第３１卷２０１１年第１２期 １２月 核电子学与探测技术 Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｌｅｃｔｒｏｎｉｃｓ＆Ｄｅｔｅｃｔｉｏｎ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ Ｖｏ１．３１ Ｎｏ．１２ Ｄｅｃ． ２０１１ 中子剂量当量仪在复杂中子场中的应用研究 张 凯，杨翊方，王月兴，王海军，王震涛 （海军医学研究所，上海２００４３３） 摘要：针对目前反应堆安全壳内中子剂量测量存在较大误差的特点，通过分析中子剂量当量仪的 工作原理、校准方法和现场测量过程中存在的不足，阐述其对测量的影响，并提出修正和弥补措施，以供 相关人员参考。 关键词：安全壳；中子剂量当量仪；校准；修正 中图分类号：ＴＬ ８ 文献标识码：Ａ 文章编号：０２５８－０９３４（２０１１）１２．１３７４－０４ 在许多存在中子辐射的场合，如反应堆等 核设施的工作场所，中子剂量监测是常规监测 项目。而在核事故应急救援情况下，中子剂量 本文就上面提到的三个方面，提出了自己的看 法和相应弥补措施，望能为相关人员提供参考。 监测尤为重要，直接影响救援的顺利开展和事 故受照人员的剂量评价。反应堆安全壳是放置 反应堆的场所，空间相对狭小，管道设备众多， １ 中子剂量当量仪工作原理及其不足 中子剂量当量仪通常由圆柱或球型慢化体 及其中心的热中子灵敏探测元件构成探测系， 其基本原理是通过慢化体将快中子慢化，探测 器对慢化至热能的中子进行探测。各种中子剂 加之反应堆功率变化，致使安全壳内形成了分 布不均、复杂多变的ｎ一 混合辐射场，给中子 剂量的测量带来很大的困难。就现有的中子辐 射防护监测仪表而言，反应堆安全壳内中子剂 量监测问题一直没有得到很好解决。这是由 量当量仪的慢化体大小各异，对于较小的慢化 体，中子慢化程度小，主要是热中子的俘获，低 能中子经慢化后能够到达位于中心的热中子探 测元件并被探测，而快中子趋于逃逸，因而其低 于：（１）中子剂量（率）测量仪表的能量响应不 理想；（２）现有的中子剂量当量仪的检定和校 准方法不科学；（３）测量时人为的或一些不可 避免的因素造成的影响。这里面有一些是不可 避免的，但有些是可以通过使用方法改进从而 避免和纠正的。测量不应是人依赖仪器，而应 能区响应出现峰值；对于较大的慢化体，低能中 子趋于被慢化体吸收，而高能中子经慢化后有 更大的几率被位于中心处的热中子探测元件所 探测，因而其高能区响应出现峰值。各种仪器 的慢化体厚度不同，慢化程度各异，即使相同的 是人借助仪器，因此测量人员必须清楚了解使 用的仪器性能和指标，才能根据所使用的场所 的特点，选择更为适合的仪器和方法进行测量。 探测元件，所反应的能量响应差别也很大，虽然 各类仪器几乎都在设计制造时做了一定的能量 补偿，但仍然难以满足在连续宽能谱范围能量 响应一５０％～＋１００％这一要求。因此无论是 对个人剂量监测，还是对辐射场所的测量，目前 的仪器只能适用于能量范围有限的辐射场，如 收稿日期：２０１１～０９—２０ 作者简介：张凯（１９８４一），男，浙江湖州人，研究实习 员，硕士，主要从事核技术及应用研究。通讯作者： 杨翊方。 １３７４ 果用于宽谱的中子辐射场（如安全壳内），则常 常导致测量结果有较大的误差。 另外，探测器通常用热中子反应截面大的 ｋｅＶ至１ ＭｅＶ段是急剧上升，该段正是安全壳 内中子主要分布区，对于其中子剂量测量至关 介质材料制成，如ＢＦ 正比计数器、 Ｈｅ正比计 数器以及 ＬｉＩ闪烁体探测器等，ＢＦ。正比计数 器和。Ｈｅ正比计数器为气体计数器，一般制成 圆柱形，壁效应明显，同时角响应因子大，即使 ＬｉＩ闪烁体探测器其角响应也并不让人满意。 由于这些原因，导致现有中子剂量当量仪的能 量响应和角响应较差，很难胜任安全壳内这样 的复杂环境的使用，也为仪器校准带来较大困 重要。要想直接准确测量安全壳内的中子剂 量，理想条件是该仪器在１０ ＭｅＶ以下能量响 应曲线近似Ｙ＝１这样的一条水平直线，而在现 有的技术条件下是无法达到的。针对安全壳内 中子剂量的测量，现有的仪器能量响应不理想， 使用搅ｃｆ源和 Ａｍ—Ｂｅ源校准又无法反映仪 器能响优劣，只有在加速器和实验堆上利用单 难。 能中子做不同能量中子响应的实验，了解该型 号仪器的能响特性，以便选择能量响应好的型 ２仪器校准 号仪器用于安全壳内中子剂量测量。ＩＳＯ ８４２９ 根据国家计量标准¨ 规定，中子剂量当量 —１标准中推荐了从热中子至１９ ＭｅＶ共ｌ２个 仪检定和检验使用的中子源有： Ａｍ—Ｂｅ、 由实验堆和加速器提供的单能中子 Ｊ，来检验 Ｃｆ、 Ａｍ—Ｂ和 Ｃｆ＋Ｄ，Ｏ慢化裂变中子源 中子剂量当量仪的能量响应好坏。 （后两种极少使用），后续检定时，只需固有误 为此特针对仪器能量响应作了相关实验， 差在±３０％之间，测量重复性不超过２０％，即 校准仪器为我所一台中子剂量当量仪，中子源 为合格。对用于 Ａｍ—Ｂｅ ２５２Ｃｆ两种中子源的 分别使用我所理Ｃｆ中子源和原子能科学研究 工作场所的中子剂量当量仪，该校准方法是经 院加速器ｏ２５２Ｃｆ中子源实验时尚有３０ ｍ，１ ｍ 济、有效的。而反应堆安全壳内的中子场非常 处的中子剂量当量为７２．４ ｍｒｅｍ／ｈ，仪器测量 复杂，裂变中子受到反应堆燃料自身和反射层 值经过扣本底和去 干扰后为７６．２ ｍｒｅｒｎｆｈ， 吸收、慢化和散射，进入安全壳后，还会和安全 从数值上看吻合得很好，固有误差仅５．２％。 壳内复杂的管路与设备发生散射作用，最终造 单能中子实验分别使用六种能量，仪器距靶 成安全壳内每个位置的中子能谱各异，与 ｃｆ １．５ ｍ，分别测量无屏蔽和加影锥（测量散射本 和川Ａｍ—Ｂｅ的中子能谱相比差异很大，２５２Ｃｆ 底），具体数据见表１，其中实测剂量由减过本 源和 钔Ａｍ—Ｂｅ源中子平均能量分别为２．１５８ 底（加影锥）后得到，理论剂量是使用国际标准 ＭｅＶ和４．２ ＭｅＶ，而安全壳内中子从裂变产生 ＩＥＣ １３２２中推荐的不同能量单位注量至剂量 后经过多次慢化和散射，平均能量只有１ ＭｅＶ 当量的转换因子将注量转化得到，从表中可知， 左右，绝大多数中子其能量在１ ＭｅＶ以下，在 在１４４ ｋｅＶ～５ ＭｅＶ范围内，能量响应变化很 这种情况下，通过 Ｃｆ源和 Ａｍ—Ｂｅ源校准 大，即同样是一个１ ｍｒｅｍ剂量的中子，对于 的仪器，用在安全壳内中子剂量测量是不科学 １４４ ｋｅＶ中子仪器会显示３．２２７ ｍｒｅｍ，而对５ 的，并将带来较大的误差。 ＭｅＶ中子时只有０．３９７ ｍｒｅｍ。因此该仪器在 ＩＥＣ标准推荐了单位注量的周围剂量当量 使用 ｃｆ校准时，虽测量的误差很小，但对安 与中子能量的关系 ，在１５ ＭｅＶ以下，从趋势 全壳这样的能谱宽、能量分布相对复杂的中子 上基本可分为三段，即热中子至１０ ｋｅＶ和１ 场，该仪器就不适合使用。 ＭｅＶ至１５ ＭｅＶ两端趋于平缓，而中间的１Ｏ 表１ 校准仪器的单能中子实验数汇总表 另外有些测量人员提出使用平均能量的响 应因子对测量结果进行修正，该方法看似科学， ｌ３７５ 但忽略了平均能量是通过 ＝ ０ ＥｑＯ （Ｅ） 求得，其中 为总的中子注量，Ｅ为中子能量， 为对应该中子能量的中子注量。该计算没 有考虑不同能量单位注量至剂量当量的转换因 子，而该因子对中子能量是一个复杂函数，并非 线性关系，使用该方法有可能反而使结果的误 差变大，因此该方法并不可取。 反应堆安全壳内是一个ｎ一 混合场，测 量中子剂量时 射线的干扰不可忽略，而各类 仪器由于结构和原理的不同， 射线的干扰响 应差别很大，因此在安全壳中使用中子剂量当 量仪前需做 辐射响应的校准。安全壳内的 射线能量分布复杂，无法模拟与其能量分布近 似的纯 辐射场，可根据ＪＪＧ ８５２—２００６标准 规定，选择” Ｃｓ作为校准源，给出单位剂量 射线所造成的仪器读数，以在测量中相应扣除。 ３现场使用中存在的问题 发生某些核事故时，不能立即停堆，而需转 为低功率运行，抢修人员进入安全壳进行应急 抢修，此时为中子剂量监测主要时段。此时安 全壳内中子剂量很高并伴随有很强的 辐射， 中子场复杂，这些都为现场准确测量带来很大 难度。现场测量时应该在抢修人员经常工作的 地点等典型位置进行测量。然而实际测量过程 中，由于时间要求短，导致测量人员为赶时间而 忽视了测量的质量，如直接在安全壳人口附近 进行测量。还有一些不规范的测量方法也对测 量带来一定的干扰。 （１）测量时仪器的方向不可随意选择，因 为安全壳内是中子场，不同于中子点源，绝大多 数中子从源的方向入射，安全壳内的中子从各 向人射，都是不可忽略的，故应在仪器面向和背 向反应堆轴线两方向上分别测量一次。 （２）＾ｙ射线干扰的扣除。反应堆低功率运 行时安全壳内 射线能量很高，对一些仪器会 产生一定的计数，有的甚至达到与中子剂量同 一量级，这部分计数应予以扣除，因此测量某点 中子剂量时，同时测量该点 剂量，然后根据 前述校准时＾ｙ响应因子，做相应扣除。 （３）中子因仪器设备或人体的存在而发生 慢化、散射和俘获现象，影响测量的准确性。中 子剂量当量仪主要为便携式，需人员手持测量， １ ３７６ 一部分操作者将仪器放在胸前测量，以便于读 数，这样对探测器所在位置的中子场影响较大。 中子剂量当量仪在中子场中使用时，应最大程 度避免对测量点上中子能量和注量的干扰，因 此测量时在保证读数的情况下，应使探测器尽 量远离自己身体。同样，仪器设备对测量的影 响也不容忽视，包括测量使用的仪器自身的某 些部分也会对中子测量造成影响，这些是不可 避免的。而对于安全壳内的设备管路，进行测 量时不应靠近。 ４结论与建议 由于上述各种原因，安全壳内中子剂量准 确测量一直是一个难题，没有得到很好的解决。 笔者认为要想克服仪器能量响应差、校准方法 不准确等这些会对准确测量中子场造成影响的 不利因素，必须做现场的校准，具体步骤是首先 应测得安全壳内典型位置的中子谱（中子谱的 测量难度也很大），通过Ｄ＝ ｈ （Ｅ） （Ｅ） ｄＥ分别理论计算出各典型谱的中子剂量，其中 Ｄ为中子剂量，ｈ 为不同能量单位注量至剂量 当量的转换因子， （Ｅ）为对应能量的中子注 量。在保证反应堆在与测量能谱相同工况下 （即堆功率相同）时，使用中子剂量当量仪同点 测量中子剂量，即保证中子剂量当量仪的灵敏 探测器中心和测量能谱时的探测器中心同点， 中子剂量当量仪面向反应堆的轴线，两个剂量 相比得到一个校准因子，并记录在案，需要测量 安全壳内该位置附近的中子剂量时，由于理论 上堆功率变化对各位置中子的能量相对分布影 响不大，所以只需使用同一台中子剂量当量仪 测量该位置剂量当量，然后用相应的校准因子 修正即可。该方法实际上是在所有外界实验条 件无法模拟安全壳内中子能谱的情况下，将仪 器拿到安全壳内现场进行校准的方法。其优点 是：方法科学，测量准确，不需要其它校准，但致 命缺点是准确测定中子能谱难度很大。因此需 首先准确测量安全壳内中子能谱，这不仅为中 子剂量测量、人员防护提供了数据，而且可对反 应堆的屏蔽设计、事故评价等安全运行相关的 众多研究提供支撑。 参考文献： ［１］国防科工委放射性计量一级站．ＪＪＧ ８５２—２００６中 子剂量当量（率）仪检定规程［Ｓ］．国家质量监督检 验检疫总局，２００６． 社，１９９８：２３７—２３８． ［３］ＩＳＯ ８４２９ Ｒｅｆｅｒｅｎｃｅ ｎｅｕｔｒｏｎ ｒａｄｉａｔｉｏｎｓ—Ｐａｒｔ １：Ｃｈａｒ． ａｃｔｅｒｉｓｔｉｃｓ ａｎｄ ｍｅｔｈｏｄｓ ｏｆ ｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎ． ［２］汲长松．中子测量实验方法［Ｍ］．北京：原子能出版 Ｎｅｕｔｒｏｎ Ｄｏｓｉｍｅｔｅｒ Ａｐｐｌｉｅｄ ｔｏ ｔｈｅ Ｒｅｓｅａｒｃｈ ｏｎ Ｉｎｖｏｌｕｔｅｄ Ｎｅｕｔｒｏｎ Ｆｉｅｌｄ ＺＨＡＮＧ Ｋａｉ，ＹＡＮＧ Ｙｉ—ｆａｎｇ，ＷＡＮＧ Ｙｕｅ—ｘｉｎｇ，ＷＡＮＧ Ｈａｉ—ｊＵＩ１，ＷＡＮＧ Ｚｈｅｎ—ｔａｏ （Ｔｈｅ Ｎａｖａｌ Ｍｅｄｉｃａｌ Ｒｅｓｅａｒｃｈ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ，Ｓｈａｎｇｈａｉ，２００４３３） Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ａｓ ｌａｒｇｅ ｅｒｒｏｒｓ ｗｉｄｅｌｙ ｅｘｉｓｔ ｉｎ ｔｈｅ ｎｅｕｔｒｏｎ ｄｏｓｅ ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔ ｏｆ ｔｈｅ ｒｅａｃｔｏｒ ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ，ｔｈｅ ｐｒｉｎｃｉｐｌｅ ｏｆ ｎｅｕｔｒｏｎ ｄｏｓｉｍｅｔｅｒｓ ａｎｄ ｔｈｅ ｐｒｏｂｌｅｍｓ ｉｎ ｃａｌｉｂｒａｔｉｏｎ ａｎｄ ｓｉｔｅ ｍｅａｓｕｒｉｎｇ ｐｒｏｃｅｓｓ ｗｅｒｅ ａｎａｌｙｚｅｄ．Ｉｎ ｔｈｉｓ ｗａｙ， ｔｈｅｉｒ ｅｆｆｅｃｔｓ ｏｎ ｔｈｅ ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔ ｒｅｓｕｌｔｓ ｗｅｒｅ ｅｌａｂｏｒａｔｅｄ．Ｂｅｓｉｄｅｓ，ｗｅ ｐｒｏｖｉｄｅｄ ｓｏｍｅ ｍｅａｓｕｒｅｓ ｆｏｒ ｔｈｅ ｃｏｒｒｅｃｔｉｏｎ ａｎｄ ｒｅｍｅｄｙ ｆｏｒ ｔｈｅ ｒｅｆｅｒｅｎｃｅ ｏｆ ｔｈｏｓｅ ｗｏｒｋｅｒｓ ｉｎ ｔｈｉｓ ｆｉｅｌｄ． Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ：ｒｅａｅｔｏｒ ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ，ｎｅｕｔｒｏｎ ｄｏｓｉｍｅｔｅｒ，ｃａｌｉｂｒａｔｉｏｎ，ｃｏｒｒｅｃｔｉｏｎ （上接第１３６５页，Ｃｏｎｔｉｎｕｅｄ ｆｒｏｍ ｐａｇｅ １３６５） Ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ ｆｏｒ Ｔｒｉｔｉｕｍ Ｓｕｒｆａｃｅ Ｃｏｎｔａｍｉｎａｔｉｏｎ ＷＡＮＧ Ｈａｉ—ｊａｎ ，ＹＩ Ｌｅｉ—ｘｉｎ （１．Ｎａｖａｌ Ｍｅｄｉｃａｌ Ｒｅｓｅａｒｃｈ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ，Ｓｈａｎｇｈａｉ ２００４３３，Ｃｈｉｎａ， ２．９２７３０ ｔｒｏｏｐｓｏｆ Ｐ．Ｌ．Ａ．，Ｓａｎｙａ ５７２０１６，Ｃｈｉｎａ） Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｉｔ ｒｅｓｅａｒｃｈｓ ｏｎ ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ ｔｒｉｔｉｕｍ ｓｕｒｆａｃｅ ｃｏｎｔａｍｉｎａｔｉｏｎ ｉｎｄｉｒｅｃｔｌｙ ｂｙ ｔｈｅ ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔ ｏｆ ｗｉｐｉｎｇ．Ｉｔ ｉｓ ｍａｄｅ ｃｅｒｔａｉｎ ｔｈａｔ ｔｈｅ ｏｐｔｉｍａｌ ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔ ｉｓ ｔｈｅ ｃｏｏｐｅｒａｔｉｏｎ ｏｆ ｎｏｎｆａｔ ｇａｕｚｅ ａｎｄ ｓａｔｕｒａｔｅｄ ｃｉｔｒｉｃ ａｃｉｄｓ．Ａｎｄ ａｎ ｉｎ—ｄｅｐｔｈ ｒｅｓｅａｒｃｈ ｉｓ ｄｏｎｅ ｉｎｔｏ ｔｈｅ ｉｎｆｌｕｅｎｃｅ ｏｆ ｔｈｅ ｑｕａｎｔｉｔｙ ｏｆ ｗｅｔｔｉｎｇ ａｇｅｎｔ，ｔｈｅ ｐｒｅｓｓｕｒｅ ｏｆ ｗｉｐｅ ａｎｄ ｔｈｅ ｔｉｍｅｓ ｏｆ ｗｉｐｅ． Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ：ｔｉｒｔｉｕｍ，ｓｕｒｆａｃｅ ｃｏｎｔａｍｉｎａｔｉｏｎ，ｉｎｄｉｒｅｃｔｌｙ ｍｏｎｉｔｏｒ，ｔｈｅ ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔ ｏｆ ｗｉｐｉｎｇ １３７７
