周围剂量当量H*(d)是在工作场所辐射剂量监测中使用的实用量，空间某点的H*(10)值也可作为位于该处的人体所受有效剂量当量的近似值。由于中子周围剂量当量与中子能量密切相关，表现为中子注量向剂量当量的转换系数h_Φ强烈依赖于中子能量^[1]，决定了工作场所中子注量——能量分布谱，即辐射场中子能谱Φ_E的获取是准确测算中子剂量的必要前提：一是直接测算，通过在全能量段内将Φ_E与h_Φ相乘积对能量取积分获得；二是标校剂量仪器作相对测量，选取与工作场所中子能谱相近的参考辐射场对便携式中子剂量仪器进行标校，之后测量获得。

多球中子谱仪由于能量响应范围宽、操作简便、解算巧妙而广泛应用于以剂量测算为目的的中子能谱测量中。自1960年问世以来^[2]，较为成熟的多球中子谱仪产品包括英国Centronic公司与德国标准计量机构PTB合作设计的NEMUS多球中子谱仪、美国LUDLUM 42-5型多球中子谱仪、加拿大ROSPEC多探测器中子谱仪等；国内方面，以清华大学与同方威视联合研发成功的MNSIL 100多球谱仪^[3]为代表，多家科研机构结合自身需求研发了多种变体样机，并开展了相关测量研究^[4−6]。

本文以一套多球中子谱仪为例，在介绍其工作原理、调试方法的基础上，重点针对实验室本底环境中子、同位素中子源、可控中子源三种辐射场，测量并获取中子能谱、进行周围剂量当量转换与测量比较，并对结果加以分析，给出多球中子谱仪在中子周围剂量当量测量中的应用建议。

多球中子谱仪采用英国Centronic公司SP9球形³He正比计数器作为热中子探测器；聚乙烯慢化球直径为7.62 cm、10.16 cm、12.70 cm、15.24 cm、17.78 cm、20.32 cm、22.86 cm、25.40 cm、27.94 cm、30.48 cm；热中子探测器输出电压脉冲信号经电荷灵敏前置放大器、串行多道分析器、RS485转USB通信模块，将测量计数送入计算机，如图 1所示。

图 1

图 1 多球中子谱仪系统框图 Figure 1 Block diagram of the multisphere neutron spectrometer

中子在进入热中子探测器之前，与聚乙烯慢化球中的碳、氢元素发生弹性散射逃逸、或发生反应被俘获吸收损失掉一部分；只有经聚乙烯慢化后进入热中子探测器的中子才可能被探测记录到。对于每个慢化球而言，其探测效率随着入射中子能量的关联关系称为“能量响应函数”，第i个慢化球所测得的中子计数率N_i为：

式中：φ_j表示将全能量段中子分成n段，每段能量宽度为ΔE_j的第j个能群中子注量率；R_ij表示第i个慢化球对第j个能群中子的响应函数^[7]。

对于一套由m个慢化球组成的多球中子谱仪，将式(1)写成矩阵形式，有：

式中：N为m维列向量，表示m个慢化球的计数率；R为m行n列的响应矩阵，每一行表示一种尺寸的慢化球对n个能群中子的响应函数；φ_E为n维列向量，表示n个能群中子的群注量率，即中子能谱。

实际测量中，通常已知能量响应矩阵R，测得每个慢化球的计数响应N_i，反解矩阵即可得到φ_E。描述中子辐射场注量分布的φ_E通过中子注量—周围剂量当量转换系数，即可得场所周围剂量当量率。

获得每个慢化球下准确的中子计数率是求解能谱、换算剂量的前提，但中子实验中通常伴有的γ辐射也会对探测器贡献计数。本节从中子探测机理出发，采用脉冲幅度分析法进行中子-γ甄别。

在Am-Be中子源附近，使用20.32 cm慢化体，设置³He正比计数器的工作电压为815 V，主放大器放大倍数为60，采集探测器输出的脉冲幅度分布谱，如图 2所示。

图 2

图 2 探测器输出的脉冲幅度谱 Figure 2 Pulse height spectrum for the output of detector

经慢化后的中子进入SP9探测器，与³He气体发生核反应：

反应放出的765 keV能量在氚核T和质子p之间分配。根据动能守恒、动量守恒定律，T与p分别获得总能量的1/4与3/4，即191 keV、574 keV作为其出射动能。如果这些动能以电离工作气体的形式全部沉积，则会形成脉冲幅度谱中的(T+p)峰位。如果核反应发生在SP9球型探测器内壁附近，由于壁效应导致765 keV能量部分沉积于工作气体，在(T+p)峰位左侧出现坪台状分布：1) T所携动能完全沉积，而p所携动能部分沉积，对应于坪Ⅰ，起始道址对应于仅T所携191 keV动能完全沉积；2) p所携动能完全沉积，而T所携动能部分沉积，对应于坪Ⅱ，位于坪Ⅰ之上，但不明显，起始道址对应于仅p所携574 keV动能完全沉积。

以上为中子计数区，坪台左侧为γ计数区。虽然产物无激发态退激，但源于环境天然放射性、Am-Be中子源自身的γ辐射、慢化中子的辐射俘获等，也会对探测器造成γ响应^[7]。由于中子与³He核反应放能低，导致中子计数坪区与γ计数区相交连，甄别阈必须准确设置。

中子与γ甄别阈可以通过目测的方法设置，γ计数率随道址增加而减少；中子计数率随道址而增加。因此，在脉冲幅度谱上产生一极小值点，即为中子与γ甄别阈。准确起见，应在多道分析器动态范围内，尽量调大放大倍数，拉宽交连区，减小甄别阈设置偏差对中子计数率的影响。

更加准确的设置方法是调整好多道分析器的放大倍数与偏压，使道址与所沉积的T、p能量成正比。再利用T起坪能量是(T+p)峰位对应能量的1/4，得出中子计数的起始道址即为(T+p)峰位道址的1/4。图 2中(T+p)峰位在1400道，于是可知中子与γ的甄别阈为350道。

脉冲幅度谱不仅能为测量前提供准确的中子-γ甄别阈设置依据；还可以在测量过程中帮助判读谱仪的工作状态，目的是剔除野值，确保各慢化球测得的中子计数率N_i准确可靠。

确定了多道参数，探测器输出脉冲幅度谱的形状均为图 2所示，与中子源的种类、强度、能量，慢化体的大小，以及测量环境的几何空间位置等因素关系不大。在测量过程中一旦发现脉冲幅度谱发生畸变，即与图 2所示曲线走势不同，应果断暂停，重新测量。例如：因谱仪开机时间过短预热不充分，以及测量过程中供电网络的不稳定，均有可能对核电子学电路产生影响，或导致探测器工作气体的倍增系数不稳，造成谱形畸变，如图 3所示，从而影响计数的准确，最终影响中子能谱的反演。因此，脉冲幅度谱在测量过程中，必须时时予以关注。

图 3

图 3 因气体倍增系数不稳导致的脉冲幅度谱畸变 Figure 3 Pulse height spectrum distortion caused by instability of gas multiplication factor

使用多球中子谱仪，分别对本底环境中子、Am-Be中子源、氘氘(DD)中子管连续出射中子三种辐射场，测量每种尺寸慢化球下的中子计数率N_i。实验场所为实验楼地下一层，房间为12 m(l)× 6m(w)×4 m(h)，系钢筋混凝土结构，室内空旷。多球中子谱仪SP9探测器几何中心距地面1.2 m，位于地平面正中心；距Am-Be中子源、DD中子管均0.5 m，中心连线与地面水平，测量结果如表 1所示。

表 1

表 1 三种辐射场中子计数率测量结果 Table 1 Neutron counting rate for three kinds of radiation fields 慢化球直径 Diameter / cm 环境本底 Background / s−1 Am-Be中子源 Am-Be neutron source / s−1 DD中子管 DD neutron tube / s−1 7.62 0.0050 2.91 19.7 10.16 0.0042 6.45 32.9 12.70 0.0038 10.07 43.4 15.24 0.0049 13.02 52.2 17.78 0.0037 14.67 49.7 20.32 0.0030 13.99 44.9 22.86 0.0029 13.90 38.0 25.40 0.0021 12.66 33.0 27.94 0.0018 11.32 28.2 30.48 0.0016 11.56 23.8

表 1 三种辐射场中子计数率测量结果 Table 1 Neutron counting rate for three kinds of radiation fields

测得每个慢化球的计数响应N_i后，结合能量响应矩阵R，如图 4所示^[8]，反解矩阵(2)即可得到中子能谱φ_E。

图 4

图 4 能量响应矩阵曲线 Figure 4 Matrix curve of neutron energy response

由于慢化球个数m远小于中子能量区间数n，这是一个典型的少道解谱问题，可使用迭代法、最大熵法、非线性最小二乘法、遗传算法、神经网络算法等求解。本文选用GRAVEL迭代算法解谱^[9]，其优点是：对初始条件的预置谱要求不是太严格，只要在形状上大致相似，迭代公式会参照测量值和响应矩阵来调节中子能谱的形状，最终获得一个较为理想的结果。如果实在没有预置谱的先验信息，可以用均匀分布代替。

限定能量分析区间为1×10⁻⁹~10 MeV，反演解得上述三种场所的中子能谱如图 5~7所示。

图 5

图 5 实验室本底中子能谱 Figure 5 Background neutron spectrum of laboratory

图 6

图 6 Be中子源能谱 (a)全能量段，(b) 0.1~100 MeV能量区间段 Figure 6 Neutron spectrum of Am-Be neutron source (a) Full energy range, (b) Energy range between 0.1 MeV and 100 MeV

图 7

图 7 DD中子管辐射场能谱 Figure 7 Neutron spectrum of radiation field from DD neutron tube

图 5中，实验室本底环境中子能谱主要有两个峰区间：

1) 蒸发中子区^[10]。该区域中子能量在0.1~ 10MeV之间，其主要来源是宇宙射线中的中子与大气及建筑发生共振核反应，退激发而形成的能量在0.1~10 MeV之间的中子。

2) 热中子区。该区域的中子能量小于0.4 eV，最可几分布在10⁻⁸~10⁻⁷ MeV，基本符合麦克斯韦分布^[10]。该部分中子来源于空气中的中子与实验室墙壁、地面等各种物质发生碰撞散射，最终达到热平衡状态，从而在本底中子能谱图上形成热中子峰。

图 6(a)中，Am-Be中子源辐射场能谱主要有三个峰区间：

1) Am-Be源中子峰区。主要在1~10 MeV之间，峰位在3 MeV附近。国标GB/T 14055.12008给出：Am-Be中子源出射中子的能量主要在1~10 MeV，在3.1 MeV、4.4 MeV、6.6 MeV、7.7 MeV、9.8MeV附近存在极值，在3.1 MeV处存在最大值^[11]。与国标作归一化比较，如图 6(b)所示，反演得到0.5 MeV以上的中子能谱与国标基本一致，但存在峰位偏差，这是由于多球谱仪的能量分辨本领有限所致。

2) 蒸发中子区。主要在10⁻¹~1 MeV之间。由于实验时，并未使用中子准直器，四周为混凝土墙壁，Am-Be中子源所发出的1~10 MeV中子与混凝土墙壁发生碰撞散射，损失一定的能量后再进入探测器，其实质是Am-Be中子源的次级中子谱^[10]。

3) 热中子区。峰位在1×10⁻⁷ MeV附近。Am-Be中子源所发出的中子、散射中子、环境本底中子与实验室的墙壁、地面等各种物质发生碰撞散射，最终达到热平衡状态，形成了热中子区。由于Am-Be中子源比较强，压低了热中子峰区高度。

从图 6(a)中可见，实验测得能谱与蒙特卡罗模拟结果的三个峰区间基本一致。

图 7中，DD中子管辐射场能谱主要存在三个峰区间：DD中子源峰区、蒸发中子区、热中子区，分析与Am-Be中子源辐射场类似，但DD中子源峰区峰位在2~3 MeV之间，这与DD中子管出射中子的最可几能量是一致的。

描述场所中子辐射水平的实用量—周围剂量当量可由中子注量转换得来。周围剂量当量率：

式中：h_Φ代表中子注量—周围剂量当量转换系数，将式(4)改写为离散形式：

式中：${h_\mathit{\Phi} } $ (E_i)由国际放射防护委员会(International Commission on Radiological Protection, ICRP) 74号报告中的表A.42给出^[12]，φ(E_i)由之前解得的中子能谱数据获得。上述三种辐射场的注量率与周围剂量当量率转换结果，按中子能量群分区间统计，如表 2所示。

表 2

表 2 三种辐射场注量率与周围剂量当量率转换结果 Table 2 Neutron fluence rate and ambient dose equivalent rate for three kinds of radiation fields 辐射场类型 Kinds of radiation fields 物理量 Quantity 能群Energy groups 热中子 Thermal neutron < 0.4 eV 慢中子 Slow neutron 0.4 eV~ 100 keV 快中子 Fast neutron 100 keV~ 10 MeV 全能量段 Full energy range 10−9~10 MeV 环境本底 Background 注量率 Fluence rate / cm−2∙s−1 3.25×10−3 2.44×10−4 1.32×10−3 5.13×10−3 周围剂量当量率 Ambient dose equivalent rate / μSv∙h−1 1.3×10−4 2.2×10−11 2.2×10−3 2.3×10−3 Am-Be中子源 Am-Be neutron source 注量率 Fluence rate / cm−2∙s−1 2.66×10−1 8.61×10−1 6.61 7.52 周围剂量当量率 Ambient dose equivalent rate / μSv∙h−1 2.0×10−2 1.5×10−2 9.0 9.0 DD中子管 DD neutron tube 注量率 Fluence rate / cm−2∙s−1 6.60 4.21 16.53 29.31 周围剂量当量率 Ambient dose equivalent rate / μSv∙h−1 0.3 0.3 20.5 21.1

表 2 三种辐射场注量率与周围剂量当量率转换结果 Table 2 Neutron fluence rate and ambient dose equivalent rate for three kinds of radiation fields

从以上数据可以得出：实验室环境中子周围剂量当量率2.3 nSv·h⁻¹；Am-Be中子源0.5 m距离周围剂量当量率9.0 μSv·h⁻¹；DD中子管轴线正前方0.5 m周围剂量当量率21.1 μSv·h⁻¹。三种辐射场，快中子为周围剂量当量的主要贡献者。有源辐射场，热中子与慢中子剂量相当，比中子源直接所致周围剂量当量小两个数量级。

使用其它类型经检定合格的中子剂量仪器与多球中子谱仪同时对三种辐射场进行测量比较，结果如表 3所示。

表 3

表 3 不同类型仪器周围剂量当量率测量结果比较 Table 3 Comparison of neutron ambient dose equivalent rate by different kinds of instruments 辐射场类型 Kinds of radiation fields 多球谱仪 MNS / μSv∙h−1 比较仪器Comparative instruments 测量结果 Results / μSv∙h−1 型号 Model 检定时的参考辐射场 Reference radiation while calibrating 环境本底 Background 2.3×10−3 1.8×10−3 HAMN高灵敏中子监测仪 HAMN high sensitivity neutron moniter Cf-252中子源参考辐射场 Cf-252 reference neutron radiation Am-Be中子源 Am-Be neutron source 9.0 8.8 便携式中子测量仪 Portable neutron moniter Am-Be中子源参考辐射场 Am-Be reference neutron radiation DD中子管 DD neutron tube 21.1 19.6 LB6411中子剂量率仪 LB6411 spherial neutron dosimeter Cf-252中子源参考辐射场 Cf-252 reference neutron radiation

表 3 不同类型仪器周围剂量当量率测量结果比较 Table 3 Comparison of neutron ambient dose equivalent rate by different kinds of instruments

比较测量结果：多球中子谱仪测得的中子周围剂量当量率结果与另三台经检定过的中子测量仪器测量结果基本一致^[13]。

产生差异的主要原因分析如下：除多球谱仪以外的单慢化体中子剂量仪器的测量原理，通常是直接测量中子计数率，再将其转换为中子剂量率。如前所述，探测器对不同能量中子的探测效率不同，于是，计数率为：

如果能够将仪器的探测效率设计成为与ICRP 74号报告中给出的中子注量—周围剂量当量转换系数h_Φ(E)趋势一致，即：

k为常数，那么，

仪器计数率与中子周围剂量当量率成正比，系数k为响应因子。即仪器响应与中子能量解耦，辐射场能谱差异将不会导致剂量误差。但实际上探测效率ε很难设计成与h_φ(E)趋势一致，设仪器实际探测效率：

实际计数：

(10)

仪器响应因子：

不再为常数，而与现场中子能谱有关。只有当待测辐射场中子能谱与仪器校准时的参考辐射场一致时，所测到的剂量率值才是准确的；否则，将会产生误差，因为仪器装订的是参考辐射场下的响应因子，能谱与现场不同，而k’并未作调整。

多球中子谱仪测量周围剂量当量，是以现场所测能谱为基础经转换得来的，可以有效规避上述问题。如果条件允许，使用一套校准后的多球中子谱仪，按本文所述方法测量周围剂量当量是最准确的。

更多情况下应用于中子辐射场监测的，是便携式单慢化体剂量仪器，如表 3中的便携式中子测量仪，这时，选择能谱一致、源项一致的中子参考辐射场来校准仪器，是测准辐射场中子周围剂量当量的前提。

如果未知辐射场源项或遇复杂的混合场，最好的办法，是使用多球中子谱仪测得现场中子能谱；再选择能谱相似的参考辐射场来校准仪器。这尤其适用于核设施内部或周围大规模布放的、用于长期值守的固定式中子剂量仪器。

使用便携式中子剂量仪器应急出动对辐射场监测时，无法预知辐射源项；也没有机会预先测量中子能谱。如表 2所列三种辐射场，100 keV~10 MeV的快中子是中子周围剂量当量的绝大部分贡献者，应选择主要能量段位于100 keV~10 MeV之间的中子参考辐射场对便携式中子剂量仪器进行校准。虽无具体能量针对性，但能保证剂量的主要贡献能段测量准确。国标推荐：最好选用Am-Be(α, n)源或²⁵²Cf自发裂变源开展常规校准^[11]。

本文以多球中子谱仪测算周围剂量当量的工作机理为主线，详细介绍了采用脉冲幅度甄别法进行中子-γ甄别，准确测得每一慢化球中子计数率响应；测量并获取了实验室本底环境中子、Am-Be中子源、DD中子管出射中子三种辐射场的中子能谱，并予以分析；在此基础上，进行周围剂量当量的转换，并进行分能段剂量贡献统计，从结果来看，快中子是中子周围剂量当量的主要贡献者；在比较测量中，对三种单慢化体中子剂量仪器产生的误差进行了分析，并给出了依靠多球中子谱仪测准中子周围剂量当量的三点建议。

多球中子谱仪以现场能谱测量为基础的周围剂量当量测算模式，提供信息量大和准确度高。现场能谱的获取，以及对不同能量段中子剂量贡献比重的细致划分，除了可以科学合理地指导中子剂量仪器的标校；还能根据中子源项的重点能量段进行有针对性的辐射防护设计，精准有效指导外照射剂量防护工作的开展。