中子剂量与防护

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1、中子剂量和防护-正文中子剂量通常指中子吸收剂量或中子剂量当量（见 辐射剂量 ）。不同能量的中子同人体组织中的元素（氢、氮、氧、碳等）发生不 同的相互作用（见 中子核反应和宏观中子物理 ），所产生的具有一定能量的次级带电粒子能够引起电离和激发，从而使肌体受到损伤。 剂量学涉及的主要物理问题是散射、核裂变和辐射俘获等 .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、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 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 3。能量范围 从10-2

2、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。平行中子束垂直入射到一块物质上时，该物质的吸收剂量 D随深度的分布（示意图见图1）同Y辐射的情形相似：吸收剂量的最大值 并不出现在表面，而是出现在某个深度处，这个深度取决于中子的能量。医学上就是通过调节辐射的能量，把这个最大值对准病变组织 的部位进行放射治疗。放射防护规定：对个人所受剂量的限制是由剂量当量决定的。不同能量中子的有效品质因数坴 （见辐射剂量）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。中子剂量测定 主要

3、指中子吸收剂量和剂量当量的测量。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- 聚乙烯正比计数器 ,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

4、到很复杂的技术。中子防护 目的在于减少工作人员所受的辐射剂量，并尽可能将它控制在放射防护标准规定的限值以下。职业性放射性工作人员每 年所受的剂量当量限值为50mSv（5rem）。表中给出对不同能量的中子相当于 25p Sv（2.5mrem）每小时的中子注量率以及lmSv（0.1rem） 的中子注量。减少防护工作人员受中子照射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。不同能量的中子同物质相互作用有不同的特点（见 中子核反应 和宏观中子物理）。因此屏蔽热中子要用含吸收截面大、俘获辐射 Y 光 子能量低的材料，如硼、锂以及它们的化合物等 。屏蔽快中子时首先需要用慢

5、化能力强的材料将快中子的能量降低 ,然后用吸收截面大、 俘获辐射Y光子能量低的材料加以吸收。快中子慢化的主要过程对于重核及中重核是非弹性散射；对于轻核是同原子核发生弹性散射。 对于一次弹性散射，靶原子核的质量越接近中子的质量，中子损失的能量也就越大。因此屏蔽能量不很高的快中子最有效的元素是氢， 通常采用的是含氢成分较多的水、石蜡、聚乙烯等轻材料。对于几兆电子伏以上能量的中子，可以用含重核或中重核的材料通过非弹性 散射使其能量迅速降低然后再用含氢材料进一步使其慢化，最后被含10B或6Li材料吸收。因此，在规划屏蔽层的布局和确定屏蔽层厚度时 必须知道中子能谱及各类材料的不同中子能量的有关反应截面数

6、据，并根据上述特点对屏蔽层填料作合理安排，据某种理论模型进行数 学运算。对大型中子源常用的屏蔽计算方法有双群法、 多群法和移出扩散法等。 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。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。 屏蔽放射性中子源，

7、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Y辐射和快中子。在中子辐射防护中，除了中子以外还应当特别注意对 Y 辐射的防护。这是因为反应堆 、加速器和很多放射性同位素 中子源都伴有很 强的Y辐射。在很多情况下，Y辐射的剂量当量大大超过中子的剂量当量。例如，镭-铍中子源的Y剂量当量率约比中子剂量当量率高50 倍。即使是被认为Y剂量较少的镅-铍中子源,Y辐射剂量当量率也占总剂量当量率的百分之几十。在使用放射性同位

8、素中子源时，要严格防止放射性物质的泄漏。特别是使用镭 -铍中子源时应经常检查是否有氡气漏出。一旦发现有 漏出，就应及时采取措施。辐射剂量-正文包括计算媒质在辐射场中吸收辐射的能量和推断辐射对人体健康造成的危害两个方面。吸收剂量 媒质在辐射场中吸收辐射能量的度量，用D表示。D= d劎/dm,式中d劎是电离辐射授予某一体积元中物质的平均能量， dm为该体积元中物质的质量。它的国际制（SI）单位是戈瑞（Gy）, 1Gy =1J/kg，暂时并用单位是拉德（rad） , 1rad=10-2Gy。剂量当量 辐射对人体产生的危害，不仅与所受的吸收剂量有关，而且还与辐射的品质以及其他因素有关。为了以同一种尺度

9、衡量不同品质的辐射对人体产生的效应，辐射防护上引进了剂量当量H，其定义为H=DQN, Q是用以表征辐射品质的品质因数，N是其他修正因 子的乘积，目前国际辐射防护委员会指定 N =1。剂量当量的国际制单位为希沃特（Sv），1Sv=1J/kg,暂时并用单位是雷姆（rem）， 1rem=10 -2/Sv。Q值是在所关心的一点处的水中碰撞阻止本领（LJ的函数，国际辐射单位和测量委员会规定的Q与Lg的关系如表所示。而最大剂量 当量与最大剂量当量所处深度的吸收剂量的比称为 有效品质因数，记作坴 .辐射对人体的伤害直接与随机性效应的发生率相关，评价吸收剂量对人体的伤害时，常假定随机性效应的发生率与吸收剂量成

10、线 性关系。许多资料表明，剂量在几戈瑞以下随机效应发生率E与D的关系可以表示为：E = aD +bD2,其中a和b是常量。对E的贡献在 高剂量（IGy以上）和高剂量率（IGy/min以上）时，以bD2为主，低剂量时，以aD为主。因此剂量当量不能用于评价事故性高吸收剂 量照射所引起的人体有害效应。集体剂量当量由于某种实践或辐射源而使某一群体全体成员接受的剂量当量的总和。用以评价这一组人员所受的危害。用Sk表示,=A + C + Dv 或 U 二諾T定义式为。式中p（H）是群体中按剂量当量H的微分分布函数。剂量当量负担 在某些情况下，群体长期受某种辐射源的照射，例如核爆炸落下尘埃或核工厂排放的放射

11、性废物所产生的照射，剂/ = 住 况量当量负担用以评价这种情形对将来所造成的照射危害，用 H表示，其定义式为，式中e-是某一群体中每人的某一器官或组织所受的平均剂量当量率。约定剂量当量 是剂量当量负担的一个特例，是人体单次摄入的放射性物质对某一器官或组织在此后终止摄入放射性物质的 50 年内 产生的累积剂量当量。中子核反应neutron induced nuclear reaction中子同原子核相互作用引起的核反应。中子的重要特征是不带电，不存在库仑势垒的阻挡，这就使得几乎任何能量的中子同任何核素 都能发生反应，在实际应用中，低能中子的反应起更重要的作用。中子核反应主要有：中子裂变反应。某些

12、重核如23U俘获中子发生裂变，记作（n, f）,裂变同时还放出23个瞬发中子，并释放 很大的裂变能，这种中子的增殖可使裂变反应持续不断进行，形成 裂变链式反应，这是获取核能的重要途径。中子辐射俘获。中子被 核俘获后形成复合核，然后通过放出一个或多个Y光子退激，记作（n, Y）研究Y射线的能谱可以得到复合核能级结构、辐射过程性 质的信息，（n, Y）反应对一切稳定核都是重要的，甚至中子能量很低时也能发生，（n, Y）反应还是生产核燃料、超铀元素等的重 要反应。此外，还有中子的弹性散射和非弹性散射；中子被核吸收可放出 2个、3个中子的（n, 2n ）, （ n , 3n ）反应；发射带电 粒子的（

13、n, X）反应以及吸收中子不放出中子的中子吸收等等。中子核反应在研究核结构和核反应机制及核能利用中占重要地位。宏观中子物理-正文研究中子同大块媒质相互作用的核物理分支。它着眼于大量中子在单一媒质中的平均行为。它首先是由于 裂变反应堆的要求而发展 的，但它对于裂变能源，对于中子束的应用以及各种中子物理实验技术的发展都有重要的作用。宏观截面和平均自由程 以一定速度在大块媒质中运动的中子，不断地同周围的原子核（称为靶核）发生碰撞，发生散射或吸收两 类中子核反应。散射时，中子本身并不消失，只是能量发生变化，以新的速度继续在媒质中运动。吸收时，中子被原子核俘获，从而在 媒质中消失。原子吸收中子以后将发出

14、Y射线、发出次级粒子或发生原子核裂变，核裂变将产生新的中子。这些核反应的发生几率用各 种反应截面（微观截面，见 核反应截面 ）描述，截面大，表示产生核反应的几率大。不同能量的中子，与原子核产生各种反应的截面也 不同。为了便于表述中子同宏观物质的作用，引入宏观反应截面这一物理量，用符号 Z表示。它是靶核的微观截面和单位体积内的靶核 数N的乘积r =Na。与微观截面不同，宏观截面的量纲是【L-1】。宏观截面是一个中子同单位体积内的原子核发生核反应的平均几率大小的量度，它等于中子在媒质内飞行单位距离时发生某种核反应的几率。宏观总截面用r表示，r =r +r，乞为宏观吸收截面,w为宏观散射截面。中子在

15、连续两次碰撞之间的平均飞行距离称为平均自由程，用符号人表示。显然，在一个平均自由程之内发生某种碰撞的平均数为1。，吸收平均自由程参照宏观截面的定义，容易得出A X =1,即平均自由程等于宏观截面的倒数。相应的有散射平均自由程中子在媒质中的各种运动规律（无论空间时间变量的，还是能量变量的）都同宏观截面或平均自由程有关 ，宏观截面或平均 自由程是描述物质中子物理特性的最基本的物理量。宏观参量及其实验研究 无论是核裂变，还是其他核反应产生的中子，一般能量都在兆电子伏量级，这些快中子在大块媒质中不断 通过散射损失能量，直到和媒质中靶核的能量交换处于平衡状态为止。散射可分为弹性散射和非弹性散射两种。发生

16、弹性散射时，中子 和靶核间只有动能交换，是一种弹性球式碰撞，靶核内能不发生变化。发生非弹性散射时，靶核内能发生变化。非弹性散射是一种阈反 应，只有入射中子的能量超过某一数值时才能发生。一般说，轻核非弹性散射阈值高，重核的阈值低。研究中子在大块媒质中损失能量 的规律对核反应堆的物理设计十分重要。在快中子反应堆内，中子的平均能量为 100keV 左右，裂变中子（平均能量约为 2MeV ）主要通过 非弹性散射损失能量。热中子反应堆内中子的平均能量只有 0.01eV 左右，裂变中子主要通过弹性散射损失能量。中子这种损失能量而不 断减速的过程称为慢化过程。中子从某一能量慢化到热能，在媒质中穿行的平行距离用中子年龄来描述。对一个在无限大无吸收的媒质内的单能点中子源，定义中子年龄为中子在被慢化前穿行的直线距离Rm的均方值的1/6，即显然将由中子在媒质中的散射平均自由程和靶核的质量数