辐射防护习题答案.doc

1、 11.一个动能 E=10Mev 的正电子进入体积 V，通过碰撞损失掉1Mev 的能量之后发生湮没，产生能量相等的两个光子，其中的一个逸出体积 V，另一个在 V 内产生动能相等的正负电子对。正负电子在 V 内通过碰撞各自消耗掉其一半动能后负电子逸出V，正电子发生飞行中湮没，湮没光子从 V 逸出。求上述过程的转移动能 、碰撞转移能 和授与能 。trtreer第一章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？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

2、（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 或射线，可忽略轫致辐射能量损失，此时 DK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： eWDa吸收剂量与物质的质量吸收系数 成正比，即/en )/(aenmamuD故空气中同一点处物质的吸收剂量 Dm 为： XfXeWDmaenaenmm )/(85.3)/( 三者区别见 P18 页表 1.4。辐射量 吸收剂量 D 比释动能 K 照射量X适用 适用于任何带电粒子及 适用于不带电粒子如 、 仅适用于于 X 或射范围 不带电粒子和任何物质 光子、中子等和任何物质 线，并仅限于空气介

3、质剂量学 表征辐射在所关心的 表征不带电粒子在所关心的 表征 或 射线含意 体积 V 沉积的能量；这些 体积 V 内交给带电粒子的能 在所关心的空能量可来自 V 内或 V 外 量，不必注意这些能量在何处， 气体积 V内以何种方式损失的 交给次级电子用于电离、激发的那部分能量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 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/c 29.1( /kg1097.10 3a226 hrdmQXaGy 3.85.XeWDa5、通过测量，已知空气中某点处的照射量为 6

4、.4510-3C.kg-1,求该点处空气的吸收剂量。 Gy 218.05.3XeDa设在 3min 内测得能量为 14.5 MeV 的中子注量为 1.51011m-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： 21619 /3480.5.0.514 mJE能量注量率： /sJm 93.23dtE空气的比释动能：p215 GyfKkn 0358.105.12.048第三章何谓吸收剂量 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（）相联系，单位质量受照物质中所吸收的平均辐射能量。 dmD/单位 Gy。当量

5、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。 RRTTDWH,WR 辐射权重因子与辐射种类和能量有关；DT， R 按组织或器官 T 平均计算的来自辐射 R 的吸收剂量;；HT 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。 TTHWEWT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。 TRRTD,当量剂量、有效剂量，只能在远低于确定性

6、效应阈值的吸收剂量下提供随机性效应概率的依据。待积当量剂量 H50,T、待积有效剂量 H50，E 、集体剂量 SH 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 SH 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 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、

7、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。10、判断如下几种说法是否全面，并加以解释：“辐射对人体有害，所以不应该进行任何与辐射有关的工作”。“在从事放射性工作时，应该使剂量愈低愈好”。 “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”。 不全面。辐射本身就存在，是不可避免的。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

8、，可以进行辐射实践活动； 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。 不全面。辐射效应分为确定性效应和随机性效应，剂量降到限值以下可以确保确定性效应不发生，但随机性效应是不存在阈值的，降低剂量只能确保发生概率的减小，而不能保证绝对安全。11 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 66 表 3.6 组织权重因子 肺部 0.12 乳腺 0.05TTmSvHWE5.8第四章5、计算距离活度为 3.7108Bq 的点状 198Au 源 0

9、.8m 处的照射量率和空气比释动能率各为多少？查 P89 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 1217 -9mGy 05. sBqkgcC48k 1102982 5.04.3 skgCrAX 1921782 3.8.517.sGyKka10、设计为存放活度为 3.71012Bq 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 7.5Svh-1。若内外层材料颠倒过来，则又将怎么样？由 P113、p119 页表 4.9 某些放射性核素 射线的最大能量和平均能量可知，32P 的

10、射线最大电子能量为 1.711（100%）2)ln0954.26.1( 70.4. cmgERE由 P117 页表 4.10 查得有机玻璃的密度为 1.18g.cm-3，由此得有机玻璃厚度cmd7./由 P206/p119 页可查得，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 为 2.91810-3m2kg-1。用（4.66）式可算得空气中的吸/en收剂量率为： 13 32121424-097.1 1098.)65.0(8.7.3058.)/()AZ58 GyhrEDenbe 射线的辐射权重因子为 1，故3.SvWHI336214-, 109.51097.)

11、/(AZ058. qErHenbehL相应的减弱倍数为： 6/K查 P226 页附表，可得铅的屏蔽厚度为 5.05cm11、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 HL,h7.5Svh-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？由 P206/p119 页可查得，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 为 2.91810-3m2kg-1

12、。/en 32P 的最大活度： BqEZrAHDHenbe hLenbeI 832146214hL, ,214- 1056.1098.5.0358.7)/(058. )/()A. 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。10K查 P226 页附表，可得铅的屏蔽厚度为 6.48cm。19、 239Pu-Be 中子源的中子发射率为 3.2105s-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,p

13、130 =0.118cm-1n 25014)(20 Ldndnn nRqeBrqeBd cmrn 9.4150258.0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。中子发射率为 3.2107s-1，要求距源 0.5m 的P 点处，当量剂量率为 110-2mSvh-1，问水屏蔽需多厚？由 P126 页表 4.15 可知，H L 当量剂量率为 110-2mSvh-1 对应的中子注量为7.04cm-2s-1；由 p130 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： cm93.6

14、04.75412.3ln10.4ln12 LrqBd23、 226Ra-Be 中子源的活度为 3.71010Bq。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 110 3mSvh-1，求需多厚的铅与石蜡。查 P121 页表 4.12 可知， 226Ra-Be 中子源的中子产额为 40510-6Bq-1s-1，因而其中子源的中子发射率为： 17610 049.457.3sAy查表 4.18 和表 4.19 得铅和石蜡的中子宏观截面分别为： ，1176.0Rcm。218.0Rcm取铅和石蜡的积累因子分别为：Bn 1=3.5；Bn 2=5。由重轻材料组成的双层屏蔽（重材料

15、靠近源）的积累因子，一般来说，与入射到第一层重材料的中子谱的重、轻材料的核物理特性有关。为简化计算并取偏安全的结果，以二者各自的积累因子作为双层屏蔽的总积累因子。经中子和石蜡屏蔽后的中子当量剂量率为： 1)218.07.(3.7 18.0176.0152721,210594. 6 )5()3(. )(4 221 hSveseeBefrHd dddndnHIn RR经中子和石蜡屏蔽后 226Ra 的 当量剂量率为：1321810525 106.975.3104.104. SvhKKKrAH 6.9.9 13)18.07.(3 edn.6.594.2)218.07.( ed 01.)2(1.)218.07.( dffd仅考虑屏蔽中子，且铅与石蜡的分出截面相近，故有 01.594.217.0decm6即要求铅与石蜡的总厚度大于 68cm。仅考虑屏蔽 ，且用铅来屏蔽 ，则有01.)2(16.9dffK查 P202 附表 9，可知铅的厚度要求大于 18cm；根据以上两者，可知内层铅的厚度取 18cm，外层石蜡的厚度取 50cm 即可满足题目要求的条件。