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1、1,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,2,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,7.1、中子辐射源,中子源注意事项：往往伴有 辐射。,3,7.1.1 放射性核素中子源,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。,放射性核素中子源有三种，即：(，n)反应中子源；(，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粒子或光子轰击一定的靶物质，通过(，n)或(，n)核反应产生中子。,4,表7.1 放射性核素中子
2、源的特性,5,7.1.1 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。,6,表7.2 252Cf自发裂变中子源的物理特性,7,7.1.2 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、
3、静电加速器、回旋加速器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、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。,8,加速器中子源二种应用较多的核反应式：,T(d,n)4He反应的优点是中子能量高（1030MeV），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。,9,7.2、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。,表7.5 中子在
4、机体组织中发生的重要的相互作用,10,7.2.2 中子剂量的计算,1. 比释动能计算,式中,为中子比释动能因子。,据此，可以通过对辐射场实测或计算得到中子注量，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,附表3,11,11,4. 比释动能与注量的关系,单能：,比释动能因子：,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,附表3,第三章 辐射剂量学中使用的量和单位,12,7.2.2 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
5、动能KT,吸收剂量：,式中，(tr/)T、(tr/)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,13,中子注量 到 当量剂量 换算因子,2. 当量剂量计算,单能：,连续谱：,14,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10Sv/h 的中子注量率值,2. 当量剂量计算,15,16,7.3、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
6、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。,17,7.3、中子在屏蔽层中的减弱规律,7.3.1 减弱原理,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、俘获辐射能量低的那些材料，这样便于对俘获辐射的屏蔽。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，)反应，此反应放出的主要是外照射防护中常可忽略的粒子。虽然10B
7、吸收热中子后还伴有辐射，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，都会产生次级辐射。对这些辐射仍然可用前述的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辐射。,18,7.3.2 减弱规律,19,7.3.3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经散射就很快被吸收，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,20,7.3.3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
8、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。,21,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）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。,22,上述条
9、件满足时：,式中， 、 和 、 分别是设置屏蔽层前、后在辐射场中屏蔽厚度为d处的注量率或当量剂量率； 。,宏观分出截面,23,表7.10 对于裂变中子的宏观分出截面,原子量10，宏观分出截面：,24,7.3.4 计算宽束中子的透射曲线, 中子辐射透射系数,单位中子注量在屏蔽体后造成的剂量当量， 单位Svcm2。,：, 中子透射比, 中子减弱倍数,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,25,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。,26,(3)屏蔽中子
10、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。 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。,27,有的资料给出8.151022。 有的资料给出8.31022。,表7.12 常用屏蔽材料中的含氢量,28,水：含氢量大，既是慢化剂，又是吸收体，氢的俘获 辐射能量低，只有2.2MeV，便于屏蔽。
11、由于水缺乏结构性能，故很少单独应用，但可把它灌注在水门、水箱屏蔽体里，此时必须注意避免容器破裂，导致水的泄漏而酿成事故。,混凝土：既有轻元素，又有较重的元素和一定量的水分，对中子和光子都有较好的屏蔽作用。混凝土中水含量的不同对屏蔽效果影响较大，需要进行修正。混凝上具有良好的结构性能，是一种较好的建筑材料，多用作固定的屏蔽体。在需要提高混凝上的屏蔽能力时，还可在混凝土中加入重材料组分(例如重晶石、铸铁块等)以制成密度较大的重混凝土。所以，它的应用是很广泛的。,常用的中子屏蔽材料有下列几种:,29,聚乙烯：含氢丰富，易加工成型，温度高于100C时，易软化。,泥土：含水多，廉价。,锂和硼：热中子吸收
12、截面大，锂俘获中子后放出的 辐射可忽略不计，硼俘获中子放出0.47MeV的 辐射，易屏蔽。,石蜡：含大量的氢，易成型，但结构性能差，高温易软化，低温易干裂，对 辐射屏蔽性能差。,30,7.4、中子屏蔽计算,（一）放射性核素中子源的屏蔽计算,式中：d是屏蔽层厚度，cm；R是屏蔽材料的宏观分出截面，cm-1；A是放射性核素中子源中放射性核素的活度，Bq；y是放射性核素中子源的产额，Bq-1s-1；Ay即为中子源中子发射率，s-1；Bn是中子积累因子；q是居留因子；r是参考点离源的距离，m。,31,Bn取值：,厚度不小于20cm的水、石蜡、聚乙烯一类的含氢材料，取Bn5； 铅，Bn3.5； 铁，Bn=2.6,32,33,
