辐射防护试题库（无评分标准）

成都理工大学《辐射防护》考试试题

一、 名词解释

1、核素 具有特定质量数、原子序数、核能态，而且其平均寿命长得足以被观察的一类原子。

2、平均电离能 某种介质产生一对离子对所需要能量的平均值。 粒子注量 在辐射场某点P为中心，划出一小球形区域，如果球体的截面积为da，从各个方向入射该球体的粒子总数为dN，则dN与da的商定义为辐射场P点处的粒子注量。DN/da

3、能注量率 单位时间内进入单位截面积da的球体内的所有粒子的能量之和（不包括静止质量）称为能注量。dE/dadt

4、比释动能――单位质量介质中，间接电离粒子传递给直接电离粒子的能量dEtr。K＝dEtr/dm。

5、吸收剂量――致电离辐射授与某一体积元中物质的平均能量除以该体积元中物质的质量而得的商。

6、辐射量 是描述辐射场、辐射作用于物质时的能量传递及受照物内部变化的程度和规律而建立起来的物理量及其量度。

同位素 原子核具有相同的质子数而不同的中子数的核素。 7、放射性活度 表征放射性核素特征的物理量，单位时间内处于特定能态的一定量的核素发生自发核转变数的期望值。A＝ｄN/dt

8、授与能 电离辐射授与一定体积中物质的能量，而且这些能量全部被该体积内的物质所吸收。E＝SUM Ein-SUM Eex+SUM(Q放－Q消耗)

9、照射量 是表示X或伽玛射线在空气中产生电离大小的物理量。在质量为dm的体积元的空气中，当光子产生全部电子(正、负电子)均被阻 止于空气中时，在空气中所形成的一种符号的离子总电荷的绝对值与质量dm的商。

10、剂量当量指数 某点的剂量当量指数HI定义为以此点为中心，由密度为1g/cm3的软组织等效材料所组成、直径为30cm的球体内的最大吸收剂量。 11、γ照射率常数的物理意义 距离1居里的γ源1米处，在1个小时内所产生的照射率。

12、质量能量吸收系数

表示γ射线在物质中穿过单位厚度以后，其能量被物质吸收的份额。单位为：m2*Kg。

13、当量剂量

采用了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的辐射量。 14、平均自由程

表示每一个光子经过一次相互作用之前，在物质中所穿过的平均厚度。 15、能量注量

以辐射场中某一点为球心的小球的所有粒子能量（不包括静止能量）只和dEn除以该球截面积da所得的商。单位为J/m2. 16、质量能量转移系数

表示γ射线在物质中穿过单位厚度以后，因相互作用，其能量转移给电子的份额。

2

单位为：m*Kg。 17、急性躯体效应

在短时间内受到大剂量照射，由辐照引起的显现在受照者本人身上的有害效应。 18、平均电离能

在特定物质中产生一个离子对所需要的平均能量。

19、透射比

辐射场中某点处设置厚度为d的屏蔽层后的X或γ射线的当量剂量率H1(d)，与设置屏蔽层前的X或γ射线当量剂量率H0的比值。 20、质量能量转移系数

表示γ射线在物质中穿过单位厚度以后，因相互作用，其能量转移给电子的份额。

2

单位为：m*Kg。 21、有效剂量

为了计算受到照射的有关器官和组织带来的总危险，相对随机性效应而言，在辐射防护中用当量剂量与组织权重因子的乘积定义为有效剂量。 22、组织权重因子

器官或者组织T受照射所产生的危害与全身均匀照射时所产生的总危害的比值，它反应了在全身均匀照射下各该器官或组织对总危害的相对贡献。 23、

靶器官

吸收辐射能量的组织或者器官。 24、吸收量

吸收到体液（主要指血液）中去的放射性核素的量，即从摄入量部位转移到身体器官或组织的量。单位Bq. 25、转移能

不带电粒子在某一个体积元内转移给次级带电粒子的初始动能的总和，包括在该体积内发生的次级过程所产生的任何带电粒子的能量。 26、

能谱的硬化

若入射?射线是由几种能量的光子组成的，则由于不同能量的?光子的?值不同，当他们通过物质时?大的成分减弱的快，?小的减弱的慢。因此，随着通过物质厚度的增加，那些不易被减弱的“硬成分”所占比重会越来越大，这种现象称为能谱的硬化。

27、待积当量剂量 指人体一次摄入放射性物质后，某一器官或组织在50年内(成人50年，儿童，70年)将要受到的累积的当量剂量。

28、集体当量剂量 集体当量剂量指一组人某指定的器官或组织T所受的总辐射照射量。ST??HT,iNi

i二、 填空（12分，每空1分）

1. X、γ射线和电子的品质因素是 1 ；未知能量的中子和静止质量大于1

个原子质量单位的单电荷粒子的品质因素是 10 ；α粒子的品质因素是 20 。

2.放射性职业性个人全身均匀照射的年剂量当量限值是 50 mSv/year ；广大居民中的个人全身均匀照射的年剂量当量限值是 5 mSv/year 。

1.放射性职业性个人全身均匀照射的年有效剂量限值是 20mSv·a－1 ；广大居民中的个人全身均匀照射的年有效剂量限值是 1mSv·a－1 。 3.α射线与物质相互作用的主要形式是 电离 和 激发 。 4. β射线与物质相互作用的主要形式是 弹性散射 、 电离激发 和 轫致辐射 。

5.ICRP建议以年剂量当量限值的 1\\10 作为辐射监测的记录水平； 3/10 辐射监测的调查水平。

6.天然γ射线与物质相互作用的主要形式是 光电效应 、 康普顿效应 和 形成电子对效应

7.按照出现辐射效应可以分为 躯体效应 和 遗传效应 ，另外一种根据出现的概率分为 随机效应 和 非随机效应 。

8．辐射的晚期效应主要指： 癌症 、白血病 和 寿命缩短 。 9．点源是指辐射源的线度远小于源至计算剂量点的距离的辐射源。（1分） 10.外照射防护的三大要素是： 减少照射时间 、 增加与源的距离 和 设置屏蔽 。

11.内照射防护的一般措施是 包容 、 隔离 和 净化 、 稀释 。

12.辐射防护的检测大致可分为 个人剂量 、 工作场所和 环境辐射监测 三个方面。

13.写出常用的三种伽玛射线的防护材料： 铅 、 铁 、 混泥土 。 14.描述中子源特性的三个重要参数是： 中子产额 、 中子能谱 、和 中子发射的角分布 。

15.人体受到照射的辐射源有两类，即 天然辐射源 、 人工放射源 。

16.辐射防护标准一般可分为 基本限值 、 导出限值 、 管理限值 和 参考水平 四个级别。

17.辐射防护中剂量限制包含： 剂量限制 和 潜在照射危险限制 ； 剂量约束和 潜在照射危险约束 。

18.中子同人体肌体的主要作用方式有： 弹性散射 、 非弹性散射 和 辐射俘获 。

19.有效剂量的单位： Sv ，当量剂量的单位 Sv 。

20.辐射防护标准一般可分为 基本限值 、 导出限值 、 管理限值 和 参考水平 四个级别。

21.描述中子源特性的三个重要参数是： 中子产额 、 中子能谱 、和 中子发射的角分布 。

22.我国现行的辐射防护标准为： 《电离辐射防护与辐射源安全基本安全标准》 ，在新标准值中照射分为： 职业照射 、 医疗照射 、和 公众照射 。 23.辐射防护三原则中的 辐射与安全最优化原则 也可称为ALARA原则。 24.影响辐射学作用的两个因素是 物理因素 和 生物因素 。

25.沉积在呼吸道中的物质主要廓清途径有 吸收入血 、 通过咽喉进入肠胃道 和 通过淋巴管进入淋巴结 三个方面。

26.当今世界使人类照射的主要人工放射源有： 医疗照射 、 核动力产生 和 核爆炸 三种。

27.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 随机性 效应和 确定性 效应。

28.辐射防护的基本原则有 辐射实践的正当化 、 辐射与安全的最优化 和 剂量限值 。

三、简要回答下列问题（每题6分，共24分） 1.简述放射性物质进入人体的途径。

吸入。放射性气体，液体或固体微粒都可能通过污染空气经呼吸道吸入体内。 食入。可以通过食物。应用水等导致居民和工作人员长时间摄入放射性物质。 通过皮肤吸收。完好的皮肤食放射性物质进入体内的天然屏障，但是有些放射性蒸气或液体能够通过皮肤而被吸入。当皮肤破裂时，放射性物质可以通过皮组织而被吸收进入体内。 2. 什么是“带电子粒子平衡”。

间接电离辐射照射某物质时，在小体积内元内，若进入该体积元的带电粒子和离开该体积元的带电粒子总能量和谱分布达到平衡时，就称该体积元内达到带电粒子平衡。

3. 简述照射量的物理概念及其与吸收剂量之间的关系。

照射量是表示X或γ射线在空气中产生电离大小的物理量。定义为在质量为dm的体积元的空气中，当光子产生的全部电子（正、负电子）均被阻止于空气中，在空气中所形成的一种符号的离子总电荷的绝对值除以dm所得的商。

干燥空气中吸收剂量和照射量率得关系： D＝8.69*10-3X（戈）

4.屏蔽设计的主要内容

选择合适材料；确定屏蔽结构形式；设计屏蔽厚度；妥善处理散射孔道泄漏 5.辐射防护的方式。

减少照射时间；增大距离；在人和源之间加屏蔽。 6.受照条件及各条件的危险度。

照射方式、照射部位和照射面积。 内比外强。

根据各个照射器官不一样，有差别。 照射面积大，危害大。

7.简述辐射防护的目的及进行辐射防护的基本原则。

目的：防止有害的非随机性效应，限制随机性效应的发生率，使之达到被认为可以接受的水平。 基本原则：辐射实践的正当化――指在进行伴随着辐射照射的某种实践前首先应进行代价与利益的分析，只有获得的利益才认为是正当的。

辐射防护的最优化――在上述基础上，做到照射应当保持在可以合理做到的最低水平。

个人剂量当量限值――限制个人剂量不得超过某些限定值。 8.辐射防护的基本任务是什么？

1）保护环境，保障从事辐射工作人员和公众成员以及他们后代的安全和健康，允许进行可能产生辐射照射的必要活动。

2）提高辐射防护措施的效益，以促进核科学技术、核能和其他辐射应用事业的发展。

9.影响辐射生物学作用的物理效应有那些？

1）辐射类型，内照射α>β>γ,外照射γ>β>α。

2）剂量率及分次照射。在吸收剂量相同的情况下，剂量率越大，生物效应越显著。分次越多，各次照射间隔时间越长，生物效应就越小。

3）照射部位和面积。人体各个器官的辐射敏感性不一样，在人体照射部位不同，所受的伤害不一样。照射剂量相同，受照射面积越大，产生的效应也越大。 4）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。

10.简述β射线防护中，说明各种材料的选择与组合顺序，并说明原因。 β射线的屏蔽材料一般有铝、有机玻璃、混泥土、铅等。遵循的原则是低Z+高Z材料。因为当对β射线选择屏蔽材料时，必须先用低Z材料置于近β辐射源的一侧，然后视情况，在其后附加高Z材料。如果次序颠倒，由于β射线在高

Z材料中比低Z材料中能产生更强的轫致辐射，结果形成一个相当强的新的X射线辐射源。

11.简要说明快中子在物质中含H物质中的慢化吸收过程。

含有H的物质，在中间的慢化吸收过程中，首先H同中子发生弹性闪射，由于弹性散射符合能量和动量守恒定理，所以中子同H发生弹性的过程中，传递给H的能量最大，中子快速的慢化。慢中子还能同H发生辐射俘获，从而吸收中子。

12.吸收剂量、比释动能两者之间的联系和区别？

联系：在带点粒子平衡和其产生的轫致辐射效应可以忽略的条件下，可以认为比释动能与吸收剂量在数值上相等，但这只对低能X或?射线来说的成立的。 区别：吸收剂量适用于任何带电粒子及不带电粒子和任何物质，它表征辐射在所关心的体积V内沉积的能量，这些能量可来自V内或者V外。比释动能只适用于不带电粒子和任何物质，表征不带电粒子在所关心的体积V内交给带电粒子的能量，不必注意这两能量在何处，以何种方式损失的。 13.辐射防护标准中的限值有哪几类？简述它们的基本概念。

限制分为四类：基本限值，导出限值，管理限值，和参考水平。 基本限值是辐射防护标准中的基本标准，它包括有效剂量限值和次级限值两种。 辐射防护监测中，有许多测量结果很少能用当量剂量来直接表示。

可以根据基本限值，通过一定的模式导出一个辐射防护监测结果比较用的限值，这种限值称为导出限值。

管理限值是由主管当局或单位管理部门指定的限值。 参考水平是决定采取某种行动或决策的水平。 14.简述宽束γ射线在物质中的衰减规律。

N?BN0e?ud

其中B为累积因子，用来对窄束减弱规律加以修正。 15.简述外照射的基本防护方法。

减少接触放射源的时间，增大与放射源的距离，设置屏蔽。 16.吸收剂量、当量剂量和有效剂量的区别与联系。

吸收剂量适用于任何带电粒子及不带电粒子和任何物质，它表征辐射在所关

心的体积V内沉积的能量，这些能量可来自V内或者V外。所以吸收剂量是辐射场的物理参数以及受照射物理的特性相关的物理量。

当量剂量：为了用同一尺度来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，选用当量剂量来表示辐射量。

随机性效应概率与当量剂量的关系还与受照射组织或者器官有关。人体受到的任何照射，几乎总是不只涉及一个器官或者组织，为了计算受到照射的有关器官和组织带来的总的危险，相对随机效应而言，在辐射防护中引进有效剂量。 17.描述中子同人体组织相互作用的过程。

快中子通过与人体组织中的H、C、N、O等原子核的弹性和非弹性散射，不断的将能量传递给组织而被慢化，慢化以后的热中子又通过辐射俘获等作用被吸收。

18.质量衰减系数和质量能量转移系数之间的联系和区别？

质量衰减系数表示γ射线穿过单位长度距离后，因相互作用，其光子数减少的分数值。

质量能量转移系数表示辐射在穿过单位长度距离后，由于相互作用，其能量转移给电子的份额。

质量衰减系数只关心光子数的减少，不设计光子的能量是否被吸收；质量能量转移系数中考虑光子授予电子的能量。

19.对γ射线的吸收中，为什么会出现能谱的硬化现象？

若入射?射线是由几种能量的光子组成的，则由于不同能量的?光子的?值不同，当他们通过物质时?大的成分减弱的快，?小的减弱的慢。因此，随着通过物质厚度的增加，那些不易被减弱的“硬成分”所占比重会越来越大，这种现象称为能谱的硬化。

20.快中子防护的特点是什么？为什么要选择含氢多的物质作为快中子的屏蔽材料？

在快中子的防护中，首先要有中等原子序数的材料，将快中子的能量通过非弹性散射，将能量降低到1MeV左右。含有H的物质，在中间的慢化吸收过程中，首先H同中子发生弹性闪射，由于弹性散射符合能量和动量守恒定理，所以中子同H发生弹性的过程中，传递给H的能量最大，中子快速的慢化。慢中子还能同

H发生辐射俘获，从而吸收中子。 21.辐射防护中常规监测的目的是什么？

1）主要了解辐射装置运行中对周围环境的污染程度、污染规律和污染趋向。 2）估算公众中个人所受剂量当量负担和集体剂量当量负担，评价由于污染可能带来的危害和深远影响。

3）检验“三废”治理效能，并为改进三废治理措施提供科学依据。 22.计算宽束中子衰减的分出界面应用条件是什么？

1）屏蔽层足够厚，使得在屏蔽层后面的当量剂量主要是中子束中一组贯穿能量最强的中子的贡献所致。

2）屏蔽层内含有像铁、铅之类的中等重的或重的材料，以使辐射中子能量通过非弹性散射很快降低到1MeV左右。

3）屏蔽层内要含有足够的氢（或充分混合，活放在屏蔽层的最后），以保证在很短的距离内，使中子能量从1MeV左右很快的降低到热能区，使其能量在屏蔽层内被吸收。

23.简述影响辐射生物效应的生物因素。

1）不同的生物种系的辐射敏感性不同，种系的演化程度越高，基体结构越复杂，其对辐射的敏感性越高。

2）个体不同发育阶段的辐射敏感性不同。随着个体发育过程的推进，其对辐射的敏感性会逐渐的降低。

3）不同细胞、组织或器官的辐射敏感性不同。人体内繁殖能力越强，代谢越活跃，分化程度越低的细胞，对辐射越敏感。 24.什么是随机性效应？随机性效应的特点？

随机性效应是指效应的发生率(而非严重程度)与剂量大小有关的那些效应。

随机性效应同剂量之间的关系：无剂量阈值；发生率与剂量成正比；严重程度与剂量无关。

25.对于职业照射可以采取哪措施可以控制？

对职业照射的控制通常在三方面进行：对源，通过限定其特性及附近的屏蔽与围封；对个人，通常要求工作方式与使用防护衣具及器械；在环境中，使用通风或附加的屏蔽；

26.简述内照射个人监测的目的？

内照射个人监测的目的是：

1)估算待积有效剂量，需要时估算受照器官或组织的待积当量剂量，以验证

是否符合管理和审管要求；

2)有助于设施的设计和运行控制；

3)在事故照射情况下，为启动和支持任何适宜的健康监督和治疗提供有价值的资料。

四、论述题（20分）

1.试论述γ射线与物质相互作用的光电效应。（10分）

一个具有hv能量的光子与一个束缚电子发生相互作用，将全部能量传递给原子，光子消失，电子获得能量成为光电子，这一过程称为光电效应。产生光电效应以后的原子处于激发态，以X射线或俄歇电子或者其它辐射的方式放出多余能量。

2.试论述中子在屏蔽层中得减弱原理。（10分）

从中子屏蔽得角度来看，中子在物质中得减弱可以分成2个过程：首先中子通过与物质的非弹性散射与弹性散射，使中子慢化变成热中子；第二步是热中子被物质俘获吸收。

非弹性散射，中子与原子核作用，将部分能量用于激发原子核，而原子核在退激的过程中放射出γ射线。非弹性散射发生以后，中子的能量降低，发生非弹性散射的几率降低。中子与物质靠弹性散射来降低能量。此时轻物质较容易吸收中子能量。

当快中子转化为热中子以后，采用对热中子吸收截面大、俘获γ辐射能量低的材料对中子进行吸收，减少在俘获的过程中产生俘获γ辐射。 3.试论述影响辐射损伤的因素。（10分）

1）辐射敏感性。新生而又分裂迅速的细胞（如血细胞）辐射敏感性高，肌肉及神经细胞的辐射敏感性最低。

2）剂量大小。总体来说，剂量越大，受到的危害越大，但是还要从随机效应和非随机效应加以区分。 3）剂量率大小。小剂量的分散照射臂一次大剂量率的急性照射所造成的辐射损伤要小的多。在进行剂量控制时，应尽可能低的剂量率水平下分散进行。 4）传能线密度（LET）大小。辐射的传能线密度越大，它在物质中的电离密度越大，产生的生物效应也就越大。

5）受照条件（照射方式、照射部位、照射面积） 4．试论述γ射线与物质相互作用的康普顿效应。

当入射γ射线与原子的电子壳层中的一个电子发生一次碰撞（此电子既可以是束缚电子，也可以是自由电子）时，γ射线射线将部分能量传给电子，使它与γ射线的初始运动方向成ψ角射出，而γ射线射线与初始运动方向呈θ角散射。（5分）

图（3分）

散射光子 hυ’入射光子 hυθφ反冲电子 mev2 /2

表达式（2分）

动量守恒hvhv'?sin??mv?sin?cchv'cos??mv?cos? c动能守恒1hv?hv'?mev225.论述辐射计量学研究的内容以及在辐射防护中的地位。

辐射计量学主要研究辐射能量在物质中的转移、吸收规律；受照物质内的剂量分布与辐射场的关系；辐射计量与有关辐射效应之间的联系，以及辐射剂量的测量和计算方法等；研究辐射效应的作用机制，实施辐射引起人体辐射损伤的医学诊断和治疗，以及辐射效应提供可靠的科学依据。

辐射计量学在辐射防护中具有重要的地方。它是辐射防护的基础知识，也是人类对辐射损伤认识的知识的总结。 6.论述氡气的危害以及防护措施。

氡气危害：吸入肺部，变成固体，黏附在肺部，形成长期照射。得5分； 氡的子体都是a辐射体，在内照射中具有较强的辐射损伤能力。得5分； 防护措施：增加通风；减少呼吸时间；对源实行密闭等。得5分； 7.论述布拉格—戈瑞原理和空腔电离室测量剂量的原理。

设一束均匀的X或γ射线照射固体介质，假定介质内存在一充有气体的小空腔，空腔的线度足够小以致：

(1)射线直接在小腔内产生的电离可以忽略不计，腔内的气体电离几乎全部是介质中的次级电子引起的；

(2)空腔的存在不会改变介质中初始光子和次级电子的能谱和角分布；

(3)空腔周围的辐射场是均匀的，且周围介质厚度大于次级电子在其中的最大射程；

在满足以上条件，并达到电子平衡时，空腔位置上介质的吸收剂量Dm与空气体积中由次级带电粒子产生的电力之间的关系：

?WDm?qg??e???Sm,g ?式中，qg是次级电子在单位质量空腔体积中所产生的电荷，C/kg；Sm,g是物质与腔体内气体的平均质量碰撞阻止本领比，数值上等于次级电子分别授予单

位质量介质的平均能量(Em)和腔内气体的平均能量(Eg)的比值，即：

Sm,g?(S/P)mEm ?(S/P)gEg以上所述即为布拉格-戈瑞原理。

五：计算题 （20分）

1、计算距一个活度为1居里的钴60放射源1米远处的伽玛射线照射量率。（已知钴60放射源放出能量分别为1.33MeV和1.17MeV两组伽玛光子，每次衰变产生光子的百分比均为100%，它们在空气中的质能吸收系数分别为2.623×10-3m2/kg和2.701×10-3m2/kg）。（10分）

解：先求处该源的伽马常数： 根据伽马常数的计算公式：

?????i?i1?niEi(?en/?)a,i

4?(W/e)Г＝2.361×10－3（1×2.623×10－3×1.33×106/（6.242×1018）＋1×2.701×10－3

×1.17×106/(6.242×1018)） =2.52*10-18库仑×米/千克 照射量率：

X＝AГ/R2=9.47*10-8库仑/千克*秒

11

2、用专用汽车运输一个A＝3.7×10Bq的钋－铍中子源。源用石蜡屏蔽罐盛装，要求将离源1m处驾驶员所在位置上的当量剂量率HL控制在2.5uSv/h以下，求石蜡屏蔽罐需要多厚？（δ＝Ay=2.5×107s-1;?L＝1.96/cm2*s;宏观分出截面为0.0118/cm；Bn=5;q=1）（10分） 解：

根据公式：

d?1?ln[??Bn?q]4?r2??L12.5?107?5?1?ln[]0.01184??100?1.96?52.8cm

3、在137Cs γ射线照射下，测得某软组织内某点的照射量为5.1?10?2 C/kg，试求该点处软组织的有效剂量。(fm?37.29 J/C，辐射权重因子WR?1，组织权重因子WT?0.01)（6分） 参考答案：

该点处的吸收剂量 D?fm?X?37.29?5.1?10?2?1.902 J/kg 所以，当量剂量 HT?WR?D?1.902 J/kg 有效剂量 HT?WT?HT?0.12?1.902?0.228 J/kg

4、活度为2.0?1010Bq的241Am-Be中子源，就距离1m处的中子当量剂量率为多少？(210Po-Be中子源中子产额y?54.1?10?6s?1Bq?1，fHI?m?39.5?10?15sv?m2。)（7分）

参考答案：

中子源的发射率??Ay?2.0?1010?54.1?10?6?1.082?106 s?1 所以在1m处的中子当量剂量率为：

HI??fHI?m1.082?106??39.5?10?15?3.402?10?9 Sv?s?1?12.24 ?Sv?h?1 24??15、现将一个放射性活度为1.85?1015 Bq的60Co辐射源，放置于材料为普通混泥土的辐照室中央，源室内径为6m，假设参考点到辐射源的水平距离为25m，且该处的当量剂量要求不超过3.45?10?5 mSv?h?1。试计算普通混泥土的屏蔽厚度。 表2 各向同性点源γ射线减弱K倍所需的混泥土屏蔽层厚度，cm 606060减弱倍数K Co 减弱倍数K Co 减弱倍数K Co 1×105 118.3 1×106 138.2 1×107 158.0 2×105 124.3 2×106 144.2 2×107 163.9 3×105 127.8 3×106 147.6 3×107 167.4 4×105 130.3 4×106 150.1 4×107 169.9 5×105 132.3 5×106 152.1 5×107 171.7 计算时要求源室表面的当量剂量小于HL?h?7.884 mSv?a?1

(60Co的照射量率常数??2.503?10?18 C?kg?1?m?1?Bq?1?s?1)（10分） 参考答案：

按题意，q=1，r1?7m

1.4?105A?q1.4?105?1.85?1015?2.503?10?18?1K1???2.0?107 27.884HL?h?r?10?3?(6)224?365同样，计算r1?20m处的减弱倍数

1.4?105A?q1.4?105?1.85?1015?2.503?10?18?17K2???3.0?10 2?5?32HL?h?r3.45?10?10?(25)根据较大的减弱倍数K2值，确定屏蔽层厚度，查表得混泥土屏蔽厚度为167.4cm。

6、沿墙壁露出一段长为为1.5m，截面积为0.5cm2的直行管道，管道内流动着60Co溶液，其放射性浓度为4.50?107 Bq?cm?3。求与管轴线中心垂直距离为4m处的照射量率、空气的比释动能各为多少？

(60Co的照射量率常数为???2.503?10?18 C?m2?kg?1?Bq?1?s?1；空气比释动能率常数为?K?8.67?10?17 Gy?m2?Bq?1?s?1)（12分） 参考答案：

按题意，

线活度：

?l?AS?4.50?107?0.5?2.25?107 Bq/cm?2.25?109 Bq/m

因为管道直径大大小于管道到考察点Q的距离，所以对管道中的任一小段管道dx，就可以看成点源，其活度为?ldx，如右图所示。

所以Q点的照射量率为：

2?l??Larctan?L/2r2?xr2r2?2.25?109?2.503?10?181.5 ?arctan

42?4 ?5.220?10?10 C?kg?1?s?1X??L/2?l??dx?2L/2 dx x 0 r a θ Q

2?l?KLarctan?L/2r2?xr2r2?2.25?109?8.67?10?171.5 ?arctan

42?4 ?1.808?10?8 C?kg?1?s?1K??L/2?l?Kdx?2-L/2 法2：

当角度很小时，??A?K?lL?K? 2rr2A??L?L，这样可得，X?2??l2?，2rrrK?X??lL??r22.25?109?1.5?2.503?10?18??5.27?10?10 C?kg?1?s?1 242.25?109?1.5?8.67?10?17?8?1?1??1.829?10 C?kg?s

42K?

?lL?Kr27、在137Cs γ射线照射下，测得某软组织内某点的照射量为5.1?10?3 C/kg，试求该点处软组织的有效剂量。(fm?37.29 J/C，组织权重因子WT?0.12)（6分） 参考答案：

该点处的吸收剂量 D?fm?X?37.29?5.1?10?2?1.902 J/kg 所以，当量剂量 HT?WR?D?1.902 J/kg 有效剂量 HT?WT?HT?0.12?1.902?0.228 J/kg

8、已知210Po-Be中子源的活度为3.7?1011 Bq，用石蜡屏蔽，要求离源0.5m处的中子注量不超过4.5?104 m-2s?1，求石蜡屏蔽厚度？

(石蜡对于中子的宏观分出截面为0.118cm?1，中子产额为67.6?10?6 s?1Bq?1，积累因子取5)（7分） 参考答案：

中子发射率 ??Ay?3.7?1011?67.6?10?6?2.501?107 s?1 而宏观分出截面为?R?0.118 cm-1，取Bn?5，q?1

AyBnq112.501?107?5?1d?ln[]?ln[]?0.575m?57.50cm 224?R4?r?L11.84?(0.5)?4.5?109、假设某参考人肝中积蓄了一定量的210Po核素，计算肝内一次核转变在靶器官肾、肝和肺中的SEE。已知210Po放出α和γ射线，其中α射线能量为5.3MeV，产额为100%，γ射线能量为0.8MeV，产额为0.001%。α射线的辐射权重因子为20，γ射线的辐射权重因子为1。(已知数据见表1)（10分） 表1 210Poγ衰变时参考人肾、肺、脾的AF和MT值 靶器官 源器官 肾 肝 肺 肝AF(Eγ=0.8MeV) 3.78×10-3 1.508×10-1 8.03×10-3 肝AF(Eα=5.3MeV) 0 1 2×10-10 质量MT(g) 310g 1800g 1000g

参考答案：

按题意，由于剂量。

210

Po有两种核衰变，因此它的剂量由α和γ剂量之和才是总

Y?E?AF(肾?肝）?Q?MTSEE(肾?肝）总?SEE??SEE??SEE??1?10?5?0.8?3.78?10?3?1 ?1800 ?9.76?10?11 MeV?g?1/核变化

Y?E?AF(肝?肝）Y?E?AF(肝?肝）?Q??Q?SEE(肝?肝）?总?SEE??SEE??MTMT1?5.3?1?201?10?5?0.8?1.508?10?1?1 ??18001800 ?5.89?10?2 MeV?g?1/核变化SEE(肺?肝）总?SEE??SEE??SEE??Y?E?AF(肺?肝）?Q?MT

1?5.3?2?10?10?201?10?5?0.8?8.03?10?3?1 ??

10001000 ?8.54?10?11 MeV?g?1/核变化10、在60Coγ射线照射下，测得水体模内某点的照射量率为7.94?10?2C/kg，试求该点处水的吸收剂量。fm?37.64J/C（本题7分） 参考答案

D?fm?X?37.64?7.94?10?2 ?2.99J/kg(或者Gy)11、欲将放射性活度为3.7×1014Bq的60Co辐射源置于一个铅容器中，距容易表面1m处的当量剂量率小于10－4Sv?h?1，求铅容器的屏蔽层厚度。60Co的照射量率常数为2.503－18C?m2?Kg?1?Bq?1?s?1。（如果需要查表，得出结论即可。）（本题10分） 参考答案：

1.4?105A?qK?r2?HL?h1.4?105?3.7?1014?2.503?10?18?1?10?4?12?1.30?106

根据得到的减弱倍数，得到K值以后，根据查表能得到屏蔽铅的厚度。 12、通过测量，已知空气中某点处照射量为6.26×10-3 C·kg-1 ,求该点处的空气吸收剂量。（5分） 参考答案：

D?fX

D?33.85?X?33.85?6.26?10Gy ?0.212Gy-313、设注量率为1010m-2*S-2，能量为8Mev的单向γ光子束垂直入射到1m厚的水和0.08m厚的铅组成的双层屏蔽结构上，求结构题表面的吸收剂量。已知，对于8Mev的光子，注量率φ＝1.3×106m-2*S-2相当于当量剂量率为1×10－2mSv*h-1，累计因子B＝1.76，水的线性吸收系数为2.429m-1,铅的线性吸收为53.02m-1。（10分） 参考答案：

??Bt?0e?[(ud)水＋(ud)铅]?1.76?1010?e[?(2.429?2.242)]?2.23?107m2?s?1Ht?(2.23?107/1.3?106)?10?2?0.172mSv?h?114、A＝3.7×1011Bq的210Po-Be中子源，就距离1m处的中子当量剂量率为多少？

?152?1fH?35.5?10Sv?msI.n中子产额为2.5×10，。（10分）

7

参考答案：

HI??fHI.n2.5?10715??35.5?104??12?7.07?10?8Sv?s?1

15、60Co点源的活度为20Bq，求2m远处的照射量率和吸收剂量。不考虑空气的

60吸收。Co的照射量率常数为2.503－18C?m2?Kg?1?Bq?1?s?1，空气比释动能率常

数为8.67

－17

（本题10分） Gy?m2?Bq?1?s?1。

参考答案：

A??r220?2.503?10?18?

22?12.515?10?18C?Kg?1?s?1X?.A??kr220?8.67?10?17 ?22?43.35?10?17Gy?s?1K?.考虑空气中达到带电粒子平衡的时候，比释动能和吸收剂量相同，所以吸收剂量等于比释动能。

16、3、A＝1×1010Bq的210Po-Be中子源，就距离1m处的中子当量剂量率为多少？

210

Po-Be中子源中子产额y为67.6×10－6s?1?Bq?1,fHI.m?35.5?10?15Sv?m2。（10

分） 参考答案：

Ay67.6?10?6?10104?2????5.38?10m4?4?r2HI??fHI.n ?5.38?104?35.5?10?15?1.91?10?9Sv?s?117、A＝3.7×1011Bq的241Am-Be中子源，装入壁厚为40Cm聚乙烯方形屏蔽箱中，求容器表面处的当量剂量率。

241

Am-Be中子源中子产额为54.1×10－6s?1?Bq?1，241Am-Be中子源穿过40Cm板状

聚乙烯屏蔽层后，当量剂量透射比?n?7.2?10?3，241Am-Be中子源的当量剂量换算因子fHI.n?39.5?10?15Sv?m2。（本题10分） 参考答案：

??Ay?54.1?10?6?2.0?107s?1

2.0?107HI??7.2?10?3?39.5?10?16?36002 4?(0.4).?10.2?Sv?h?118、设在3分种内，测得能量为4兆电子伏的中子注量为1012中子/米2，求能注量和注入量率。（10分）[1电子伏=1.6ⅹ10-19焦耳]（10分） 参考答案：

能注量：

Ψ＝4×106×1.6×10－19×1012＝0.64J/m2 能注量率：

ψ＝0.64/3×60＝3.56×10－3J/m2*s

19、测量得到空气中某一点的照射量率为50毫伦琴/小时，已知光子的能量为0.1兆电子伏特，求处于同一位置小块肌肉和骨骼中的吸收剂量率。（10分） 注f值如表： 光子能量（MeV） 水 骨骼 肌肉 0.050 0.00892 0.0358 0.00962 0.080 0.00932 0.0191 0.00939 0.10 0.009448 0.0145 0.00948 0.15 0.00962 0.0105 0.00956 肌肉：

D＝fx＝0.00948*50*10-3/3600=1.32×10－7Gy/s 骨骼：

..D＝fx＝0.0145*50*10-3/3600=7.25×10－7Gy/s

20、要建筑一个60Co辐射室，源的活度为1877居里，墙为到源的距离为300cm，容许的照射量率0.25伦琴/小时，按固定应考虑2倍安全系数。若用混泥土建筑，需要用于屏蔽的墙的厚度是多少？

伽玛常数：1.32（伦琴*米2）/（小时*居里）

（已知钴60放射源放出能量分别为1.33MeV和1.17MeV两组伽玛光子，每次衰变产生光子的百分比均为100%，它们在空气中的质能吸收系数分别为2.623×10-3m2/kg和2.701×10-3m2/kg）。混凝土的线衰减系数μ为0.0521cm，累积因子采用泊杰公式计算B=1+1.0342μRexp(0.0767μR)。（10分） 1）计算离源300cm处的照射量率：

x?...A?1877?1.32??275R/h22R3

.2）考虑2倍安全系数，求出衰减系数：

K?2x.?x

3）利用吸收法计算在穿过墙以后的照射量率：

2?275?2.2?1030.25x0x0euRK????uRxx0?B?eB 4）所以得到公式：

kB?euR

5）根据题中提供的B的计算公式和将数值k带入，得到一下的方程：

2200?(1?1.0342?uR?e0.0767uR)?euR

上面所以公式中的R即为墙的厚度。由于最终方程不是一般的方程，列出方程式即为正确。

21、活度为100Bq的137Cs点源，137Cs放射光子的能量为0.662MeV。在不考虑空气吸收的情况下，求在离源1m处的粒子注量率和能量注量率。（本题5分） 参考答案

??A4??r2?7.96m?2?s?2

????E?7.96?0.662?7.27Mev?m?2?s?2

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