随着经济的发展, 核技术应用在生产生活中得到了广泛的应用, 中子辐射问题也逐渐走近了人们的生产生活。在辐射防护和剂量监测与评价中必须重点考虑。目前, 在核技术应用领域中涉及到中子辐射的主要有中子源、中子发生器和电子加速器(能量大于10MeV)等, 笔者结合实例简述核技术应用中的中子辐射剂量监测与评价。

1 原理和方法 1.1 中子剂量当量

剂量当量(H)是指人体组织中所关心的一点上的吸收剂量(D)、品质因数(Q)及其他修正系数(N)的乘积^[1], 但品质因数Q不直观且不便测量。

1.2 中子当量剂量

从辐射防护的角度考虑, 更多情况下关心的是组织或器官中所受的平均剂量, 而不是某一点的剂量当量, 由此ICRP在其第60号出版物中提出了当量剂量的概念, 建立了以平均值量为基础的防护量概念框架^[2]。

1.3 中子有效剂量

从生物效应的角度而言, 引入了中子有效剂量的概念, 定义为人体各组织或器官的当量剂量(HT)乘以相应的组织权重因数(w_T)后的和^[1]:

组织权重因子只因器官和组织的不同而异, 在进行剂量评价时, 考虑中子辐射对整个人体的影响, 组织权重因子取1, 即有效剂量近似等同于当量剂量。

1.4 中子剂量监测方法

从辐射防护的角度来说, 中子的剂量应是当量剂量, 但它是一个不便于测量的量, 常以某一点的剂量当量(可直接测量)来代替。

中子剂量监测可分为场所监测和人员监测。在中子剂量测量中, 剂量当量包含了中子品质因数和辐射权重因子, 需要考虑测量仪器的工作原理。测量中子剂量(率)可以通过以下两类方法来实现^[4]:一是测量各种成份辐射的注量和能谱, 或测出在各传能线密度区间内的吸收剂量, 或分别测量辐射场各种成份的吸收剂量, 然后各自乘以适当的辐射权重因数并求和, 此类方法比较烦琐; 二是使用组织等效电离室, 配合BF3、He-3等正比计数器, 依据注量及能量响应函数, 使得仪器对不同能量中子的响应与之所贡献的剂量成正比, 从而直接简单获得中子剂量(率), ICRP60号出版物即推荐使用该类监测仪器作为辐射防护监测和环境监测仪器首选。当然, 对于较常见的²⁴¹Am-Be中子源, 也可通过测量中子注量, 根据剂量转换因子而换算成中子剂量率。

对于个人中子剂量累积剂量, 则可以考虑佩戴CR39中子剂量计、使用个人中子剂量仪等进行监测。

2 结果和讨论

根据本单位近几年的监测情况, 对中子源、中子发生器和能量大于10MeV的电子加速器工作场所的监测结果进行了汇总。使用仪器为FH40G/FHT762型中子剂量当量率仪和使用FH40G/FHZ672型X-γ剂量率仪测量, 按《辐射环境监测技术规范》(HJ/T61 -2001)等标准布点监测, 具体测值范围见表 1。

在评价个人剂量时, 主要依据GB18871的年有效剂量限值来评价(职业人员取20mSv/a, 公众取1mSv/a)。在项目建设前作评价时, 一般取标准限值的3/10作为约束值, 对于儿童等特殊人群, 可适当取标准限值的1/10作为约束值。

对于常用的中子源和中子发生器, 除专门的对应标准如外《镅铍中子源》(GB/T12714 -1991), 还可依照《含密封源仪表的卫生防护标准》(GBZ125 -2002)" 7.3.5"的规定^[5]来进行监测和评价。需要注意的是, 由于中子辐射会引起γ辐射, 因此, 需同时监测两种辐射的当量剂量(率), 再求总的剂量^[6]。

评价密封中子源时, 主要的监测点位应是包壳或容器任意可达表面5cm处和1m处, 根据监测结果划定控制区或监督区, 同时对工作人员操作位置和公众活动区域进行监测用于评估人员剂量。对于非固定的密封中子源, 还应考虑贮存和运输时对周围环境和人员的辐射影响。监测结果中同点位γ剂量率测值一般低于中子剂量率测值。

评价中子发生器时, 监测和评价可参照密封中子源。监测结果表明, γ剂量率测值略低于中子剂量率测值。

评价电子加速器辐射防护时, 主要的污染因子为γ(X)射线, 中子只是由于γ(X)射线引起某些原子活化后产生的, 因此, 也应开展中子监测。由于机房墙壁多为混凝土, 混凝土对中子的屏蔽优于γ射线, 所以在墙壁周围监测时可以γ剂量率为主, 对γ剂量率异常的点补测中子剂量率; 而机房门主要是通过铅和低分子材料(如石蜡)分别屏蔽γ射线和中子, 石蜡层也较容易破损, 因此在监测门外剂量率时, 必须同时监测γ剂量率和中子剂量率, 一般情况下γ剂量率测值远高于中子剂量率测值。

对屏蔽效果作评价时, 应以各类标准要求的表面5cm处的监测结果为依据; 对人员剂量作评价时, 应以表面、工作人员和公众活动区域的监测结果为依据。

进行人员剂量评价时, 将γ射线剂量率和中子剂量率相加的总剂量率乘以停留时间获得的剂量与标准值相比。对于密封中子源和中子发生器项目, 由于γ辐射水平一般低于中子辐射, 应开展中子个人累积剂量监测, 有条件的情况下可同时开展γ辐射累积剂量监测。对于电子加速器项目, 由于机房外中子辐射水平较低, 一般只需开展γ辐射个人累积剂量监测, 不必开展中子个人累积剂量监测, 只是在年度进行的环境(场所)监测时, 应关注机房出入口处的中子辐射水平。

从表 2也可以看出, 在目前核技术应用领域中的辐射防护水平下, 即使以最大值4061nSv/h按年工作250天(每天8小时)来保守估算, 职业人员年有效剂量在8mSv水平, 符合相关的管理要求。一般公众由于很少接触到这类辐射源, 按职业人员的1/16保守估算, 最大年有效剂量约为0.5mSv水平。因此, 从目前的辐射防护实践来看, 该类企业相关项目的运行对人员的辐射影响是符合管理要求的。

实际工作中也发现某些涉及中子的核技术应用单位在辐射安全管理上存在错误, 如只开展了γ射线累积剂量监测, 而没有开展中子累积剂量监测; 配备了γ辐射巡测仪, 却未配备中子巡测仪器。

3 结论

对中子源和中子发生器, 应监测表面剂量和控制区边界等公众活动区域处的剂量, 个人剂量监测方面, 应以开展中子剂量监测为主; 对电子加速器项目, 应监测机房门外的中子剂量率和γ剂量率异常点处的中子剂量率, 个人剂量监测方面, 只需进行γ剂量个人监测, 无需开展中子个人剂量监测。从监测结果来看, 各项目对周围环境的辐射影响保持在可接受的水平, 江苏省内的相关核技术应用单位, 在辐射防护方面是基本符合要求的。