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辐射防护练习题

发布时间:2019-07-03 08:26 来源:未知 编辑:admin

  第一部分:单项选择,请选出正确答案,并填写在括号内。 1.一个人受到的总的辐照是(C ) A:内照射的量减去外照射的量 B:外照射的量减去内照射的量 C:外照射的量加上内照射的量 2.放射工作单位应当安排本单位的放射工作人员接受个人剂量监测, 外照射个人剂量的监测 周期一般为()天,最长不应超过()天。 ( A ) A:30,90 B:60,90 C:90,90 D:60,120 3.放射工作单位应当组织上岗后的放射工作人员定期进行职业健康检查, 两次检查的时间间 隔不应超过( A )年。 A:2 B:3 C:4 D:1 4.吸收剂量的 SI 单位是( B ) A. 伦琴(R) B. 戈瑞(Gy) C. 拉得(rad) D. 希沃特(Sv) 5.在相同吸收剂量的情况下,对人体伤害最大的射线种类是( C ) A. X 射线 B. γ 射线 C. 中子射线 标准规定:公众中有关关键人群组的成员所受到的平均年有效剂量不应超 过(D ) A. 5rem B. 15mSv C. 50mSv D. 1mSv 7.辐射防护应遵循的三个基本原则是 ( D ) A. 辐射实践的正当化 B. 辐射防护的最优化 C. 个人剂量限制 D. 以上都应予以同时考虑 8.Ir192 射线通过水泥墙后,照射率衰减到 200mR/h,为使照射率衰减到 10mR/h 以下,至少 还应覆盖多厚的铅板?(半价层厚度为 0.12cm) D ) ( A. 10.4mm B. 2.6mm C. 20.8mm D. 6.2mm 9.离源 200mm 处的照射率为 100mR/h,照射率为 2mR/h 辐射区边界标记离源的距离约为 ( ) A. 0.7m B. 1.4m C. 2.8m D. 1m 10.射线的生物效应,与下列什么因素有关?( D ) A. 射线的性质和能量 B. 射线的照射量 C. 肌体的吸收剂量 D. 以上都是 11.热释光剂量计用于(B ) A. 工作场所辐射监测 B. 个人剂量监测 C. 内照射监测 D. A 和 B 12.下列有关照射量的叙述,正确的是( C ) A. 辐射防护常用辐射量的物理量 B. 当量计量的剂量单位 C. 只适用于 X 射线和 γ 射线.辐射损伤随机效应的特点是( A ) A. 效应的发生率与剂量无关 B. 剂量越大效应越严重 C. 只要限制剂量便可以限制效应发生 D. B 和 C 14.辐射损伤确定性效应的特点是(D ) A. 效应的发生率与剂量无关 B. 剂量越大效应越严重 C. 只要限制剂量便可以限制效应发生 D. B 和 C 15.GB18771-2002 关于应急照射的叙述,哪一条是错误的( D ) A. 应急照射事先必须周密计划; B. 计划执行前必须履行相应的批准程序; C. 应急照射的剂量水平应在标准范围内;D. 经受应急照射后的人员不应再从事放射工作。 16.外照射防护的三个基本要素是( D ) A. 时间防护 B. 距离防护 C. 屏蔽防护 D. 以上都是 17.1896 年,法国科学家( B )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 18.原子质量单位 u 等于( B ) A.12C 的 1/16 B.12C 的 1/12 C.16O 的 1/12 D.16O 的 1/16 19.下列哪一组核素是同位素: D ) ( 2 A.1 H 和 23 He 40 40 B.18 Ar 和 19 K C. 60 m Co 和 Co 60 D. 235U 和 238U 92 92 20.半衰期 T1/2 和衰变常数 λ 的关系是: (C ) A.T1/2=ln3/λ B.T1/2=ln4/λ C.T1/2=ln2/λ D.T1/2=ln5/λ 21.下面哪种粒子的穿透力最弱(C ) A.γ 光子 B.β 粒子 C.α 粒子 D.中子 22.γ 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 (C ) A.电子对效应 B.康普顿效应 C.光电效应 D.穆斯堡尔效应 23.下面哪一种不是β 衰变的类型?( B ) - + A.β 衰变 B.韧致辐射 C.β 衰变 D.轨道电子俘获 24.下列元素中哪一种对快中子的慢化能力最强: (B ) A.氧 B.氢 C.氮 D.碳 25.高速电子轰击靶物质时,靶原子的内层电子被电离而离开原子,外层电子进入内层轨道 填补空位,多余的能量以辐射的形式释放,这种辐射光具有特定的能量,叫做: (C ) A.β 射线 B.内转换电子 C.特征 X 射线.可通过 T(d,n) He 反应来产生( B )中子,这一能量的中子应用很广。 A.2.5MeV B.14MeV C.10MeV D.5MeV 27.可用于烟雾报警器、容易对人体造成内照射的放射源是(C ) A.γ 放射源 B.β 放射源 C.α 放射源 D.中子源 28.可用作各种核仪表,如料位计,核子称,密度计等的放射源是( A ) A.γ 放射源 B.β 放射源 C.α 放射源 D.中子源 29.在放射源治疗中,进行近距离表浅治疗一般使用(B ) A.γ 放射源 B.β 放射源 C.α 放射源 D.中子源 30.世界范围内的天然辐射平均年有效剂量约为( A ) A.2.4mSv B.3mSv C.5mSv D.1mSv 31.世界人口受到的人工辐射源的照射中,居于首位的是(B ) A.大气层核实验 B.医疗照射 C.地下核试验 D.核能生产 32.下列人体组织和器官中哪一种的辐射敏感性最低: C ) ( A.心脏 B.淋巴组织 C.肌肉组织 D.骨髓 33.下列放射性核素,哪一组是原生放射性核素: B ) ( 3 14 228 A. H 和 C B. Ra 和 228Th C.32P 和 33P D.22Na 和 32Si 34.当发生电子对效应时,入射光子的能量至少要大于( A ) A.1.02MeV B.1.5MeV C.2MeV D.14MeV 35.对于相同厚度的下列物质,那种对 1Mev 能量的γ 射线屏蔽效果好: (D) A.水 B. 水泥 C. 铁 D. 铅 36.在相同能量的下列射线中,哪种射线的穿透力最强?(C) A.?射线 B. ?射线 C. γ 射线.辐射致癌属于哪种效应: (D) A.急性 B. 遗传 C. 确定性 D. 随机性 38.剂量率与点源距离的关系: (D) A.正比 B.反比 C. 平方正比 D.平方反比 39.人体内每天因食物摄入的放射性物质,那种最多: (C) A. 131 I B. 133 I C. 40 K D. 41 K 40.在医学上 X 射线可用于透射的机制是(D) 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 第二部分:多项选择题,请选出正确答案,并填写在括号内。 1.外照射防护的基本原则有: ( ABC ) A.时间 B.距离 C.屏蔽 D.防护 2.放射工作人员应当具备的基本条件有( ABCDE ) A.年满 18 周岁 B.经职业健康检查,符合放射工作人员的职业健康要求 C.遵守放射防护法规和规章制度,接受职业健康监护和个人剂量监测管理 D.持有放射工作人员证 E.放射防护和有关法律知识培训考核合格 3.电离辐射主要有: ABCD ( ) A.X 射线 B.γ 射线 C.α 、β 射线 D.中子 E.红外线、紫外线.辐射防护的三原则是: ( ABC ) A.实践的正当性 B.防护水平的最优化 C.个人受照的剂量限值 D.距离、屏蔽、时间 5.直接电离辐射包括: ( ABCD ) A.电子 B.质子 C.α 粒子 D.重离子 E.γ 射线.间接电离辐射包括: ( ABC ) A.X 射线 B.γ 射线 C.中子 D.α 粒子 E.电子 7.辐射作用于人体的方式分为: ABCD ( ) A.外照射 B.内照射 C.放射性核素体表污染 D.复合照射 8.关于职业照射的剂量限值描述正确的是: ABCD ( ) A.连续 5 年内年平均有效剂量不超过 20mSv B.任何一年中的有效剂量不超过 50mSv C.眼晶体的年当量剂量不超过 150mSv D.四肢(手和足)或皮肤的年当量剂量不超过 500mSv 9.公众照射的剂量限值描述正确的是: ABCD ( ) A.年有效剂量不超过 1mSv B. 如果 5 个连续年的年平均剂量不超过 1mSv/a, 某一单一年份的年有限剂量可提高到 5mSv C.眼晶体的年当量剂量不超过 15mSv D.皮肤的年当量剂量不超过 50mSv 10.根据《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》 ,发生辐射事故时,生产、销售、使用 放射性同位素和射线的单位应当立即启动本单位应急预案,并且向当地(ABC )部门报告。 A.环境保护主管部门 B.公安部门 C.卫生主管部门 D.安全生产监督管理部门 11.放射工作单位应当安排本单位的放射工作人员接受个人剂量监测,并遵守以下规定: ( ABD ) A.外照射个人剂量的监测周期一般为 30 天,最长不应超过 90 天 B.建立并终生保存个人剂量监测档案 C.内照射个人剂量监测周期为 30 天 D.允许放射工作人员查阅、复印本人的个人剂量监测档案 12.常用的放射性药物诊断设备有: ABCD) ( A.γ 照相机 B.发射型计算机断层扫描装置(ECT) C.正电子发射计算机断层扫描(PET) D.骨密度仪 13.核仪表主要包括哪几部分?( BCD) A.测量对象 B.放射源 C.辐射探测器 D.电子测量装置 14.下列哪种属于 X 射线?(AB ) A.特征 X 射线 B.韧致辐射 C.轨道电子俘获 D.内转换 15.乏燃料一般采用下列哪些运输方式?(ACD ) A.公路运输 B.航空运输 C.铁路运输 D.水路运输 16.以下对环境放射性本底调查说法正确的有(ABD ) A.可以判断本底水平是否正常 B.可以确定本底水平以便为今后运行时作比较 C.对所有,本底调查半径都为几十公里 D.可以为今后退役时的环境影响评价提供资料 17.核电站流出物对环境有哪些影响?( ACD ) A.放射性物质的影响 B.影响市容 C.热能的影响 D.化学物质的影响 18.下列作用中,哪些是中子和物质的相互作用(AB ) A.散射 B.俘获 C.光电效应 D.电离 19.下面哪些是半导体探测器的缺点: (AB ) A.辐射损伤明显 B.要在低温下工作或保存 C.能量分辨率低 D.空间分辨高 20.外照射的防护主要是针对(BD ) A.α 射线 B.中子 C.β 射线 D.γ 射线 第三部分:判断,请判断该句话是否正确,并在括号内填写“V,X” 。 1.活度是描述放射性核素衰变率的物理量,即单位时间发生衰变的核数。 (V ) 2.放射性核素的半衰期,即该核素原子核数目衰变到原来的一半所需要的时间。 V) ( 3.吸收剂量是用来表示在单位质量被照射物质中吸收电离辐射能量大小的一个物理量。 V ) ( 4.放射工作单位应当组织上岗后的放射工作人员定期进行职业健康检查。 (V) 5.放射工作人员是指在放射工作单位从事放射职业活动中受到电离辐射照射的人员。 (V ) 6.按照国际放射防护委员会的建议书, 通常将辐射所导致的生物效应分为随即性效应和确定 性效应。 (V ) 7.暗室内的工作人员的冲洗胶片过程中,会受到胶片上的衍生射线照射,因而白血球也会降 低。 X ) ( 8.一个射线工作者怀疑自己处在高辐射区域,验证的最有效方法是看剂量笔上的读数是否也 在增加。 X ) ( 9.照射量单位“伦琴”只适用于 X 射线和 γ 射线,不能用于中子射线.当 X 和 γ 射源移去以后工件不再受辐射作用,但工件本身仍残留极低的辐射。 X ) ( 11.小剂量或低剂量辐射不会发生随机性损害效应。 (V ) 12.即使剂量相同,不同种类辐射对人体伤害是不同的。 (X ) 13.只要严格遵守辐射防护标准关于剂量当量限制的规定, 就可以保证不发生辐射损伤。 (X) 14.焦耳/千克是剂量当量单位,库伦/千克是照射量单位。 (V ) 15.剂量当量的国际单位是希沃特, 专用单位是雷姆, 两者的换算关系式 1 希沃特=100 雷姆。 ( V ) 16.X 射线比 γ 射线更容易被人体吸收,所以 X 射线比 γ 射线对人体伤害力更大一些。 (X ) 17.当照射量相同时,高能 X 射线比低能 X 射线对人体伤害力更大一些。 (V ) 18.辐射损伤的确定性效应不存在剂量阈值,它的发生几率随着剂量的增加而增加。 (X ) 19.照射量适用于描述不带电粒子与物质的相互作用,比释动能适用于描述带电粒子与物质 的相互作用。 (X ) 20.在辐射防护中,人体任一器官或组织被 X 射线和 γ 射线照射后的吸收剂量和当量剂量在 数值上是相等的。 V ) ( 21.吸收剂量的大小取决于电离辐射的能量,与被照射物质本身的性质无关。 ( X ) 22.辐射源一定,当距离增加一倍时,其剂量或剂量率减少到原来的一半。 ( X ) 23.放射性衰变符合指数衰减规律。 V ) ( 24.β 粒子的能谱是连续的。 V ) ( 25.β 衰变不仅放出β 粒子,还要放出一个中微子。 V ) ( 26.地球上的天然辐射源都是来自宇宙射线.反应堆正常运行时的主要辐射有γ 辐射和中子辐射。 V) ( 28.用反应堆生产放射性同位素,必须使用远距离操作系统从反应堆的辐照管道或辐照室提 取同位素样品盒。 V ) ( 29.γ 射线的穿透能力强,因此可用作工业探伤。 V ) ( 30.铀、钍矿可分别析出放射性气体氡和钍射气,因此要引起注意。 V ) ( 31.乏燃料不再具有放射性。 X ) ( 32.辐射防护只是为了保护从事放射工作人员的安全。 ( X ) 33.在全球人口集体剂量估算值中,天然辐射所占的份额最大。 V ) ( 34.喷气飞机飞行过程中机组人员所受的天然照射是一种持续照射,因而不是职业照射。 ( X ) 35.辐射对人体的损害主要是对脱氧核糖核酸(DNA)分子的作用而使细胞受到损伤,导致 各种健康危害。( V) 36.就辐射危害程度来说,外照射时γ β α ,内照射时,则α β γ 。 V ) ( 37.淋巴组织和性腺对辐射的敏感性属于高度敏感。 (V ) 38.辐射权重因子同辐射种类、能量以及受照射的器官,组织都有关。 X ) ( 39.室内氡是重要的致癌因素。 (V ) 第四部分:填空 1.1Sv = ( 103 )mSv = ( 106 )?Sv 2.该标志是( 电离辐射警示 )安全标志。 3.一个放射源在单位时间内发生衰变的原子核数称为____活度_______,常用单位有_____贝 克 Bq__和_Ci 居里_______。 4.地球上三个单独存在的放射系是____钍系____、_铀系_______和_锕-铀系________。 5.中子的产生主要是通过核反应或原子核自发裂变,基本上有三种方法:______同位素中子 源_______、_加速器中子源_______________和_反应堆中子源____________。 6.反应能 Q 等于反应前后体系____质量____之差。当_Q0_____时,核反应为放能反应,当 ___Q0___时,核反应为吸能反应。 7.天然辐射源主要来自_宇宙射线___________、__宇生放射性核素___________和_____原生 放射性核素_________。人工辐射源是用__人工方法________产生的辐射源,主要有_核 设施___________、______核技术应用的放射源______和_核试验落下灰_________。 8.放射性物质进入人体内的途径主要有______食入____、__吸入__________和______皮肤吸 收_____。 9.辐射防护的基本原则包括_____辐射实践正当化_______、___辐射实践最优化_________和 ____限制个人剂量当量_________。 10.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: ____确定性____ 效应和____随机性______效应。 11.目前广泛应用的各种放射性同位素主要是由:______反应堆_____和___加速器_______生 产,部分放 射性同位素从 ______________________放 射性废物后处理中的废液和废 气 _______________中回收。 12.X 射线在医学上的用途较广,目前主要有两种诊断方式:___透视____和____摄影___。 13.X 射线机主要包括:______医学用 X 射线机______和_______工业用 X 射线.人体受到的照射的辐射源有两类,即:___人工辐射源_______和_____天然辐射源___, 其中主要的人工辐射源是:___医疗照射______,_____核试验_____和_____核能应用___。 15.辐射防护检测的对象是:____人____和____环境____。具体检测有四个领域:____个人 剂量监测_____、_____工作场所监测____、_____流出物监测_____、______环境监测____。 第五部分:名词解释 1.平均电离能。每产生一个离子对所需的平均能量 2.吸收剂量 3.外照射和内照射。外照射是辐射源在人体外部释放出粒子、光子作用于人体的照射。内照 射是放射性核素进入人体内,在体内衰变释放出的粒子、光子作用于机体的照射。 4.放射性流出物。放射性流出物是指实践中源造成的以气体、气溶胶、粉尘或液体等形态排 入环境的通常可在环境中得到稀释和弥散的放射性物质。 5.照射量、比势动能、吸收剂量、当量剂量、有效剂量。 6.带电粒子平衡。 7.随机性效应和非随机性效应。 依据效应-剂量关系将电离辐射所致生物效应分成随机性效应和非随机性效应。确定性效应 (deterministic effects)有剂量阈值,效应的严重程度与剂量成正比;随机性效应(stochastic effects) 无剂量阈值,发生几率与剂量成正比,严重程度与剂量无关。 8.辐射场与理想探测器。 辐射场: 辐射源产生的电离辐射无论在空间还是在介质内通过、 传播以至经由相互作用发生 能量传递的整个空间范围,称为(电离)辐射场。 理想探测器:等效率接收各四面八方入射粒子的粒子探测器(或计数器) 。 第六部分:简答题 1.什么是密封源和非密封源? 答: 密封源是密封在包壳里的或紧密的固结在有足够强度的覆盖层里并呈固体形态的放射性 物质。不满足密封源所列条件的源为非密封源。 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? 答: (1)辐射实践正当化; (2)辐射防护最优化; (3)个人剂量限值。 3.试述辐射防护中的 ALARA 原则。 答:ALARA 原则即辐射防护中的最优化原则,在进行辐射防护时要控制放射工作人员、病 人和周围公众的照射剂量尽可能低。 4.辐射防护的目的和任务。 答:目的: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。 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全人类。 5.试述内照射防护的基本原则和一般方法。 答:原则:制定各种规章制度,采取各种有效措施,阻断放射性物质进入人体的各种途径, 在最优化原则的范围内,使摄入量减少到尽可能低的水平。 防护:包容隔离,净化稀释,遵守规章制度做好个人防护。 6.简述应急准备的基本原则要求有哪些? 答: (1)应急组织与指挥 (2)应急计划的制定 (3)应急准备的措施 7.试述外照射防护的基本原则和一般方法。 答:原则:尽量减少或避免射线从外部对人体的照射,使所受照射不超过国家标准所规定的 剂量限值。 防护:以下三种方法之一或它们的综合,尽量缩短受照射时间,尽量增大与放射源 的距离,在人和辐射源之间设置屏蔽 8.辐射防护的四个标准是什么? 答: (1)基本限值,包括当量剂量,有效剂量以及次级限值; (2)导出限值; (3)管理限值; (4)参考水平。 9. (1)试将照射量、比释动能、吸收剂量和剂量当量做一比较; (2)列出上述诸量间的相互关系; (3)给出上述诸量新老计量单位之间的换算关系。 (1) 辐射量 计量学 含义 照射量 ? 表征 X,?线在考察 的 体积内 用于电 离空气的能量 空 气 比释动能 K 表征非带电粒子在 考察的体积内交给 带电粒子的能量 任何介质 非带电粒子辐射 吸收剂量 D 表征任何辐射在考察的体积 内被物质吸收的能量 当量剂量 HT 组织或器官的平 均吸收剂量与辐 射权重因子的乘 积 任何介质 任何辐射 适用介质 适用辐射类型 任何介质 任何辐射 X、?射线) 空气和介质中分别有 Da ? ? ( Dm ? ? ( ( ? ( ? en ? )a ? W e ? ? 33 . 85 ? [Gy ; ? : C kg ] ? en ? )a ? ? ? ? ?1 ?1 ? en ? )m )m ? ( ? en ? en ? ? en ? ?W )m ? ? ? ? e ? ( ( ? en ? ? en ? ? )a W e )m ? ? 33 . 85 ( ? )a [Gy ; ? : C kg ] ? fm ? 带电粒子平衡,且韧致辐射可忽略条件下, K ? d ? tr dm d? dm ? d? dm d ? tr dm ? D 带电粒子平衡,但韧致辐射不可忽略时, D ?? ? ?1 ? g ? ? ?1 ? g ?K 其中 g 为韧致辐射因子。 HT ? ?D R T ,R ?WR DT , R :组织或器官的平均吸收剂量; W R :组织或器官辐射权重因子。 (3) 辐射量 单位 老单位 照射量 ? C· -1 kg R 比释动能 K Gy rad 吸收剂量 D Gy rad 当量剂量 HT Sv rem 10.(1)试对天然辐射进行分类; (2)试对图 1 所示 14C 进入生物圈的过程进行详细解释; (3)试对出现图 2 所示曲线的原因进行分析。 Cosmic rays n 14 N proton 14 C CO2 14 CO2 图1 14 C 进入生物圈的过程 图 2 空气中每千克碳中 14C 含量随年份的变化 (1)天然辐射分类 宇宙射线 来自于地球外层空间的高能粒子流,质子(87%) 、阿法粒子(10%)及其它重带电 粒子、电子、光子和中子等; 宇生放射性核素 宇宙射线与空气作用生成核素在环境中的空气、 水、 草、 土壤中沉降物, 如氚 (H-3) 、 碳-14(C-14) 、铍-7(Be-7) 、钠-22(Na-22)等; 原生放射性核素 自然界尚存在的三大放射系[铀(U)-238 系;钍(Th)-232 系; (U)-235 锕系、钾 (K)-40 及氡气,存在于岩石、土壤、地下水、海水等中,家庭石材(装修) 、水泥等建 材,地下建筑。 (2) 01n ? 14N ? 14 C ? 1 p ,生物圈循环; 7 6 1 (3)美苏核军备竞赛中做过大量大气层核试验,核试验产生的中子与大气中氮核作 用生成碳-14,使大气中碳-14 含量大大增加。随着大气层核试验的减少和核军备竞赛降级, 生成碳-14 又回落到天然水平,故图 3 中出现了碳-14 峰。中国的大气层核试验数目较少,对 生成碳-14 含量影响很小。 11. 请谈谈快中子屏蔽的一般思路。 12.辐射防护领域的国际组织。 1)国际放射防护委员会(International Commission on Radiological Protection ,ICRP) 性质:非官方、非营利的国际学术团体 地位、作用:其出版物是各国制定法规的依据和参考;但不具有法规性质。 2)联合国原子辐射效应科学委员会 (UNSCEAR: United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation) 3)国际原子能组织(机构) (IAEA: International Atomic Energy Agency) 13.?射线)加适量的轻物质屏蔽?射线)再加适量的重物质屏蔽?射线在轻物质中产生的韧致辐射。 第七部分:计算 1. 已知:60Co 放射源发生衰变时,一次核衰变中可以发射两个 γ 光子,其能量分别为: 1.17MeV(~100%)、1.33MeV(~100%),当放射源活度为 4μ Ci 时, 1) 请用国际单位制表示活度。 2) 在不考虑其他因素的情况下,单位时间出射的γ 光子数目为多少? 答:1)请用国际单位制表示活度。 解:国际单位制为 Bq,有 4 x 10-6 x (3.7 x 1010) = 1.48 x 105 Bq 2)在不考虑其他因素的情况下,单位时间出射的γ 光子数目为多少? 解:单位时间出射的γ 光子数目为 1.48 x 105 x 2 = 2.96 x 105 (个) 2. 一位放射性工作人员在非均匀照射条件下工作,在 1 年中,肺部受到 10mSv 的照射;肝 脏也受到 10mSv 的照射。问在这一年当中,该工作人员所受的有效剂量是多少? (肺部和肝脏的组织权重因子分别为 0.12 和 0.05) 解:有效剂量为: 10 x 0.12 + 10 x 0.05 = 1.7 mSv 3. 已知空气中某点 X 射线, 求空气中该点的比释动能是多少? -4 -3 解:K=33.72X=33.72× 1.78× 10 =6× (Gy) 10 4. Ir-192 源活度为 50 居里,求距源 1m 处和 20m 处的照射率(Ir-192 的 Kγ=4.72) 解:利用公式 P=AKγ/R2 进行计算 , 已知:A=50Ci,R1=1m,R2=20m 代入公式得:P1=AKγ/R12 =50× 4.72/1=23.6(R/h) 2 2 P1=AKγ/R2 =50× 4.72/20 = 0.059(R/h) 5. 相同活度的 Co60 和 Ir192,在相同的距离上两者的照射率相差多少倍?(Co60 的 Kγ=13.2,Ir192 的 Kγ=4.72)(答案:2.8 倍) 6. 将 Co60 所产生的剂量减弱 1000 倍, 所需铅防护层厚度是多少? 1/2=1.06cm) (Δ (10.6cm) 7. 测得距源 14m 处的照射率为 108 μSv/h,欲使照射率减少至 25 μSv/h,问离源距离为多 少?(答案:29.1m) 8. 放射工作人员每周的剂量限制为 1mSv, 如工作人员每周需在照射场停留 25h, 问该照射 场允许的最大剂量率是多少?如实测该照射场的剂量率是 30 μSv/h,问在该照射场中的 工作人员每周允许工作多少小时?(答案:40μSv/h, 33 小时) 9. 已知某一 γ 源 1m 处剂量率为 16 mSv/h, 20m 处的剂量率是多少?又采用屏蔽方法欲 问 使 20m 处剂量率降至 4 μSv/h,问需铅防护层的厚度是多少?(设该射线在铅中的半价 层为Δ 1/2=0.5cm)(答案:40 μSv/h, 1.66cm) 10. 使用 Ir192 拍片,在距源 25 米处操作,实测照射剂量率 6.7mR/h,如每天允许剂量率 为 16.7mR/h,问每天应工作几小时?又 90 天后,使用同一射源拍片,要求每天工作 8 小时,问保证不超过允许剂量的操作距离是多少?(答案:2.49 小时, 29.5m) 11. 用 Cs137 射线源作野外透照拍片,射源强度为 5Ci,忽略散射线,已知一个人一天的允 许剂量为 16.7mR,如果工作人员一天的总计曝光时间为 1 小时,由射线工作人员距离 射线源的最小距离为多少米?(Cs137 的 Kγ=3.28)(答案:31.3m) 12. 离 300kVX 光机某距离处测得照射率为 3mR/h,工作人员在该点每天工作 6 小时,如 果用屏蔽保护,试计算需加多厚的混凝土才能使该点的剂量减弱到日安全剂量 16.7mR 以下?(设混凝土的半价层为 3.1cm)(答案:21cm) 13. 已知 Co60 射线m 处工作,工作点的最大容许照 射率为 4.17mR/h,忽略散射线的影响,试计算在源与工作点之间,需加的铅板厚度为 多少?(铅的半价层厚度 1.07cm,Co60Kγ=13.2)(答案:5.84cm) 14. A 类工作人员的年剂量限值是 50 毫希沃特/年,假定每年有 50 个工作周,则这个限值 就相当于 1 毫希沃特/周,或 1000 微希沃特/周。则在剂量率为 50 微希沃特/小时的区 域内,一个工作人员每周可以工作多少小时?(答案:20 小时) 15. 如果一个 A 类工作人员在某个特定区域内每周工作 40 小时, 那么可以容许的最大剂量 率是多少?(答案:25 微希沃特/小时) 16. 对公众中的个人,其剂量限值是 5 毫希沃特/年,试问对连续居留在该区域内(即 168 小时/周)的公众成员,所允许的最大剂量率是多少?(答案:0.6 微希沃特/小时) 17. 距离一个特定的 γ 源 2 米处的剂量率是 400 微希沃特/小时,在距源多远处的剂量率是 25 微希沃特/小时?(答案:8m) 18. 一个 60Co 源在 1 米处产生的剂量率是 400 微希沃特/小时, 假如要使栅栏处的剂量率不 超过 25 微希沃特/小时, 那末栅栏必须设置在距源多远处?在原先的距离处要用多厚的 铅才可以给出同样的防护?(对于 60Co 的 γ 辐射,铅的 HVL 是 12.5 毫米)(答案: 。 4 米;50 毫米铅) 19. 试计算距离 0.1 太贝可的镅-铍中子源 1 米处的剂量当量率。 太贝可的 241Am-9Be 源的 1 7 中子强度为 7×10 中子/秒。 (答案:69 微希沃特/小时) 20. 在一年期间,估计某个工作人员咽下 106 贝可的钠-22 并吸入 102 贝可的 239PuO2,如果 不得超过建议的剂量限值,那么在这一年内他最多还可以接受多大剂量当量的外照 射? 解:对钠-22,咽下的 ALI=107 贝可,所以在这个例子里 Ij I jL Ij I jL ? 10 10 10 2 2 6 7 ? 1 10 1 5 , 而对 239PuO2,吸入的 ALI=5× 2 贝可,因此在本例中 10 ? 5 ? 10 ? 使用公式 H wb H wbL ? ? j Ij I jL ?1 按极限值计算有 H wb 50 mSv ? 1 10 ? 1 5 ?1 所以: H wb ? (1 ? 0 . 1 ? 0 . 2 ) ? 50 mSv ? 0 . 7 ? 50 mSv ? 35 ? 50 mSv 21. 对于一个工作人员, 在他每年工作 50 周, 每周工作 5 天, 每天工作 8 小时的情况下, 假 定每一个工作人员在每日 8 小时工作时间内的呼吸量是 10 米 3,试计算 239PuO2 的 DAC 值。239PuO2 的 ALI(吸入)=5× 2 贝可。 10 解: D A C ? 5 ? 10 2 50 ? 5 ? 10 =2 ? 10 贝 可 勒 尔 / 米 -1 3

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