GB T 14055-1993 校准辐射防护用的中子测量仪表并确定其能量响应的中子参考辐射.pdf

1、UDC 614.876 F 74 GB 14055 93 中中中回足，确Neutrort reference tdiations for calibrating neutrort-measuring devices used for radiation protection purposes and for determining tbeir response as a function of neutron energy 平1993-07-01 1993-01-04发布 发布局监术技家、rlJ九 斗 、中华人民共和家际准校准辐射防护用的中子测仪Neutron reference radiat

2、ions for calibrating neutron 皿easuringdevices used for radiatlon protection purp制esand for determlning tb由re酬nse酣afunction 0 ,. neutron energy GB 14055 93 本标准等效采用国际标准ISO8529-:1989 6. 5 O. 31 S) 241Am_B 432 2.8 1.6XI0-; 5XIO- 1. 9 X 10-19 (a., n) 241 Am-Be (恒，n)432 4. 4 6.6X lO-; 2XI0-19 1. 9 X 10-19

3、 注，1)直径为300mm的重水球，外包厚度约为lmm的锚壳层。2)剂量当量(谱的平均中子能量参见3.7条定义。3)对于2S2Cf源，其值与源中含有的锅的质量有关g对于锯基中子源，其值与源中含有错的活度有关。4)暂行规定照射量对剂量当量的转换系数取为o.oISv/2.58XIO-C，kg-. 5)源的钢密封包壳厚约为2.5mmo4.2 常规校准用的中子源特性4.2.1 源的类型中子测量仪表的常规校准，应选用2l;2Cf自发裂变源或Z41Am-Be(，n)源。通常2S2Cf中子源具有高比源强，因而其体积相对比较小。锯基中子源应由均匀压缩的氧化锯与皱(或硕)的混合物组成。也可使用锯合金源。4.2.

4、2 中子源强的谱分布4 GB 14055-93 附录A(补充件)给出了本标准表1中推荐的放射性核素中子源的源强谱分布资料。其中252Cf自发裂变源在100keV10MeV能区内的中子源强谱分布BE可用下式描述z式中，T一谱参数(常数)，暂取为1，42MeV, E一二中子能量，MeV;B-中子源强度，s104.2.3 中子注量对剂量当量的转换系数对于本标准推荐的放射性核素中子源，必须采用本标准附录B(补充件)中给出的中子注量对剂量当量的平均转换系数值问计算其剂量当量。4.3 源产生的中子注量率中子源发射的中子，通常是在以该源几何中心为原点的某个坐标系统中显出各向异性。圆柱体源在。方向(见图1)的

5、角源强Bn，只依贩子。角，而与方位角没有显著关系。角源强在0=90。附近变化最小，应该选用这个方向进行校准。(11) BE =圣二xn X e-E1T X B 、T3/2喃喃a 各向异性发射源情况下的坐标系统示意图lIll-illil-dQ 图l 、4 一一dB 中子源强B及在8等于90方向的角源强E召，必须由基准或标准实验室测定。在。为90方向取t:，.(不大于140，对应的立体角Ml为3.8X 10-38r.距源中心J处的中子注量率可以表示为25 也式中中子注量率，sz-m-2;GB 14055-93 dB . 1 C.900) = ;:; x d.a n 2 l一一探测器灵敏中心至源中心

6、的距离，mgdB dJ1 角源强，S-l.sro由此式得到的中子注量率，还应对空气吸收、空气和周围物质的内散射效应进行修正。4.4 中子源强度的校准. (1 2) 4. 4. 1 制造厂供应的Z41Am_Be(，川，川Am-BC，川和252Cf中子源，应附有该源同位素成分的检验合格证书;其源强在使用前必须由基准或标准实验室进行校准。由基准或标准实验室校准的中子源，通常可以使其源强的不确定度达到1.5%左右(1)。4.4.2 随着时间的推移，这些锯-镀中子源和锯棚中子源的组分可能发生一些改变，从而使其中子源强也发生相应变化。对这些锯基中子源应每隔5年重新校准一次。4.4.3 目前252Cf半衰期

7、的不确定度为士o.5%士0.7%。经过大约两个半衰期(即5年左右)以后，由半衰期不确定度导致的中子源不确定度约为土1%.达到可以与最初校准时的不确定度相比较的水平。因此亦应对252Cf中子源每隔5年重新校准-次。4.4.4 由于放射性衰变的影响，所有放射性核素中子源强必须进行衰变修正。4.5 辐照室通常中子辐照室或刻度室具有厚墙(例如混凝土)屏蔽，设计辐照室时，在实际可行的范围内，应使室内尺寸尽可能大G房间散射和空气散射中子带来的修正量大小以及辐照场内辐射量的不确定度，都与房间的尺寸紧密相关，所以必须根据特定的刻度室和中子源情况，确定散射中子的影响。5 用于确定中子测量仪表能量响应的参考辐射在

8、本标准中，专门指定多种参考辐射作为确定中子测量仪表能量响应特性之用。这些中子参考辐射还可用于1固定剂量率响应和角响应，也可用于中子测量仪表的常规校准。这些参考辐射只能在某些专门实验室中得到，所以在此只叙述各类中子参考辐射产生方法的一般原理。5. 1 一般特性表2列出了本标准推荐用于测定能量响应的14种中子能量的参考辐射及其产生方法。其中包括了若干种具有窄谱分布的放射性核素中子源。5. 2 反应堆产生的中子参考辐射5. 2. 1 一般要求必须使用单向中子束进行校准。如果该中子束的直径比被校准的中子测量仪表的尺寸小得多，则可月1仪表在中子束中进行合适的横向扫描方法，以模拟宽束辐照。5.2.2 热中

9、子束5.2.2.1 本标准规定，凡是能量低于锅截止能(对lmmCd为O.51eV)的中子，均称为热中子飞真正的热中子注量率r，们则是指由附录CC补充件)的转换系数推导出该剂量当量率所需的中子注量率。注，1)包括低于孀截止能的某些超热中子的少量贡献。5.2.2.2 真正的热中子注量率必须由测量其谱注量率(例如采用飞行时间能谱法直接测定号或者根据定义由诸如金销活化之类的方法测量的约定中子注量率确足，见附录D(补充件)。对己知温度下的麦克斯韦(Maxwell)谱的特殊情况，可由l/v探测器测量到的活化产额直接求出真正的中子注量率。6 t . , GB 14055-9 3 用于确定中子测量仪表能量响应

10、的中子辐射表2法方生产量子能MeV 中反应堆中子或用加速器产生的中子，慢化2XI0-811 热中子)5b-Be(，n)放射性核素中予源，水慢化O. 0005 统过滤的堆中子束或用加速器通过45SC(p，的45Ti反应产生。.0025b-Be口，n)放射性核素中于w:铁/铝过榕的堆中于A束，或用加速器通过咆c(p，n)15Ti反应产生0.021 0.024 硅过滤的堆中子束或用加速器通过T句，n)3He和1Li(P.的Be反应产生用拥速器通过TCp，n):He和7Li(p，的Be反应产生0.1441) 0.25 用加速器通过T巾，n)3He和7Li句，n)7Be反应产生0.5651) 用加速器通

11、过T句，n)3He反应产生1. 2 用加速器通过T句.n)3He和DCd，n)3He反应产生2. 5lJ 用加速器通过DCd，n)3He反应产生2. 82) 用加速器通过D(d，的He反应产生5.0 用加速器通过T(d.n)He反应产生14. 81 用加速器通过T(d，的He反应产生19.0 注;!)在这些能量点上的中子注量测量已进行过国际比对。2)系加速器产生的中于电入射m核能量为几百千电子伏。5.2.2.3 必要时，可对中子束进行过滤，以改善热中子产生的剂量当量与无用辐射(光子及能量高于铺截止能的中子)产生的剂量当量之间的比例关系。5.2.2.4 利用反应堆热中于柬校准中子测量仪表时，应当

12、对热中子注量率进行监测(例如采用裂变室)，以便对不同时间的注量率变化作出修正。适合于测量热中子注重率的方法，包括金馅活化法，BF3或He正比汁数管以及Z35U裂变电离室法。5.2.3 反应堆的过滤中子柬5.2.3.1 采用过滤的堆中子束以获得准单能中子辐射，就是利用某些物质的中子总截商在某个特殊能量点(例如对Sc为2keV，Fe和Al为24keV.Si为144keV)存在着显著的相对极小值，即中子窗现象。此外，在其他A些能量点上也还存在所谓中子窗现象。因此，必须对堆中子束的能谱进行测量，以确定这些中子群的相对强度。5.2.3.2 由这种特定材料(尤其是Sc)制成的过滤器，必须安置在与反应堆堆芯

13、成切线方向的中子束管道内，以获得特定能量的准单能中予辐射。此外，还必须考虑其他中子群的影响。5.2. 3. 3 中子束能谱测量可采用反冲质子正比计数器和3日e正比计数器。绝对测量低能中子束(Eo24keV)的注量率可采用BF，或He正比计数器，绝对测量较高能量的中子束(EoZ4keV)可采用反冲质子计数器。5.2.3.4 BF，和3日e正比计数器还可用作中子注量率的监测器或标准传递仪器。5.3光中子源5. 3. 1 锦-镀源12Sb-Be口，n)源主要用于产生低能中子(Eo 22. 8ke V) 0 Sb的半衰期为60.2士0.03d。此源还产 、7 一一一.-争-， GB 14055-93

14、生能量为378keV的另一群高能中子。计算得出，此源高能中予注量率约为其低能中子的(3土0.8)%。1咆b-Be(.n)源得到的低能中子谱不是严格的单能谱，其中子能量随入射光子与发射中子之间的夹角8而发生变化，中子能量分布符合(22.8十1.3cos8)keV 0此外，由于Y辐射和中子在源材料及其密封包壳中的多次散射，因而使其出射的某些中子发生能量降低。对于球形源，在考虑了所有散射过程的条件下，采用Monte-Carlo计算方法，得出此群低能中子的平均能量介于2121.5keV之间。本标准推荐的山Sb-Be(，n)源的中子注量对剂量当量的平均转换系数值b如下:h.(l) 1. 7 X 10-n

15、sv cm气适用于21.5keV中子); E以T)2.1XIO-nsvcm(适用于ISb-Be源整个中子谱。虽然高能中子(E378keV)对总注量贡献只占3%.但它对总的中子剂量当量的贡献约占23%。而其光子剂量当量率约为中子剂量当量率的10倍。5.3-2慢化鳞镀源5. 3- 2. 1 采用轻水慢化USb-Be口.n)源，可制成能量约为0.5keV的宽谱中子源。慢化用水层厚40mm，外面再包层IOB当量厚度为1mm的吸收层。采用计算方法和锤浴测量法求得该慢化装置的中子发射率约为山Sb-BeCY.n)裸源发射率的18%。此外，裸源的高能中子(E 378keV)成分也在此慢化源中形成第二群中子，其

16、能量大体集中在200keV附近。5.3.2.2 本标准推荐的慢化12Bo 6.n(E/Ec) s -, 9.57注，1)这些数值是根据lAEA技术报告丛书No.180(J978年出版)给定的分析函数算出。吸收剂量是针对单向宽束中子垂直入射到组织等效圆柱形体模直径300rom.离60mm)的第57体积元计算的，因该体和、元所受剂量最大。2)当t小块具有标准人组分的材料无空气3进行辐照，并处于带电位于平衡条件节，其比释动能近似等于吸收剂量。附录约定热中子注量事(补充件)D 约定热中子注量率或约定热中子通量密度匀。由下式给出z-nH 1 (01) 仇=jf(EYVE叫E步式中;E一-中子能量，eV;

17、E韬截止能，eV;E一-谱中子注量率，J-1m2s-lpEo 口.0253eV(v=2 200m S-I)是参考能量。各种l(v探测器在此参考能量点上的截面值酌，均用列表方式给出。约定热中子注量率也可由下式给出z (D21 1, = nR/l:o 式中-nk一一反应率密度，$1mv40-一一截面密度，m1016 十GB 14055-93 截面密度Z。由下式给出3式中，p一一探测器材料的密度，kg-msp P一-同位素丰度，%; 电M一一探测器的摩尔质量，kg mol-1; NA一-阿佛加德罗常数，mol-Ig。一一截面值，m。1:0 p主NAdO. (D D2 对于在热力学温度为293K时具有

18、能量参数Eo=O.0253eV的麦克斯克韦速度分布，其真正的热中子注量率队由下式给出z, 一与。1.128仇创此式中的约定中子通量密度仇，不包括能量高于锚截止能(E，)的中子.附加说明s本标准由中国核工业总公司提出。本标准由中国原子能科学研究院负责起草。本标准主要起草人谢滋、董柳灿。, ,-, 一一一一一一一(D4) 一、(京)新登字023号(t) CTl 剧的。叮俨自由。华人民共和国家标准校准辐射防护用的确定其能量响应的中子参考辐射GB 14055-93 国中卷中国标准出版社出版(北京复外三旦河)中国标准出版社秦皇岛印刷厂印刷新华书店北京发行所发行各地新华书店经售版权专有不得翻印费开本880X1230 1/16 印张1)-:;字数34千字1993年9月第一版1993年9月第次印刷中印数1-2000 定价2.70元替书号，155066 1-9928 牛卢晤标目22532