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）
摘 要：以某个存放中子源的放射源库为例，介绍了源库的辐射环境影响剂量估算模式，通过实例计 算得出辐射防护剂量要求。并从源库的安全管理措施、辐射防护屏蔽措施以及辐射监测等方面，阐述了中 子源库的管理及辐射防护上的相关内容。
镅 －铍中子源，核素符号２４１Ａｍ－Ｂｅ，比活度 为 １２７０Ｅ＋０２ＴＢｑ／ｋｇ（即２４１Ａｍ 的比活度），其 半衰期为 ４３２２ａ。镅 －铍中子源对环境造成的污 染主要 见 于 事 故 工 况 或 放 射 源 丢 失，２４１Ａｍ －Ｂｅ中
收稿日期：２０１７－１０－１１ 作者简介：何岱 （１９８１－），女，重庆人，高级工程师。现从 事放射性环境监测及相关Ｓ）；Ｒ表示距离放
射源的距离 （ｃｍ）；∑ｎ，ｉ表示屏蔽层为 ｉ部分材料 的分出截面 （１／ｃｍ）；ｄ表示屏蔽层厚 度 （ｃｍ）；
（１＋∑Ｈ·ｔ表示中子在累积因子，因散射而引起
中子通量密度或中子剂量增长的修正系数，对于含
氢材料，它与屏蔽层厚度、氢的截面∑Ｈ有关。 ２４ 源库地坑表面及屏蔽墙表面的中子剂量
子源对人体的照射途径为中子和 γ射线产生的外 照射。常用于水分测量仪、放射性测井、核子料位 计等。 ２ 拟建源库产生的中子辐射环境影响分析［１－３］ ２１ 规模
源库房拟建面积为 ５９４ｍ２，放射源库贮源地 坑采用现浇钢筋混凝土结构。活度区存放活度在 １５～１７Ｃｉ的伽马 源 （如：１３７Ｃｓγ源） 和 活 度 在 １００～１６０Ｃｉ的中子源 （如：２４１Ａｍ－Ｂｅ中子源）， 建贮源地坑 ６个，坑与坑之间均匀分布，地坑中心 相距 ２２ｍ。坑直径 ０８ｍ，深 ３５ｍ，上口高出地 面 ０１５ｍ，坑盖厚为 ３５０ｍｍ的钢筋混凝土，地坑 内壁衬 １０ｍｍ碳钢板，采用 １８４厚 Ｃ３０防水混凝土 及水泥基渗透结晶防水宝，外层为 ２４厚页岩实心 砖墙。源库内设置机械提升行车设备。 ２２ 源库安全性
关键词：中子源；辐射防护；环境影响；防护措施 中图分类号：ＴＬ７ 文献标志码：Ａ 文章编号：１６７３－９６５５（２０１８） 增 －０１８１－０３
目前，很多行业领域中放射源的应用非常常 见，尤其是工业应用方面广泛使用，例如工业探 伤、加速器治疗，以及石油探井中等等。放射源的 安全贮存也直接关系到人民群众的身心健康，社会 环境安全和稳定。本文以存放２４１Ａｍ－Ｂｅ中子源的 放射源库拟建项目为例，针对源库的屏蔽设计，采 用保守、安全的屏蔽计算模式来满足国家标准的中 子源辐射防护要求［４］。 １ 中子源 １１ 概念
中子源有很多种，有从手持放射性源到中子研 究设施的研究堆和裂变源。根据中子的能量、中子 通量、设备的大小、花费和政府的管制，这些装置 在物理、工程、医药、核武器、石油勘探、生物、 化学、核动力和其他工业中有着广泛的用途。包括 同位素中子源、加速器中子源和反应堆中子源。放 射性测井中用的２４１Ａｍ －Ｂｅ中子源是同 位 素 中 子 源，而井下中子发生器属于加速器中子源。自由中 子是不稳定的，它可以衰变为质子放出电子和反电 中微子，平均寿命只有 １５ｍｉｎ，无法长期储存，需 要由适当的产生方法源源供应。 １２ 镅 －铍中子源
率为 ２４９μＧｙ／ｈ，低于 《ＧＢＺ１４２－２００２油 （气） 田测井密封型放射源卫生防护标准》 所规定的值。
假设中子源以裸源放在地坑盖板表面，距离源
放射源主要危害因素是中子和 γ射线产生的 外照射。２４１Ａｍ －Ｂｅ中 子 源 采 用 双 层 外 壳 包 装， 内 层用 ９０％铂和 １０％的铑合金制成，外层是不锈钢， 在 １ｍ处其 γ吸收剂量率由２４１Ａｍ发出的 ００６ＭｅＶ 的 γ射线造成。由于放射源采用双层外壳，可消 除这些低能 γ射线的影响，可不考虑 γ外照射的
放射源库设置中子源坑和密度源坑，源库地坑 采 用 现 浇 钢 筋 混 凝 土 结 构。 所 有 源 坑 坑 盖 为 ３５０ｍｍ厚钢筋混凝土屏蔽盖，坑内壁衬 １０ｍｍ碳 钢板，内层 １８４厚 Ｃ３０防混凝土。外层为 ２４厚页 岩实心砖墙。放射源库采用双扇铁门，厚度 ７ｃｍ， 龙骨钢架，内衬双层 ３ｍｍ厚钢板。放射源库由专 人保管，实行双人双锁。 ２３ 辐射屏蔽表面剂量估算