中子劑量和防護(hù)-正文

1、中子劑量和防護(hù)-正文中子劑量通常指中子吸收劑量或中子劑量當(dāng)量（見輻射劑量）。不同能量的中子同人體組織中的元素（氫、氮、氧、碳等）發(fā)生不同的相互作用（見中子核反應(yīng)和宏觀中子物理），所產(chǎn)生的具有一定能量的次級帶電粒子能夠引起電離和激發(fā)，從而使肌體受到損傷。劑量學(xué)涉及的主要物理問題是散射、核裂變和輻射俘獲等。 研究中子在生物組織中不同深度的吸收劑量和劑量當(dāng)量的模型有：半無窮大板塊、有限圓柱體（直徑為30厘米，高為60厘米）和橢圓柱體（長半軸為18厘米，短半軸為12厘米，高為60厘米）模型。模型的材料組成應(yīng)同軟組織的相當(dāng),密度為1g/cm3。能量范圍從10-2eV延伸至 2000MeV。其中對半無窮大

2、板塊模型和有限圓柱體模型研究的結(jié)果,是目前確定中子注量率-劑量當(dāng)量率換算系數(shù)的基礎(chǔ)。 平行中子束垂直入射到一塊物質(zhì)上時，該物質(zhì)的吸收劑量D隨深度的分布（示意圖見圖1）同輻射的情形相似：吸收劑量的最大值并不出現(xiàn)在表面，而是出現(xiàn)在某個深度處，這個深度取決于中子的能量。醫(yī)學(xué)上就是通過調(diào)節(jié)輻射的能量，把這個最大值對準(zhǔn)病變組織的部位進(jìn)行放射治療。   放射防護(hù)規(guī)定：對個人所受劑量的限制是由劑量當(dāng)量決定的。不同能量中子的有效品質(zhì)因數(shù)坴(見輻射劑量)的數(shù)值示于圖2。此外，由測得的中子注量率可以換算到劑量當(dāng)量率。目前各國都采用圖3所示的數(shù)值。 中子劑量測定 主要指中子吸收劑量和劑

3、量當(dāng)量的測量。此外還包括表示劑量分布的微劑量測量。通常使用組織等效電離室，乙烯-聚乙烯正比計數(shù)器,硫酸亞鐵劑量計以及量熱計等測量吸收劑量。在多數(shù)情況下，組織等效電離室是測定快中子吸收劑量最準(zhǔn)確的裝置儀器。劑量當(dāng)量測量僅適用于輻射防護(hù)，所采用的方法分場所監(jiān)測和個人監(jiān)測兩類，其響應(yīng)正比于最大劑量當(dāng)量。微劑量測定的目的在于從實驗上研究輻射在直徑為微米量級或更小的球體內(nèi)能量沉積的空間分布和譜分布。微劑量學(xué)所考慮的體積應(yīng)同生物細(xì)胞的大小相當(dāng)，借以模擬輻射在生物細(xì)胞、細(xì)胞組分和生物大分子中的能量沉積。常用的測量儀器是低壓組織等效氣體的“無壁”計數(shù)器，但測量方法和數(shù)據(jù)處理牽涉到很復(fù)雜的技術(shù)。 中子防護(hù)

4、60;目的在于減少工作人員所受的輻射劑量，并盡可能將它控制在放射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定的限值以下。職業(yè)性放射性工作人員每年所受的劑量當(dāng)量限值為 50mSv(5rem)。表中給出對不同能量的中子相當(dāng)于 25Sv(2.5mrem)每小時的中子注量率以及 1mSv（0.1rem）的中子注量。 減少防護(hù)工作人員受中子照射的措施除了盡量縮短受照時間、盡可能遠(yuǎn)離中子源以外，還需對中子源進(jìn)行有效的屏蔽。 不同能量的中子同物質(zhì)相互作用有不同的特點（見中子核反應(yīng)和宏觀中子物理）。因此屏蔽熱中子要用含吸收截面大、俘獲輻射光子能量低的材料，如硼、鋰以及它們的化合物等。屏蔽快中子時首先需要用慢化能力強的材料將快中子的能量降低,

5、然后用吸收截面大、俘獲輻射光子能量低的材料加以吸收?？熘凶勇闹饕^程對于重核及中重核是非彈性散射；對于輕核是同原子核發(fā)生彈性散射。對于一次彈性散射，靶原子核的質(zhì)量越接近中子的質(zhì)量，中子損失的能量也就越大。因此屏蔽能量不很高的快中子最有效的元素是氫，通常采用的是含氫成分較多的水、石蠟、聚乙烯等輕材料。對于幾兆電子伏以上能量的中子，可以用含重核或中重核的材料通過非彈性散射使其能量迅速降低然后再用含氫材料進(jìn)一步使其慢化,最后被含10B或6Li材料吸收。因此，在規(guī)劃屏蔽層的布局和確定屏蔽層厚度時必須知道中子能譜及各類材料的不同中子能量的有關(guān)反應(yīng)截面數(shù)據(jù)，并根據(jù)上述特點對屏蔽層填料作合理安排，據(jù)某種

6、理論模型進(jìn)行數(shù)學(xué)運算。對大型中子源常用的屏蔽計算方法有雙群法、多群法和移出擴散法等。放射性同位素中子源的屏蔽計算常用分出截面法和半（或1/10）值層減弱法。  若屏蔽層足夠厚，又含有足夠量的氫時，可用分出截面法進(jìn)行計算。在近似計算中，可用裂變中子譜的分出截面。 半（或1/10）值層減弱系指將輻射量（注量、吸收劑量或劑量當(dāng)量等）降至 1/2（或1/10）時所需的屏蔽層厚度。半值層厚度(HVT)同1/10值層厚度(TVT)的換算關(guān)系式是：HVT0.301TVT。 普通混凝土對單能中子的1/10值厚度示于圖4。 屏蔽放射性中子源，可以單獨使用水、石蠟等；也可兼用其他慢化材料和吸收材料，或?qū)?/p>

7、慢化材料和吸收材料混合使用（如含硼聚乙烯、含硼石蠟等）。對大型中子源（如加速器、反應(yīng)堆）的屏蔽比較復(fù)雜，常以普通混凝土和重混凝土等屏蔽材料為主，還要采用鐵一類的物質(zhì)屏蔽輻射和快中子。 在中子輻射防護(hù)中，除了中子以外還應(yīng)當(dāng)特別注意對輻射的防護(hù)。這是因為反應(yīng)堆、加速器和很多放射性同位素中子源都伴有很強的輻射。在很多情況下，輻射的劑量當(dāng)量大大超過中子的劑量當(dāng)量。例如,鐳-鈹中子源的劑量當(dāng)量率約比中子劑量當(dāng)量率高50倍。即使是被認(rèn)為劑量較少的镅-鈹中子源,輻射劑量當(dāng)量率也占總劑量當(dāng)量率的百分之幾十。 在使用放射性同位素中子源時，要嚴(yán)格防止放射性物質(zhì)的泄漏。特別是使用鐳-鈹中子源時應(yīng)經(jīng)常檢查是否有氡氣漏

8、出。一旦發(fā)現(xiàn)有漏出，就應(yīng)及時采取措施。中子防護(hù)目的在于減少工作人員所受的輻射劑量，并盡可能將它控制在放射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定的限值以下。職業(yè)性放射性工作人員每年所受的劑量當(dāng)量限值為 50mSv(5rem)。表中給出對不同能量的中子相當(dāng)于 25Sv(2.5mrem)每小時的中子注量率以及 1mSv（0.1rem）的中子注量。減少防護(hù)工作人員受中子照射的措施除了盡量縮短受照時間、盡可能遠(yuǎn)離中子源以外，還需對中子源進(jìn)行有效的屏蔽。不同能量的中子同物質(zhì)相互作用有不同的特點（見中子核反應(yīng)和宏觀中子物理）。因此屏蔽熱中子要用含吸收截面大、俘獲輻射光子能量低的材料，如硼、鋰以及它們的化合物等。屏蔽快中子時首先需要用

9、慢化能力強的材料將快中子的能量降低,然后用吸收截面大、俘獲輻射光子能量低的材料加以吸收?？熘凶勇闹饕^程對于重核及中重核是非彈性散射；對于輕核是同原子核發(fā)生彈性散射。對于一次彈性散射，靶原子核的質(zhì)量越接近中子的質(zhì)量，中子損失的能量也就越大。因此屏蔽能量不很高的快中子最有效的元素是氫，通常采用的是含氫成分較多的水、石蠟、聚乙烯等輕材料。對于幾兆電子伏以上能量的中子，可以用含重核或中重核的材料通過非彈性散射使其能量迅速降低然后再用含氫材料進(jìn)一步使其慢化,最后被含B或Li材料吸收。因此，在規(guī)劃屏蔽層的布局和確定屏蔽層厚度時必須知道中子能譜及各類材料的不同中子能量的有關(guān)反應(yīng)截面數(shù)據(jù)，并根據(jù)上述特點

10、對屏蔽層填料作合理安排，據(jù)某種理論模型進(jìn)行數(shù)學(xué)運算。對大型中子源常用的屏蔽計算方法有雙群法、多群法和移出擴散法等。放射性同位素中子源的屏蔽計算常用分出截面法和半（或1/10）值層減弱法。 中子劑量當(dāng)量同注量的換算表若屏蔽層足夠厚，又含有足夠量的氫時，可用分出截面法進(jìn)行計算。在近似計算中，可用裂變中子譜的分出截面。半（或1/10）值層減弱系指將輻射量（注量、吸收劑量或劑量當(dāng)量等）降至 1/2（或1/10）時所需的屏蔽層厚度。半值層厚度(HVT)同1/10值層厚度(TVT)的換算關(guān)系式是：HVT0.301TVT。普通混凝土對單能中子的1/10值厚度示于圖 4單能中子十分之一值層混凝土厚度。屏蔽放射性中子源，可以單獨使用水、石蠟等；也可兼用其他慢化材料和吸收材料，或?qū)⒙牧虾臀詹牧匣旌鲜褂茫ㄈ绾鹁垡蚁⒑鹗灥龋?。對大型中子源（如加速器、反?yīng)堆）的屏蔽比較復(fù)雜，常以普通混凝土和重混凝土等屏蔽材料為主，還要采用鐵一類的物質(zhì)屏蔽輻射和快中子。在中子輻射防護(hù)中，除了中子以外還應(yīng)當(dāng)特別注意對輻射的防護(hù)。這是因為反應(yīng)堆、加速器和很多放射性同位素中子源都伴有很強的輻