辐射防护的目的与任务
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2010.06
目录
3.1 辐射防护的概念、目的与任务
辐射防护已成为核科学领域中一个重要分支，是专门研究防止电离辐射对人体危害的综合性边缘学科。它与许多学科存在交叉领域。辐射防护和核安全有许多交叉的地方。其主要内容要求涉及到的学科有：原子核物理学、核化学、辐射剂量学、核辐射探测技术、核电子学、放射生物学、放射卫生学、放射生态学和辐射评价学等。内容极为丰富，至今在理论上或在应用上仍处在发展和深化阶段，有许多新课题尚待研究和介决。
3.1.2 辐射防护的目的与任务
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。
日常生活中所遇到的
射线?a?a来源
天然本底照射：1.宇宙射线
初级宇宙射线：质子（87％）、α粒子（10％）、重带电粒子、电子、中子等。平均能量1010eV，最高能量可达1019eV。
宇生放射性核素和原生放射性核素
2. 宇生放射性核素：
–对公众剂量有明显贡献的核素，14C、
3H、22Na、7Be。
我国人群平均每天食入的放射性及体内
放射性物质的含量估计值
天然辐射源照射世界平均辐射剂量值
天然辐射源照射世界平均辐射剂量值（续）
a.括号内是UNSCEAR1993年给出的估计值。
b.从海平面到高海拔的地区的整个范围。
c.与土壤和建材中放射性核素的组成有关。
d.与氡气在室内的积累有关。
e.与食品和饮水中放射性核素的组成有关。
正常本底地区天然辐射源
致人体的年有效剂量
世界天然辐射高本底地区
世界天然辐射高本底地区（续）
我国部分 辐射较高的地区
生活在高海拔地区或上述高本底地区的居民会受到较高的
外照射剂量。居住在通风不良的室内居民也会受到较高的
内照射剂量，这主要是氡的贡献。
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。
天然本底照射的特点是它涉及到世界的全部居民，并
以比较恒定的剂量率为人类所接受。所以可将天然辐射源
的照射水平作为基准，用以与各种人工辐射源的照射水平
相比较。
人们关注室内氡浓度
根据2000年UNSCEAR估计，在世界“正常”本底地区每年由于吸入氡及其短寿命子体产生的辐射剂量约占人类所受全部天然辐射年有效剂量的一半（1.25mSv）。由于室内氡浓度较高，人们在室内停留时间比在室外长，因此对室内氡及其子体的水平测量以及
它们对健康的影响问题，越来越引起人们的关注。
资料
全国政协科教文卫体委员会、中国癌症基金会编撰的《癌症的科学与实践》：
最高发的癌症依次为肺癌、乳腺癌和结直肠癌。
我国癌症死亡率已居死亡首位。
死亡率最高的癌症依次为肺癌、肝癌、胃癌、食管癌及结直肠癌。
北京每年新增2万名癌症患者（全国220万）肺癌居第一，其次是结直肠癌和肝癌。
2004-2010《中国癌症预防与控制规划纲要》中，肺癌、肝癌、胃癌、食管癌、结直肠癌、宫颈癌、乳腺癌和鼻咽癌被列为重点防治的癌症。这8种癌症死亡约占中国癌症总死亡人数的80％以上。
自上世纪70年代以来，癌症死亡在我国一直呈持续增长趋势。目前癌症死亡已位居我国各类死因的第一位。如不加以控制，20年内癌症死亡人数将上升1倍。 2005年有60万人死于肺癌，肺癌已成为我国致死率首位的恶性肿瘤。目前，北京的所有恶性肿瘤发病统计中，肺癌发病率和死亡率均居首位，同时，据全国肿瘤防治愚治研究办公室提供的数字，目前肺癌发病已普遍提前5至10岁。
室内瞬时氡浓度随时间的变化
采用双率膜法测量了室内瞬时氡浓度随时间的变化。早晨（04：00－07：00）的氡浓度明显高于一天中的其他时间，最高值在06：00前后。在83个小时的持续监测中观测到的最大浓度是最低浓度的5.6倍。氡浓度这种昼夜变化的一种解释是由于早晨低部大气层的逆温现象导致的垂直交换的减少。在18：00－24：00期间氡浓度比较稳定，且接近一天的平均值。室内瞬时氡浓度随大气压力的变化而变化，当大气压力降低时，原来在土壤、建材等材料孔隙中的氡与外界大气压力于压力平衡状态的氡会大量释放到室内，引起室内氡浓度的增加。大气压力下降1％时，大约会使室内氡浓度增加1倍以上。
我国居室中氡浓度
典型的矿物加工工业设施或运行释放出的天然放射性核素
引起的最大有效剂量
不同航线机舱内宇宙辐射有效剂量(软件计算结果)
注：假设短航线的巡航高度为11.0km,爬升到巡航高度的时间为20分钟，降落20分
钟。飞行时间取自公布的时刻表。表中各航线的剂量是1999年的平均值,剂量估算的误差约为±20%。
（b）某些长航线
注：假设长航线50%飞行时间的巡航高度为11.0km,另50%飞行时间的巡航高度为12.5 km。爬升到巡航高度的时间为30min，降落时间30min。飞行时间取自公布的时刻表，因此包括停在地面上的时间。表中国外航线是太阳活动最小情况下的计算结果，而起点在中国的航线是1999年的平均值,计算结果的误差约为±20%。
天然照射的组成
人工辐射—— 1. 医疗辐射
全世界医用X射线检查的频率、有效剂量和集体剂量
（1991-1996）（UNSCEAR2000）
全世界医用X射线检查的频率、有效剂量和集体剂量
（1991-1996）（续）
人工辐射—— 2. 核电站
人工辐射—— 3. 核爆炸
各国大气层核爆炸次数和核爆炸当量
大气层核试验产生的放射性核素的
平均年有效剂量μSv （UNSCEAR2000）
核试验对我国居民产生的年平均剂量负担
人工辐射的组成
生活中的辐射来源?组成
人类生活方式对辐射水平的影响
3.3 辐射照射的类别
照射是指受照的行为或状态。根据不同的行为或状态，照射的分类方法就有好几种。照射可以是外照射（体外源的照射），也可以是内照射（体内源的照射）。照射可以分为正常照射或潜在照射；也可以分为职业照射、医疗照射或公众照射；在干预情况下，还可以分为应急照射或持续照射。
3.3.1 职业照射
工作人员在其工作过程中所受的所有照射。
这里有两种情况要排除在外：一是除了国
家有关法规和标准所排除的照射；另一是
根据国家有关法规和标准予以豁免的实践
或辐射源所产生的照射。
通常情况下应将天然源照射视为一种持续
照射，但是，喷气飞机飞行过程中机组人
员所受的天然源照射，列入工作人员的职
业照射。
3.3.2 公众照射
公众成员所受的辐射源的照射。
这里指的照射，包括获准的源和实践所产生的照射和在干预情况下受到的照射，但不包括职业照射、医疗照射和当地正常天然本底辐射的照射。所以，也有两类照射是被排除在外的：即除非这种照射是被排除的或引起这种照射的实践或源是被豁免的。对于末被排除的天然源照射或未被豁免的天然源，除了氡所致的照射低于审管部所制定的持续照射行动水平（将在下一条中叙述）的情况以外，对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，仍应遵循国家标准的有关规定。
对于含有放射性物质的消费品，除了下列三种情况外，任何人均不得向公众出售能够引起辐射照射的消费品：所引起的照射是被排除的；或者是消费品中的放射性含量是被豁免的；该消费品已经审管部门批准可以销售的。
3.3.3 医疗照射
患者（包括不一定患病的受检者）因自身医学诊断或治疗所受的照射、知情但自愿帮助和安慰患者的人员（不包括施行诊断或治疗的执业医师和医技人员）所受的照射，以及生物医学研究计划中的志愿者所受的照射。
在进行医疗照射时，必须认真实施医疗照射的辐射防护体系基本原则：
1. 医疗照射的正当性判断
2. 医疗照射的防护与安全最优化
3. 医疗照射的指导水平与剂量约束
3.3.4 潜在照射
有一定把握预期不会受到但可能会因源的事故或
某种具有偶然性质的事件或事件序列（包括设
备故障和操作错误）所引起的照射。
所以，从实质上来说，对潜在照射的控制，就是
对辐射源的安全性的控制。
应对个人所受到的潜在照射危险加以限制，使来
自各项获准实践的所有潜在照射所致的个人危险
与正常照射剂量限值所相应的健康危险处于同一
数量级水平。
除医疗照射外，对一项实践中任一特定源，其剂量约束和潜在照射危险约束应不大于审管部门对这类源规定或认可的值，并不大于可能导致超剂量限值和潜在照射危险限值的值。
对任何可能向环境释放放射性物质的源，剂量约束还应确保对该源历年释放的累积效应加以限制，使得在考虑了所有其他有关实践和源可能造成的释放累积和照射之后，任何公众成员（包括其后代）在任何一年里所受到的有效剂量均不超过相应的剂量限值。
应使辐射源始终处于受保护状态，防止被盗和损坏，并防止任何人未经批准进行辐射实践；并保证将源的失控、丢失、被盗或失踪的信息立即通知审管部门；对可移动的源应定期进行盘存，确认它们处于指定位置并有可靠的保安措施。
应对源运用与其潜在照射的大小和可能性相适应的多层防护与安全措施（即纵深防护），以确保当某一层次的防御措施失效时，可由下一层次的防御措施予以弥补或纠正，以达到：防止可能引起照射的事故；减轻可能发生的任何这类事故的后果；在任何这类事故之后，将源恢复到安全状态。
3.4电离辐射对人体健康的作用
3.4.1 辐射的作用过程
3.4.2 影响辐射生物学作用的因素
一、物理因素
二、生物因素
3.4.3 剂量与效应的关系
辐射与人体相互作用会导致某些特有生物效应。效应的性质和程度主要决定于人体组织吸收的辐射能量。从生物体吸收辐射能量到生物效应的发生，乃至机体损伤或死亡，要经历许多性质不同的变化，以及机体组织、器官、系统及其相互关系的变化，过程十分复杂。
3.4.1 辐射的作用过程
3.4.2 影响辐射生物学作用的因素
一、物理因素
（4）照射部位和面积
辐射损伤与受照部位及受照面积密切相关。这是因为与各部位对应的器官对辐射的敏感性不同；另一方面，不同器官受损伤后对整个人体带来的影响也不尽相同。例如，全身受到射线照射时可能发生重度的骨髓型急性放射病；而以同样剂量照射人体的某些局部部位，可能不会出现明显的临床症状。照射剂量相同，受照面积愈大，产生的效应也愈严重。
（5）照射的几何条件
外照射情况下，人体内的剂量分布受
到入射辐射的角分布、空间分布以及辐射能谱的影响，并且还与人体受照时的姿势及其在辐射场内的取向有关。因此，不同的照射条件所造成的生物效应往往会有很大的差别。
除以上所述，内照射情况下的生物效应还取决于：进入体内的放射性核素的种类、数量，它们的理化性质，在体内沉积的部位以及在相关部位滞留的时间。
不同组织和器官对辐射致癌作用的敏感性
3.4.3 剂量与效应的关系
躯体效应（somatic effects）
定义：发生在受照者本人身上的效应。
关于遗传效应
遗传效应是由生殖细胞的变异引起的。
电离辐射所致生物效应的分类
（2）依据效应发生的时期
日本东海村核燃料加工厂核临界事故（99.09.30上午）根据推算，铀的临界量为2.4kg，而这名工作人员却将16kg的铀硝酸
盐溶液一下子都倒入沉淀池中，
于是即引发了链式核裂变反应，
在瞬间三人都看见了“兰色的
闪光”辐射射监测报警器立即
呜响，临界事故已发生。
关于晚期效应的潜伏期
辐射致癌的潜伏期
皮肤损伤与射线及剂量的关系，Gy
世界卫生组织国际癌症研究中心
特别工作组报告
电离辐射所致生物效应的分类确定性效应
（deterministic effects）
随机性效应
(stochastic effects)
辐射作用人体的方式
辐射效应的分类
(1)发生概率与剂量有关；
(2)严重程度与剂量无关；
(3) 线性比例、无阈。
确定性效应
(1)有阈
(2)严重程度与剂量有关
确定性效应与随机性效应
一些确定性效应阈值-1
一些确定性效应阈值-2
射线对人体的作用
根据目前的认识，大致可分为两类
有益的：
–人类生存条件之一，
–天然辐射提高免疫力、刺激作用。
有害的：
–大剂量照射时，可能得各种放射病；
?小剂量照射时，有三个大家关心的问题：遗传、致癌、寿命。根据目前所掌握的知识来看，这些影响可忽略，可被接受。
?射线对人体作用时，有三种生化指标可能会发生变化白血球、血小板、染色体。
2004年各国期望寿命（2006中国卫生统计年鉴）
3.5辐射剂量与辐射防护中
常用量及其单位
3.5.1 照射量
3.5.2 比释动能
3.5.3 吸收剂量
3.5.4 器官剂量
3.5.5 有关辐射量之间联系与区别
3.5.6 当量剂量
3.5.7 有效剂量
3.5.8 待积当量剂量与待积有效剂量
一、待积当量剂量
二、待积有效剂量
3.5.9 集体当量剂量与集体有效剂量
一、集体当量剂量
二、集体有效剂量
3.5.1 照射量
在气体中每形成一对离子所消耗的平均电离能。称平均逸出功。单位为eV/离子对。
既没有把成为辐射损失的那部分能量计算在内，也没
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。
电离辐射防护基本标准
电离辐射防护与辐射源安全基本标准 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，包括与涉及或或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、放射性矿石的开采或选冶设施、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，将本标装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 适用于本标准对实践的要求的照射，是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的要求：
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
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。
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
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
辐射防护实验报告
《辐射防护实验报告》 专业：xxx 姓名：xxx 学号：2010xxxx 实验一：γ射线的辐射防护 一、实验目的 1、掌握X-γ剂量率仪的使用方法； 2、了解环境中的γ照射水平； 3、通过不同时间和距离的测量，获得γ外照射防护的直观认识，加强理论与实际的联系。 二、实验原理 闪烁探测器是利用核辐射与某些透明物质相互作用，使其电离和激发而发射荧光的原理来探测核辐射的。γ射线入射到闪烁体内，产生次级电子，使闪烁体内原子电离、激发后产生荧光。这些光信号被传输到光电倍增管的光阴极，经光阴极的光电转换和倍增极的电子倍增作用而转换成电信号，它的幅度正比于该次级电子能量，再由所连接的电子学设备接收、放大、分析和记录。 三、实验内容 1、测量实验室γ照射本底环境； 2、测量一条环境γ照射剂量率剖面； 3、测量岩石的γ照射剂量率； 4、加放射源，测量并计算不同测量时间情况下的剂量； 5、加放射源，测量不同距离情况下的剂量率。 四、实验设备 1、Ra-226源一个； 2、X-γ剂量率仪一台； 3、岩石标本。 五、实验步骤
布置实验台，注意：严格按照实验步骤进行，首先布置好准直器、探测仪，最后放置放射源，养成良好的操作习惯！！ 实验步骤如下： 1、调节准直器以及探测仪器的相对位置； 2、设置好仪器的测量时间为30秒，记录仪器的本底剂量率Nd （连测3次，取平均值）； 3、在探测仪器对面布置好放射源，使得射束中轴线和准直器中轴线重合，源探距离为1米，如上图所示，测定并记录仪器的剂量率N01（连测3次，取平均值）； 4、调整仪器的测量时间为60秒，测定并记录仪器的剂量率N02（连测3次，取平均值）； 5、调整仪器的测量时间为90秒，测定并记录仪器的剂量率N0（连测3次，取平均值）； 6、暂时屏蔽放射源，源探距离为米，测定并记录仪器的剂量率N1（连测3次，取平均值）； 7、暂时屏蔽放射源，源探距离为2米，测定并记录仪器的剂量率N2（连测3次，取平均值）； 8、在校园里测量一条环境γ照射剂量率剖面，记录每个测点的仪器的剂量率（连测3次，取平均值）； 9、在博物馆前的岩石标本处测量不同岩性岩石的γ照射剂量率，记录每个测量的剂量率（连测3次，取平均值）； 10、数据处理。 数据处理如下： 1）本底剂量率为： 2）在距离放射源、1、2米处不同时间计数率为：
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。
辐射防护模拟考试题
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
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
辐射防护的目的及基本原则是什么
1.防止有害的确定性效应； 2.将随机性效应的发生率降至可接受的水平。 辐射防护的原则 对於因进行任何活动，而增加了个人或群体的辐射照射，国际放射防护委员会(ICRP)在其一九九零年的建议书（第60号刊物）内，列出三项基本辐射防护原则： 1.实践的正当化─任何涉及辐射照射的行动都必须具备充分理 由，即该行动对受照射的个人或社会利多於弊； 2.防护的最优化─个人剂量及受辐射照射的人数，应在合理可行 和顾及经济和社会因素的情况下减至最少；以及 3.个人剂量限值─个人所受的照射须符合剂量限值，确保没有人 需要承受不能接受的辐射危害。
对於因核意外而令自然环境辐射水平增加，国际放射防护委员会在其一九九零年的建议书（第60号刊物）及一九九一年的建议书（第63号刊物）内，均建议需进行干预(即通过某些活动影响已存在的照射原因，从而降低总照射量)，保障受到影响的人的健康，其防护原则为： 1.正当化─在降低剂量而减少危害的同时，干预本身带来的危害 与代价，包括社会代价，必需是值得的。 2.最优化─干预的形式、规模及持续的时间应当谋求最优化，令减 低辐射危害而得到的好处，扣除干预带来的危害后，得到最大的净利益。 剂量学中常用的量 吸收剂量 吸收剂量是辐射防护剂量学中的一个基本量。它是量度物质受到电离辐射照射后，吸收能量多少的一个物理量。 定义：单位质量物质吸收的电离辐射能量。 单位：戈瑞，简称戈，其符号为Gy。 当量剂量 辐射对人体的影响除了与吸收剂量有密切关系外，还与电离辐射的种类及其能量有关。当量剂量是量度不同种类及能量的辐射，对人体个别组织或器官造成的影响的一个物理量。 定义：特定种类及能量的辐射在一个组织或器官中引致的当量剂量，就是该辐射在组织或器官的平均吸收剂量乘以该辐射的权重因子。这个权重因子称为
辐射防护的主要目的
辐射防护的主要目的 辐射防护是原子能科学技术的一个重要分支,它研究的是人类免受或少受电离辐射危害的一门综合性边缘学科。那么辐射防护的主要目的是什么呢? 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
电离辐射防护的原则和标准(DOC)
电离辐射防护的原则和标准 刘福珍 2009091103 医学影像学院09影七班
电离放射防护的原则和标准 摘要：电离辐射广泛存在于自然界中，并且目前人工辐射已遍及各个领域，电离辐射对人类的危害日益突出。故本文将从电离辐射防护基础知识、电离辐射的来源、电离辐射的危害、电离辐射防护的重要性、电离辐射防护的原则、电离辐射防护的标准等六个方面来进行详述以便加强人们对电离辐射防护的原则和标准的认识。 关键词：电离辐射、电离辐射防护的原则、电离辐射防护的标准 前言：电离辐射普遍存在于自然界中，与人类的生活息息相关。而且一个多世纪以来, 电离辐射技术首先在医学诊断与治疗, 进而在科学研究、能源、工业、农业、地质、考古、军事等各个领域的应用不断发展并日益广泛。人们在受益的同时也尖锐地面临如何更好趋利避害问题。于是, 放射防护学这门交叉学科相应得到不断发展。国际放射防护委员会( ICRP)等有关国际组织和世界各国在放射防护标准的研究制定与推广应用方面所做的大量工作, 突出体现了放射防护事业的进步。研究制定出科学实用的放射防护标准并认真实施, 旨在力求从电离辐射技术广泛应用中获益的同时, 有效控制和防止可能带来的电离辐射危害, 又促进核科学技术应用的发展。因此, 放射防护标准是指导防护实践的依据, 是人类在不断发展核科学技术及其应用中保障自身安全与保护环境的重要手段。随着电离辐射技术应用的日益广泛, 社会对电离辐射防护与辐射源安全提出了更高要求。为了有效达到放射防护目的, 国际原子能机构( I2AEA ) 等积极倡导加强各国辐射防护基础结构( infrastructure) 建设。放射防护标准的建立时刻以放射防护原则为基础。放射防护法规与标准是国家辐射防护基础结构的关键要素。尤其放射防护基本标准是所有放射防护次级专项标准的基础和依据, 无疑是放射防护工作的纲。放射防护基本标准不仅在放射防护领域, 而且在整个核科学技术以及相关领域都占有举足轻重的地位（1）。因此，对电离放射防护的原则和标准的正确理解是必不可少的。