1) Neutron γ absorbing dose
中子、γ吸收剂量
2) neutron and absorbing dose
中子、吸收剂量
1.
The paper presents neutron and absorbing dose measurements in organisms irradiation passage No.
本文用化学剂量计测量了清华200号池式反应堆1号生物照射孔道一个横截面上的中子、吸收剂量,是一种新的尝试。
3) Gamma-ray Absorbed Dose Rate
γ吸收剂量率
5) γ ray air absorbed dose rate
γ射线空气吸收剂量率
6) gamma absorptionmetry
γ射线吸收剂量学
补充资料：中子剂量和防护
中子剂量通常指中子吸收剂量或中子剂量当量（见辐射剂量）。不同能量的中子同人体组织中的元素（氢、氮、氧、碳等）发生不同的相互作用（见中子核反应和宏观中子物理），所产生的具有一定能量的次级带电粒子能够引起电离和激发，从而使肌体受到损伤。剂量学涉及的主要物理问题是散射、核裂变和辐射俘获等。
研究中子在生物组织中不同深度的吸收剂量和剂量当量的模型有：半无穷大板块、有限圆柱体（直径为30厘米，高为60厘米）和椭圆柱体（长半轴为18厘米，短半轴为12厘米，高为60厘米）模型。模型的材料组成应同软组织的相当,密度为1g/cm3。能量范围从10-2eV延伸至 2000MeV。其中对半无穷大板块模型和有限圆柱体模型研究的结果,是目前确定中子注量率-剂量当量率换算系数的基础。
平行中子束垂直入射到一块物质上时，该物质的吸收剂量D随深度的分布（示意图见图1）同γ辐射的情形相似：吸收剂量的最大值并不出现在表面，而是出现在某个深度处，这个深度取决于中子的能量。医学上就是通过调节辐射的能量，把这个最大值对准病变组织的部位进行放射治疗。
放射防护规定：对个人所受剂量的限制是由剂量当量决定的。不同能量中子的有效品质因数坴(见辐射剂量)的数值示于图2。此外，由测得的中子注量率可以换算到剂量当量率。目前各国都采用图3所示的数值。
中子剂量测定 主要指中子吸收剂量和剂量当量的测量。此外还包括表示剂量分布的微剂量测量。通常使用组织等效电离室，乙烯-聚乙烯正比计数器,硫酸亚铁剂量计以及量热计等测量吸收剂量。在多数情况下，组织等效电离室是测定快中子吸收剂量最准确的装置仪器。剂量当量测量仅适用于辐射防护，所采用的方法分场所监测和个人监测两类，其响应正比于最大剂量当量。微剂量测定的目的在于从实验上研究辐射在直径为微米量级或更小的球体内能量沉积的空间分布和谱分布。微剂量学所考虑的体积应同生物细胞的大小相当，借以模拟辐射在生物细胞、细胞组分和生物大分子中的能量沉积。常用的测量仪器是低压组织等效气体的"无壁"计数器，但测量方法和数据处理牵涉到很复杂的技术。
中子防护 目的在于减少工作人员所受的辐射剂量，并尽可能将它控制在放射防护标准规定的限值以下。职业性放射性工作人员每年所受的剂量当量限值为 50mSv(5rem)。表中给出对不同能量的中子相当于 25μSv(2.5mrem)每小时的中子注量率以及 1mSv（0.1rem）的中子注量。
减少防护工作人员受中子照射的措施除了尽量缩短受照时间、尽可能远离中子源以外，还需对中子源进行有效的屏蔽。
不同能量的中子同物质相互作用有不同的特点（见中子核反应和宏观中子物理）。因此屏蔽热中子要用含吸收截面大、俘获辐射γ光子能量低的材料，如硼、锂以及它们的化合物等。屏蔽快中子时首先需要用慢化能力强的材料将快中子的能量降低,然后用吸收截面大、俘获辐射γ光子能量低的材料加以吸收。快中子慢化的主要过程对于重核及中重核是非弹性散射；对于轻核是同原子核发生弹性散射。对于一次弹性散射，靶原子核的质量越接近中子的质量，中子损失的能量也就越大。因此屏蔽能量不很高的快中子最有效的元素是氢，通常采用的是含氢成分较多的水、石蜡、聚乙烯等轻材料。对于几兆电子伏以上能量的中子，可以用含重核或中重核的材料通过非弹性散射使其能量迅速降低然后再用含氢材料进一步使其慢化,最后被含10B或6Li材料吸收。因此，在规划屏蔽层的布局和确定屏蔽层厚度时必须知道中子能谱及各类材料的不同中子能量的有关反应截面数据，并根据上述特点对屏蔽层填料作合理安排，据某种理论模型进行数学运算。对大型中子源常用的屏蔽计算方法有双群法、多群法和移出扩散法等。放射性同位素中子源的屏蔽计算常用分出截面法和半（或1/10）值层减弱法。
若屏蔽层足够厚，又含有足够量的氢时，可用分出截面法进行计算。在近似计算中，可用裂变中子谱的分出截面。
半（或1/10）值层减弱系指将辐射量（注量、吸收剂量或剂量当量等）降至 1/2（或1/10）时所需的屏蔽层厚度。半值层厚度(HVT)同1/10值层厚度(TVT)的换算关系式是：HVT＝0.301TVT。
普通混凝土对单能中子的1/10值厚度示于图4。
屏蔽放射性中子源，可以单独使用水、石蜡等；也可兼用其他慢化材料和吸收材料，或将慢化材料和吸收材料混合使用（如含硼聚乙烯、含硼石蜡等）。对大型中子源（如加速器、反应堆）的屏蔽比较复杂，常以普通混凝土和重混凝土等屏蔽材料为主，还要采用铁一类的物质屏蔽γ辐射和快中子。
在中子辐射防护中，除了中子以外还应当特别注意对γ辐射的防护。这是因为反应堆、加速器和很多放射性同位素中子源都伴有很强的γ辐射。在很多情况下，γ辐射的剂量当量大大超过中子的剂量当量。例如,镭-铍中子源的γ剂量当量率约比中子剂量当量率高50倍。即使是被认为γ剂量较少的镅-铍中子源,γ辐射剂量当量率也占总剂量当量率的百分之几十。
在使用放射性同位素中子源时，要严格防止放射性物质的泄漏。特别是使用镭-铍中子源时应经常检查是否有氡气漏出。一旦发现有漏出，就应及时采取措施。
研究中子在生物组织中不同深度的吸收剂量和剂量当量的模型有：半无穷大板块、有限圆柱体（直径为30厘米，高为60厘米）和椭圆柱体（长半轴为18厘米，短半轴为12厘米，高为60厘米）模型。模型的材料组成应同软组织的相当,密度为1g/cm3。能量范围从10-2eV延伸至 2000MeV。其中对半无穷大板块模型和有限圆柱体模型研究的结果,是目前确定中子注量率-剂量当量率换算系数的基础。
平行中子束垂直入射到一块物质上时，该物质的吸收剂量D随深度的分布（示意图见图1）同γ辐射的情形相似：吸收剂量的最大值并不出现在表面，而是出现在某个深度处，这个深度取决于中子的能量。医学上就是通过调节辐射的能量，把这个最大值对准病变组织的部位进行放射治疗。
放射防护规定：对个人所受剂量的限制是由剂量当量决定的。不同能量中子的有效品质因数坴(见辐射剂量)的数值示于图2。此外，由测得的中子注量率可以换算到剂量当量率。目前各国都采用图3所示的数值。
中子剂量测定 主要指中子吸收剂量和剂量当量的测量。此外还包括表示剂量分布的微剂量测量。通常使用组织等效电离室，乙烯-聚乙烯正比计数器,硫酸亚铁剂量计以及量热计等测量吸收剂量。在多数情况下，组织等效电离室是测定快中子吸收剂量最准确的装置仪器。剂量当量测量仅适用于辐射防护，所采用的方法分场所监测和个人监测两类，其响应正比于最大剂量当量。微剂量测定的目的在于从实验上研究辐射在直径为微米量级或更小的球体内能量沉积的空间分布和谱分布。微剂量学所考虑的体积应同生物细胞的大小相当，借以模拟辐射在生物细胞、细胞组分和生物大分子中的能量沉积。常用的测量仪器是低压组织等效气体的"无壁"计数器，但测量方法和数据处理牵涉到很复杂的技术。
中子防护 目的在于减少工作人员所受的辐射剂量，并尽可能将它控制在放射防护标准规定的限值以下。职业性放射性工作人员每年所受的剂量当量限值为 50mSv(5rem)。表中给出对不同能量的中子相当于 25μSv(2.5mrem)每小时的中子注量率以及 1mSv（0.1rem）的中子注量。
减少防护工作人员受中子照射的措施除了尽量缩短受照时间、尽可能远离中子源以外，还需对中子源进行有效的屏蔽。
不同能量的中子同物质相互作用有不同的特点（见中子核反应和宏观中子物理）。因此屏蔽热中子要用含吸收截面大、俘获辐射γ光子能量低的材料，如硼、锂以及它们的化合物等。屏蔽快中子时首先需要用慢化能力强的材料将快中子的能量降低,然后用吸收截面大、俘获辐射γ光子能量低的材料加以吸收。快中子慢化的主要过程对于重核及中重核是非弹性散射；对于轻核是同原子核发生弹性散射。对于一次弹性散射，靶原子核的质量越接近中子的质量，中子损失的能量也就越大。因此屏蔽能量不很高的快中子最有效的元素是氢，通常采用的是含氢成分较多的水、石蜡、聚乙烯等轻材料。对于几兆电子伏以上能量的中子，可以用含重核或中重核的材料通过非弹性散射使其能量迅速降低然后再用含氢材料进一步使其慢化,最后被含10B或6Li材料吸收。因此，在规划屏蔽层的布局和确定屏蔽层厚度时必须知道中子能谱及各类材料的不同中子能量的有关反应截面数据，并根据上述特点对屏蔽层填料作合理安排，据某种理论模型进行数学运算。对大型中子源常用的屏蔽计算方法有双群法、多群法和移出扩散法等。放射性同位素中子源的屏蔽计算常用分出截面法和半（或1/10）值层减弱法。
若屏蔽层足够厚，又含有足够量的氢时，可用分出截面法进行计算。在近似计算中，可用裂变中子谱的分出截面。
半（或1/10）值层减弱系指将辐射量（注量、吸收剂量或剂量当量等）降至 1/2（或1/10）时所需的屏蔽层厚度。半值层厚度(HVT)同1/10值层厚度(TVT)的换算关系式是：HVT＝0.301TVT。
普通混凝土对单能中子的1/10值厚度示于图4。
屏蔽放射性中子源，可以单独使用水、石蜡等；也可兼用其他慢化材料和吸收材料，或将慢化材料和吸收材料混合使用（如含硼聚乙烯、含硼石蜡等）。对大型中子源（如加速器、反应堆）的屏蔽比较复杂，常以普通混凝土和重混凝土等屏蔽材料为主，还要采用铁一类的物质屏蔽γ辐射和快中子。
在中子辐射防护中，除了中子以外还应当特别注意对γ辐射的防护。这是因为反应堆、加速器和很多放射性同位素中子源都伴有很强的γ辐射。在很多情况下，γ辐射的剂量当量大大超过中子的剂量当量。例如,镭-铍中子源的γ剂量当量率约比中子剂量当量率高50倍。即使是被认为γ剂量较少的镅-铍中子源,γ辐射剂量当量率也占总剂量当量率的百分之几十。
在使用放射性同位素中子源时，要严格防止放射性物质的泄漏。特别是使用镭-铍中子源时应经常检查是否有氡气漏出。一旦发现有漏出，就应及时采取措施。
说明：补充资料仅用于学习参考，请勿用于其它任何用途。
参考词条