电离辐射剂量与防护概论课后习题答案.pdf

辐射防护概论辐射防护概论 第一章第一章 1、为什么定义粒子注量时，要用一个小球体？ 粒子注量定义： 单向辐射场：粒子注量，数值上等于通过与粒子入射方向垂直的单位面积的粒 子数。 多向辐射场：以 P 点为中心画一个小圆，其面积为 da。保持 da 的圆心在 P 点不 变，而改变 da 的取向，以正面迎接从各方向射来并垂直穿过面积元 da 的粒子。 da 在改变取向的过程中即扫描出一个以 P 点为球心，以 da 为截面的回旋球。 da dN 球体过球心的截面面积(da)相等，粒子注量计算最容易，故而用一个小球体 定义粒子注量。 2、质量减弱系数（/） 、质量能量转移系数（tr/）和质量能量吸收系数（en/） 三者之间有什么联系和区别？ 相同点：都针对不带电粒子（X、射线和中子）穿过物质时发生的物理现象而 定义的； 不同点： 质量减弱系数（/） ：描述物质中入射不带电粒子数目的减小，不涉及具体物理 过程。 P da 质量能量转移系数（tr/） ：描述不带电粒子穿过物质时，其能量转移给带电粒 子数值。只涉及带电粒子获得的能量，而不涉及这些能量是否被物质吸收。 质量能量吸收系数（en/） ：描述不带电粒子穿过物质时，不带电粒子被物质吸 收的能量。 数值上：质量减弱系数（/）质量能量转移系数（tr/）质量能量吸收系数 （en/） 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？ 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。 dmdD/ 单位 Gy。适用于任何类型的辐射和受照物质，与一个无限小体积相联系的辐射 量。受照物质中每一点都有特定的吸收剂量数值。 比释动能（K） ：同转移能（tr）相联系，不带电粒子在质量 dm 的物质中释放出 的全部带电粒子的初始动能总和的平均值。 dmdK tr / 单位 Gy。针对不带电粒子；对受照物质整体，而不对受照物质的某点而言。 k fK 实用时可先查比释动能因子表（国际上给出比释动能因子的推荐值） ，进而求得 比释动能。 照射量（X） ：X 或射线在单位质量的空气中，释放出来的全部电子完全被空气 阻止时，在空气中产生一种符号的离子的总电荷的绝对值。 dmdQX/ 单位 C/kg。针对 X 或射线、空气。空气中各点的照射量不同。 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（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： X e W D a a 吸收剂量与物质的质量吸收系数/ en 成正比，即 )/( )/( aen men a m u u D D 故空气中同一点处物质的吸收剂量 Dm 为： XfXX e W D m aen mena aen men m )/( )/( 85.33 )/( )/( m f 照射量换算到某物质吸收剂量的换算因子，可查表得到。 三者区别见 P18 页表 1.4。 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/cm 29. 1( C/kg 10097. 1 10 3 a 2 2 6 hrdm dQ X a Gy 371. 085.33XX e W D a a 5、通过测量，已知空气中某点处的照射量为 6.4510-3C.kg-1,求该点处空气的吸 收剂量。 6、在 60Co射线照射下，测得水体膜内某点的照射量为 5.1810-3C.kg-1，试计 算同一点处水的吸收剂量。 Gy 195. 064.37XXfD mm 上式中，60Co射线包括 1.17MeV 和 1.33MeV，分支比 1:1，查 P17 表 1.3 不同 光子能量对某些物质的 fm 值可知， 能量在 0.42MeV 的射线对水的 fm 值都为 37.64。剂量学计算能准确更好，可用插值法求表中未给出的数值点；防护学计 算未知能量点可插值，也可按防护最安全角度考虑，将剂量值往大方向计算。 7、用一个小型探头的照射量仪器，在实质骨的一个小腔室内测得照射量为 7.74 10-3C.Kg-1，设辐射源的光子平均能量为 80keV。试计算在此照射条件下实质 骨的吸收剂量。 8、设在 3min 内测得能量为 14.5 keV 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： 24212 /10480. 3/10175. 2mJmkeVE EE J 106 . 1 1 19 eV 能量注量率： /sJ/m 10933. 1 26 dt d E 空气的比释动能： GyfK kn 10374. 110105 . 110916. 0 441111 第二章 1、试简述分别用自由空气电离室、空腔电离室测量照射量的基本原理。 2、何谓剂量仪的能量响应？影响能量响应的因素是什么？如何改善能量响应？ 仪器的灵敏度对光子能量的依赖关系，称为仪器的能量响应。 射线在剂量仪中产生的电荷量可写成： XV AZ AZ Q aen wen we ae )/( )/( )/( )/( 对给定的电离室和一定气体 常数V AZ AZ we ae )/( )/( 故剂量仪产生的电荷与照射量有如下关系： aen wen X Q )/( )/( 上式中，空气质量能量吸收系数、电离室室壁的质量能量吸收系数都随光子能量 的变化而变化，且两者变化的比率并不致。故仪器有能量响应。 改善能量响应： 使探头材料的原子序数接近空气，探头的有效原子序数越接近空气，则探测 器能量响应越小。 采用能量补尝措施，如电离室采用石墨做器壁、铝做电极。铝电极可补尝石 墨电极对低能 X 射线质量能量吸收系数比空气小的缺陷。利用石墨和铝的质 量吸收系数相互补尝，可使这类电离室获得相当好的空气等效性。 3、在标准状况下，设一个半径 5 cm 球状空气等效壁电离室，受射线照射后产 生 1.5uC 的总电荷。求照射量是多少？相应空气中的吸收剂量是多少？ kgC cm uC V Q V Q X/10214. 2 5 3 4 5 . 1 773. 0773. 0 3 33 GyXX e W D a2 10496. 785.33 4、有效体积为 103 cm3的非密封电离室靠近 辐射源时电流计的指示为 10-9A。 试求该处的射线照射量率为多大（假设这时的气温为 20，气压为 760mm Hg， 电离室是由空气等效材料组成，并假定可忽略射线吸收的影响）？ skgC V I tV Q X/10773. 0773. 0 3 5、试简述中子当量剂量测量的基本原理。 中子当量不同中子能量范围的中子吸收剂量乘以相应的辐射权重因子， 最后 相加，即得中子当量剂量。 E EnHnI dEnEnfH 0 1, )( 实际测量中，测量不同中子能量范围的中子吸收剂量是困难的。这时在一定能量 范围内，调整仪器的响应，使仪器的探测效率)( n E正比于 1H f。这样，辐射场 中探测器测到的中子数 Nn，即正比于中子的当量剂量指数 HI,no。 6、射线吸收剂量测量的特点是什么？简述外推电离室测量射线吸收剂量的基 本原理。 射线是弱贯穿辐射，因而其吸收剂量测量不再测介质内平均吸收剂量。而测量 不同介质不同深度处的吸收剂量。 外推电离室通过改变减小电离室空腔体积，得到一系列电离电流测量值。并借以 推得外推电离室空腔无限小时，单位质量空气中的电离值。并根据介质与无限小 空腔满足布拉格戈瑞原理，求得介质该厚度下的吸收剂量： aw a aaw a aw S e W IS e W ID , )()( 7、 用2.5cm2.5cmNaI(Tl)闪烁体， 测得与圆柱体轴线平行入射能量为 1MeV 的 光子计数率为 100 计数/s。试计算：2.5810 6C/kg 的光子注量；闪烁体的 固有探测效率；计算照射量率为多大？假设 NaI(Tl)的密度为 4g/cm3，其对能 量为 1MeV 光子的质量衰减系数/=0.05cm2/g，空气质量能量吸收系数en/ 0.025cm2/g。 211 2117 16 10956. 1 10319. 1 1058. 2X m m Ckg Ckg f fX - x x n 8、试简述化学剂量计吸收剂量的基本原理。 电离辐射与物质互相作用时，除了使物质发生物理变化外，还能使某些物质的化 学性质和成分发生改变，改变程度与物质吸收辐射能量的多少有关，最好两者成 正比。 9、用 FeSO4剂量计刻度一个 137Cs 点源，设溶液离源 1.5m 照射 1.5h，测得溶液 消光系数为 0.85， 对比空白液的消光系数为 0.010， 波长为 0.3040A， 室温为 25， 液槽厚为 1cm，求 137Cs 源的放射性活度。 3312 23 /10104 .15 )01. 085. 0(10022. 6)( mkgeVLG N D m orA 10、试简述热释光元件测量剂量的基本原理。 具有晶格结构的固体，因含有杂质或其中的原子、离子缺位、错位造成晶格缺陷 从而成为带电中心。带电中心具有吸引甚至束缚异性电荷的本领，称为陷井。当 固体受到辐射照射时，禁带中心中的电子受激并进入导带，将被被陷井捕获。如 果陷井深度很大，那常温下电子将长久留在陷井中。只有当固体被加热到一定温 度时，落在陷井的电子因得到能量才能从陷井中逸出。当逸出电子从导带返回禁 带时，会发出兰绿色的可见光，发光强度与陷井中的电子数目有关，而电子数目 又取决于固体所受的剂量。 发光曲线、升温曲线； 常用热释光：LiF（Mg） 有效原子序数与空气、组织相近组织等效、响应 随能量变化小。含 6Li 的 LiF 可作中子探测器。 CaSO4（Dy） 灵敏度高，适合于低水平辐射测量。 11、设计一个 G-M 计数管式剂量率仪，若光子能量为 1MeV，探测效率为 1%， 计算管有效面积 10cm2，要求测量量程为 10-610-4C/kg/h。试计算相应的计数率 范围是多少？ /s21060210 10106. 210106. 2 10319. 1 1010X X 1297 2117 1146 sn sm mCkg hCkg f f - x x 12、试简述量热法测量吸收剂量的基本原理。 电离辐射与物质作用，导致其能量被物质吸收，而物质吸收的辐射能量最终都将 使物质变热。测量被照物质的温度变化，即可确定物质吸收的剂量。 量热法要求好的绝热条件，且其一般适用于大剂量的测量。 量热计是按吸收剂量的定义直接测量的，而不基于物理或化学的次级效应。量热 计的响应原则上与辐射品质无关，常用作绝对测量装置。 绝对测量：影响待求量的各个因素都是已知的，且各个因素都能够被准确测量。 各个因素测量准确性可被朔源到国际标准。 相对测量：影响待求量的各个因素有些不清楚，或有些因素不能被准确测量。 13、在仪器刻度过程中如何检验有无散射的影响？应如何消除？ 理论上，在辐射场中引入任何物体都会造成辐射场的改变，从而影响仪器的 读数。在理论上，可采用 1/r2衰减可判断刻度进程中是否有散射影响。即将仪器 从 A 移到 B，其读数有如下关系： 2 2 2 B 2 1 N 1 A B B A B A A R R N N RR N 检验 NA、NB读数是否与距离有平方反比关系，即可判断是否有散射影响。 实际中， 可将一些怀疑的散射物移开， 观察移开前后仪器读数有无明显变化， 以判断刻度过程中是否有散射。 若有散射影响应尽量保持刻度在空旷的地方进行，刻度源与刻度仪器间应无 遮挡物。刻度源、刻度仪器应保持与地面有一定距离，严格按照刻度要求进行。 第三章 3、试述影响辐射损伤的因素及其与辐射防护的关系。 影响辐射损伤的因素包括： 物理因素辐射类型、 剂量率及分次照射、 照射部位和面积、 照射的几何条件； 生物因素不同生物种系的辐射敏感性、个体不同发育阶段的辐射敏感性、不 同细胞、组织或器官的辐射敏感性 辐射防护即从影响辐射损伤的因素入手来进行防护， 如对不同的辐射类型采取不 同的防护方法、限制剂量和分次照射以使辐射损伤所发生的可能性最小。 4、各举一例说明什么是辐射对机体组织的随机性效应和确定性效应？说明随机 性效应和确定性效应的特征。辐射防护的主要目的是什么？ 随机性效应特征 “线性无阈” 。“无阈” 指任何微小的剂量都可能诱发随机性效应.。 “线性”指随机性效应发生几率与所受剂量成线性关系，但其后果的严重程度不 一定与所受剂量有关系。 确定性效应有阈值。超过阈值，效应肯定会发生，且其严重程度与所受剂量大小 有关，剂量越大，效应越明显。 辐射防护的主要目的防止有害的确定性效应，并限制随机性效应的发生率，使它 们达到被认为可以接受的不平。 1、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。 dmdD/ 单位 Gy。 当量剂量（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。 R RTRT DWH , 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。 T TT HWE WT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。 TR RTRT DWWE , 当量剂量、有效剂量，只能在远低于确定性效应阈值的吸收剂量下提供随机 性效应概率的依据。 5、何谓辐射权重因子与组织权重因子？ 辐射权重因子同辐射品质因子（Q） ，衡量各种辐射引起的有害效应程度， 它的数值是根据辐射在水中的传能线密度的大小确定的。 组织权重因子器官或组织受照射所产生的危害与全身均匀受照射时所 产生的总危害的比值。即反映了在全身均匀受照射下各器官对总危害的相对贡 献。 2、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、造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、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。 8、辐射防护体系（剂量限制体系）主要内容是什么？ 辐射防护三原则：辐射实践正当化、防护与安全的最优化和限制个人剂量三项基 本原则。 辐射防护标准： 国际电离辐射与辐射源安全基本安全标准 No.115-1 参照 ICRP60（1991）报告 International commission on Radiological Protection 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。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，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。不一定能对每个人提供足够的防护，必须对个人受到正常加以限值， 以保证来自各项得到批准的辐射实践的综合照射所致的个人总有效剂量不超过 国家规定。 9、辐射防护标准中的限值有哪几类？并简述它们的基本规定？ 分两大类： 职业照射对从事放射性工作的人员，按 5 年平均，每年为 20mSv 的平均有 效剂量限值。 公众剂量原则上公众剂量不得超过 1mSv/a。在特殊情况下，如果 5 个连续 年的平均剂量不超过 1mSv/a，则某一单一年份的有效剂量可提高到 5mSv。 11、一位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 62 表 3.6 组织权重因子 肺部 0.12 乳腺 0.05 T TT amSvHWE/5 . 8 12、为什么说核工业是安全程度良好的行业？ 第四章 外照射防护 1、何谓辐射源的照射量率常数、空气比释动能率常数？ 2、何谓窄束、宽束、点源、非点源？ 3、何谓积累因子？它与哪些因素有关？ 4、何谓减弱倍数、透射比、透射系数？ 5、 计算距离活度为 3.7108Bq 的点状 198Au 源 0.8m 处的照射量率和空气比释动 能率各为多少？ 查 P82 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 11217 -1-1-1219 mGy 1051. 1 sBqkgcmC 10488. 4 sBq k 1110 2 19 8 2 10595.2 8.0 10488.4 107.3 skgC r AX 19 2 17 8 2 10730. 8 8 . 0 1051. 1 107 . 3 sGy r AK k a 在电子平衡条件下，同一点上某物质（m）的吸收剂量率（ m D ）与该点空气比 释动能率（ a K ）关系为： a aen men m KD )/( )/( 显然，空气中的吸收剂量率 a D 与空气比释动能 a K 在数值上相等。对于像水、肌 肉和软组织一类的物质，可认为 aenmen )/()/(，因而 am KD 6、沿墙壁露出一段长 1.2m，截面积为 5cm2的直形管道，其中有浓度为 1.1 107Bqcm-1的 60Co 溶液流动着。求与管轴线中点垂直距离为 2m 处的照射量率、 空气比释动能率各为多少？ dx rx Kd k 22 1 2/ 2/ 1 1 22 1 2 2 L L k k r L tg r dx xr K r L tg Lr A K k 2 2 1 查 P82 页表 4.4 核素 60Co 的照射量率常数、空气比释动能常数分别为 2.503 10-18C m-2kg-1Bq-1s-1、8.6710-17Gym2Bq-1s-1。 1811791 1 10780. 2 22 2 . 1 2 2 1067. 8101 . 1 2 2 sGytg r L tg r K k 11911891 1 10025. 8 22 2 . 1 2 2 10503. 2101 . 1 2 2 skgCtg r L tg r X 7、强辐射场所用的辐射源，通常都是在水井中进行倒源工作。强辐射源的运输 容器高度为 1m，从容器中提出源时，源可高出容器口不超过 0.5m。现倒装 60Co 辐射源的活度为 1.851015Bq，问需要多深的水井，才能使水井表面的当量剂量 率低于 3Svh-1。 2 9 26 18155 2 , 5 10161. 2 103 10503. 21085. 1104 . 1104 . 1 rrrH qA K hL )(dfK 用作图法确定屏蔽层厚度 曲线A根据P109页附表6各向同性点源射线减弱K倍所需的水屏蔽层厚度作出， 曲线 B 根据 29 10161. 2 rK作出。A、B 两曲线交点相应的水深约为 33m，再 加上操作源所需的厚度 1.5m，因而水井总需深度为 34.5m。 8、简述射线外照射防护有何特点。 9、若考虑空气对射线吸收的影响，那么(4.66)式，将应作怎样的修正，对(4.67) 式又将作怎样的修正？ 10、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 P105 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 的射 线最大电子能量为 1.711（100%） 2)ln0954. 0265. 1( 7907. 0412. 0 cmgER E 由 P109 页表 4.10 查得有机玻璃的密度为 1.18gcm-3，由此得有机玻璃厚度 mmcmRd767. 0/ 由 P184 页附表 1 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/ en 为 2.91810-3m2kg-1。用（4.66）式可算得空气中的吸 收剂量率为： 13 321214214- 10105. 3 10918. 2) 1 695. 0 (85. 5107 . 31058. 4)/()(AZ1058. 4 Gyh r E D en b e 射线的辐射权重因子为 1，故 13 10105. 3 SvhDWH RI 3 3 6 2 14- 2 , 10415. 2 10105. 3 105 . 7 )/(AZ1058. 4 enbe hL E rH 相应的减弱倍数为： 414/1K 查 P202 页附表，可得铅的屏蔽厚度为 5.86cm。 11、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？ 32P 的最大活度： Bq EZ r A H r E DH enbe hLen b eI 8 3214 26 2 14 2 hL, , 214- 10586. 5 10918. 2695. 0131058. 4 25. 0105 . 7 )/(1058. 4 H )/()(AZ1058. 4 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。 1000K 查 P202 页附表，可得铅的屏蔽厚度为 6.48cm。 12、 快中子防护的特点是什么？为什么常要选择含氢多的物质作为快中子的屏蔽 材料？ 13、论述中子分截面的理论及其成立条件？ 14、已知 226Ra-Be 中子源的活度为 3.71012Bq（中子产额见表 4.12） 。求离源 2m 处的中子与当量剂量率。 中子当量剂量率： 从 P112 页表 4.12 查得 226Ra-Be 中子源的中子产额为 40510-6s-1Bq-1，查 P117 页表 4.15 得 226Ra-Be 中子源的当量剂量换算因子为 34.51015Svm-2。 115 2 9 , 2 , 19612 029. 1105 .34 24 104985. 1 4 104985. 110405107 . 3 sSvf r fH sAy nHnHIn 当量剂量率： 查 P82 页表 4.4 得核素 226Ra 的空气比释动能常为 6.1310-17C m-2kg-1Bq-1s-1。 1 2 12 17 2 703.56 2 107 . 3 1013. 61 sSv R A WKWDWH k RRR 15、利用中子辐射育种，要求种子接受的吸收剂量率为 150mGyh-1。若使用活度 为 3.71013Bq 的 210Po-Be 中子源，问种子应放在离源多远处？ 由 P112 表 4.12 可知，钋铍中子源的放射性很弱，计算时可只计算中子产生 的吸收剂量。 在电子平衡条件下，空气的比释动能与吸收剂量相等，即 cm D f r r Ay f r ffKD k kkk 091.82 3600/410150 106 .67107 . 310141. 0 4 44 3 6138 22 上式中，钋铍中子源的中子平均能量为 4.2MeV，与此能量对应的中子空气比 释动能可由 P192 附表 3 查得，0.14110-8Gycm2；钋铍中子源中子产额可由 P112 表 4.12 查得，67.610-6s-1Bq-1。 16、试计算离活度为 3.71011Bq 的 241Am-Be 中子源 2m 处的、K、D 和 H 的 数值。若在无屏蔽情况下，按月当量剂量 1.6mSv 控制，问一个月内在该处可工 作多长时间？ 125 2 611 2 10984. 3 24 101 .54107 . 3 4 sm r Ay 18512 10382. 410984. 31011. 0 GysfK k 18 10382. 4 GysKD 18155 , 10574. 1105 .3910984. 3 SvsfH nHin hs H H t tHH mn mn 24.28100165. 1 10574. 1 106 . 1 5 8 3 , , 17、已知 241Am-Be 中子源的活度 1.01010Bq，用石蜡屏蔽，离源 0.5m 处的中 子注量率不超过2104m-2s-1，求石蜡屏蔽厚度。 15610 10951. 5101 .54101 . 1 sAy 查 P121 表 4.18 可得石蜡的宏观分出截面为 R cm 1 118. 0 取 Bn=5，q=1，可得 cm r qB d L n R 70.32 1025 . 04 1510951. 5 ln 118. 0 1 4 ln 1 42 5 2 18、 241Am-Be 中子源的中子发射率为 3.2105s-1，经石蜡屏蔽后，使其注量率降 到 40m-2s-1，问需多厚的石蜡屏蔽层？ 查 P121 表 4.18 可得石蜡的宏观分出截面为 R cm 1 118. 0 取 Bn=5，q=1，可得 2118. 05 118. 0 2 5 118. 0 2 5 2 0 40102739. 1 40 102739. 1 15 4 102 . 3 4 )( de e d e r qeB r qeBd d L dd d n d nnn RR 从图中可看出，19cm 以上的石蜡屏蔽即可满足题目中中子剂量率的要求。 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 250 1 4 )( 2 0 L d n d nnn nR qeB r qeBd cm eqeB r nd n 915. 4 4 15250 4 250 12118. 0 该题有问题，4.915cm 小于 12cm 石蜡屏蔽厚度。 20、241Am-Be