辐射防护9精选文档.ppt

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1、辐射防护9本讲稿第一页，共四十四页2放射性核素中子源放射性核素中子源加速器中子源反应堆中子源等离子体中子源一、中子辐射源中子源注意事项：往往伴有 辐射。第四节 中子的外照射防护单能，多能本讲稿第二页，共四十四页3放射性核素中子源优点：发出的中子基本各向同性；源的尺寸小；价格便宜。缺点：产额小，且随时间减弱；易形成污染。第四节 中子的外照射防护本讲稿第三页，共四十四页4放射性核素中子源的特性名称名称放射性放射性核素核素反应反应类型类型半衰期半衰期T 1/2中子最中子最大能量，大能量，MeV中子平中子平均能量，均能量，MeV中子产额中子产额y，10-6S-1Bq-1中子源发射率为中子源发射率为10

2、6 s-1，距离，距离1m处的处的照射量率，照射量率，10-7Ckg-1h-1中子中子能谱能谱伴随伴随辐射辐射钠钠鈹鈹锑锑鈹鈹釙釙鈹鈹镭镭鈹鈹钚钚鈹鈹钚钚鈹鈹鎇鎇鈹鈹24Na124Sb210Po226Ra238Pu239Pu241Am（,n）（,n）（,n）（,n）（,n）（,n）（,n）15.0h60.4d138.4d1620a87.75a24390a432a10.8713.0811.310.7411.50.830.0294.24.04.54.14.53.515.1467.640554.143.254.13.761041.331040.1031551.294.392.58单能单能单能单能连续

3、连续连续连续连续连续连续连续连续连续非常强非常强非常强非常强很低很低很低很低低低低低低低第四节 中子的外照射防护本讲稿第四页，共四十四页5加速器中子源T(d,n)4He反应的优点是中子能量高（1030MeV），即使氘核 能 量 低 到 0.1MeV，通 过T(d,n)4He反应也能获得接近14MeV的单能中子。第四节 中子的外照射防护本讲稿第五页，共四十四页6加速器（，n）中子源：连续谱第四节 中子的外照射防护本讲稿第六页，共四十四页7反应堆中子源：中子数量大，能谱宽（0.07517MeV）第四节 中子的外照射防护本讲稿第七页，共四十四页8二、中子剂量的计算（一）中子与机体组织相互作用的特点中

4、子在机体组织中发生的重要的相互作用（En100MeV）第四节 中子的外照射防护元素相 互 作 用氢弹性散射辐射俘获H（n，）D碳弹性散射非弹性散射C（n，n3）和C（n，n）Be反应氮弹性散射非弹性散射N（n，p）C，N（n，d）C，N（n，t）C，N（n，）B，N（n，2）Li和N（n，2n）N反应氧弹性散射非弹性散射O（n，）C和O（n，p）N反应本讲稿第八页，共四十四页9（二）中子剂量的计算1.比释动能计算式中为中子比释动能因子。吸收剂量：小块组织：第四节 中子的外照射防护本讲稿第九页，共四十四页平均比释动能因子吸收剂量，将比释动能近似为本讲稿第十页，共四十四页11中子辐射权重因子中子辐

5、射权重因子WWR R，中子当量剂量换算因子，中子当量剂量换算因子f fHiHi，n n和对应的中子注量率和对应的中子注量率10Sv10Sv h h-1-1En，MeV辐射权重因子辐射权重因子WR当量剂量换算因子当量剂量换算因子f Hi，n10-15 Svm2中子注量率中子注量率LCm-2s-1 2.510-8 110-7 110-6 110-5 110-4 110-3 110-2 110-1 510-1 1 2 5 10 20 50210Po-B En2.8210Po-Be En4.2226Ra-Be En4.0239Pu-Be En4.1241Am-Be En4.5252Cf源源 En2.1

6、32222222 7.4 11 10.6 9.3 7.8 6.8 6.0 5.0 8.0 7.5 7.3 7.5 7.4 9.15 1.068 1.157 1.263 1.208 1.157 1.029 0.992 5.78719.8432.6839.6840.6540.8542.7445.54 33.1 35.5 34.5 35.2 39.5 33.21260.1240.1219.9230.0240.1270.0280.0 48.00 14.00 8.608 7.000 6.832 6.800 6.500 6.100 8.400 7.840 8.040 7.880 7.040 8.3642.

7、当量剂量计算单能：连续谱：第四节 中子的外照射防护本讲稿第十一页，共四十四页12三、中子在屏蔽层中的减弱规律（一）减弱原理第一步：快中子通过与物质的非弹性散射和弹性散射，慢化成热中子；第二步：热中子被物质俘获吸收。首先用重或较重的物质，通过非弹性散射使中子能量很快降到与原子核第一激发能级能量以下；然后，再利用含氢物质，通过弹性散射使中子能量降到热能区。第四节 中子的外照射防护本讲稿第十二页，共四十四页13某些元素的热中子吸收截面及相应俘获某些元素的热中子吸收截面及相应俘获 辐射的最大能量辐射的最大能量元素元素热中子（热中子（n,）截面截面俘获俘获之最高能之最高能量，量，MeV元素元素热中子（热

8、中子（n,）截面截面俘获俘获之最高之最高能量，能量，MeV氢氢硼硼-101）氮氮钠钠镁镁铝铝硅硅磷磷钙钙钪钪钛钛钒钒铬铬锰锰铁铁0.03238370.0750.5340.0360.2350.1600.1900.44245.84.983.113.22.352.230.47810.86.4110.097.7210.597.947.838.8510.477.989.727.2610.16钴钴镍镍铜铜锌锌锆锆鈮鈮钼钼银银镉镉铟铟锡锡钽钽钨钨铅铅铋铋37.04.83.771.100.181.152.76324501960.6252119.20.170.0847.499.007.919.518.667.1

9、99.157.279.055.879.356.047.427.384.171）系指（）系指（n，）反应的截面及其伴随的）反应的截面及其伴随的光子能量。光子能量。本讲稿第十三页，共四十四页选择吸收热中子材料时，应选热中子吸收截面大，俘获伽马辐射能量低的本讲稿第十四页，共四十四页15（二）减弱规律窄束：宽束：第四节 中子的外照射防护本讲稿第十五页，共四十四页16（三）计算宽束中子减弱的分出截面法原理：通过屏蔽材料的选择使得中子一经散射就很快被吸收，穿过屏蔽层的都是未经相互作用的中子。满足简单的指数规律第四节 中子的外照射防护本讲稿第十六页，共四十四页分出截面表示：中子通过单位厚度的材料时，从高于某

10、一能域的中子群中分出来进入较低能量的种子群的几率。可以用中子从某一能量的种子群分出的几率来考虑中子的衰减，用分出截面来计算快中子在屏蔽层中的减弱。本讲稿第十七页，共四十四页本讲稿第十八页，共四十四页19屏蔽材料必须满足的条件：（1）屏蔽层足够厚；（2）屏蔽层含像铁、铅之类的重材料，通过非弹性散射将中子能量很快降到1MeV以下；（3）屏蔽层内含有足够的氢，在很短距离内，将中子能量从1MeV降到热能，然后被吸收。宏观分出截面第四节 中子的外照射防护本讲稿第十九页，共四十四页20对于裂变中子的宏观分出截面对于裂变中子的宏观分出截面材 料普通土含水10石墨1.54普通混凝土水石蜡聚乙烯铁R，cm-10

11、.0410.07850.0890.1030.1180.1230.1576第四节 中子的外照射防护原子量A10，宏观分出截面：本讲稿第二十页，共四十四页21（四）计算宽束中子的透射曲线 中子辐射透射系数单位中子注量在屏蔽体后造成的剂量当量，单位Svcm2。：中子透射比 中子减弱倍数第四节 中子的外照射防护本讲稿第二十一页，共四十四页22（五）计算宽束中子的十倍减弱厚度第四节 中子的外照射防护本讲稿第二十二页，共四十四页23与附图与附图3232和附图和附图3434（NCRP79NCRP79图图F8F8和和F9F9）中各曲线对应的核反应、加速粒子能量以）中各曲线对应的核反应、加速粒子能量以及由此产生

12、的中子在混凝土中的平衡十倍减弱厚度值及由此产生的中子在混凝土中的平衡十倍减弱厚度值核反应核反应入射粒子能量，入射粒子能量，MeV靶物质靶物质出射中子与入射出射中子与入射粒子的夹角粒子的夹角混凝土的平均十倍衰减混凝土的平均十倍衰减厚度厚度1/10，e gcm-2（，n）1634555565658585PtOBePbOMgBePb90055067.5067.5090090067.5067.50787185868486163117（p，n）88101010121212CTaMgSSiMgSSi00000000000000007481787878787878本讲稿第二十三页，共四十四页24与附图与附图

13、3232和附图和附图3434（NCRP79NCRP79图图F8F8和和F9F9）中各曲线对应的核反应、加速粒）中各曲线对应的核反应、加速粒子能量以及由此产生的中子在混凝土中的平衡十倍子能量以及由此产生的中子在混凝土中的平衡十倍 减弱厚度值减弱厚度值 （续）（续）核反应核反应入射粒子能量，入射粒子能量，MeV靶物质靶物质出射中子与入射出射中子与入射粒子的夹角粒子的夹角混凝土的平均十倍衰减厚混凝土的平均十倍衰减厚度度1/10，e gcm-213131420CTaAlAl000010010074817171（d，n）1.681416184054BeTaTaBeAlBeBe00100100000000

14、00747474747186115（3He，n）18Cu74（，n）（，f）45238U90085本讲稿第二十四页，共四十四页25有的资料给出有的资料给出8.15108.15102222。有的资料给出有的资料给出8.3108.3102222。材材 料料化化 学学 组组 成成含氢量，原子含氢量，原子cm-3水水石石 蜡蜡聚聚 乙乙 烯烯聚聚 氯氯 乙乙 烯烯有有 机机 玻玻 璃璃石石 膏膏高高 岭岭 土土92聚乙烯聚乙烯8B4CH2OC30H62（CH2）n（CH2CHCl）n（C4H8O2）nCaSO42H2OAl2O32SiO22H2O（CH2）nB4C6.710227.8710227.92

15、10224.11022 5.710223.2510222.4210227.681022常用屏蔽材料中的含氢量第四节 中子的外照射防护本讲稿第二十五页，共四十四页26水：含氢量大，既是慢化剂，又是吸收体，氢的俘获 辐射能量低，只有2.2MeV，便于屏蔽。水的泄漏易酿成事故。混凝土：既有轻元素，又有较重的元素和一定量的水分，对中子和光子都有较好的屏蔽作用。混凝土中水含量的不同对屏蔽效果影响较大，需要进行修正。石蜡：含大量的氢，易成型，但结构性能差，高温易软化，低温易干裂，对 辐射屏蔽性能差。聚乙烯：含氢丰富，易加工成型，温度高于100C时，易软化。泥土：含水多，廉价。锂和硼：热中子吸收截面大，锂俘

16、获中子后放出的 辐射可忽略不计，硼俘获中子放出0.47MeV的 辐射，易屏蔽。本讲稿第二十六页，共四十四页27四、中子屏蔽计算（一）放射性核素中子源的屏蔽计算式中：d是屏蔽层厚度，cm；R是屏蔽材料的宏观分出截面，cm-1；A是放射性核素中子源中放射性核素的活度，Bq；y是放射性核素中子源的产额，Bq-1s-1；Ay即为中子源中子发射率，s-1；Bn是中子积累因子；q是居留因子；r是参考点离源的距离，m。第四节 中子的外照射防护本讲稿第二十七页，共四十四页28Bn取值：厚度不小于20cm的水、石蜡、聚乙烯一类的含氢材料，取Bn5；铅，Bn3.5；铁，Bn=2.6第四节 中子的外照射防护本讲稿第

17、二十八页，共四十四页 中子辐射的屏蔽防护中子辐射的屏蔽防护 中子与物质相互作用分两阶段，第一段是快中子穿过物质时减速；第二段是已减速的低能中子被物质吸收。因此，用含氢多的物质（水、石蜡等）将中子慢化；然后用吸收截面大的物质将其吸收，最合适的物质是锂和硼。常将硼和石蜡均匀混合作为中子屏蔽材料。本讲稿第二十九页，共四十四页本讲稿第三十页，共四十四页 屏蔽物的形式根据不同的防护要求，射线屏蔽物可分为固定式和移动式两种：固定式屏蔽物，如墙壁、楼板、防护门、迷宫、充水的容器（管道、水箱等）和铅玻璃观察窗等。移动式屏蔽物，如各种包装容器（铅罐、水泥桶等）、铅砖、铅背心、铅围裙和铅玻璃防护眼镜等。本讲稿第三

18、十一页，共四十四页本讲稿第三十二页，共四十四页屏蔽防护屏蔽防护本讲稿第三十三页，共四十四页核电厂的辐射屏蔽：在核电厂中，按照放射性的来源和所处的部位可以设置不同的屏蔽。核电厂的屏蔽系统一般可分为四类：为减弱堆芯辐射而设置的屏蔽称为一次屏蔽；为防止冷却剂本身所含核素的活化产物的衰变射线，在主回路设备周围设置的屏蔽称为二次屏蔽；在三废处理等辅助系统设备间所设置的屏蔽称辅助系统屏蔽；为核燃料元件装卸、运输、贮存所设置的屏蔽称工艺运输屏蔽。本讲稿第三十四页，共四十四页一次屏蔽：一次屏蔽有围板、反射层、吊蓝、热屏蔽或中子屏蔽垫(目前设计已趋向于取消）、压力容器及压力容器周围的生物屏蔽等组成。作用：减弱来

19、自堆芯的辐射，使一次屏蔽的外表面剂量水平与一回路中放射出来的射线剂量水平相当；在核电厂的整个寿期内，限制中子队一回路主设备的活化；降低堆芯中裂变产物的衰变辐射强度，以使停堆后可对一回路设备进行检修。本讲稿第三十五页，共四十四页在核电厂中，压力容器以外的生物屏蔽材料一般采用混凝土，屏蔽层的厚度必需通过中子屏蔽和射线屏蔽的设计计算确定。由于混凝土导热性能差，为防止因辐射发热而引起过量的温升和热应力，使混凝土屏蔽层脱水或产生裂缝，有时还必须在屏蔽层内设置专门的冷却系统。本讲稿第三十六页，共四十四页二次屏蔽（生物屏蔽层）二次屏蔽是普通钢筋混凝土结构。包围着一回路系统的蒸汽发生器、主泵、稳压器等设备。作

20、用：防护来自主冷却剂的辐射，并作为一次屏蔽的补充，继续减弱从一次屏蔽中泄漏出来的中子和辐射。本讲稿第三十七页，共四十四页对压水堆核电厂，主冷却剂中的辐射源主要由16N、裂变产物、腐蚀产物三部分组成。其中能量为6.13MeV的16N衰变射线是二次屏蔽厚度的决定因素，而裂变产物和腐蚀产物则是影响停堆后一回路主设备维修接近的主要因素。本讲稿第三十八页，共四十四页辅助系统屏蔽在压水堆核电厂中，辅助系统屏蔽的作用是防护来自化学容积控制系统、停堆冷却剂系统、三废处理等辅助系统的辐射源。辅助系统的辐射源完全是由主冷却剂带来的。由于从反应堆厂房到辅助系统厂房的管线很长，主冷却剂本身活化产物16N已衰变到可忽略

21、的水平，因此辅助系统屏蔽厚度主要由主冷却剂内的长寿命的裂变产物及腐蚀产物决定。本讲稿第三十九页，共四十四页工艺运输屏蔽工艺运输屏蔽包括与操作和运输放射性很强的部件或大型放射性物体有关的屏蔽。其中，最主要的是乏燃料元件的更换、运输、贮存等所需的屏蔽。乏燃料元件含有大量的裂变产物，放射性很强，约3.71018Bq/t(U)。因此，在乏燃料元件的各操作过程中都必须提供足够屏蔽。在压水堆核电厂中，燃料更换操作包括：乏燃料组件从堆芯内提出，仅过燃料运输通道的运输，在贮存池内贮存等。当乏燃料从贮存池取出运往后处理工厂时还必须设计专门的运输容器。本讲稿第四十页，共四十四页也为操作已活化的反应堆控制组件，堆内

22、构件等放射性部件提供屏蔽。本讲稿第四十一页，共四十四页源项控制法源项控制法 上述时间、距离、屏蔽等防护是外照射防护最基本的方法，三种方法可单独使用，也可两个、三个综合使用。这三种方法主要与人在操作时的行为有关，把它们叫做与人相关的防护方法。此外，在某些特殊的工作条件下，还可使用源项控制法。本讲稿第四十二页，共四十四页源项控制法源项控制法源项控制法在工作前采取控制辐射源从而减小现场放射性水平的方法。比如，用放射源进行射线探伤或刻度仪表，如果同样能达到工作目的，那么选用小源而不用大源。再如工作场所辐射水平或污染程度严重，在工作准备时如条件许可，先采取放射性自然衰变或去除污染等措施，就相当于减小了工作现场的辐射源。我们在核电机组大修之初，对一回路系统采取氧化、净化等措施，其目的在于降低一回路的放射性水平，从而降低反应堆厂房的辐射水平。本讲稿第四十三页，共四十四页源项控制法源项控制法可以说，在可能的情况下采取控制辐射源的方法无疑是降低集体剂量最有效最根本的防护方法。这种方法直接与辐射源的大小有关，因此，把它叫做与源相关的防护方法。本讲稿第四十四页，共四十四页