环境中子辐射剂量率的测量
zssPu-Be中子源的辐射剂量监测
zssPu-Be中子源的辐射剂量监测摘要:本文阐述了对中子源活度的测量及中子源周围环境的辐射剂量监测,给中子源的环境辐射剂量评价提供参考依据,为进入中子源库的实验工作人员提供一个安全的范围。
对中子源的剂量监测既要监测其所产生的中子的强度,又要监测其所产生的γ射线的强度,只有把两者结合起来才能对中子源的辐射危害做出合理的评价,为今后从事中子研究的工作人员的福射安全提供一定的参考价值.关键词:中子源辐射剂量活度中子是一种穿透力很强的间接电离粒子[1],它在物质中的减弱是一个复杂的物理过程,常常还伴随着有辐射,所以测量中子辐射剂量的同时还要测量剂量。
为了现场工作人员安全,要进行中子源屏蔽,屏蔽时一般应该考虑这些物理过程: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[3]。
中子源的辐射危害已经被人们所认识[2],随着中子源在工业生产中的广泛应用,必须做好中子源的辐射监测和防护工作.放射防护的必要性在于保护操作者本人免受辐射损伤,防止了必要的射线照射|,保护周围人群的健康和安全,在应用放射性同位素时,一定要考虑放射防护问题,“预防为主”,合理的使用放射性同位素,避免不必要的射线照射。
1 测量原理与装置238Pu-Be中子源是利用放射性核素衰变时,放出的一定能量的射线,去轰击某些靶物质,产生核反应而放出中子(见图1)。
采用德国BertholdTechnologies公司的LB123中子周围剂量当量仪、FD-3013B检测仪,对238Pu-Be中子源周围环境的辐射剂量进行了监测。
工作原理[1]中子的探测方法基于核反应法。
中子入射到仪器的探头内,被探测器中的10B或6Li核俘获,导致闪烁体发光。
该闪烁光被光电倍增管放大并转换成电信号。
该信号由后续电子学线路进一步处理后送单片机处理系统,由单片机处理系统完成数据采集的处理,并实现显示(见图2,图3)。
环境核辐射监测仪表测量比对
环境核辐射监测仪表测量比对摘要：目的为保证辐射环境监测网络监测数据准确可靠，研究不同仪表对宇宙射线及地表γ辐射剂量率的响应情况。
方法在离岸1 km的湖面木船和某室内大厅，将辐射仪表进行宇宙射线及地表γ辐射剂量率响应比对。
结果不同型号仪器在测量宇宙射线响应时差异明显，相对偏差达76%，但在扣除宇宙射线本底后，不同型号的仪器对于室内γ剂量率响应一致性较好，相对偏差在6%以内。
结论通过比对活动对仪器性能有了较好掌握，保证了辐射环境监测网络监测数据的准确可靠。
关键词：辐射环境；宇宙射线；地表γ辐射剂量率一、测试要求(一)明确监测方法外照射和內照射是电离辐射对人体的主要照射方式,如果监测方法不规范,将会威胁人体健康。
β射线、X射线和γ射线、中子束照射等属于外照射的几种常见形式,是放射源从外部对人体照射;放射性核素通过食入、吸入和伤口等进入到人体内部产生的照射则属于内照射。
由于辐射对人体的照射方式存在一定差异性,因此在采取防护与安全措施时也应该加以针对性选择,增强实际防护效果。
距离防护、时间防护和物质屏蔽等,是解决外照射问题的常用方式,能够实现对外照射的有效控制,防止人体健康遭受威胁。
封闭防护、包容防护、稀释防护和净化防护等,是解决内照射问题的常用方式,能够对进入人体的核素加以控制,同时促进核素的快速排出。
应该严格遵循国家环境保护局的相关规定,规范辐射环境监测流程,明确辐射设施退役、废弃物处理、辐射事故应急处理、放射物质运输和辐射环境质量监测的要点。
在编写相关监测报告时,应该严格遵循格式要求,为防护与安全措施的制定提供保障。
(二)做好防护准备由于辐射监测技术人员辐射监测防护工作具有一定繁杂性,因此应该做好充足的准备工作,确保安全措施的有效落实。
对当前监测方案加以优化,确保其具有科学性和合理性特点,促进监测工作效率的提升。
在监测仪器的使用中应该严格遵循方案规定,对仪器及工具性能进行全面检查,防止由于故障问题而影响现场工作效率。
中子剂量率
中子剂量率摘要：一、中子剂量率的定义与概念二、中子剂量率的应用领域三、中子剂量率的测量方法与技术四、中子剂量率对人类健康的影响五、我国中子剂量率的研究与应用现状六、未来中子剂量率研究的展望与挑战正文：中子剂量率，作为核辐射领域中的一个重要参数，反映的是单位时间内中子辐射的强度。
本文将从其定义、应用、测量方法以及对人类健康的影响等方面进行全面解析。
首先，中子剂量率是指在单位时间内，单位面积上接收到的中子辐射剂量。
通常用每平方厘米每秒（cGy/s）来表示。
中子剂量率广泛应用于核能、核技术以及核安全等领域，对于评估辐射防护措施的有效性具有重要意义。
其次，中子剂量率的应用领域十分广泛。
在核能领域，通过监测中子剂量率，可以评估核反应堆的运行状态，确保核能的安全利用。
在核技术领域，中子剂量率被用于中子衍射、中子活化分析等实验，为材料科学、生物医学等领域提供重要信息。
在核安全领域，中子剂量率是评估核事故风险的重要依据。
关于中子剂量率的测量方法，有多种技术可供选择。
例如，通过使用中子探测器，可以实时测量中子剂量率的大小。
此外，还有利用放射性核素进行间接测量的方法。
我国在测量中子剂量率方面已取得了显著的科研成果，为相关领域的应用提供了有力支持。
然而，中子剂量率对人类健康的影响也不容忽视。
长时间暴露在高剂量率的中子辐射下，可能导致急性辐射病、白血病等疾病。
因此，对中子剂量率的监测与控制是辐射防护的重要任务。
总之，中子剂量率作为核辐射领域的重要参数，其研究不仅有助于核能、核技术等领域的应用与发展，还对人类的健康与安全具有重要意义。
中子剂量率
中子剂量率
【实用版】
目录
1.中子剂量率的定义
2.中子剂量率的测量方法
3.中子剂量率的应用
4.中子剂量率的安全标准
5.中子剂量率在我国的发展现状
正文
中子剂量率是指单位时间内，中子通过单位面积的数量，是衡量辐射强度的一个重要参数。
在核物理、核医学、核工程等领域具有广泛的应用。
中子剂量率的测量方法主要包括被动剂量计法和主动剂量计法。
被动剂量计法是通过测量辐射引起的物理或化学变化来间接测量中子剂量率。
主动剂量计法则是利用探测器直接测量中子通过的数量。
中子剂量率在许多领域都有应用，如在核反应堆中，通过控制中子剂量率，可以控制核反应的速率，从而实现核反应堆的稳定运行。
在核医学中，中子剂量率被用于放射治疗的计划和剂量控制。
中子剂量率的安全标准是辐射防护的重要内容。
由于中子辐射的生物效应较高，因此，对中子剂量率的安全标准要求较为严格。
我国对中子剂量率的安全标准有严格的规定，以保障公众的健康和安全。
近年来，我国在中子剂量率的研究和应用方面取得了显著的进展。
我国已经建立了完善的中子剂量率测量和辐射防护体系，为我国的核科学和核技术发展提供了重要的保障。
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中子个人剂量报警仪的检定规程_概述及解释说明
中子个人剂量报警仪的检定规程概述及解释说明1. 引言1.1 概述中子个人剂量报警仪是一种用于监测和测量中子辐射剂量的设备。
它在核领域、医学领域以及其他辐射工作环境中起着重要的作用。
其主要功能是保护操作人员免受潜在的辐射危害，及时发出警报并采取适当的防护措施。
1.2 文章结构本文将围绕中子个人剂量报警仪的检定规程进行详细介绍和解释说明。
首先，在引言部分进行简要概述，然后按照如下结构展开：第2部分将重点介绍中子个人剂量报警仪的检定规程概述；第3部分将详细解释中子个人剂量报警仪的组成部分和原理；第4部分将展示中子个人剂量报警仪的检定流程和方法；最后，第5部分总结本文内容，并对中子个人剂量报警仪的未来发展进行了展望。
1.3 目的本文旨在全面介绍中子个人剂量报警仪的检定规程，帮助读者更好地了解该设备的重要性和工作原理，并为相关领域的从业人员提供指导，使他们能够正确使用和维护中子个人剂量报警仪，并及时采取保护措施以确保其个体安全。
通过本文的阅读，读者将获得检定流程、方法解析以及设备故障排除等方面的知识，以便更好地应对辐射工作环境带来的挑战。
2. 中子个人剂量报警仪的检定规程概述:2.1 中子个人剂量报警仪简介中子个人剂量报警仪是一种用于测量和监测中子辐射水平的设备，它能够及时发出警报以防止人员接受过量的中子辐射。
中子辐射在核工业、医疗领域和科学研究等多个行业中广泛存在，因此使用中子个人剂量报警仪对工作人员进行辐射监测至关重要。
2.2 检定规程的重要性检定规程为正确使用和维护中子个人剂量报警仪提供了明确的指导，确保其准确可靠地实时监测和报告中子辐射水平。
准确性对于确定工作环境中是否存在危险的辐射水平至关重要，并通过及时发出警报来保护工作人员免受过量辐射暴露的危险。
同时，检定规程还有助于确保设备满足相关法规法律和行业标准的要求。
2.3 监督和监测需求背景核工业、医疗和科研等领域中使用中子个人剂量报警仪的需求不断增加。
中子周围剂量当量率检定规程
中子周围剂量当量率检定规程1.引言概述部分的内容如下：1.1 概述中子周围剂量当量率检定规程是用于测定和评估中子辐射环境下人体周围剂量当量率的一种标准化方法。
中子辐射是一种高能量辐射，具有穿透力强、能量沉积高等特点，对人体产生的辐射效应较大。
中子周围剂量当量率是评估中子辐射对周围环境和人体健康的影响的重要指标。
在核工业、航天航空、辐射医学等领域，中子周围剂量当量率的准确测定和评估对于保护工作人员和公众的健康至关重要。
本文将从以下几个方面对中子周围剂量当量率检定规程进行探讨。
首先，我们将介绍中子周围剂量当量率的含义和重要性，明确中子辐射对人体的危害以及为什么需要进行中子周围剂量当量率的检定。
其次，我们将详细解析中子周围剂量当量率检定的原理和方法，包括检测设备的选择、检测方法的介绍以及数据处理和分析的方法。
最后，我们将总结中子周围剂量当量率检定规程的重要性，并展望其未来发展的方向。
通过本文的阐述，我们希望能够加深人们对中子周围剂量当量率检定规程的了解，并为相关领域的从业人员提供一个准确、可靠的指导，以保护他们的健康和安全。
文章结构文章的结构是指文章按照一定的逻辑顺序和章节组织，使读者能够清晰地理解文章的内容和思路。
本文将按照以下章节组织进行阐述。
第一章引言1.1 概述在这一部分，我们将对中子周围剂量当量率检定规程的背景和意义进行简要介绍，以便读者对文章的主题和内容有一个初步的了解。
1.2 文章结构本章将对整篇文章的结构进行介绍。
通过介绍各章节的内容和目的，读者可以更好地把握文章的整体架构。
1.3 目的本部分将明确本文的研究目的和研究主题，为后续章节的论述提供一个明确的目标和方向。
第二章正文2.1 中子周围剂量当量率的含义和重要性在这一部分，我们将详细介绍中子周围剂量当量率的定义、测量方法和其在辐射防护领域的重要性。
通过深入了解中子周围剂量当量率，读者可以更好地理解本文的研究内容。
2.2 中子周围剂量当量率检定的原理和方法本章将介绍中子周围剂量当量率检定的基本原理和常用方法。
环境γ辐射剂量率测量技术规范HJ 1157-2021
目次前言 (ii)1 适用范围 (1)2 规范性引用文件 (1)3 术语和定义 (1)4 测量目的和要求 (2)5 测量实施 (3)6 测量记录和报告 (5)7 质量保证 (5)附录A（资料性附录）环境 辐射剂量率测量原始记录表 (7)环境γ辐射剂量率测量技术规范1 适用范围本标准规定了环境γ辐射剂量率测量的原则和技术要求，包括测量目的和要求、测量实施、测量记录和报告、质量保证等方面的内容。
本标准适用于环境质量监测、辐射源外围环境监测以及应急监测中环境γ辐射空气吸收剂量率的测量，其他环境γ辐射剂量率测量可参照执行。
2 规范性引用文件本标准引用了下列文件或其中的条款。
凡是注明日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本标准。
凡是未注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本标准。
HJ 61 辐射环境监测技术规范HJ 1009 辐射环境空气自动监测站运行技术规范HJ 1128 核动力厂核事故环境应急监测技术规范JJG 393 便携式X、γ辐射周围剂量当量（率）仪和监测仪3 术语和定义下列术语和定义适用于本标准。
3.1辐射源radiation source可以通过诸如发射电离辐射或释放放射性物质而引起辐射照射的一切物质和实体。
例如，释放氡的物质是存在于环境中的辐射源，γ辐照消毒装置是食品辐照保鲜实践中的辐射源，X射线机是放射诊断与治疗中的辐射源，核电厂是核动力发电实践中的辐射源等。
3.2环境γ辐射剂量率environmental gamma radiation dose rate测量点位周围物质中的天然放射性核素、人工放射性核素或射线装置发出的X/ γ射线在测量点位空气中产生的吸收剂量率。
环境γ辐射剂量率可通过连续和即时等方式开展测量，无特殊说明时，本标准指的是即时测量。
3.3关键人群组critical group对于某一给定的辐射源和给定的照射途径，受照相当均匀、并能代表因该给定辐射源和该给定照射途径所受有效剂量或当量剂量最高的个人的一组公众成员。
基于Bonner多球的环境中子能谱和剂量率测量
（ １ ． Ｕｎ ｉ ｖ ｅ ｒ ｓ ｉ ｔ ｙ ｏ ｆ Ｓ ｃ ｉ ｅ ｎ ｃ ｅ ａ ｎ ｄ Ｔｅ ｃ ｈｎ ｏ ｌ ｏ ｇｙ ｏ ｆ Ｃｈｉ ｎ ａ ，Ｈ ｅ ｆ ｅ ｉ ，Ａｎ ｈ ｕｉ Ｐｒ ｏ ｖ ．２ ３ ０ 量一 剂 量转 换 系 数得 到 中子 剂量 率 。为验 证 测 量结 果 ， 使 用 基 于 解 析 公 式 的 模 拟 软 件 Ｅ Ｘ Ｐ ＡＣ Ｓ Ｖ ｅ ｒ ２ ． ２ １ 进行能谱验证 、 使用 Ｂ Ｆ 。固定 式 环 境 中 子 监 测 器 进 行 剂 量 率 验 证 。经 过 验 证 分 析 表 明基于最大熵法的 Ｂ ｏ ｎ ｎ ｅ ｒ 测 量 结 果 与 其 他 方 法 的结 果 基 本 符 合 ， 合 肥 地 区环 境 中 中 子 周 围剂 量 当量 率
祝庆军 ， 宋逢泉 ， 郭 倩 ， 廖燕飞 ， 宋 钢 。 ， Ｆ Ｄ Ｓ 团 队
（１ ．中 国科 学 技术 大学 ， 安徽合肥 ２ ３ ０ ０ ２ ６ ２ ．中 国 科 学 院 核 能安 全 技 术 研 究 所 ， 安徽合肥 ２ ３ ０ ０ ３ １ ）
摘要 ： 使用 Ｂ ｏ ｎ ｎ ｅ ｒ 谱 仪 对 室 内 中 子 谱 进 行 测 量 。根 据 Ｂ ｏ ｎ ｎ ｅ ｔ多 球 的 读 数 ， 采 用 最 大 熵 法 求 解 中 子 能
ｓ ｐ ｅ ｃ ｔ ｒ ｕｍ ，ａ ｎ ｄ ｔ ｈ ｅ ＢＦｚ ｎａ ｔ ｕｒ ａ ｌ ｎｅ ｕｔ ｒ ｏ ｎ ｍｏｎ ｉ ｔ ｏ ｒ ｓ ｗｅ ｒ ｅ ｕ ｓ ｅ ｄ ｔ ｏ ｃ ｏ ｎｆ ｉ ｒ ｍ ｔ ｈ ｅ ｅ ｆ ｆ ｅ ｃ ｔ ｉ ｖ ｅ ｄ ｏ ｓ ｅ ｒ ａ ｔ ｅ ． Ｔｈ ｅ ｖ ｅ ｒ ｉ ｆ ｉ ｃ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ａ ｎｄ ａ ｎ ａ ｌ ｙｓ ｉ ｓ ｉ ｎｄｉ ｃ ａ ｔ ｅ ｄ ｔ ｈ ａ ｔ ｔ ｈ ｅ ｒ ｅ ｓ ｕ ｌ ｔ ｓ ｆ ｒ ｏ ｍ Ｂｏｎ ｎｅ ｒ ｓ ｐｈｅ ｒ ｅ ｓ
环境地表γ辐射剂量率测定规范
FHZHJHFS0033 环境地表γ辐射剂量率测定规范F-HZ-HJ-HFS-0033环境地表γ辐射剂量率测定规范1 范围本标准规定了环境地表γ辐射剂量率测定的原则和要求以及应遵守的技术规定。
本标准适用于测定核设施和其他辐射装置附近环境地表的γ辐射剂量率，也适用于其他环境地表γ辐射剂量率的测定。
2 引用标准EJ 379 环境贯穿辐射监测一般规定3 术语3.1 环境指人类生活的公共环境，而不涉及辐射工作场所。
3.2 环境监测对核设施及其他辐射装置附近环境进行的监测。
3.3 环境地表γ辐射剂量率田野、道路、森林、草地、广场以及建筑物内，地表上方一定高度处(通常为lm)由周围物质中的天然核素和人工核素发出的γ射线产生的空气吸收剂量率。
3.4 源相关的环境监测指测量某一特定的源或实践所导致的地表γ剂量率水平，以确定特定源或实践所给出的贡献。
3.5 人相关的环境监测指在可能有几个源照射同一人群组的情况下进行的环境地表γ辐射剂量率测量，主要目的在于估算全部的源给出的剂量当量。
3.6 重要源日常流出物的排放量较大和可能产生较高的剂量率的源，从监测角度上被认为是重要源。
3.7 次要源在公共可以接近的地方其外照射剂量当量率非常低(年剂量当量约1 µSv左右)，流出物中放射性核素的正常释放量也非常小，并且很少或者不存在事故性外泄的可能性，这一类的各个独立的源在合适的屏蔽和控制下被认为是次要的照射源。
3.8 中等性质的源介于重要源和次要源之间的源被认为是中等性质的源。
3.9 公众除辐射工作人员以外的所有其他社会成员，包括离开工作岗位后的辐射工作人员。
3.10 实践指包含电离辐射照射的实践。
3.11 关键人群组从某一给定实践受到的照射在一定程度内是均匀的且高于受照射群体中的其他成员的人群组，称为关键人群组。
他们受到的照射可用以量度该实践所产生的个人剂量的上限。
4 测定目的和要求4.1 测定目的环境地表γ辐射剂量率测定是环境辐射监测的组成部分，其主要目的为：a.为核设施或其他辐射装置正常运行和事故情况下，在环境中产生的γ辐射对关键人群组或公众所致外照射剂量的估算提供数据资料；b.验证释放量符合管理限值和法规、标准要求的程度；c.监视核设施及其他辐射装置的源的状况，提供异常或意外情况的警告；d.获得环境天然本底γ辐射水平及其分布资料和人类实践活动所引起的环境γ辐射水平变化的资料。
χγ辐射剂量率监测作业指导书(通用)
χ、γ辐射剂量率监测作业指导书1 适用范围适用于III类射线装置、IV、V类放射源、非密封源工作场所和周围区域的辐射水平测量。
射线装置——III类射线装置：放射源——V类放射源：校准源、ECD、静电消除器、敷贴器等。
2 方法标准GB 18871-2002 电离辐射防护与辐射源安全基本标准HJ/T 61-2001 辐射环境监测技术规范GBZ130-2013 医用X射线诊断放射防护要求GBZ165-2012 X射线计算机断层摄影放射防护要求GBZ264-2015 车载式医用X射线诊断系统的放射防护要求DB 31/462-2009 医用X射线诊断机房卫生防护与检测评价规范GBZ117-2015 工业X射线探伤卫生防护要求GBZ 127-2002 X射线行李包检查系统卫生防护标准GBZ 14583-1993 环境地表γ辐射剂量率测定规范GBZ121-2017 后装γ源近距离治疗放射防护要求GB16351-1996 医用γ射线远距离治疗设备放射卫生防护标准3 仪器设备χ-γ辐射剂量率仪AT1123。
第一部分 III类射线装置一、医用χ射线诊断机房监测1 适用范围适用于普通χ射线机、牙科χ射线机、乳腺摄影χ射线机和数字减影血管造影χ射线机等医用诊断χ射线设备所在机房的卫生防护检测和评价。
不适用于χ射线计算机断层扫描设备（CT）机房检测和评价。
2 方法依据DB 31/462-2009 医用χ射线诊断机房卫生防护与检测评价规范GB 18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准GBZ165-2012 X射线计算机断层摄影放射防护要求GBZ130-2013 医用X射线诊断放射防护要求GBZ165-2012 X射线计算机断层摄影放射防护要求GBZ264-2015 车载式医用X射线诊断系统的放射防护要求GB16351-1996 医用γ射线远距离治疗设备放射卫生防护标准3 监测布点3.1 控制室门和机房防护门门外0.3m离地面高度为1.3m处门的左、中、右侧3个点和上、下2个点。
cma 中子计量当量率
cma 中子计量当量率CMA中子计量当量率计量是现代工业生产和科学研究中的重要环节，而中子计量则是其中关键的一部分。
中子计量的当量率是评估中子辐射剂量的一种方式，因此在核工业、医疗、生物物理学等领域具有广泛的应用。
本文将介绍CMA中子计量当量率的相关概念、计算方法以及测量技术。
1. CMA中子计量当量率概述CMA（Curie-Mini-Curie-Ampere）是一种用于测量中子辐射的计量单位，通常用于评估辐射源的能量。
中子计量当量率是指单位时间内中子能量通过单位面积的能量流密度。
因此，中子计量当量率用于量化中子辐射的强度，是评估辐射风险和控制辐射剂量的重要指标。
2. CMA中子计量当量率的计算方法CMA中子计量当量率的计算方法主要基于几何关系和粒子动力学原理。
一般情况下，中子的能量可以通过它们的速度和质量来计算。
根据能量流密度的定义，中子计量当量率可以表示为：CMA/m² = J/(m²·s),其中，J表示单位面积上中子能量流量，m²表示单位面积，s表示单位时间。
通过测量中子能量流量和面积，即可计算得到CMA中子计量当量率。
3. CMA中子计量当量率的测量技术为了准确测量CMA中子计量当量率，需要使用特定的测量技术和仪器设备。
以下是一些常用的CMA中子计量当量率测量技术：3.1 中子探测器中子探测器是用于检测和测量中子辐射的关键设备。
常见的中子探测器包括气体比例计数管、聚乙烯等热中子探测器、闪烁体探测器等。
这些探测器能够将中子辐射转化为电信号，并通过电子学系统进行放大和测量。
3.2 中子源为了进行CMA中子计量当量率的测量，需要使用中子源来提供一定能量和流量的中子辐射。
中子源可选择天然放射性物质、人工放射性同位素或特殊装置等。
根据具体需求和实际情况选用不同的中子源来进行测量。
3.3 数据处理与分析测量得到的CMA中子计量当量率数据需要进行数据处理和分析。
REN800中子剂量当量率仪操作规程
REN800中子剂量当量率仪操作规程1.目的规范REN800中子剂量当量率仪的操作程序，保证正确使用仪器，保证检测工作的顺利进行和设备安全。
2.实用范围REN800中子剂量当量率仪采用高灵敏的进口He3管作为探测器，反应速度快。
该仪器使用方便；灵敏度高、抗γ性能好、能量响应特性好，即可用作便携式一起又可用作固定式中子剂量监测仪。
该仪器适用于环保、化工、石油、医疗、进出口商检、核电、加速器、中子源和其他安检、边境控制、海关检测等需要进行中子辐射检测的场合。
3.主要技术指标测量类型：中子射线探测器：进口3He正比计数器中子测量范围：剂量率：0.1μSv/h～100mSv/h累计剂量：0.01Sv～10Sv能量范围：中子0.025eV～16MeV慢化材料：聚乙烯球测量时间：1～120秒，可编程设置中子灵敏度：大约1.4CPS/μSv/h伽马灵敏度：对伽马射线不灵敏（相对Co-60的100mSv/h的伽马射线内）报警阈：0.25、2.5、10、20（μSv/h）或自行设置显示单位：剂量率：μSv/h、μGy/h、μR/h;累计剂量：nSv;计数率：CPS4.操作规程4.1. 连接主机和探头准备两节5号电池，卸下主机保护用橡胶皮套，安装好电池，套上橡胶皮套，用数据线把主机和探头连接好；开机——启动测量——菜单项参数设置（1）设置显示单位、2）设置采样时间、3）报警阈值修改、4）设置系统时钟、5）数据保存管理、6)查询历史纪录、7）设置报警方式、8）显示设置）4.2. 剂量率值测量：当选择μSv/h、μGy/h、μR/h三个单位时，进行的是率值测量，三个单位的含义及应用场合不同。
μSv/h——剂量当量率，主要用于辐射防护用。
μGy/h——吸收剂量率，用于环境监测等，1μSv/h=1μGy/hμR/h——照射量率，100μR/h=1μSv/h4.3 累积剂量测量：在参数设置时选择nSv进行累积剂量测量。
测量过程根据设置的采样时间不同有区别。
中子源库的辐射防护分析
中子源和 γ放射源分别贮存在经过防水处理 的地下地坑内，上覆盖 ３５０ｍｍ的 钢 筋 混 凝 土 盖， 可有效地屏蔽２４１Ａｍ－Ｂｅ中子源和１３７Ｃｓγ放射源所 释放的中子和 γ射线。由上面公式经估算，活度 为 １６Ｃｉ的２４１Ａｍ－Ｂｅ中子源以裸源状态下，源库地 坑盖表面的辐射剂量率为 １９４×１０－２ｍＳｖ／ｈ（即 ２４９μＧｙ／ｈ，２４１Ａｍ－Ｂｅ的 中 子 品 质 因 子 取 ７８）。 上述 １６居里２４１Ａｍ－Ｂｅ中子源地坑盖板表面剂量
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环境科学导刊 ｈｔｔｐ： ／／ｈｊｋｘｄｋｙｉｅｓｏｒｇｃｎ 第 ３７卷 增刊 ２０１８年 ６月
辐射 危 害。本 文 只 针 对 中 子 源 的 屏 蔽 剂 量 估 算
阐述。
中子的防护计算较为复杂，按偏安全考虑，以
源裸露状态下进行辐射剂量的估算，对于中子源的
屏蔽估算采用较为简单的经验公式，在已知平均能
量的中子源，其多层屏蔽材料后的剂量由下式估算
［核安全专业实务 Ｐ３５４－３５８］：
∑ ＝４π·ＳＲ２·ｅ－（∑ ｎ，·ｉｄ１＋∑ ｎ，·ｉｄ２）·（１＋
Ｈ·ｄ１）
·（１＋∑ Ｈ·ｄ２）
·
Ｈ ＝·珔ｄＨ
·
式中： Ｈ 表示中子源屏蔽后辐射剂量率 （Ｓｖ／ｓ）； （表示中子源屏蔽后中子注量率分布 （ｃｍ２／ｓ）； 珔ｄＨ 表示 中 子 注 量 率 与 剂 量 率 的 转 换 系 数 （１０－１１ Ｇｙ／ｎ（ｃｍ－２），针对２４１Ａｍ－Ｂｅ中子源，取 ３４９；
环境科学导刊 ｈｔｔｐ： ／／ｈｊｋｘｄｋｙｉｅｓｏｒｇｃｎ ２０１８，３７（增）
ＣＮ５３－１２０５／Ｘ ＩＳＳＮ１６７３－９６５５
中子源库的辐射防护分析
何 岱 （四川省辐射环境管理监测中心站，四川 成都 ６１１１３９）
中子源的剂量分布与辐射防护
数据可知，测量值与计算值 、刻度值符合一致 ，验
证 了该 源参数 满 足设计 要求 。 为确保 放射 源在转 运及 维修 的辐 射安 全 ，设 定
将采取 最佳屏蔽措施提供一份参考依据 。
关 键 词 ： 中子 源 ；剂 量 检 测 ；屏 蔽措 施 ； 防护 中 图分 类号 ：Ｔ ８ 文 献 标 志 码 ：Ｂ Ｌ１ ｄ ｉ ０ ３ ６／．ｓｎ １７ ４ ５ ．０ ２ ０ ．０ ｏ：１ ．９ ９ ｊｉ ． ６２— ５ ０ ２ １ ．４ ０ １ ｓ
调整 的 中子辐射 场 。慢化后 实 验位置 处 中子产 生 的
剂 量率 ｔ３ Ｓ ｈ ＞ ０ ｖ・ ～，实验 位 置处 由泄 露 辐 射 散
射 产生 的剂 量率 控制 在 ２ ｓ ｈ 以下 ］ ｖ・ ５。 参 照 以上剂量 限值 条件 ，建 立 了 以源 心为 坐标 原 点 ，准直孑 轴 线 为 ｘ轴 、源仓 为 Ｙ轴 的直 角 坐 Ｌ 标 系 ，点 Ａ为 实 验 装 置上 表 面 ５ｃ ｍ处 （ 源 运 输 受 限值控 制 ） ，Ｂ、Ｃ、Ｄ、Ｇ为 实 验装 置 表 面 可 接 触
的 ２ ｐ — Ｂ ３Ｓ ｕ ｅ中子源 的剂量 率 ，并 与理 论计 算 值 、 标准 场刻 度值进 行 了 比对 ，结果 如表 １所示 。由 于实验 台架 无法 降低 高度 ，因此 ，测 量 时 中子 剂量
≥ ３Ｏ；
Ｄ
≥ ２０
以 ：６ ２ ５ ３ ４ １ ２９ ３ ．３ ５１
ＳＵ ｃ ｉ ｒ ｕｉｎＯ ｕ ｅｄｔｓｉｇａ ｄｄ ｔ ｎ ｌｓｓｒｓａｃ ． ｕｒｎｓ ｕｃ ｏ ｅｂ ｓ ｃｅ ｎｎ ａｕｅ ｉ ｅｔｋ ｎｔ ｒｖｄ Ｏｌ ｅｄｓｉ ｔ ｆｏ ｒ ｉｌ ｔ ｎ ａａａ ａｙ ｉ ｅｅ ｈ Ｎｅ ｔ ｏ ｒｅｆｒ ｈ ｅｔｓｒｅ ｉｇｍｅｓ ｒｓｗ ｌｂ ａ ｅ ｐｏ ｉｅ ｒ ｔｂ ｏ ｆ ｅ ｎ ｒ ｏ ｔ ｌ ｏ
探伤、放射源检测
▪ 表面污染监测结果与污染水平换算
▪ T=C*(100/Ec)(1/A) ▪ T——表面污染水平Bq/cm2 ▪ C——净计数率（总计数率扣掉背景） ▪ Ec——探头效率（用百分数表示） ▪ A——探头辐射防护与辐射源安全基本标准》GB18871-2002 ▪ 《工业X射线探伤放射卫生防护标准》GBZ117-2015 ▪ 《工业γ射线探伤放射卫生防护标准》GBZ132-2008 ▪ 《含密封源仪表的放射卫生防护要求》GBZ125-2009 ▪ 《表面污染测定 第1部分：β发射体（Eβmax>0.15MeV）和
现场X射线探伤作业场所的检测：
▪ 1、现场探伤作业时，应对工作场所实行分区（控制区和监督区）管 理，并在相应的边界设置警示标识。
▪ ①一般应将作业场所中周围剂量当量率大于15μSv/h的范围内划为控 制区。如果每周实际开机时间明显 不同于7h，控制区边界周围剂量 当量率应按下式计算：K=100/t②应将控制区边界外、作业时周围剂 量当量率大于2.5μSv/h的范围划为监督区。
▪ 记录每一小块面积内的最大读数。监测时，要保证仪器对 计数率变化有足够的响应时间。换句话说，等到仪器的技 术不再增加时，再进行下一点测量。
▪ 记住：表面污染有时是全方位的。因此，不仅要测量如凳 子的顶面，还要对其他的部位进行测量。通风橱、水池、 地漏也要测量。要特别注意测量那些很容易和被污染的手 接触的地方（水槽的阀门、门把手等）。测量α时，要使 用探头端窗与被测表面尽可能接近（<1cm)，因为α粒子 在空气中的运行距离很短。
α发射体 GB/T 14056.1-2008
▪ 若可提供辐射安全许可证，上述要素一目了然；若无法提 供，可看放射源铭牌。
▪ 切记：需要给放射源及其所处环境拍摄照片。
中子剂量率
中子剂量率
中子剂量率是指单位时间内通过单位面积的中子数。
它是评估辐射剂量的重要指标之一。
中子剂量率的大小与中子源的能量、强度以及周围介质的吸收能力有关。
中子剂量率通常用单位时间内通过单位面积的中子数来表示，单位为每小时通过每平方厘米的中子数。
中子剂量率的计量单位为“伽马/小时”（Gy/h）或“帕斯卡/小时”（Pa/h）。
中
子剂量率的测量可以通过使用中子剂量仪器进行，例如中子剂量仪、中子剂量计等。
中子剂量率的大小与中子源的能量密切相关。
通常情况下，高能中子源会产生较高的中子剂量率，而低能中子源则会产生较低的中子剂量率。
此外，中子源的强度也会影响中子剂量率的大小，强度越大，中子剂量率越高。
与此同时，周围介质对中子的吸收能力也会对中子剂量率产生影响。
不同材料对中子的吸收能力不同，因此，当中子穿过不同介质时，中子剂量率会发生变化。
一般来说，对于辐射防护来说，选择合适的材料来降低中子剂量率是非常重要的。
在某些特殊情况下，需要对特定区域的中子剂量率进行监测和控制。
例如，在核能领域、医学放射治疗和辐射防护等领域，
对中子剂量率进行监测和控制是非常重要的。
通过及时监测和控制中子剂量率，可以保护人员免受辐射的危害。
总之，中子剂量率是评估辐射剂量的重要指标之一。
它与中子源的能量、强度以及周围介质的吸收能力有关。
通过合适的测量仪器和防护措施，可以有效地监测和控制中子剂量率，保护人员免受辐射的危害。
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水平村水塘
水平村
东莞理工
东莞理工大学
长城世家
松山湖沁园路
大朗镇政府
大朗镇
分别在1#、9#、38#、46#、51#、54#、55#、67#、70#、75#、80#、81#、82#、83#等14个点位 处各采集土壤样品约500g。在37#、水平村水塘点位处采集地表水样品2000g。
散裂中子源进展汇报
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170
<0.01
149.6
<0.01
2013年测量结果
γ 测值 （nSv/h）
中子测值 （μ Sv/h）
175.6 270.2 150.8 178.8 159.4 144.2 158.0 181.8
0.0040 0.0064 0.0070
104.6 232.0 180.6 140.0 125.0
0.0120 0.0070 0.0120 0.0104 0.0162
散裂中子源进展汇报
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图1 CSNS场址测量布点示意图
散裂中子源进展汇报
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图2 水平村及大朗镇测量布点
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表2 环境γ辐射剂量率、环境中子辐射剂量率的部分测量结果
样品编号
1# 9# 38# 46# 51# 54# 55# 67# 70# 75# 水平村水塘 东莞理工 长城世家 散大裂朗中子镇源政进府展汇报
中国散裂中子源（ CSNS， China Spallation Neutron Source）是我国“十 二五”期间重点建设的大科学装置，CSNS 装置建设的主要内容包括：一台80 MeV 负氢离子直线加速器、一台 1.6 GeV 快循环质子同步加速器、两条束流输 运线，一个靶站和一期3台谱仪及相应的配套设施。CSNS 于 2011 年在广东东 莞开工建设，工程进展顺利，预计 CSNS 将于 2018 年春建成。
2011年测量结果
γ 测值 （nSv/h）
中子测值 （μ Sv/h）
153.2
<0.01
156
<0.01
126.2
<0.01
141
<0.01
135.4
<0.01
142.6
<0.01
138.4
<0.01
139.4
<0.01
151.4
<0.01
131.2
<0.01
118.6
<0.01
148.2
<0.01
2015年测量结果
γ 测值 （nSv/h）
中子测值 （μ Sv/h）
168
0.005
244
0
122
0.008
170
0.029
151
0.051
284
0.002
180
0.002
176
0.003
138
0.004
• 2011年10月由加速器防护组对装置地进行环境现状调查
环境γ辐射剂量率；环境中子辐射剂量率
• 2013年6月由加速器防护组对装置地进行环境现状调查
环境γ辐射剂量率；环境中子辐射剂量率；土壤样γ放射性核素分析
• 2015年6月由加速器防护组对装置地进行环境现状调查
环境γ辐射剂量率；环境中子辐射剂量率；土壤样γ放射性核素分析；地表水样品放射性核素分析
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测量方法参照测量方法
• 《环境地表γ辐射剂量率测定规范》（GB/T14583-93） • 《辐射防护仪器 中子周围剂量当量(率)仪》(GB/T 14318-2008) • 《土壤中放射性核素的γ能谱分析方法》（GB11743—89） • 《用半导体γ谱仪分析低比活度γ放射性样品的标准方法》（GB-T11713-1989）
3.N型同轴高纯锗探测器，GMX50P4-83
能量响应范围：3keV–10MeV 效率：10%-120%
4.1221 Quantulus 低本底液闪谱仪
生产厂家：芬兰LKB
仪器本底：<0.7cpm 仪器效率： >17%
5.MPC9604 α/β低本底测量仪
α本底：<0.1cpm
β本底：<1cpm α刻度系数：9.9Bq/g.cpm β效率：32.1%
d.获得环境天然本底γ辐射水平及其分布资料和人类实践活动所引起的环境γ辐射水平变化
的散裂资中子料源进。展汇"报
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测量布点见图1与图2，图1为场址处测量布点，附图2为水平村及及 大朗镇测量布点。布点说明见表1。
表1 测量布点说明
点位
说明
点位
说明
1#-46#
界内测量点
47#-79#
界内主要设备位置
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一、环境γ辐射剂量率、环境中子辐射剂量率的测量
《环境地表γ辐射剂量率测定规范》（GB/T14583-93）中：
“3.3环境地表γ辐射剂量率
田野、道路、森林、草地、广场以及建筑物内，地表上方一定高度处（通常为1米） 由周围物质中的天然核素和人工核素发出的γ射线产生的空气吸收剂量率。
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Page 1
GB12379-90环境核辐射监测规定：
“3.5 环境本底调查 源项单位运行前对其周围环境中已存在的辐 射水平、环境介质中放射性核素的含量，以及为评价公众剂量所 须的环境参数、社会状况等所进行的调查。
3.6 常规环境监测 源项单位在正常运行期间对其周围环境中的 辐射水平以及环境介质中放射性核素的含量所进行的定期测量。 ”
散裂中子源进展汇报
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CSNS天然环境现状调查情况：
• 2007年10月委托广东省环境辐射研究监测中心对装置地进行环境现状调查
环境γ辐射剂量率；环境中子辐射剂量率；土壤样、植物样、气溶胶放射性核素分析和总α，总β放射性；地表水 、地下水总α，总β放射性和H-3；大气氡和土壤氡浓度；射频电、磁场强度；环境电磁频谱分析；环境现状噪声 ；地表水、地下水BOD、COD、pH值等。
测量仪器
1.6150AD/5H闪烁体探测器
生产厂家：卡迪诺科技贸易（北京）有限公司 能量响应：38keV--7MeV 仪器量程：1nSv/h--100µSv/h 准确度：显示 值+17%
2.SmartREM 便携式高灵敏中子测量仪
能量范围：热中子～15MeV，可扩展到10G 灵敏度：2.4计数/nSv，0.67cps/μSv/h γ抑制比：好于3000：1
4.1测量目的
环境地表γ辐射剂量率测定是环境辐射监测的组成部分，其主要目的为：
a.为核设施或其他辐射装置正常运行和事故情况下，在环境中产生的γ辐射对关键人群组 或公众所致外照射剂量的估算提供数据资料；
b.验证释放量符合管理限值和法规、标准要求的程度；
c.监视核设施及其他辐射装置的源的状况，提供异常或意外情况的警告；