cm 干燥空气质量为0.001293克=1.293 X 10-千克 1 伦=3.33 10=2.58 X 10-4库伦/ 千克 1.293 10 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、丫射线对空气的效应，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 dp 照射量率的定义是单位时间的照射量也就是dp除以dt所得的商即：P = & 照射量率（P）的SI单位为库伦/千克时，用符号CKg h 或伦/时（Rh ）、伦/ 秒（RS_1）
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北京树诚科技发展有限公司 第一部分：放射源基本知识 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”。大多数物质的原子核是稳定不变的，但有些物质的原子核不稳定，会自发地发生某些变化，这些不稳定原子核在发生变化的同时会发射各种各样的射线，这种现象就是人们常说的“放射性”。 有的放射性物质在地球诞生时就存在，如铀、钍、镭等，它们叫做天然放射性物质。另一方面，人类出于不同的目的制造了一些具有放射性的物质，这种物质叫人工放射性物质。 尽管100多年前人们才发现放射性，但放射性从来就存在于我们的生活中。放射性可以说无时不有，无处不在，我们吃的食物、喝的水、住的房屋、用的物品、周围的天空大地、山川草木乃至人体本身都含有一定的放射性。 人们受到的放射性照射大约有82％来自天然环境，大约有17％来自医疗诊断，而来自其他活动大约只有1％。 2、什么是放射源? 放射源是指用放射性物质制成的能产生辐射照射的物质或实体。放射源按其密封状况可分为密封源和非密封源。 密封源是密封在包壳或紧密覆盖层里的放射性物质，工农业生产中应用的料位计、探伤机等使用的都是密封源，如钴-60、铯-137、铱-192等。非密封源是
指没有包壳的放射性物质，医院里使用的放射性示踪剂属于非密封源，如碘-131、碘-125、锝-99m等。 放射源按发出射线的类型可分为阿尔法源(α射线)、贝塔源(β射线)、伽玛源(γ射线)、中子源(n射线)等。不同的放射源发射出不同类型的射线。这些射线看不见、摸不着，必须使用专门的仪器才能探测得到。不同的射线在物体中穿透能力也各有不同。一张厚纸可挡住阿尔法射线；有机玻璃、铝等材料可有效阻挡贝塔射线；伽玛射线穿透能力较强，可以用混凝土、铅等阻挡；中子射线需用石蜡等轻质材料来阻挡。因此，放射源并不可怕，对放射源无端的恐惧是没有必要的，特别是那些已经采取了安全保护措施，放射源品种很多，应用广泛，不仅在核设施，而且在科研院校、医疗机构、地质和煤田勘探与开采、石油开采与炼油、公路与桥梁建设、机械制造与安装、建材(尤其是水泥厂)、纺织、卷烟、造船、电力、制药、育种、造纸、冶金、仪表和钟表制造、电影制片、木材、塑料、面粉、饲料加工、电缆、荧光灯生产等各行各业都得到应用。 3、放射源的应用 几十年来，放射源的应用为发展国民经济、保障人民健康做出了重大贡献。在医学方面放射源广泛用于医学诊断、治疗和消毒灭菌。在农业方面用于辐照育种，可以改良品质，增加产量，还可用于灭菌保鲜等。在工业方面可用于石油、煤炭等资源勘探，矿石成份分析，工业探伤、无损检测、材料改性和料位、密度、厚度测量等。放射源还可用于人造卫星供电，火灾烟雾报警，污水治理等。 正常使用的放射源，对人体是基本没有危害的。 4、放射源的活度 一个放射源强度的大小通常不用体积或质量的大小来衡量，而使用放射性活度来表示。一个放射源在单位时间内发生衰变的原子核数称为它的放射性活度。1975年召开的国际计量大会规定了放射性活度的国际单位是秒的倒数（s-1），叫贝可勒尔（Becquerel），简称贝可，符号是Bq，1Bq就是放射性物质在1秒
概论 1.什么是辐射？ 辐射(Radiation) 是指能量以电磁波或粒子（如α粒子、β粒子等）的形式向外扩散。 2.简述辐射的特点及分类。 辐射的特点 1.具有一定的穿透力 2.视觉不能感知 3.遇到某些物质可以发出荧光 4.可使被照射物质发生电离或激发 辐射分类 1、电离辐射 能使其所通过的任何介质的原子产生电离的一类辐射,称为电离辐射。核辐射就是一种常见的电离辐射 2、非电离辐射 辐射量子能量＜12eV的电磁辐射不足以引起生物体电离的，称为非电离辐射 紫外线、可见光线、红外线、热辐射和低能电磁辐射\射频及激光等 紫外线的量子能量介于非电离辐射与电离辐射之间 特点：波长较长；辐射的内在能量较低 近年来非电离辐射的安全问题受到高度重视 物理基础 1.放射性核衰变方式有哪些？ α衰变 α射线特点： α粒子是高速运动的带正电的氦原子核。它的质量大、电荷多，电离本领大。 但穿透能力差，在空气中的射程只有1～2厘米，通常用一张纸就可以挡住β- 衰变 β-射线特点: β-射线是高速运动的电子流。它带负电荷，质量很小，贯穿本领比α粒子强， 而电离能力比α粒子弱。β-射线在空气中的射程因其能量不同而异，一般为 几米。通常用一定厚度的有机玻璃板、塑料板就可以较好地阻挡β-射线对人体 的照射 β＋衰变 β＋粒子全部动能损失后,与周围物质中的自由负电子结合,转变成两个方向相 反,而能量相等,均为0.511MeV的γ光子，称为正电子湮没辐射。 电子俘获衰变 EC Decay 核内中子数相对过少, 没有足够能量(<1.02MeV)，则从核外靠近内层的（K层）的电子轨道上俘获一个电子 γ衰变 γ射线特点： 是波长很短的高能电磁波。它不带电，不具有直接电离的功能，但可以通过和物质的相互作用间接引起电离效应。γ射线具有很强的穿透能力，在空 气中的射程通常为几百米。要想有效地阻挡γ射线，一般需要采用厚的混凝土 墙或重金属（如铁、铅）板块。 2.带电粒子及γ光子如何与机体相互作用？ 一、带电粒子与物质的相互作用 1.电离与激发 2．弹性散射带电粒子通过物质时，因为受到原子核库仑电场作用，而改变本身 运动方向，但是带电粒子与原子核在相互作用前后总动能保持不变
辐射安全与防护基础知识考试题 一、名词解释（每题2分，总共10 分）1．核素和同位素。 2．韧致辐射。 3．外照射和内照射。 4．吸收剂量： 5．平均电离能： 二、选择题（每题2分，总共20 分） 1．1896 年，法国科学家（）发现天然放射现象，成为人类第一次观察到核变化的情况，通常人们把这一重大发现看成是核物理的开端。 A ?卢瑟福 B ?贝克勒尔C.汤姆逊D ?居里夫人 2．下列人体组织和器官中哪一种的辐射敏感性最低：（） A ?心脏 B ?淋巴组织 C ?肌肉组织 D ?骨髓 3．下面哪种粒子的穿透力最弱（） A . 丫光子 B . B粒子C. a粒子D .中子 4. 丫光子把全部能量转移给某个束缚电子，使之发射出去，而光子本身消失的过程叫做（）A .电子对效应B .康普顿效应C.光电效应D .穆斯堡尔效应5．世界人口受到的人工辐射源的照射中，居于首位的是（） A .大气层核实验 B .医疗照射C.地下核试验D .核能生产 6．在相同能量的下列射线中，哪种射线的穿透力最强？（） A. a射线 B. B射线 C. 丫射线 D.质子7．在下述医疗照射中，每次检查的有效剂量最大的是哪种？（） A . CT B.血管造影C.介入治疗D.胸部X射线透视 8.在医学上X射线可用于透射的机制是（） A .穿透能力强 B .电离能力强C.射线能量大D .不同组织的吸收不同 9．辐射致癌属于那种效应：（） A .急性B.遗传C.确定性D.随机性 10．剂量率与点源距离的关系：（） A .正比B.反比C.平方正比D.平方反比 三、填空题（每空1分，总共20 分）
1. X 射线在医学上的用途较广，目前主要有两种诊断方式：__________ 和 ______ 。 2. _____________________________ X 射线机主要包括：和。 3. _________________________________ 天然辐射源按起因分为： _____ 、和三类。 4. _________________________________________ 人体受到的照射的辐射源有两类，即：和________________________________________________ ，其中主要的人工辐射源是： ________ ，_________ 和_______ 。 5. _______________________________ 辐射防护检测的对象是： ______________________ 和_____________________________________ 。具体检测有四个领域： ______________________ 6. 丫射线与物质发生的相互作用主要有光电效应、___________ 和_________ < 四、判断题（每题2分，总共20 分） 1. 地球上的天然辐射源都是来自宇宙射线。 （） 2. 原子核的质量等于组成原子核的中子和质子质量之和。（） 3. 放射性衰变符合指数衰减规律。（） 4. B粒子的能谱是连续的。（） 5. B衰变不仅放出B粒子，还要放出一个中微子。（） 6. 大多数气体探测器都工作于有限正比区。（） 7. 闪烁体都很容易潮解。（） 8. 吸能核反应的发生有一定的阈能。（） 9. 发生自发裂变的条件是自发裂变能Qf,s< 0。（） 10. 一种粒子与某种原子核的核反应反应道只有一个。（） 五、简答题（每题10 分，总共30分） 1. 什么是密封源和非密封源？ 2. 在放射性同位素和射线装置应用中，必须遵循辐射防护的哪三原则？ 3. 辐射防护的四个标准是什么？