放射防护三原则

放射防护的三原则

二、放射防护的三原则

国际放射放护委员会（ICRP）1977年第26号出版物中提出防护的基本原则是放射实践的正当化，放射防护的最优化和个人剂量限制。这三项原则构成的剂理限制体系。

1．放射实践的正当化

在进行任何放射性工作时，都应当代价和利益的分析，要求任何放射实践，对人群和环境可能产生的危害比起个人和社会从中获得的利益来，应当是很小的，即效益明显大于付出的全部代价时，所进行的放射性工作就是正当的，是值得进行的。

2．放射防护的最优化

使放射性和照射量在可以合理达到的尽可能低的水平，避免一些不必要的照射，要求对放射实践选择防护水平时，必须在由放射实践带来的利益与所付出和健康损害的代价之间权衡利蔽，以期用最小的代价获取最大的净利益。最优化原则又称为ALARA原则，健康代价（曲线A）

正比于总剂量，当总剂量较小时，放射防护代价（曲线B）很高，且随剂量的增加而急剧下降，曲线A和B代价之和有一最小值，这就是最优化键康代价与防射代价之和Wo。放射防护的最优化在于促进社会公众集体安全的卫生保健，它是剂量限制体系中的一项重要的原则。

3．个人剂量限制

在放射实践中，不产生过高的个体照射量，保证任何人的危险度不超过某一

数值，即必须保证个人所受的放射性剂量不超过规定的相应限值。ICRP规定工作人员全身均匀照射的年剂量当量限制为50毫希沃特*（mSv），广大居民的年剂量当量限值为1mSv（0．1rem）。我国放射卫生防护基本标准中，对工作人在民年剂量当量限值，采用了ICRP推荐规定的限值，为防止随机效应，规定放射性工作人员受到全身均匀照射时的年剂量当量不应超过50mSv（5rem），公众中个人受照射的年剂量当量应低于5mSv（0．5rem）。当长期持续受放射性照射时，公众中个人在一生中每年全身受照射的年剂量当量限值不应高于1mSv

（0．1rem），且以上这些限制不包括天然本底照射和医疗照射。

个人剂量限制是强制性的，必须严格遵守。各种民政部下规定的个人剂量限值是不可接受的剂量范围的下界，而不是可以允许接受的剂量上限。即使个人所受剂量没有超过规定的相应的剂量当量限值，仍然必须按照最优化原则考虑是否要进一步降低剂量。所规定的个人剂量限值不能作为达到满意防护的标准或设计

指标，只能作为以最优化原则控制照射的一种约束条件而已。

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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。

放射防护三原则

整理文本 放射防护的三原则 二、放射防护的三原则 国际放射放护委员会（ICRP）1977 年第26号出版物中提出防护的基本原则 是放射实践的正当化，放射防护的最优化和个人剂量限制。这三项原则构成的剂 理限制体系。 1．放射实践的正当化在进行任何放射性工作时，都应当代价和利益的分析，要求任何放射实践，对人群和环境可能产生的危害比起个人和社会从中获得的利益来，应当是很小的，即效益明显大于付出的全部代价时，所进行的放射性工作就是正当的，是值得进行的。 2．放射防护的最优化使放射性和照射量在可以合理达到的尽可能低的水平，避免一些不必要的照射，要求对放射实践选择防护水平时，必须在由放射实践带来的利益与所付出和健康损害的代价之间权衡利蔽，以期用最小的代价获取最大的净利益。最优化原则又称为ALARM则，健康代价（曲线A） 正比于总剂量，当总剂量较小时，放射防护代价（曲线B）很高，且随剂量的增加而急剧下降，曲线A和B代价之和有一最小值，这就是最优化键康代价与防射代价之和Wo o放射防护的最优化在于促进社会公众集体安全的卫生保健，它是剂量限制体系中的一项重要的原则。 3．个人剂量限制 整理文本

在放射实践中，不产生过高的个体照射量，保证任何人的危险度不超过某一数值，即必须保证个人所受的放射性剂量不超过规定的相应限值。ICRP B定工作人员全身均匀照射的年剂量当量限制为50毫希沃特* (mSv),广大居民的年剂量当量限值为1mSv( 0. 1rem)。我国放射卫生防护基本标准中，对工作人在民年剂量当量限值，采用了ICRP推荐规定的限值，为防止随机效应，规定放射性工作人员受到全身均匀照射时的年剂量当量不应超过50mSv (5rem)，公众 中个人受照射的年剂量当量应低于5mSv (0. 5rem)。当长期持续受放射性照射时，公众中个人在一生中每年全身受照射的年剂量当量限值不应高于1mSv (0. 1rem)，且以上这些限制不包括天然本底照射和医疗照射。 个人剂量限制是强制性的，必须严格遵守。各种民政部下规定的个人剂量限值是不可接受的剂量范围的下界，而不是可以允许接受的剂量上限。即使个人所 受剂量没有超过规定的相应的剂量当量限值，仍然必须按照最优化原则考虑是否要进一步降低剂量。所规定的个人剂量限值不能作为达到满意防护的标准或设计指标，只能作为以最优化原则控制照射的一种约束条件而已。

放射防护

1什么叫原子能级？什么叫基态、受激态？电子在不连续的轨道上运动,原子所具有的能量也是不连续的,这种不连续的能量状态称为原子的能级.基态：原子处于最低能量状态，电子运行时如既不向外界辐射也不向外界吸收能量，处于基态的原子最稳定。受激态：电子吸收了一定大小的能量后（某两个能级差的能量），电子跳跃到一更高的能级轨道上，此时原子不稳定，称受激态。2什么叫同位素？什么叫原子核衰变、半衰期、放射性活度？凡其有相同的质子数（原子序数）和不同的中子数的同一类元素称为同位素原子核的衰变：放射性同位素原子核不稳定，能自发地放出α、β、γ射线而变成另一种元素的现象。半衰期：放射性核素的数目减少到原来的一半所需要的时间称之.放射性活度：单位时间内原子核衰变的数目称为放射性活度，简称活度。3.影响连续辐射的因素包括哪些内容？连续X线的总强度(I连)与管电流(i)、管电压(U)、靶原子序数(Z)的关系可用下面公式近似表示出来；I连= K1 I Z Un 4.X线的产生条件有哪些？何渭连续辐射和标识辐射？1电子源.2使电子在某个空间高速运动. 3靶。电子在介质中受到阻滞、急剧减速时，将部分能量转化为电磁辐射(即X射线)，称为韧致辐射，又称连续辐射。高速电子进入到原子核附近的强电场区域，然后飞离强电场区域从而完成一次电子与原子核的相互作用时，电子的速度大小和方向必然发生变化。电子损失的能量将以电磁波（包括X线）形式向外辐射。电子的这种能量辐射叫标识辐射。5什么是特征X线的激发电压？靶原子的轨道电子在原子中具有确定的结合能，只有当入射高速电子的动能大于其结合能时，才有可能被击脱造成电子空位，产生特征X线。6连续辐射的最短波长是由什么决定的？标识辐射的射线波长是由什么决定的？连续辐射的最短波长只与管电压有关。标识辐射的射线波长只与两级能量差有关7.为什么从球管发出的X线是一束包含有各种波长的混合射线？由于每个高速电子与靶原子作用是的对应位置不痛，且每个电子与靶原子作用前具有的能量也不同，所以各次互相作用对应的辐射损失也不同，因而发出x线光子频率也互不相同，所以他们具有的波长也不相同8．影响X线质与量的因素有哪些？影响X线量的因素1）靶原子序数的影响，2）管电流的影响3）管电压的影响。影响X线质的因素1）管电压（千伏值）的影响2）整流方式的影响3）、滤过方式的影响9什么叫阳极端效应？阳极端效应对实际X线检查有什么意义？阳极端效应：在平行于球管长轴方向上．近阳极端的有效点小，x线量少，成像质量好。近阴极端的有效焦点大，x线量多，成像质量差。由于诊断用X线管倾斜角θ小，x线能量不高，足跟效应（阳极端效应）非常显著，因此要将x线管射出的x线滤过，使x线趋于均匀，投着=照时还应考虑若被照体厚，且密度大时应置于靠近阴极端。10.X线有哪些基本特性？物理特性1．X线在均匀的、各向同性的介质中，是直线传播的不可见电磁波。2．X 线不带电，它不受外界磁场或电场的影响。3．穿透作用4．荧光作用5．电离作用6．热作用(二)化学特性1．感

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 。

辐射安全与防护培训考试题及答案

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

GB18871-2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准

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

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

X射线防护的基本方法

X射线防护的基本方法 对于射线检测人员，主要考虑的是外照射的辐射防护，通过防护控制外照射的剂量，使其保持在合理的最低水平，不超过国家辐射防护标准规定的剂量当量限值。 射线防护的三要素是距离、时间和屏蔽，或者说射线防护的主要方法是时间防护、距离防护和屏蔽防护，俗称为射线防护的三大方法，其原理如下： §3.1 时间防护 时间防护的原理是：在辐射场内的人员所受照射的累积剂量与时间成正比，因此，在照射率不变的情况下，缩短照射时间便可减少所接受的剂量，或者人们在限定的时间内工作，就可能使他们所受到的射线剂量在最高允许剂量以下，确保人身安全（仅在非常情况下采用此法），从而达到防护目的。时间防护的要点是尽量减少人体与射线的接触时间（缩短人体受照射的时间）。 根据：剂量=剂量率x时间，因此可根据照射率的大小确定容许的受照射时间。 例题1：射线检测工作人员所处位置在有辐照的情况下该位置的剂量率为 50x10-6Sv/h，按照GB4792-1984的规定，为了限制随机效应的发生率，年剂量当量限值为50mSv，如果每年按照50周考虑工作时间，则每周的剂量当量限值为1mSv=1x10-3Sv，则工作人员每周可工作的小时数是多少？ 解： [1x10-3Sv]/[50x10-6Sv/h]=20h 例题2：按照GB4792-1984的规定，为了限制随机效应的发生率，年剂量当量限值为50mSv，如果每年按照50周考虑工作时间，则每周的剂量当量限值为1mSv=1x10-3Sv，射线检测工作人员每周工作时间如果是24h，则工作人员所处位置在辐照时的最大剂量率不能超过多大？ 解：[1x10-3Sv]/[ 24h]=41.6x10-6 Sv/h §3.2 距离防护 距离防护是外部辐射防护的一种有效方法，采用距离防护的射线基本原理是首先将辐射源是作为点源的情况下，辐射场中某点的照射量、吸收剂量均与该点和源的距离的平方成反比，我们把这种规律称为平方反比定律，即辐射强度随距离的平方成反比变化（在源辐射强度一定的情况下，剂量率或照射量与离源的距离平方成反比）。增加射线源与人体之间的距离便可减少剂量率或照射量，或者说在一定距离以外工作，使人们所受到的射线剂量在最高允许剂量以下，就能保证人身安全。从而达到防护目的。距离防护的要点是尽量增大人体与射线源的距离。 平方反比定律可用公式说明： I A /I B =F B 2/F A 2，式中：I A -距离A处的射线强度； I B -距离B处的射线强度；F B -射线源到B处的距离；F A -射线源到A处的距离。 该公式说明射线一定时，两点的射线强度，与它们的距离平方成反比，显然，随着距离的增大将迅速减少受辐照的剂量。不过要注意：上述的关系式适用于没有空气或固体材料的点射线源，实际上的射线源都是有一定体积的，并

放射卫生防护基本知识(DOC)

放射卫生防护基本知识 放射卫生防护基本原则与措施 （一）放射防护的目的与原则 目的：预防确定性效应，控制随机性效应 放射防护的基本原则： 1、放射实践的正当化：又称合理性判断，经过论证（进行代价与利益分析），某种辐射实践的利大于害，就是电离辐射实践正当化原则。 2、放射防护的最优化：可合理达到的尽量低的原则，即用最小的代价获得最大的净利益。 3、个人剂量限值：不可接受的剂量范围下限，即个人所受照射剂量不应超过规定的相应限值。 在医疗照射来说，就是要在保证疗效或诊断结果的前提下给予最适宜的剂量，选择最佳的条件与最适当的操作技术，把受照剂量减少到最低水平。 （二）放射卫生防护基本措施 1、严格落实卫生部卫办监督发【2012】148号《卫生部办公厅关于规范健康体检应用放射检查技术的通知》： ◆不得将放射检查列入儿童及婴幼儿的健康体检项目。 ◆一般每年在健康体检中应用放射检查技术不超过1次。 ◆健康体检应当优先使用普通X线摄影、CR；有条件的的地区，推荐使用DR取代普通X线摄影和CR检查。健康体检不得使用直接荧光屏透视；除非有明确的疾病风险指征（如年龄在50周岁以上并且长期

大量吸烟、心血管疾病风险评估为中高风险等），否则不宜使用CT；不得使用PET、PET/CT、SPECT和SPECT/CT。 ◆医疗机构应当为受检者配备必要的放射防护用品，对非投照部位采取必要的防护措施；严格控制照射野范围，避免邻近照射野的敏感器官或组织受到直接照射；对育龄妇女腹部或骨盆进行X线检查前，应当确定其是否怀孕，不得对孕妇进行腹部或骨盆放射影像检查。检查中除受检者本人外，不得允许其他人员留在机房内，受检者需要扶携或近身护理时，对扶携或护理者也应采取相应的防护措施。 2、严格遵宁《GB130-2013医用X射线诊断放射防护要求》： ◆机房内布局要合理，应避免有用线束直接照射门、窗和管线口位置；不得堆放与该设备诊断工作无关的杂物；机房应设置动力排风装置，并保持良好的通风。 ◆机房门外应用电离辐射警告标志、放射防护注意事项、醒目的工作状态指示灯，灯箱处应设警示语句；机房门应有闭门装置，且工作状态指示灯和与机房相通的门能有效联动。 ◆患者和受检者不应在机房内侯诊；非特殊情况，检查过种中陪检者不应滞留在机房内。 ◆每台X射线设备根据工作内容，现场应配备不少于表4基本种类要求的工作人员、患者和受检者防护用品与辅助防护设备，其数量应满足开展工作需要，对陪检者应至少配备防护衣；防护用品和辅助防护设施的铅当量不应低于0.25mmPb；应为不同年龄儿童的不同检查，配备有保护相应组织和器官的防护用品，防护用品和辅助防护设施的

辐射防护知识培训

辐射防护知识讲座 ?第一部分辐射防护的目的原则与方法 一、放射防护目的 防止发生确定性效应，把随机性效应控制在可以接受的水平。限制随机性效应的发生率并降低到可以接受的水平；保障从事放射工作的人员和公众以及他们的后代的健康与安全，保护环境，促进放射性同位素和核技术的应用和发展。 实现辐射防护目的的办法： 1、为了防止确定性效应的发生，把剂量当量限值定在足够低的水平上，以保证工作者在终生全部时间内受到的照射也不会达到产生有害效应的阈值。 2、使一切具有正当理由的照射保持在合理的可以达到的尽量低的水平。 二、放射防护基本原则 1、实践的正当化 ?是指从事任何与放射性有关的活动，都要有正当理由。采取任何可能接受辐射剂量的行动，都要经过事先论证，进行正当化分析。 2、辐射防护最优化 ?在考虑辐射防护时，并不是要求受照剂量越低越好，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. 个人剂量限制 个人剂量限制是指在具备实践正当化和防护最优化的条件下，人员接受的剂量不能超过一定量值。 职业性外照射个人监测规范 GBZ128-2002 ?监测目的：对明显受到照射的器官或组织所接受的平均当量剂量或有效剂量作出估算，进而限制工作人员所接受的剂量，并且证明工作人员所接受的剂量是否符合有关标准。 ?监测原则：所有从事或涉及放射工作的个人，都应接受职业外照射个人监测。 ?a) 对于任何在控制区工作，或有时进入控制区工作且可能受到显著职业外照射的工作人员，或其职业外照射年有效剂量可能超过5mSv/a

的工作人员，均应进行外照射个人监测。 ?b) 对于在监督区工作或偶尔进入控制区工作、预计其职业外照射年有效剂量在1mSv/a─ 5mSv/a范围内的工作人员，应尽可能进行外照射个人监测。 ?c) 对于职业外照射年剂量水平可能始终低于法规或标准相应规定值的工作人员，可不进行外照射个人监测。 个人计量计佩带要求及监测周期 ?对于比较均匀的辐射场，当辐射主要来自前方时，剂量计一般在左胸前；当辐射主要来自人体背面时，剂量计应佩带在背部中间。 ?对于工作中穿戴铅围裙的场合（如放射科），通常应佩带在围裙里面。 ?当受照剂量可能相当大时(如介入放射学操作)，则还需在围裙外面衣领上另外佩带一个剂量计，以估算人体未被屏蔽部分的剂量。 ?只有当受照剂量很小且个人监测仅是为了获得剂量上限估计值时，剂量计才可佩带在围裙外面胸前位置。 ?对于短期工作和临时进入放射工作场所的人员（包括参观人员和检修人员等），应佩带直读式个人剂量计，并按规定记录和保存他们的剂量资料。 ?常规监测周期 ?一般为30日，也可视具体情况延长或缩短，但最长不得超过90天。 三、外照射防护 ?外照射系指来自体外的电离辐射对人体的照射。 ?能够引起外照射的电离辐射源主要包括：①放射性核素，其中包括放射性核素、放射性核素和放射性中子源等。②X射线机。③粒子加速器。④核裂变反应堆。 （一）外照射防护目的和出发点 ?目的：保护特定人（群）不受过分的直接或潜在的外照射危害。 ?出发点：从防护目的的实现以及与此相关的社会付出方面综合进行考虑。 （二）外照射防护基本原则 ?保证完满达到电离辐射源的应用目的，又使人员受到的辐射照射保持在可合理做到的最低水平，即 ALARA 原则。 ?1、最优化：在应用辐射源带来的利益和进行防护所付出的代价之

放射防护三原则

放射防护的三原则 二、放射防护的三原则 国际放射放护委员会（ICRP）1977年第26号出版物中提出防护的基本原则是放射实践的正当化，放射防护的最优化和个人剂量限制。这三项原则构成的剂理限制体系。 1．放射实践的正当化 在进行任何放射性工作时，都应当代价和利益的分析，要求任何放射实践，对人群和环境可能产生的危害比起个人和社会从中获得的利益来，应当是很小的，即效益明显大于付出的全部代价时，所进行的放射性工作就是正当的，是值得进行的。 2．放射防护的最优化 使放射性和照射量在可以合理达到的尽可能低的水平，避免一些不必要的照射，要求对放射实践选择防护水平时，必须在由放射实践带来的利益与所付出和健康损害的代价之间权衡利蔽，以期用最小的代价获取最大的净利益。最优化原则又称为ALARA原则，健康代价（曲线A） 正比于总剂量，当总剂量较小时，放射防护代价（曲线B）很高，且随剂量的增加而急剧下降，曲线A和B代价之和有一最小值，这就是最优化键康代价与防射代价之和Wo。放射防护的最优化在于促进社会公众集体安全的卫生保健，它是剂量限制体系中的一项重要的原则。 3．个人剂量限制

在放射实践中，不产生过高的个体照射量，保证任何人的危险度不超过某一数值，即必须保证个人所受的放射性剂量不超过规定的相应限值。ICRP规定工作人员全身均匀照射的年剂量当量限制为50毫希沃特*（mSv），广大居民的年剂量当量限值为1mSv（0．1rem）。我国放射卫生防护基本标准中，对工作人在民年剂量当量限值，采用了ICRP推荐规定的限值，为防止随机效应，规定放射性工作人员受到全身均匀照射时的年剂量当量不应超过50mSv（5rem），公众中个人受照射的年剂量当量应低于5mSv（0．5rem）。当长期持续受放射性照射时，公众中个人在一生中每年全身受照射的年剂量当量限值不应高于1mSv （0．1rem），且以上这些限制不包括天然本底照射和医疗照射。 个人剂量限制是强制性的，必须严格遵守。各种民政部下规定的个人剂量限值是不可接受的剂量范围的下界，而不是可以允许接受的剂量上限。即使个人所受剂量没有超过规定的相应的剂量当量限值，仍然必须按照最优化原则考虑是否要进一步降低剂量。所规定的个人剂量限值不能作为达到满意防护的标准或设计指标，只能作为以最优化原则控制照射的一种约束条件而已。

X线诊断中受检者放射防护原则教学提纲

X线诊断中受检者放射防护原则

X线诊断中受检者放射防护原则 一、总则 1、受检者在X线诊断中所受的医疗照射，必须遵循实践的正当化和放射防护最优化原则，以使受检者确有正当理由需要接受的照射，保持在可以合理达到的最低水平。 2、必须积极开展并认真搞好X线诊断的质量保证工作，不断提高X线诊断水平，减少受检者所受照射剂量。 3、开展X线诊断服务的有关临床医师、X线工作者等都直接对受检者防护负有重要责任。 二、工作原则要求 1、必须配备各性能合格的医用诊断X线机与相应防护设备、辅助设备等。所有设备 (包括受检者防护用品)必须定期进行质量检测和检查。 2、合理设置X线工作区，必须有相应防护设施和管理措施确保候检与陪伴人员得到有效的防护。 3、操作X线诊断设备和施行X线诊断检查人员，必须具备足够专业技能和放射卫生防护知识。 4、受检者需要转科或转院就诊时，应提供方便使得能够利用已有的X线检查结果，避免受检者受不必要的重复检查。 5、加强受检者剂量监测，及时发现问题，提高防护水平。 三、X线诊断的正当性判断 1、有关临床医师必须掌握各种医学影像诊断技术的特点及适应证。在医学实践中，应根据患者的病史、体格检查、临床化验等进行正确的临床判断，在比较可供选择的各种检查技术之后，方可根据患者的实际需要确定是否提出X线检查申请。

2、对任何患者均不得盲目申请X线检查。同时必须注意防止提出价值不大的重复性X线检查申请。 3、有关临床医师必须在X线检查申请单中写明患者的主要病史和己有的检查结果，指出X线检查目的和检查部位等，以便X线工作者复核并正确施行检查。 4、X线工作者对所有X线检查申请，均应认真复核。对不符合正当性判断的申请，有权退回。 5、群体X线检查，必须根据地区性有关疾病的流行情况、预期检查效果和X线检查远期效应的危险度等进行正当性判断，以确定群检是否值得进行及应进行的范围。 6、以医学监护为目的的群体X线检查，必须针对不同群体实际，恰当控制X线检查人数、部位和频率。少年儿童的群体X线检查尤须谨慎。 7、对育龄妇女和孕妇申请X线检查，必须符合 GB16349的要求。 8、对婴幼儿申请X线检查必须从严控制。 9、用于科学研究目的的X线检查的正当性判断，应在放射卫生防护部门指导下进行。针对每项研究计划必须制定适当的管理限值。 用于科学研究X线检查，必须坚持受检者自愿的原则。让受检者明了所估计的照射危险。此类照射需有关单位负责人批准方可由训练有素的人员施行。 四、受检者防护的主要技术因素 1、各种医用诊断X线机的防护性能、工作场所防护设施及安全操作，均必须符合GB 8279的要求。 2、决定施行X线检查时，应通过最优化分析选择合适的检查方法，制定最佳的检查程序。力求在能够获得满意的诊断信息的同时，又使受检者所受照射减少至最低限度。

辐射防护概论课后题及其答案(参考).docx

思考题与习题（第一章p21） 1. 为什么定义粒子注量时，要用一个小球体？ 答：粒子注量：?：= dN Ida表示的是非单向平行辐射场的情况。之所以采用小球体，是为了保证从各个方向入射的粒子有相同的截面积，从而保证达到“门是进入单位截面积小球的粒子数”的目的。 2. 质量减弱系数、质量能量转移系数和质量能量吸收系数三者之间有什么联系和区别？ 答：区别： 质量减弱系数Zr :不带电粒子在物质中穿过单位质量厚度后，因相互作用， 粒子数减少的份额 质量能量转移系数叽I ■■:不带电粒子在物质中穿过单位质量厚度后，因相互作用，其能量转移给带电粒子的份额 质量能量吸收系数J en I :不带电粒子在物质中穿过单位质量厚度后，其能量被 物质吸收的份额。 联系： 由J= J P知，质量能量转移系数J tr I ■■是质量减弱系数A的一部分; 由J en I ：?= J tr /「1 - 9知，某物质对不带电粒子的质量能量吸收系数J en ∣：；，是质量能量转移系数J tr I J和1 - g的乘积。

4. 在 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 射线照射下产生IO -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？ _ 6 6 dQ 10 一 10 一 . I k V= 0.011 C ? kg 一 11 V 解： dm d 2 l 1 .29 3.14 0.03 2 0.1 4 4 D a = 33 .85 X = 33.85 0.011 = 0.372 Gy 答：该考察点处的照射量为0.011 C 4kg ^ ,该点处空气的吸收剂量为0.372 Gy 。 5. 通过测量，已知空气中某点处照射量为 6.45× 10-3C ? kg -1 ,求该点处 空气的 吸收剂量。 解: D a =33.85X =33.85 6.45 10 ^=0.218 Gy 答：该点处空气的吸收剂量为0.218 Gy 。 6. 在60Co 射线照射下，测得水体模内某点的照射量为 5.18× 10-2C ?kg -1, 试计算同一点处水的吸收剂量。（60Co 射线能量1.25MeV ） 解：取 射线能量为1.25 MeV ,查表1.3得f m =37.64 J? C -1 ,于是， D m =f m X =37.64 5.18 10 丄=1.949 Gy 答：同一点处水的吸收剂量为1.949 Gy 。 7. 用一个小型探头的照射量仪器，在实质骨的一个小腔内测得照射量为 7.74× 10-3 C ? kg -1。设辐射源的光子平均能量为 80 KeV ,试计算在此照射条件 下实质骨的吸收剂 量。 解：查表1.3得f m =75.19J? C -1 ,所以 D m = f m X = 75 .19 7.74 10 = 0.582 Gy 联系: W a — —?； D m e l ''en ^LW a 心/订 e D = E 1 一 g =K I ^g