辐射防护论文

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辐射防护论文：
中 子 剂 量 与 防 护
核 72 班 07202068 李华琪 2010 年 1 月 6 号
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摘要： 本文主要介绍了中子剂量及中子防护中的一些具体相关的问题，就从学习辐射防护这 门课程来讲， 深入了解了中子与物质的相互作用所对人体的危害， 及中子防护中的相关量以 及其相互关系及测量方法。 对于中子屏蔽防护层做了较深入的了解及其计算方法， 这也是对 辐射防护这门课程学习的相当总结。 关键词： 中子剂量 剂量测量 散射 中子防护 自从 1932 年查德维克（J.chadwike）发现中子以来，人们搞清了核的基本组成。直到现 在不到八十年，核科学与技术在工业，农业，医学，国防等各领域中有着广泛的应用，并展 现广阔的应用前景。 原子能科学与技术的开发与利用， 解决或正在解决人类生存发展面临的 诸多困难， 然而由于电离辐射对人体有损失作用， 这也给我门带来了某些直接的或潜在的危 害。所以对其的必要防护是非常重要的，而其中对于中子的防护致关重要。 中子是一种间接致电离粒子。而对于辐射剂量来说，重要的是我们考虑中子与组成人 体组织的元素间的相互作用。 然而根据中子核反应和宏观中子物理有， 不同能量的中子同人 体组织发生不同的相互作用。在机体组织中，按重量百分比计，氢，碳，氮，氧四种元素占 个人体重量的 95%以上；按原子数计，氢原子数占人体原子数的 60%以上。快中子通过与 人体中的 H,C,N,O 等原子核的弹性与非弹性散射，不断地将能量传递给组织而被慢化，慢 化后的热中子又通过 1 H （n , γ ） 2 H 和 N (n,p)
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C 反应被组织吸收；因为中子与生物
组织中原子核的相互作用能够产生反冲核，质子， α 粒子等带电粒子和 γ 射线，所以它们 都有很强的直接与间接引起电离的本领，能够使生物产生强烈的电离。例如，能够与细胞中 的水分子作用，生成自由基（ + H , OH ） ，自由基则与硫氢基和其他细胞重要组成部分起反
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应，破坏细胞正常的化学物理状态，引起生理上的变化。中子辐照后，血液白细胞的质变较 为明显；睾丸和眼睛的晶体对中子辐射的敏感性也比较高，从而使机体受到损伤。 表 1-1 给出了能量直到 10Mev 的中子在机体组织中可能发生的几种重要的相互作用类 型： 元素 H C N 相互作用 弹性散射 辐射俘获 H(n, γ )D 弹性散射 非弹性散射 C(n, n′ 3 α )和 C(n, n′ α )Be 反应 弹性散射 非弹性散射 N (n,p) O 弹性散射 非弹性散射 O(n,
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C ，N(n,d)C, N（n,t）C, N（n,2 α ）Li

和 N(n,2n)N 反应
α )C 和 O(n,p)N 反应
描述中子剂量通常指的是中子吸收剂量或中子剂量当量。吸收剂量 D 定义为 dE 除以 dm 而得到的商，其中 dE 是由致电离辐射授予某一体积元中物质的平均能量，而 dm 是该体 积元中物质的质量，即 D=dE\dm.(J\kg,Gy).而决定生物效应的剂量当量 H 定义为组织内被研 究点上的 D,Q 和 N 三者的乘积即 H=DQN；Q 为品质因数；N 为其他修正因子的积，ICRP 的推荐值为 1，单位为 Sv,1Sv=1J\Kg. 在研究中子在生物组织中不同深度的吸收剂量和剂量当量的模型有：半无穷大板块、
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有限圆柱体（直径为 30 厘米，高为 60 厘米）和椭圆柱体（长半轴为 18 厘米，短半轴为 12 3 厘米，高为 60 厘米）模型。模型的材料组成应同软组织的相当,密度为 1g/cm 。能量范围从 -2 10 eV 延伸至 2000MeV。其中对半无穷大板块模型和有限圆柱体模型研究的结果,是目前确 定中子注量率-剂量当量率换算系数的基础。而在确定中子的吸收剂量时，必须计算在快中 子慢化过程和热中子核俘获过程中， 由组织吸收的是能量。 所以需采用剂量换算因子计算中 子剂量。各种常用的同位素中子源和单能中子的剂量换算因子 dH 表 1-2： 各种中子源的剂量换算因子
而当我们知道某一源或确定能量的中子注量率 ? （n\ m s） 并从上表查出相应的剂量换 ，
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算因子 dH；按下式，可计算出中子的剂量当量率 H , H = ? dH(Sv\s).也可采用下面的办法计算
. .
不同能量中子的有效品质因数坴的数值示于图 2。此外，由测得的中子注量率可以换算到剂 量当量率。目前各国都采用图 3 所示的数值。 图 2：不同能量中子的有效品质因数.图 3 中子注量率可以换算因子 对于中子剂量的计算与测量，其中测量很重要:而中子的测量，主要是指中子吸收剂量 与剂量当量的测量。此外还包括表示剂量分布的微剂量测量。通常使用组织等效电离室，乙 烯-聚乙正比计数器,硫酸亚铁剂量计以及量热计等测量吸收剂量。在多数情况下，组织等效 电离室是测定快中子吸收剂量最准确的装置仪器。 剂量当量测量仅适用于辐射防护， 所采用 的方法分场所监测和个人监测两类， 其响应正比于最大剂量当量。 微剂量测定的目的在于从 实验上研究辐射在直径为微米量级或更小的球体内能量沉积的空间分布和谱分布。 微剂量学 所考虑的体积应同生物细胞的大小相当， 借以模拟辐射在生物细胞、 细胞组分和生物大分子 中的能量沉积。常用的测量仪器是低压组织等效气体的“无壁”计数器，但测量方法和数据 处理牵涉到很复杂的技术。
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对于中子的防护，其目的是在于减轻工作

人员所受的辐射剂量并尽量将它控制在放射 防护标准规定的限值以下， 而根据老的国家标准有关规定， 职业放射性工作人员的每年最大 容许剂量当量为 0.05Sv（如果按正常平均分配计算，每周剂量当量为 0.001 Sv，按每周工作 40 小时计算， 每小时的剂量为 0.025m Sv） 相当每小时 0.025m Sv 的中子注量率和相当于 0.001 Sv 的中子注量。如表 1-3 示： 相当于每小时 0.025m Sv 的中子注量率，相当于 0.001 Sv 的中子注量 中子能区 中子能量 MeV 相当于每小时 0.025 m Sv 的注量率【n\(s· cm )】 热中子 中能中子 0.025eV 0.005 0.02 0.1 0.5 1~10 20 30~100 200 500 670 570 280 80 30 18 10 6 4.5 2.2
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相当于 0.001Sv 的注量 （ × 10 n/ cm ）
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9.6 8.2 4.0 1.2 4.3 2.6 1.5 8.7 6.5 3.2
快中子
减少防护人员受中子照射多的措施除了尽量缩短受照时间， 尽可能远离中子源以外， 还 需对中子源进行有效的屏蔽。但是像 γ 射线一样，中子是一种穿透力很强的间接电离粒子， 它在物质中的减弱是一个复杂的物理过程， 在屏蔽计算时一般应该考虑这些物理过程。 从中 子屏蔽角度看， 中子在物质中减弱可分为两个过程： 首先是快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。 非弹性散射时。中子的一部分能量用于激发原子核，而后离开相互作用点；被激发的 所以发生弹性散射核反应的中子部分能量变成了 γ 辐射能。 原子核放出 γ 射线后回到基态。 非弹性散射过程的发生具有阈能，中子能量只有大于阈能时才能发生非弹性散射。不 同原子核的第一激发态的能级位置是不一样的，一般规律是原子核 越重，第一激发态能级 越低。并对于中等质量数（如 100~150）的原子核，靠近基态附近的那些能级分布较密，其 能级间距约为 0.1MeV。而对于轻核，相应的间距则在 1MeV 左右，所以几 MeV 以上的快 中子更容易与具有中等质量数以上的原子核发生非弹性散射而损失能量。研究结果还表明， 中子能量在 25MeV 以下时，所有元素的非弹性散射截面都随中子能量增大而增加。因此中
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子一旦与原子核发生非弹性散射反应， 由于能量大幅度降低， 从而再次发生非弹性散射的几 率显著降低， 其能量降低到小于引起非弹性散射的阈能时， 中子就只能靠弹性散射来降低能 量。在弹性散射中，与中子相碰撞的原子核越轻，中子转移给反冲核的能量就越多。因此中 子与氢核发生弹性散射作用时，反冲质子得到的能量最多，一次弹性散射中，中子平均有一 半能量交给反冲质子，有时甚至交出它的全部能量给反冲质子。所以氢是 1MeV 左右的快 中

子最好的慢化剂。见表 1-4: 在物质中中子能量从 1MeV 降到 0.02MeV 所需的弹性碰撞的平均次数 元素 质量数 碰撞数 H 1 18 D 2 24 He 4 41 B 7 65 Be 9 84 C 12 111 O 16 146 Fe 56 485 U 238 2088
综上所述，要使快中子慢化，首先应选用重或较重的物质，通过非弹性散射使中子能量很快 降低到与原子核的第一激发能级相应的能量以下；此后，再利用含氢物质，通过弹性散射使 中子能量进一步降低的热能区。 虽然热中子能被各种物质吸收，但并不是任何物质都适宜用来吸收热中子的。因为许 多物质吸收热中子后，常伴随有高能的俘获 γ 辐射。某些元素的热中子吸收截面及相应的俘 获 γ 辐射的最大能量。见表 1-5 示 元素 氢 硼-10（1） 氮 钠 镁 铝 硅 磷 钙 钪 钛 钒 铬 锰 热中子（n , γ ）截面，b 0.332 3837 0.075 0.534 0.036 0.235 0.160 0.190 0.44 24 5.8 4.98 3.1 13.2 俘获 γ 之最 高能量 MeV 2.23 0.478 10.8 6.41 10.09 7.72 10.59 7.94 7.83 8.85 10.47 7.98 9.72 7.26 钴 镍 铜 锌 锆 铌 钼 银 镉 铟 锡 钽 钨 铅 元素 热中子（ n , γ ）截面，b 37.0 4.8 3.77 1.10 0.18 1.15 2.7 63 2450 196 0.625 21 19.2 0.17 俘获 γ 之最 高能量 MeV 7.49 9.00 7.91 9.51 8.66 7.19 9.15 7.27 9.05 5.87 9.35 6.04 7.42 7.38
2.35 10.16 0.084 4.17 铁 铋 （1）系指(n, α )反应的截面及其伴随的 γ 光子能量 因此在选择吸收热中子的材料时应选择对热中子吸收截面大， 俘获 γ 辐射能量低的那些 核素材料。这样便对俘获 γ 辐射的屏蔽。为了避免或减少热中子吸收过程中产生的俘获 γ 辐
10 6 射，可在屏蔽层中加入适量的 10 B 和 Li ，因为这两种核素吸收热中子的截面特别大( B 为
6 3837b， Li 为 910b)。而且产生的是（n, α ）反应，此反应放出主要是外照射防护中常可忽 10 略的 α 粒子。虽然 B 中子后还伴随有 γ 辐射，但其能量很低，易于屏蔽。
放射性同位素中子源的屏蔽计算常用分出截面法和半（或 1/10）值层减弱法。 若屏蔽层足够厚，又含有足够量的氢时，可用分出截面法进行计算。在近似计算中，可用裂 变中子谱的分出截面。
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半（或 1/10）值层减弱系指将辐射量（注量、吸收剂量或剂量当量等）降至 1/2（或 1/10） 时所需的屏蔽层厚度。 半值层厚度(HVT)同 1/10 值层厚度(TVT)的换算关系式是： HVT ＝0.301TVT。 普通混凝土对单能中子的 1/10 值厚度示于图 4。 图4 ：
屏蔽放射性中子源，可以单独使用水、石蜡等；也可兼用其他慢化材料和吸收材料，或 将慢化材料和吸收材料混合使用（如含硼聚乙烯、含硼石蜡等） 。对大型中子源（如加速器、 反应堆）的屏蔽比较复杂，常以普通混凝土和重混凝土等屏蔽材料为主，还要采用铁一类的 物质屏蔽γ辐射

和快中子。 后记：中子的剂量与防护问题涉及的问题很复杂，本文就一些基本问题进行一些阐述，作为 学习辐射防护这门课的总结。 参考文献： 1.辐射防护基础 胡华四编 交大影印版 2009 年 2.辐射防护导论 方杰 主编 李士骏主审 原子能出版社 1991 年 3.电离辐射量及其单位 田德祥编 原子能出版社 1993 年 4.中子发生器及其应用 刘林茂 刘雨人 景士伟 编著 原子能出版社 2005 年 5.中子宏观实验 段绍节 编著 国防工业出版社 2008 年 6.实用辐射安全手册 从慧玲 主编 原子能出版社 2006 年 7.在放射攻击事件中人员辐射照射的防护 ICRP 第 96 号出版物 原子能出版社 2005 年 8.原子核物理实验方法 复旦大学 清华大学 北京大学 合编 原子能出版社 1992 年 9.辐射剂量学 田志恒编 潘自强审 原子能出版社 1992 年 10.蒙特卡罗方法在实验核物理中的应用 许淑艳编著 原子能出版社 11.原子核物理 杨福家 王炎森 陆福全 著 复旦大学出版社 1993 年 12.中子引发轻核反应的统计理论 张竞上 著 科学出版社 2009 年 13．电离辐射防护和辐射源安全 潘自强 程建平等编著 原子能出版社 2007 年 14.中子物理学—原理·方法·应用 丁大钊 叶春堂 赵志祥等编著原子能出版 2005 年
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