中子应用技术愈加广泛且技术发展迅速，中子照射装置既是中子核数据理论研究的重要工具，也是中子技术应用，如防护剂量仪表标定及中子辐照应用等重要的谱中子标准辐射，用途日益广泛。拟利用²⁴¹Am-Be中子源设计并建立一套中子辐射照射实验装置。依据国际标准^[1]《中子参考辐射第2部分：辐射防护装置标定与辐射场表征相关基本量》ISO 8259.2—2000的要求，拟利用镅铍中子源设计建立一套简易、实用的实验照射装置，采用蒙特卡洛方法，分析散射中子对辐射场分布和辐射剂量学等关键指标的影响。

1 材料与方法 1.1 中子源的溯源要求

²⁴¹Am-Be中子源具有体积小，放射性比活度大，半衰期（T = 432.2 a）长，核衰变时伴随γ射线能量低（E_γ ≈ 60 keV）。拟利用一枚活度约为1.11 TBq（30 Ci）的²⁴¹Am-Be同位素密封中子源构建实验装置。源及屏蔽体整体结构见图1。

通过标准实验室测量及传递仪器测量中子注量率的数据比对，考察其溯源性。ISO 8259.2—2000规定了中子辐射场注量率溯源基本要求^[1]。ISO 8529.1—2000推荐的参考核素中子源注量平均能量为4.16 MeV，比源强为6.6 × 10⁻⁵ s⁻¹Bq⁻¹，光子和中子剂量当量率比 ≤ 0.05。

1.2 辐射场分布

密封源尺寸为6 mm × $ \varPhi $ 1.5 cm圆柱体，贴置在有机玻璃棒（半径为2.5 cm，长为100 cm的圆柱体）几何中心轴线位置，并设置于含硼聚乙烯（内径为5 cm，外径为24 cm，高为80 cm的圆柱环）组成的屏蔽体内。中子源处于有机玻璃棒的一端，利用有机玻璃棒的移动，可以调节其处于屏蔽体内的位置。外置屏蔽体为80 cm × 80 cm × 80 cm的正方体。中子源装置位于室内的准中心位置，实验室房间由30 cm厚的混凝土墙体组成。实验室入口设置石蜡墙（长为310 cm，宽为50 cm，高为160 cm）作为出入口的中子屏蔽防护墙体^[2]，复合防护铅钢门（宽1 m，高2 m，厚度为5 cm），屏蔽防护非弹和俘获γ射线。中子源装置和空间布局见图2。

1.3 散射效应修正 1.3.1 散射中子影响

辐射场中子空间分布特性研究中，散射中子的能量分布及份额是非常重要的基础数据。不同能量的谱中子与实验室地板、墙壁等散射体作用后，散射入测量装置，引起的读数贡献（中子输运）可采用蒙特卡洛方法进行计算。依据《中子参考辐射 第2部分：辐射防护装置标定与辐射场表征相关基本量》ISO 8259.2—2000给出的2个初步限定条件：1）任何情况下，通过房间散射引起仪表读数的增加应 < 40%；2）考虑空气散射（空气衰减和散射入直射路径内中子引起的响应）及其他因素（如探测器能量响应和角响应）等影响的综合效果，中子注量率呈现连续变化的特点，即扣除散射贡献后，源-探测器距离变化应具有近似的平方反比律关系。

1.3.2 影锥转换法

影锥法^[3]是测定中子辐射场内散射中子数据分析的基础方法。方法准确程度依赖于影锥设计及源项、探测器之间的布放位置关系。影锥可有效屏蔽中子直接照射（穿透照射）到探测器的份额，利用有影锥、无影锥情况下，探测器计数不同，进一步推导散射中子对辐射场的影响。

1.3.3 平方反比律的验证

平方反比律验证是指在辐射场关注点测量得到的直射束中子注量率与距离平方反比律的偏离程度，也是评价中子标准辐射场的重要方面。

2 结　果 2.1 谱中子的空间分布

采用MCNP5X程序对中子注量的分布进行模拟。可以看出，热中子注量率较高，快中子注量率较高处为源的开口前侧区域，见图3。最高的中子注量区域出现在源区以及前向出口周围区域及聚乙烯慢化区域，呈空间对称分布，见图4。

2.2 中子注量与产额

中子注量取决于源强及关注点与源的距离。装置正前方开口处，形成了一个锥形柱分布区域，中子注量率相对稳定。开口处中子产额约为8.33 × 10⁷ s⁻¹，中子注量约为2.65 × 10⁵ cm⁻²。

2.3 中子角分布

中子源装置开口方向的0度及水平、垂直方向的 ± 45度方向，距离分别是45 cm，105 cm，以及300 cm处设置了点探测器，模拟得到中子能谱。0度方向源与探测器距离由近及远编号依次为1、2、3；水平+45度方向依次编号为4、5、6；水平−45度方向分别为7、8、9。探测器空间分布示意见图5。中子源与1、2、3位置处的中子能谱见图6。

采用影锥法扣除散射中子贡献。依据辐射剂量互易原理，影锥模拟转换分为2个部分，装置四周未设置屏蔽防护体时，从中子源射出中子未经四周防护体的散射，即穿透影锥，进入测量点的部分就是直射中子部分；考虑设置四周屏蔽防护体（墙壁）时，进入测量点的部分为直射中子和散射中子之和，则两者差值即为散射中子贡献。计算模型（设置和未设置屏蔽防护体）及上述2种情况下，模拟得到的结果见图7。

2.4 中子注量有效剂量

选用IAEA-GSR-Part3（2011）TableIII.1C表的参数^[4]，估算以ISO几何方式入射成年人类模体单能中子注量有效剂量。对表中的转换系数进行内插取值后，与对应能量MonteCarlo模拟结果中子注量的乘积，即为该能量下中子注量有效剂量。影锥厚度为20 cm时，可计算关注点（影锥后15 cm处）的快中子能谱，见图8，可以看出快中子（100 keV～10 MeV）能量范围中，散射中子引起的中子注量有效剂量占比约为32.8%，直穿中子占比高且中子注量随能量连续下降，基本满足“任何情况下，通过房间散射引起仪表读数的应小于40%”限定条件，说明实际情况下，可以利用现有条件建立起简易的快中子注量有效剂量校准辐射场，可以用于对固体核损伤径迹探测器（如：CR39）等阈能探测器的校准工作。同时，该辐射场中低于100 keV能量的热中子、中能中子区域的散射中子有效剂量占比最高约为86.4%，则说明该条件下，低能散射中子占比高，而不宜做为热中子辐射照射场使用。

2.5 平方反比律的验证结果^[5]

选取源到探测器距离为1.1～25 m范围内的9个点，验证拟合中子注量和距离r²的关系为 $ {\rm{ln}}\varPhi = 0.979\;22 \times {\rm{ln}}$ （r²），相对偏差在 ± 3%以内，相对标准不确定度约为4.89%，属于可以接受的范围，见图9。

2.6 辐射剂量学特性

从图10可以看出中子源装置附近，光子注量率最大区域在源区以及周围区域，以及中心聚乙烯慢化区域，在开口面形成了一个锥形光子注量相对稳定的分布区域。除与中子相似的分布之外，光子在开口反方向的注量率相对较高^{[5, 6]}。

参考《外照射放射防护量的转换系数》ICRP116号报告附录A，表A.1单能光子注量有效剂量转换系数和表A.5单能中子注量有效剂量转换系数^[7]。对模拟计算得到不同能量快中子和光子进行内插取值，测量点处归一化快中子注量有效剂量约为72.9 pSv/n，光子约为3.04 pSv/γ，光子注量有效剂量与中子注量有效剂量的比值约为4.17%，符合ISO 8259.2—2000提出的，同位素中子辐射标准场内测量点（标定点）满足光子和中子周围剂量当量率比 ≤ 0.05的要求^[8]。

3 讨　论

本研究利用蒙特卡洛方法，构建了镅铍中子源标准装置模型，优化了影锥设计。研究了中子输运过程及光子辐射场分布，分析了散射中子对辐射场关键指标影响^[8]。为满足光子和中子周围剂量当量率比 ≤ 0.05要求。设计了影锥，影锥由钨钢合金及含碳化硼的天然橡胶、丁苯橡胶等组成^[9]，测量点设置在影锥后15 cm处。影锥厚度为50 cm时，模拟得到的散射中子占比为84.8%，说明影锥过厚，直射中子被慢化和吸收的份额很高，散射中子在整个中子份额中占到很大的比重。优化及调整影锥厚度，提高直射中子份额，使散射中子占总中子份额降低到40%以下。影锥厚度取为20 cm时（10 cm厚的钨钢合金及10 cm厚含硼天然橡胶），散射快中子份额为32.8%，使得散射中子份额基本符合《中子参考辐射 第2部分：辐射防护装置标定与辐射场表征相关基本量》ISO 8259.2—2000的散射中子本底要求，对平方反比律验证的结果表明，计数相对偏差在 ± 3%以内，满足ISO 8259.2—2000的基本要求。

参考GBZ/T244—2017^[10]，²⁴¹Am-Be同位素中子源的中子产额约为5.9 × 10⁻⁵ n/Bq；活度约为30 Ci，则距裸源1 m处的中子注量约为：

（30 Ci × 37 GBq/Ci × 10⁹ Bq/GBq × 5.9 × 10⁻⁵ n/Bq）/（4 × 3.14 × 100 cm × 100 cm） ≈ 5.21 × 10² n/cm²

考虑影锥屏蔽吸收中子的作用，衰减比约为1.05 × 10⁻²，距源55 cm处（测量点）注量18 n/cm²，中子周围剂量当量为18 n × 72.9 pSv/n ≈ 1.32 × 10³ pSv/cm²。通过对测量点（标定点）的中子注量有效剂量的估算可以说明，同位素中子源活度取为20 Ci～500 Ci时，可以满足同位素中子照射辐射场的要求，并初步建立了中子照射装置的理论模型^[11]。