第7章 中子的外照射防護

第7章中子的外照射防護7.1、中子輻射源7.2、中子劑量計算7.3、中子在屏蔽層的減弱規(guī)律7.4、中子屏蔽計算1放射性核素中子源加速器中子源反應堆中子源等離子體中子源7.1、中子輻射源中子源注意事項：往往伴有輻射。27.1.1放射性核素中子源優(yōu)點：—發(fā)出的中子基本各向同性；

—源的尺寸小；

—價格便宜。缺點：—產額小，且隨時間減弱；

—易形成污染。放射性核素中子源有三種，即：(α，n)反應中子源；(γ，n)反應中子源；自發(fā)裂變中子源。前二種是利用放射性核素衰變時發(fā)出的α粒子或γ光子轟擊一定的靶物質，通過(α，n)或(γ，n)核反應產生中子。

3表7.1放射性核素中子源的特性靶核名稱放射性核素反應類型半衰期T1/2中子最大能量MeV中子平均能量MeV中子產額y,×10-6S-1?Bq-1中子源發(fā)射率為106s-1,距離1m處的γ照射量率,×10-7C?kg-1?h-1中子能譜伴隨γ輻射BeBeBe

Be

Be

Be

Be

Be24Na124Sb210Po226Ra238Pu239Pu241Am(γ,n)(γ,n)(α,n)(α,n)(α,n)(α,n)(α,n)15.0h60.4d138.4d1620a87.75a24390a432a10.8713.0811.310.7411.50.830.0294.24.04.54.14.53.515.1467.640554.143.254.13.76×1041.33×1040.103155＜1.294.39＜2.58單能單能連續(xù)連續(xù)連續(xù)連續(xù)連續(xù)非常強非常強很低很低低低低47.1.1放射性核素中子源

許多重原子核都具有自發(fā)裂變而發(fā)射中子的特性。天然重核(如U、Th)發(fā)生自發(fā)裂變的幾率很小，不宜用作中子源。目前可供實用的自發(fā)裂變中子源只有252Cf。表7.2列出了252Cf自發(fā)裂變中子源的主要物理特性。5表7.2252Cf自發(fā)裂變中子源的物理特性衰變方式α衰變幾率96.8％自發(fā)裂變幾率3.2％半衰期α衰變的Td2.73a自發(fā)裂變的Tef85.5a總的T1/22.659a自發(fā)裂變中子產額，s-1?μg-12.32×106

，MeV2.13

，中子/自發(fā)裂變3.76γ發(fā)射率，s-1?μg-11.3×107在空氣中1m處的劑量率（無屏蔽情況）中子，μSv?h-1?μg-124γ，μGy?h-1?μg-11.467.1.2加速器中子源

加速器中子源是利用被加速器加速的帶電粒子轟擊某些靶物質導致核反應產生中子的。這種中子源的特點是，可以通過改變靶物質種類和帶電粒子類型，調節(jié)帶電粒子的能量和中子的出射方向來獲得不同能量的中子。加速器中子源所用的加速器過去多為低能加速器，例如密封管型中子發(fā)生器、高壓倍加器、靜電加速器、回旋加速器和電子直線加速器等。被加速的帶電粒子，有電子、質子、氘核、氚核、α粒子等。目前，已有高能重離子加速器中子源，并且發(fā)展非常迅速。7加速器中子源二種應用較多的核反應式：

T(d,n)4He反應的優(yōu)點是中子能量高（10～30MeV），即使氘核能量低到0.1MeV，通過T(d,n)4He反應也能獲得接近14MeV的單能中子。87.2、中子劑量的計算

7.2.1中子與機體組織相互作用的特點

考慮中子與組成人體組織的元素間的相互作用。在機體組織中，按重量百分比計，氫、碳、氮、氧四種元素占整個人體重量的95%以上，按原子數(shù)計，氫原子數(shù)占人體原子總數(shù)的60%以上。元素相互作用氫彈性散射輻射俘獲H（n，γ）D碳彈性散射非彈性散射C（n，n′3α）和C（n，n′α）Be反應氮彈性散射非彈性散射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反應氧彈性散射非彈性散射O（n，α）C和O（n，p）N反應表7.5中子在機體組織中發(fā)生的重要的相互作用97.2.2中子劑量的計算1.比釋動能計算式中為中子比釋動能因子。據(jù)此，可以通過對輻射場實測或計算得到中子注量Φ，并從附表3查得與中子能量相對應的fK值，便可算出中子的比釋動能K

附表310114.比釋動能與注量的關系單能：比釋動能因子：用于計算K不帶電粒子與物質相互作用，入射粒子總能量中平均有多少能量轉移為次級帶電粒子的動能-----用質能轉移系數(shù)tr/度量附表3第三章輻射劑量學中使用的量和單位117.2.2中子劑量的計算如果已知中子輻射場中某種物質(m)的比釋動能Km，則在同一點上受到照射的一小塊組織(T)的比釋動能KT

吸收劑量：式中，(μtr/ρ)T、(μtr/ρ)m分別是物質m和組織T的質能轉移系數(shù)。在滿足帶電粒子平衡條件，相關組織的中子吸收劑量即為12中子注量到當量劑量換算因子

2.當量劑量計算單能：連續(xù)譜：13表7.6中子輻射權重因子WR，中子當量劑量換算因子

fHi，n和對應的劑量率限值為10μSv/h的中子注量率值

En，MeV輻射權重因子WR當量劑量換算因子fHi，n×10-15Sv·m2中子注量率φLCm-2·s-1

2.5×10-81×10-71×10-61×10-51×10-41×10-31×10-21×10-15×10-1125102050210Po-BEn＝2.8210Po-BeEn＝4.2226Ra-BeEn＝4.0239Pu-BeEn＝4.1241Am-BeEn＝4.5252Cf源En＝2.1322222227.41110.69.37.86.86.05.08.07.57.37.57.49.15

1.0681.1571.2631.2081.1571.0290.9925.78719.8432.6839.6840.6540.8542.7445.5433.135.534.535.239.533.21260.1240.1219.9230.0240.1270.0280.048.0014.008.6087.0006.8326.8006.5006.1008.4007.8408.0407.8807.0408.3642.當量劑量計算14157.3、中子在屏蔽層中的減弱規(guī)律7.3.1減弱原理第一步：快中子通過與物質的非彈性散射和彈性散射，慢化成熱中子；第二步：熱中子被物質俘獲吸收。首先用重或較重的物質，通過非彈性散射使中子能量很快降到與原子核第一激發(fā)能級能量以下；然后，再利用含氫物質，通過彈性散射使中子能量降到熱能區(qū)。167.3、中子在屏蔽層中的減弱規(guī)律7.3.1減弱原理雖然熱中子能被各種物質所吸收，但并不是任何物質都適宜用來吸收熱中子的。因為許多物質吸收熱中子后，常伴有高能的俘獲γ輻射。因此，在選擇吸收熱中子的材料時應選擇對熱中子吸收截面大、俘獲γ輻射能量低的那些材料，這樣便于對俘獲γ輻射的屏蔽。為了減少或避免熱中子吸收過程中產生的俘獲γ輻射，可在屏蔽層中加入適最的10B和6Li，因為這兩種核素吸收熱中子的截面特別大(10B為3837b和6Li為910b)，而且產生的是(n，α)反應，此反應放出的主要是外照射防護中?？珊雎缘摩亮Ｗ?。雖然10B吸收熱中子后還伴有γ輻射，但其能量很低，易于屏蔽。在快中子的非彈性散射和熱中子被吸收的過程中，都會產生次級γ輻射。對這些γ輻射仍然可用前述的γ輻射的屏蔽方法進行屏蔽。在實際的屏蔽設計中，為慢化快中子已使用了不少中等重量以上的材料，它們對次級γ輻射已具有相當?shù)钠帘文芰?，因此，屏蔽體在防護中子的過程中往往也足以減弱或屏蔽掉這些次級γ輻射。

177.3.2減弱規(guī)律187.3.3計算寬束中子減弱的分出截面法原理：通過屏蔽材料的選擇使得中子－－經散射就很快被吸收，穿過屏蔽層的都是未經相互作用的中子。滿足簡單的指數(shù)規(guī)律197.3.3計算寬束中子減弱的分出截面法

分出截面法的基本出發(fā)點在于：選擇合適的屏蔽材料使得中子在屏蔽層中一經散射便能在很短的距離內迅速慢化并保證能在屏蔽層內被吸收。也就是說，那些經歷了散射作用的中子被有效地從穿出屏蔽層的中子束中“分出”了，使穿過屏蔽層的都是那些在屏蔽層內未經相互作用的中子。在這種情況下，即使是寬束中子，它在屏蔽層中的減弱也能滿足簡單的指數(shù)規(guī)律。

20屏蔽材料必須滿足的條件：（1）屏蔽層足夠厚，使得在屏蔽層后面的當量劑量主要是由中子束中一組貫穿能力最強的中子的貢獻所致。

（2）屏蔽層含像鐵、鉛之類的重材料，通過非彈性散射將中子能量很快降到1MeV以下；（3）屏蔽層內含有足夠的氫，在很短距離內，將中子能量從1MeV降到熱能，然后被吸收。21上述條件滿足時：式中，、和、分別是設置屏蔽層前、后在輻射場中屏蔽厚度為d處的注量率或當量劑量率；。宏觀分出截面22表7.10對于裂變中子的宏觀分出截面材料普通土含水10％石墨ρ＝1.54普通混凝土水石蠟聚乙烯鐵∑R，cm-10.0410.07850.0890.1030.1180.1230.1576原子量>10，宏觀分出截面：237.3.4計算寬束中子的透射曲線中子輻射透射系數(shù)單位中子注量在屏蔽體后造成的劑量當量，單位Sv·cm2。：中子透射比中子減弱倍數(shù)中子輻射場中某點，有屏蔽體時的吸收劑量率(或當量劑量率)與沒有屏蔽體時的吸收劑量率(或當量劑量率)之比24計算寬束中子的十倍減弱厚度中子的十倍減弱厚度△1/10是使沿入射束方向的中子注量率減少到原來的1/10的屏蔽體厚度。25

(3)屏蔽中子的常用材料

屏蔽材料的選擇和材料厚度的確定應依據(jù)輻射防護最優(yōu)化原則，綜合考慮材料的屏蔽性能、結構性能、穩(wěn)定性能，以及經濟成本等幾個因素。根據(jù)前面介紹的中子與物質相互作用規(guī)律可知，對于幾MeV以上的快中子，屏蔽體中必須含有一定數(shù)量的原子序數(shù)在中等以上的元素，以便通過非彈性散射使快中子能量迅速地降下來。

同時屏蔽材料中也必須含有適當數(shù)量的輕元素，尤其是氫。表7.12列出了某些常用屏蔽材料中的含氫量。26①有的資料給出8.15×1022。

②有的資料給出8.3×1022。材料化學組成含氫量，原子?cm-3水石蠟聚乙烯聚氯乙烯有機玻璃石膏高嶺土92％聚乙烯＋8％B4CH2OC30H62（CH2）n（CH2CHCl）n（C4H8O2）nCaSO4?2H2OAl2O3?2SiO2?2H2O（CH2）n＋B4C6.7×10227.87×1022①7.92×1022②4.1×1022

5.7×10223.25×10222.42×10227.68×1022表7.12常用屏蔽材料中的含氫量27水：含氫量大，既是慢化劑，又是吸收體，氫的俘獲輻射能量低，只有2.2MeV，便于屏蔽。由于水缺乏