中国辐射卫生  2001, Vol. 10 Issue (4): 200-201  DOI: 10.13491/j.cnki.issn.1004-714x.2001.04.005

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鲁永杰, 王月兴, 杨翊方. 个人中子剂量计[J]. 中国辐射卫生, 2001, 10(4): 200-201. DOI: 10.13491/j.cnki.issn.1004-714x.2001.04.005.
LU Yong-jie, Wang Yue-xing, Yang Yi-fang. Personal Neutron Dosimeter[J]. Chinese Journal of Radiological Health, 2001, 10(4): 200-201. DOI: 10.13491/j.cnki.issn.1004-714x.2001.04.005.

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收稿日期：2001-04-12
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个人中子剂量计
鲁永杰 , 王月兴 , 杨翊方     
海军医学研究所, 上海 200433
收稿日期：2001-04-12
作者简介：鲁永杰(1947~), 男, 陕西临潼人, 副研究员, 主要从事辐射防护研究.
摘要：目的 介绍一种新的个人中子剂量计的原理、结构及剂量测量特性。方法 结合有关文献报道, 对剂量计配用6LiF(Mg, Cu, P)和7LiF(Mg, Cu, P)探测器测量241Am-Be源中子和γ射线的实验数据进行评价。结果 测量数据显示了良好的线性和重复性, 测量中子的灵敏度是测量60Co γ射线的0.72, 结果有可比性。结论 本剂量计满足在能量4.4 MeV以内的n或n-γ辐射场的人员监测要求。
关键词：中子剂量计    n-γ辐射场    中子谱反照灵敏度    中子当量剂量    
Personal Neutron Dosimeter
LU Yong-jie , Wang Yue-xing , Yang Yi-fang     
Naval Medical Institute, Shanghai 200433, China
Abstract: Objective To intruduce the principle, structure and character of a new personal neutron dosimeter. Methods In combination with relative documents, the dosimeter datum measured on neutron and γ rays emitted by 241Am-Be source, when 6LiF (Mg, Cu, P) and 7LiF (Mg, Cu, P) are disposed, are evaluated. Results Its measurement results showed good linear relationship and can be repeated.The sensitivity of neutron detection is 0.72 times of 60Co γ rays and this result is similar to that to be reported previously. Conclusion The measurement results of this dosimeter has been satisfied with the requirement of personel dose measurement in n or n-γ radiation field under 4.4 MeV energy.
Key words: Neutron Dosimeter    n-γ Radiation Field    Neutron Spectrum Albedo Sensitivity    Neutron Dose Equivalent    

介绍一种新的个人中子剂量计。在按照使用要求放置探测器的条件下可同时测量人员在n或n-γ辐射场中接受的γ、热中子和快中子剂量。其中, 锡(Sn)区主要用于测量热中子和快中子的总剂量, 镉(Cd)区主要用于测量快中子剂量, 两区结合使用可区分热中子和快中子剂量。根据对241Am-Be源中子剂量的测量结果, 探讨了其用于人员中子剂量测量的可行性。

1 原理和方法 1.1 实验原理Cd能俘获热中子, 同时也产生俘获

γ光子, 但不同材料的热释光探测器对一定量的俘获γ与60Co γ光子照射响应的比值基本一致。6LiF对热中子十分灵敏而对快中子不灵敏, 可测量热中子累积剂量。7LiF能测量n-γ场中的γ剂量。在n-γ场中工作的人员所受的辐射剂量符合相加原理。

在剂量计盒内, Sn区入射面覆盖有0.8 mm厚的Sn片, Cd区入射面覆盖有0.8 mm的Cd片, 两区的出射面都有1 mm厚的铝(Al)片, 原理示意见图 1。本设计还配备有足够厚度的轻元素材料, 以满足中子剂量当量测量和建立电子平衡条件的需要。通过在Sn区和Cd区配对使用6LiF和7LiF探测器, 可测量中子剂量。

图 1 中子剂量测量原理示意图
1.2 材料和方法

照射实验使用英国产环状241Am-Be中子源, 直径4 cm, 厚度4 mm, 活度3.7×109Bq, 剂量当量率2.6 × 10-5Sv/(h·Ci·m)。照射时剂量计距中子源中心距离50 cm, 剂量计置于30 cm ×30 cm ×25 cm的长方体铝桶表面, 铝桶壁厚0.5 mm, 桶内盛满水。

探测器为6LiF(Mg, Cu, P)和7LiF(Mg, Cu, P), 读出器为RGD-3热释光测量仪, 皆为总装防化研究院生产。实验中每个照射量点使用TLD 5只(探测器10只), 测量温度240℃, 测量时间10 s, 探测器照射前使用HW-Ⅱ热释光精密退火炉在240℃恒温退火10 min。

2 测量结果 2.1 线性

线性检验在4个照射剂量点进行, 数据见表 1。

表 1 剂量计测量241Am-Be 源中子剂量线性结果(x ± s )
2.2 重复性

重复性检验用2批剂量计完成, 照射的当量剂量均为68.64 ×10-5 Sv。表 2是第1批剂量计的3次检验结果。

表 2 剂量计测量241Am-Be 源中子照射重复性结果(x ± s )
2.3 241Am-Be中子谱反照灵敏度

241Am-Be源除发射平均能量为4.4 MeV的中子外, 241Am还发射能量为59.5 keV的γ射线。通过计算剂量计对单位当量剂量快中子响应与对单位照射量59.5 keV γ射线响应的比值, 并借助本剂量计的γ光子能谱灵敏度曲线[1]进行估算, 可以确定单位当量剂量快中子响应与单位照射量60Co γ射线响应的关系, 即241Am-Be中子谱反照灵敏度。

根据241Am-Be中子源的当量剂量率值[2], 使用表 2中Cd区6LiF 3次测量的均值(减去7LiF的响应值), 可以计算出剂量计对单位当量剂量(10-5 Sv)快中子的响应为0.00272。同样, 根据241Am(59.5 keV γ光子)的照射率常数值[3], 使用Cd区7LiF的均值可以计算出同一照射期间(距离50 cm, 时间66 h)剂量计对单位照射量(2.58 ×10-7 C/kg)γ射线的响应为0.00209。比较可见, 剂量计Cd区对单位当量剂量快中子的响应是对单位照射量59.5 keV γ射线响应的1.30倍。从文献[1]中Cd区的能响曲线可见, 剂量计对59.5 keV γ射线的响应相当于60Co γ射线响应的0.55。依次推算, 本剂量计Cd区对单位当量剂量快中子的响应约为对单位60Co γ照射量响应的0.72。

2.4 剂量的测量与计算

在Sn区和Cd区分别布放一对6LiF (Mg, Cu, P)和7LiF(Mg, Cu, P)探测器进行混合场剂量测量。如果剂量计受照射后, 用RS6、RS7分别表示Sn区6LiF及7LiF的响应, 用RC6及RC7分别表示Cd区6LiF和7LiF的响应, 并且分别用Df、Dt、Dr表示接受的快中子、热中子和γ剂量, 测可得到下列关系式:

(1)

这里RS6、RS7、RC6及RC7都是用60Co γ射线单位照射剂量响应归一化的值。Kt及Kf分别是受单位当量剂量热中子和快中子照射时的响应(系数), 同样用单位60Co γ剂量响应值归1。

于是, 由方程组(1)可获得Dr、Df及Dt :

(2)

RS7实际上应与RC7相同, 可用RS7与RC7的平均值代表γ响应。但有时由于7LiF中残留6LiF, 使RS7明显大于RC7, 这时就不能用RS7代表Dr。

3 讨论

就测量而言, 本剂量计用于241Am-Be源中子测量具有较好的灵敏度、线性和重复性。本研究使用单位当量剂量的4.4 MeV中子响应与单位照射量1.25 MeV γ响应的比值表示剂量计的灵敏度, 数值约为0.72。根据文献报道的人体反照热中子与入射中子能量的关系曲线[4]可知, 反照热中子数量随入射中子能量的减小而增大, 1 keV和10 keV入射中子的反照中子数量分别是4.4 MeV入射中子反照数量的2.3倍和2倍, 说明本剂量计至少对能量在4.4 MeV以下的中子辐射场及相应能量范围的n-γ混合场, 其测量灵敏度是足够的。文献[4]的曲线还显示, 4.4 MeV与1.25 MeV入射中子的反照热中子比值约为0.75, 近似于0.72, 这在一定程度上反映了本剂量计用于不同中子辐射测量时的可比性。

就评价而言, 必须了解入射中子对于生物组织的当量剂量转换因子。从文献[4]报告的“中子能量与当量剂量转换因子曲线”知, 当量剂量转换因子在10 keV到1.25 MeV之间随入射中子能量成正比例增加, 在1.25 MeV到4.4 MeV之间基本一致, 但在1.25 MeV时的数值已是10 KeV的14倍。这提示对人员的剂量评价必须注意高能中子的影响。本剂量计可用于4.4 MeV中子测量, 能满足剂量评价要求。

就存在问题而言, 由于从人体反照出的中子数量及中子注量转换成当量剂量的系数都随入射中子的能量而变化, 从而使剂量计的总响应有很大的能量依赖性。因此在实际使用时, 还需要针对拟测源项确定具体的反照系数。待国内建立类似于ISO标准化辐射防护用中子源谱[5]后, 将可规范地进行。

参考文献
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鲁永杰, 王月兴, 马晓林, 等. n-γ混合场监测用的新型个人剂量计[J]. 核电子学与探测技术, 2000, 20(1): 22. DOI:10.3969/j.issn.0258-0934.2000.01.006
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ISO 8529(1989), Neutron reference radiations for calibrating neutron measuring devices used for radiation protection purporses and for determining their response as a function of neutron energy[S].