辐射防护论文：中子剂量与防护核72班07202068 李华琪2010年1月6号摘要：本文主要介绍了中子剂量及中子防护中的一些具体相关的问题，就从学习辐射防护这门课程来讲，深入了解了中子与物质的相互作用所对人体的危害，及中子防护中的相关量以及其相互关系及测量方法。

对于中子屏蔽防护层做了较深入的了解及其计算方法，这也是对辐射防护这门课程学习的相当总结。

关键词：中子剂量 剂量测量 散射 中子防护自从1932年查德维克（J.chadwike ）发现中子以来，人们搞清了核的基本组成。

直到现在不到八十年，核科学与技术在工业，农业，医学，国防等各领域中有着广泛的应用，并展现广阔的应用前景。

原子能科学与技术的开发与利用，解决或正在解决人类生存发展面临的诸多困难，然而由于电离辐射对人体有损失作用，这也给我门带来了某些直接的或潜在的危害。

所以对其的必要防护是非常重要的，而其中对于中子的防护致关重要。

中子是一种间接致电离粒子。

而对于辐射剂量来说，重要的是我们考虑中子与组成人体组织的元素间的相互作用。

然而根据中子核反应和宏观中子物理有，不同能量的中子同人体组织发生不同的相互作用。

在机体组织中，按重量百分比计，氢，碳，氮，氧四种元素占个人体重量的95%以上；按原子数计，氢原子数占人体原子数的60%以上。

快中子通过与人体中的H,C,N,O 等原子核的弹性与非弹性散射，不断地将能量传递给组织而被慢化，慢化后的热中子又通过H 1（n ,γ）H 2和N 14 (n,p) C 14反应被组织吸收；因为中子与生物组织中原子核的相互作用能够产生反冲核，质子，α粒子等带电粒子和γ射线，所以它们都有很强的直接与间接引起电离的本领，能够使生物产生强烈的电离。

例如，能够与细胞中的水分子作用，生成自由基（H +,-OH ），自由基则与硫氢基和其他细胞重要组成部分起反应，破坏细胞正常的化学物理状态，引起生理上的变化。

中子辐照后，血液白细胞的质变较为明显；睾丸和眼睛的晶体对中子辐射的敏感性也比较高，从而使机体受到损伤。

表1-1给出了能量直到10Mev 的中子在机体组织中可能发生的几种重要的相互作用类O弹性散射非弹性散射O(n, α)C和O(n,p)N反应描述中子剂量通常指的是中子吸收剂量或中子剂量当量。

吸收剂量D定义为dE除以dm而得到的商，其中dE是由致电离辐射授予某一体积元中物质的平均能量，而dm是该体积元中物质的质量，即D=dE\dm.(J\kg,Gy).而决定生物效应的剂量当量H定义为组织内被研究点上的D,Q和N三者的乘积即H=DQN；Q为品质因数；N为其他修正因子的积，ICRP 的推荐值为1，单位为Sv,1Sv=1J\Kg.在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/cm3。

能量范围从10-2eV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。

而在确定中子的吸收剂量时，必须计算在快中子慢化过程和热中子核俘获过程中，由组织吸收的是能量。

所以需采用剂量换算因子计算中子剂量。

各种常用的同位素中子源和单能中子的剂量换算因子dH表1-2：各种中子源的剂量换算因子而当我们知道某一源或确定能量的中子注量率ϕ（n\2m s），并从上表查出相应的剂量换算因子dH；按下式，可计算出中子的剂量当量率.H,.H=ϕdH(Sv\s).也可采用下面的办法计算不同能量中子的有效品质因数坴的数值示于图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。

图2：不同能量中子的有效品质因数.图3中子注量率可以换算因子对于中子剂量的计算与测量，其中测量很重要:而中子的测量，主要是指中子吸收剂量与剂量当量的测量。

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到很复杂的技术。

对于中子的防护，其目的是在于减轻工作人员所受的辐射剂量并尽量将它控制在放射防护标准规定的限值以下，而根据老的国家标准有关规定，职业放射性工作人员的每年最大容许剂量当量为0.05Sv（如果按正常平均分配计算，每周剂量当量为0.001 Sv，按每周工作40小时计算，每小时的剂量为0.025m Sv）相当每小时0.025m Sv的中子注量率和相当于0.001 Sv的中子注量。

如表1-3示：中子能区中子能量MeV相当于每小时0.025 m Sv的注量率【n\(s·2cm)】相当于0.001Sv的注量（ 710n/2cm）热中子0.025eV6709.6中能中子0.0050.020.1570280808.24.01.20.51~1030184.32.6需对中子源进行有效的屏蔽。

但是像γ射线一样，中子是一种穿透力很强的间接电离粒子，它在物质中的减弱是一个复杂的物理过程，在屏蔽计算时一般应该考虑这些物理过程。

从中子屏蔽角度看，中子在物质中减弱可分为两个过程：首先是快中子通过与物质的非弹性散射与弹性散射，使中子慢化变成热中子；第二步是热中子被物质俘获吸收。

非弹性散射时。

中子的一部分能量用于激发原子核，而后离开相互作用点；被激发的原子核放出γ射线后回到基态。

所以发生弹性散射核反应的中子部分能量变成了γ辐射能。

非弹性散射过程的发生具有阈能，中子能量只有大于阈能时才能发生非弹性散射。

不同原子核的第一激发态的能级位置是不一样的，一般规律是原子核越重，第一激发态能级越低。

并对于中等质量数（如100~150）的原子核，靠近基态附近的那些能级分布较密，其能级间距约为0.1MeV。

而对于轻核，相应的间距则在1MeV左右，所以几MeV以上的快中子更容易与具有中等质量数以上的原子核发生非弹性散射而损失能量。

研究结果还表明，中子能量在25MeV以下时，所有元素的非弹性散射截面都随中子能量增大而增加。

因此中子一旦与原子核发生非弹性散射反应，由于能量大幅度降低，从而再次发生非弹性散射的几率显著降低，其能量降低到小于引起非弹性散射的阈能时，中子就只能靠弹性散射来降低能量。

在弹性散射中，与中子相碰撞的原子核越轻，中子转移给反冲核的能量就越多。

因此中子与氢核发生弹性散射作用时，反冲质子得到的能量最多，一次弹性散射中，中子平均有一半能量交给反冲质子，有时甚至交出它的全部能量给反冲质子。

所以氢是1MeV左右的快中子最好的慢化剂。

见表1-4:降低到与原子核的第一激发能级相应的能量以下；此后，再利用含氢物质，通过弹性散射使中子能量进一步降低的热能区。

虽然热中子能被各种物质吸收，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，常伴随有高能的俘获γ辐射。

某些元素的热中子吸收截面及相应的俘获γ辐射的最大能量。

见表1-5示（1）系指(n, α)反应的截面及其伴随的γ光子能量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γ辐射能量低的那些核素材料。

这样便对俘获γ辐射的屏蔽。

为了避免或减少热中子吸收过程中产生的俘获γ辐射，可在屏蔽层中加入适量的B 10和Li 6，因为这两种核素吸收热中子的截面特别大(B 10为3837b ，Li 6为910b)。

而且产生的是（n,α）反应，此反应放出主要是外照射防护中常可忽略的α粒子。

虽然B 10中子后还伴随有γ辐射，但其能量很低，易于屏蔽。

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。

图4 ：屏蔽放射性中子源，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γ辐射和快中子。

后记：中子的剂量与防护问题涉及的问题很复杂，本文就一些基本问题进行一些阐述，作为学习辐射防护这门课的总结。

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