第7章 中子的外照射防护.

H n f H ,n
H I n , E f H I ,n ( E )dE
f H ,n
中子注量 到 当量剂量 换算因子
13
2. 当量剂量计算
H n f H ,n
表7.6 中子辐射权重因子WR，中子当量剂量换算因子 fHi，n和对应的剂量率限值为10μSv/h 的中子注量率值
En，MeV
材 料 化 学 组 成 含氢量，原子•cm3
H2O 水 C30H62 石蜡 聚乙烯 （CH2）n 聚氯乙烯 （CH2CHCl）n 有机玻璃 （C4H8O2）n CaSO4•2H2O 石膏 Al2O3•2SiO2•2H2O 高岭土 92％聚乙烯＋8％B4C （CH2）n＋B4C
6.7×1022 7. 87×1022① 7.92×1022② 4.1×1022 5.7×1022 3.25×1022 2.42×1022 7.68×1022
和电子直线加速器等。被加速的带电粒子，有电 子、质子、氘核、氚核、 α 粒子等。目前，已有
高能重离子加速器中子源，并且发展非常迅速。
7
加速器中子源二种应用较多的核反应式：
D d n3He 3.27MeV
T d n He 17.586MeV
4
T(d,n)4He 反应的优点
表7.5 中子在机体组织中发生的重要的相互作用 元素 相 互 作 用
氢 弹性散射 辐射俘获H（n，γ）D 碳 弹性散射 非弹性散射
氮
氧
C（n，n´3α）和C（n，n´α）Be反应 弹性散射 非弹性散射 N（n，p）C，N（n，d）C，N（n，t）C，N（n，α）B， N（n，2α）Li和N（n，2n）N反应 弹性散射 非弹性散射 9 O（n，α）C和O（n，p）N反应
优点：— 发出的中子基本各向同性；
— 源的尺寸小；
— 价格便宜。
缺点：— 产额小，且随时间减弱；
— 易形成污染。
3
表7.1 放射性核素中子源的特性
靶核 名称 放射 性核 素
24Na 124Sb 210Po
反应 类型
半衰期T
1/2
中子 最大 能量 MeV
中子 平均 能量 MeV
中子产额 y,×10-6 S-1•Bq-1
虽然热中子能被各种物质所吸收，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，常伴有高能的俘获γ辐射。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 那些材料，这样便于对俘获γ辐射的屏蔽。为了减少或避免热中子吸收过程 中产生的俘获γ辐射，可在屏蔽层中加入适最的10B和6Li，因为这两种核素 吸收热中子的截面特别大(10B为3837b和6Li为910b)，而且产生的是(n，α) 反应，此反应放出的主要是外照射防护中常可忽略的α粒子。虽然10B吸收 热中子后还伴有γ辐射，但其能量很低，易于屏蔽。 在快中子的非弹性散射和热中子被吸收的过程中，都会产生次级γ辐射。 对这些γ辐射仍然可用前述的γ辐射的屏蔽方法进行屏蔽。在实际的屏蔽设 计中，为慢化快中子已使用了不少中等重量以上的材料，它们对次级γ辐射 已具有相当的屏蔽能力，因此，屏蔽体在防护中子的过程中往往也足以减 弱或屏蔽掉这些次级γ辐射。
H 、 式中， 分别是设置屏蔽层前、后在辐射场中屏蔽厚度为d处的注量 、 和 H
n0 n
0
率或当量剂量率； 。
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原子量>10，宏观分出截面：
R 0.21 A
0.58
表7.10 对于裂变中子的宏观分出截面
材 料
∑R，cm-1
普通土 石墨ρ 普通 含水 ＝ 混凝 1.54 土 10％
10.87 0.83 13.08 0.029 11.3 4.2 10.74 4.0 11.5 4.5 4.1 4.5
3.51 5.14 67.6 405 54.1 43.2 54.1
3.76×104 1.33×104 0.103 155 ＜1.29 4.39 ＜2.58
单能 非常强 单能 非常强 连续 很低 连续 很低 连续 低 连续 低 连续 低
4
7.1.1 放射性核素中子源
许多重原子核都具有自发裂变而发射中子的特
性。天然重核 ( 如 U 、 Th) 发生自发裂变的几率很 小，不宜用作中子源。目前可供实用的自发裂变
中子源只有 252Cf 。表 7.2 列出了 252Cf 自发裂变中
子源的主要物理特性。
5
表7.2
252Cf自发裂变中子源的物理特性 衰 变 方 式 α衰变几率 自发裂变几率 96.8％ 3.2％
中子源发射率 为106 s-1,距离 1m处的γ照射 量率,×107C•kg-1•h-1
中子 能谱
伴随 γ辐射
Be Be Be Be Be Be Be Be
226Ra
238Pu 239Pu
241Am
(γ,n) (γ,n) (α,n) (α,n) (α,n) (α,n) (α,n)
15.0h 60.4d 138.4d 1620a 87.75a 24390a 432a
第7章 中子的外照射防护
7.1、中子辐射源
7.2、中子剂量计算
7.3、中子在屏蔽层的减弱规律 7.4、中子屏蔽计算
1
7.1、中子辐射源
放射性核素中子源
加速器中子源
反应堆中子源
等离子体中子源
中子源注意事项：往往伴有 辐射。
2
7.1.1 放射性核素中子源
放射性核素中子源有三种，即： (α ， n) 反应中子源； (γ ， n) 反应 中子源；自发裂变中子源。前二种是利用放射性核素衰变时发出 的 α粒子或 γ光子轰击一定的靶物质，通过 (α， n)或 (γ， n)核反应 产生中子。
中子减弱倍数
Kn
24
计算宽束中子的十倍减弱厚度
中子的十倍减弱厚度△ 1/10 是使沿入射束方向的中子注量率减少到原来的
1/10的屏蔽体厚度。
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(3)屏蔽中子的常用材料
屏蔽材料的选择和材料厚度的确定应依据辐射防护最优化原 则，综合考虑材料的屏蔽性能、结构性能、稳定性能， 以及经济成本等几个因素。
α衰变的Td
半 衰 期 自发裂变的Tef 总的T 1/2 自发裂变中子产额，s-1‧μg-1
En
2.73a
85.5a 2.659a
2.32×106 2.13 3.76 1.3×107 中子，μSv‧h-1‧μg-1 γ，μGy‧h-1‧μg-1 24
6 1.4
s, f
，MeV
，中子/自发裂变
γ发射率，s-1‧μg-1 在空气中1m处的剂量率 （无屏蔽情况）
慢化并保证能在屏蔽层内被吸收。也就是说，那些经历 了散射作用的中子被有效地从穿出屏蔽层的中子束中
“分出”了，使穿过屏蔽层的都是那些在屏蔽层内未经
相互作用的中子。在这种情况下，即使是宽束中子，它 在屏蔽层中的减弱也能满足简单的指数规律。
20
屏蔽材料必须满足的条件： （ 1 ）屏蔽层足够厚 ， 使得在屏蔽层后面的当量剂 量 主要是 由中子束中一组贯穿能力最强的 中子的贡献所致。
2.5×10-8 1×10-7 1×10-6 1×10-5 1×10-4 1×10-3 1×10-2 1×10-1 5×10-1 1 2 5 10 20 50 210Po-B En＝2.8 210Po-Be En＝4.2 226Ra-Be En＝4.0 239Pu-Be En＝4.1 241Am-Be En＝4.5 252Cf源 En＝2.13
（2）屏蔽层含像铁、铅之类的重材料，通过非弹
性散射将中子能量很快降到1MeV以下； （3）屏蔽层内含有足够的氢，在很短距离内，将 中子能量从1MeV降到热能，然后被吸收。
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上述条件满足时：
r (d ) r 0Bne

R d
宏观分出截面
H I H I 0 Bne R d
0.041 0.0785 0.089
水
0.103
聚乙 石蜡 烯
0.118 0.123
铁
0.1576
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7.3.4 计算宽束中子的透射曲线
中子辐射透射系数
单位Sv· cm2。
n ：
单位中子注量在屏蔽体后造成的剂量当量，
中子透射比
n
中子辐射场中某点， 有屏蔽体时的吸收剂量率(或当量剂量率) 与没有屏蔽体时的吸收剂量率(或当量剂量率)之比
根据前面介绍的中子与物质相互作用规律可知，对于几MeV 以上的快中子，屏蔽体中必须含有一定数量的原子序 数在中等以上的元素，以便通过非弹性散射使快中子 能量迅速地降下来。 同时屏蔽材料中也必须含有适当数量的轻元素，尤其是氢。 表7.12列出了某些常用屏蔽材料中的含氢量。
26
表7.12 常用屏蔽材料中的含氢量
17
7.3.2 减弱规律
18
7.3.3计算宽束中子减弱的分出截面法
原理：通过屏蔽材料的选择使得中子－－Fra Baidu bibliotek散射
就很快被吸收，穿过屏蔽层的都是未经相互作用
的中子。
满足简单的指数规律
19
7.3.3计算宽束中子减弱的分出截面法
分出截面法的基本出发点在于：选择合适的屏蔽材料
使得中子在屏蔽层中一经散射便能在很短的距离内迅速
是 中 子 能 量 高 （ 10 ～
30MeV ），即使氘核能 量 低 到 0.1MeV ， 通 过
T(d,n)4He 反 应 也 能 获
得接近 14MeV 的单能中 子。
8
7.2、中子剂量的计算
7.2.1 中子与机体组织相互作用的特点
考虑中子与组成人体组织的元素间的相互作用。在机体组织中，按重量百分比计， 氢、碳、氮、氧四种元素占整个人体重量的95%以上，按原子数计，氢原子数占人体 原子总数的60%以上。
tr / T KT Km tr / m
式中，(μtr/ρ)T、(μtr/ρ)m分别是物质m和组织T的质能转移系数。 在满足带电粒子平衡条件，相关组织的中子吸收剂量即为
吸收剂量：
tr / T DT KT Km tr / m
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2. 当量剂量计算
单能： 连续谱：
7.2.2 中子剂量的计算
1. 比释动能计算
K fK
式中 f K tr / E 为中子比释动能因子。 附表3 据此，可以通过对辐射场实测或计算得到中子注 量Φ，并从附表3查得与中子能量相对应的fK值，便可 算出中子的比释动能K
10
第三章 辐射剂量学中使用的量和单位
4. 比释动能与注量的关系 单能：
7.1.2 加速器中子源
加速器中子源是利用被加速器加速的带电粒子 轰击某些靶物质导致核反应产生中子的。这种中 子源的特点是，可以通过改变靶物质种类和带电 粒子类型，调节带电粒子的能量和中子的出射方 向来获得不同能量的中子。加速器中子源所用的 加速器过去多为低能加速器，例如密封管型中子
发生器、高压倍加器、静电加速器、回旋加速器
中子注量率φL Cm-2· s-1
260.1 240.1 219.9 230.0 240.1 270.0 280.0 48.00 14.00 8.608 7.000 6.832 6.800 6.500 6.100 8.400 7.840 8.040 7.880 7.040 8.364
14
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7.3、中子在屏蔽层中的减弱规律
7.3.1 减弱原理 第一步：快中子通过与物质的非弹性散射
和弹性散射，慢化成热中子；
第二步：热中子被物质俘获吸收。 首先用重或较重的物质，通过非弹性散射使中子 能量很快降到与原子核第一激发能级能量以下； 然后，再利用含氢物质，通过弹性散射使中子能
量降到热能区。
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7.3、中子在屏蔽层中的减弱规律
7.3.1 减弱原理
辐射权重因子 WR
2 2 2 2 2 2 2 7.4 11 10.6 9.3 7.8 6.8 6.0 5.0 8.0 7.5 7.3 7.5 7.4 9.15
当量剂量换算因子f Hi，n ×10-15 Sv· m2
1.068 1.157 1.263 1.208 1.157 1.029 0.992 5.787 19.84 32.68 39.68 40.65 40.85 42.74 45.54 33.1 35.5 34.5 35.2 39.5 33.21
K (tr / ) Φ E(tr / )
比释动能因子： f K E tr /
附表3
用于计算K
不带电粒子与物质相互作用，入射粒子总能量中平均有 多少能量转移为次级带电粒子的动能 -----用质能转移系数 tr /度量11
11
7.2.2 中子剂量的计算
如果已知中子辐射场中某种物质(m)的比释动能Km， 则在同一点上受到照射的一小块组织(T)的比释动能KT