【国家标准(GB)】 中子参考辐射 第1部分：辐射特性和产生方法

ICS17.240
中华人民共和国国家标准
GB/T 14055.1—2008/IS0 8529-1:2001代替GB/T14055-1993
中子参考辐射
第1部分：辐射特性和产生方法
Reference neutron radiations-Part 1 :Characteristics and methods of production(ISO8529-1:2001,IDT)
2008-07-18发布
中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局中国国家标准化管理委员会　
2009-04-01实施
规范性引用文件
术语和定义
用于校准中子测量仪器的参考辐射4.1引言
一般性质
源的特性
源的中子注量率
中子源强度的校准
辐照设施
5用于确定中子测量仪器能量响应的参考辐射5.1引言
5.2一般性质
5.3反应堆产生的中子参考辐射
5.4加速器产生的中子辐射
附录A（规范性附录）用图表表示放射性核素源的中子能谱A.1用数据表表示
A.2用图表示
附录B（资料性附录）
附录C（规范性附录）
参考文献
两个放射性核素中子源的角源强特性约定热中子注量率
GB/T14055.1-2008/IS08529-1:200110
GB/T14055《中子参考辐射》的结构分为三部分：第1部分：辐射特性和产生方法；GB/T14055.1—2008/ISO8529-1:2001一一第2部分：与表征辐射场基本量相关的辐射防护仪表校准基础；—第3部分：场所剂量仪和个人剂量计的校准及其能量和角响应的确定。本部分为GB/T14055的第1部分，等同采用ISO8529-1：2001《中子参考辐射-—第1部分：辐射特性和产生方法》(英文版)。
为便于使用，本部分作了下列编辑性修改：a）“ISO8529的本部分”改为“GB/T14055的本部分”；b）用小数点“”代替作为小数点的号“，”c）删除了ISO8529-1:2001的前言。本部分代替GB/T140551993《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》。本部分与GB/T14055-1993在技术内容上的主要差异有：一标准名称改为《中子参考辐射第1部分：辐射特性和产生方法》；一术语部分增加了吸收剂量、剂量当量、剂量当量率和活度的定义；—删除了第5章中光中子源部分的内容。本部分中的附录A、附录C为规范性附录，附录B为资料性附录。本部分由中国核工业集团公司提出。本部分由全国核能标准化技术委员会归口。本部分起草单位：中国原子能科学研究院。本部分主要起草人：陈军、王志强、刘毅娜、李春娟、骆海龙。本部分所代替标准的历次版本发布情况为：GB/T14055一1993。1范围
中子参考辐射
GB/T14055.1—2008/IS08529-1:2001第1部分：辐射特性和产生方法
GB/T14055的本部分规定了用于校准辐射防护用中子测量仪器并确定其能量响应的中子参考辐射，能量范围为热能至20MeV。对中子能量为1MeV时，中子注量率达到1X10°m-2·s-1，相当于剂量当量率达到100mSy·h-1。
本部分只涉及中子参考辐射的产生方法及其特性，ISO8529-2和ISO8529-3规定用这些参考辐射进行校准的方法。
本部分规定的参考辐射如下：
—一放射性核素源（包括在慢化体中的源)产生的中子~加速器带电粒子核反应产生的中子；一核反应堆产生的中子。
鉴于它们产生方法和用途的不同，第4章规定了用于校准中子测量仪器的具有宽谱的放射性核素中子源，其宜用于型式试验后的中子测量仪器的常规校准，第5章规定了用于确定中子测量仪器能量响应的由加速器产生的单能中子和由反应堆产生的宽能或准单能中子。由于只有专业的、有足够设备的实验室才具备产生这些参考辐射的条件，所以对实验细节只做简要介绍。为了将中子注量转换到辐射防护实用量，根据附录A中的中子能谱并采用ICRP74号出版物和ICRU57号报告中给出的中子注量-剂量当量转换系数与能量的关系计算了转换系数。2规范性引用文件
下列文件中的条款通过GB/T14055本部分的引用而成为本部分的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本部分，然而，鼓励根据本部分达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本部分。
ISO8529-2：2000中子参考辐射第2部分：与表征辐射场基本量相关的辐射防护仪表校准基础(Referenceneutronradiation--Part2:Calibration fundamentalsofradiationprotection devicesrelatedto the basic quantities characterizing the radiation field)ISO8529-3：1998中子参考辐射第3部分：场所剂量仪和个人剂量计的校准及其能量和角响应的确定(Reference neutron radiation--Part 3:Calibration area and personal dosimeters and determina-tion of response as a function of energy and angle of incidence)ICRP74号出版物用于外照射防护的转换系数（ConversionCoefficientsforuseinRadiologicalProtection againstExternal Radiation),Annals of theICRP,Vol.26,No.3/4(1996)ICRU33号报告：1980辐射量和单位（RadiationQuantitiesandUnits）ICRU51号报告：1993辐射防护剂量学中的量和单位（QuantitiesandUnitsinRadiationProtection Dosimetry)
ICRU57号报告：1998用于外照射防护的转换系数（ConversionCoefficientsforuseinRadiological Protection Against External Radiation)1
GB/T14055.1—2008/IS08529-1:20013术语和定义
ICRU33号报告和ICRU51号报告确立的以及下列术语和定义适用于GB/T14055的本部分。中子注量
neutron fluence
dN除以da而得的商，即：
式中：
dN射人截面积为da的球体中的中子数。注：中子注量的单位为m-2,常用单位为cm-2。3.2
中子注量率
neutron fluence rate
中子通量密度
neutronfluxdensity
dΦ除以dt而得的商，即：
式中：
d中子注量在时间间隔dt内的增量。注；中子注量率的单位为m-2，s-1，常用单位为cm-2·s-1。3.3
谱中子注量
tspectral neutronfluence
中子注量的能量分布energydistribution of the neutron fluenceΦe
d除以dE而得的商，即：
式中：
d中子注量在能量间隔E～E十dE内的增量。注：谱中子注量的单位为m-2·J-1，常用单位为cm2·eV-13.4
spectral neutron fluence rate谱中子注量率
谱中子通量密度
spectral neutron fluxdensityE
de除以dt而得的商，即：
式中：
d@e—谱中子注量在时间间隔dt内的增量。d
dE·dt
注：谱中子注量率的单位为m-2·s-1·J-1，常用单位为cm2·s-1·eV-1。3.5
吸收剂量
absorbeddose
de除以dm而得的商，即：
（1）
·（2）此内容来自标准下载网
......(3)
（4）
式中：
de—电离辐射授予质量为dm的物质的平均能量。注：吸收剂量的单位为J·kg-l,专有名称为戈瑞(Gy)。3.6
剂量当量
dose equivalent
组织中某点处的剂量当量H是D和Q的乘积，即：H = DQ
式中：
一该点处的吸收剂量；
Q-辐射的品质因数。
注：剂量当量的单位为了·kg-1，专有名称为希沃特(Sv)。3.7
剂量当量率
doseequivalent rate
dH除以dt而得的商，即：
式中：
dH—剂量当量在时间间隔dt内的增量。GB/T14055.1—2008/IS08529-1:2001·（5）
注：剂量当量率的单位为J·kg-1·s-1，专有名称为希沃特每秒(Sv·s-1）3.8
中子注量-剂量当量转换系数
tneutron fluencetodoseequivalentconversion coefficienthe
在未被照射物体干扰的辐射场中某点处的中子剂量当量H除以该点处的中子注量Φ而得的商，即：
·（8）
注：注量-剂量当量转换系数应指明剂量当量的类型，如周围剂量当量或个人剂量当量，ISO8529-3中给出了具体的定义和各自的转换系数。
［放射性]活度
activity
在给定时刻，处于特定能态的-定量的某种放射性核素活度A是dN+除以dt而得的商，即：A-
式中：
在时间间隔dt内，该核素从该能态发生自发核跃迁数的期望值。dN+
注：活度的单位为s-1，专有名称为贝可勒尔(Bq)。3.10
中子源强度
neutronsourcestrength
（9）
GB/T14055.1—2008/IS08529-1:2001给定时刻的中子源强度B是dN'除以dt而得的商，即：B:
式中：
dN*在时间间隔dt内由源发射的中子数的期望值。注：源强的单位为s-1。
角源强
angular sourcestrength
dB除以d2而得的商，即：
B。 =
式中：
dB—在指定方向、立体角d2内单位时间发射的中子数。注：角源强的单位为s-1·sr-1。3.12
谱源强spectral sourcestrength中子源强的能量分布
5energy distribution of neutron source strengthBe
dB除以dE而得的商，即：
式中：
dB---中子源强度在能量间隔E～E+dE内的增量。注1：谱源强的单位为s-1·J-1,常用单位为s-1·eV-1注2：Be和源强B有如下关系：B=BedE
·（10）
·（11）)
（12）
由于谱源强为B的点源发射的中子是各向同性的，故与点源距离为处的谱中子注量率Φ由下式给出（忽略周围物质的影响）：
注量平均中子能量
fluence-average neutron energy对整个谱中子注量求平均得到的中子能量，即：1
E·Φ(E)dE
剂量当量平均中子能量
dose-equivalent-average neutron energy对整个剂量当量谱求平均得到的中子能量，即：E
注：上式中，H
h(E)@edE。
E·h(E)@edE
·（13）
：（14）
（15）
response
测量仪器的读数M除以被测量约定真值而得的商。宜指明响应的类型，如“注量响应”(相应于重的响应)：R。量H的响应）：
用于校准中子测量仪器的参考辐射4
4.1引言
GB/T14055.1—2008/IS08529-1:2001M
，或“剂量当量响应”（相应于剂量当d
·（16）
本章说明由放射性核素中子源产生的参考辐射，其特别适用于中子测量仪器的校准（见ISO8529-3)。4.2一般性质
4.2.1类型
表1给出了应被用于产生参考辐射的中子源，其中的数值只作为中子源主要特征的参考值。由于中子和射线的散射与吸收以及放射性材料中同位素杂质等因素的影响，中子源强度和剂量当量率可能随源的结构而变化，因此，详细规定了源的封装（见4.2.2），以及中子发射各向异性的测量方法（见4.4）。对于252Cf，由于发射射线的裂变产物具有累积效应，故比光子剂量当量率取决于源龄，但在最初的20年内，其增量不超过5%。除在表1中列出的源外，还可以用Pu-Be(α,n)和Am-Li(a，n)源，但如果实验室还未开始使用，则推荐不宜使用Pu-Be源。
表1用于中子测量仪器校准的参考放射性核素中子源半衰期
252Cf(DO慢化)
252 Cf
241 Am-B(a,n)
241 Am-Be(α,n)
注量平均
能量*b/
剂量当量平均
能量+b
比源强\
(s-1 . kg-)
2.1×101s
2.4×1015
s-1 . Bq-1
1.6×10-5
6.6×10-s
83.13和3.14中分别给出了注量平均能量和剂量当量平均能量的定义。光子-中子
剂量当量率比。
b附录A中给出了计算所依据的中子能谱和ICRU57号报告给出的转换系数。谱平均注量-剂量
当量转换系数/
(pSv*cm*)
c对于252Cf源，比源强与源内含有的锅的质量有关（见附录A)。对于其他中子源，比源强与源内含有的24\Am活度有关。参考文献[1]、[2]、[3]和[5]给出了慢化253Cf源的情况，参考文献［1]和[4]给出了252Cf源的情况，参考文献[5]中给出了21Am-B源的情况，参考文献[7]给出211Am-Be源的情况。d1a=1平均太阳年=31556926s或365.24220d。e直径为300mm的重水球包有大约1mm厚的镉壳时，源中子的11.5%被慢化到镭截止能以下，并被镉壳俘获（见附录A)。
f对于大约2.5mm厚的钢包壳。
g对于包有厚度大约1mm左右铅屏蔽的源。5
GB/T14055.1--2008/IS08529-1:20014.2.2源的形状和包壳
源的形状宜为球形或圆柱形，对于后者，直径和高度最好近似相等。源的封装包壳厚度宜均匀，且与包壳外径相比要小。对241Am-Be(α，n)源，能量低于2MeV的谱分布在一定程度上取决于源的大小和成分。源的封装宜遵循ISO2919的要求。241Am-Be(α，n)源可包于厚1mm的铅屏蔽层内，此时源的光子剂量当量率减弱到中子剂量当量率的5%以下，而中子剂量当量率的变化可以忽略不计（小于1%）；无铅屏蔽时，光子剂量当量率（主要来自能量为59.5keV的射线)将取决于源的结构，可能达到与中子剂量当量率相近的水平。4.3源的特性
4.3.1类型
最好选用241Am-Be（α，n）源和/或252Cf自发裂变源开展常规校准（见ISO8529-3）。通常，252Cf源具有高的比源强，因而体积相对较小，由于半衰期为2.65a，故需不时更换。镭基中子源应由合金或由均匀压缩的氧化与铍或硼的适当混合物组成。4.3.2中子源强的能量分布
附录A给出了241Am-Be(α，n）、252Cf、重水慢化252Cf和241Am-B(α，n）源中子源强度的能量分布（见表A.1～表A.4和图A.1~图A.4)。其中,252Cf源在100keV～10MeV能区内中子源强度的能量分布Be可以用下式描述：
×VE×e-ET×B
式中：
T-——谱参数，T=1.42MeV4（见图A.1)。（17)
附录A给出的是轻包壳源的中子能谱（见4.2.2)，表1和ISO8529-3中给出了根据这些中子谱计算的谱平均注量-剂量当量转换系数。重包壳源或特殊结构的重水慢化2?Cf源的能谱可能有明显的变化，如果其源强度谱Be或注量谱Φ是根据计算或测量得到的，宜利用下式计算谱平均转换系数：17
hg(E)@edE
式中，Φ正比于BE。
4.4源的中子注量率
..（18）
中子源的注量率主要通过中子源强度和源中心到试验点间的距离确定。通常，在以中子源几何中心为原点的坐标系中，中子是各向异性发射的。对于圆柱体源，其在角和角α描述的α方向（见图1）的角源强Ba，只依赖于θ角，而与方位角α没有明显关系，角源强在6二90°方向变化最小，宜选用该方向进行校准。
应确定中子源强度B和6=90方向的角源强dB/d2(参见附录B)。此时，△8应不大于4°相当于立体角△Q=3.8×10-3sr，则在6=90°方向、距源中心L处的中子注量率可表示为：
u.9o）=×
（19）
由该式得到的中子注量率还要进行空气衰减和空气及周围物质的内散射修正，只有在特殊情况下，这些修正才可以忽略，详见ISO8529-2。6
4.5中子源强度的校准
GB/T14055.1—2008/ISO 8529-1:2001图1各向异性发射源的坐标系
241Am-Be(α，n）、252Cf和241Am-B(α，n）源宜由具有源同位素成分检验证书的制造广商供应，且使用前应由校准实验室校准其源强，通常，源强的相对标准不确定度在约1.5%以内。随着时间的推移,241Am-Be和241Am-B粉末源的组分可能发生变化，从而源强也发生相应的变化，因此推荐这些镭基中子源每隔五年重新校准一次。252Cf 源的强度应逐日进行放射性衰变修正。通常，252Cf 源中含有25°Cf,因而考虑放射源中所有成分的衰变很重要。目前，252Cf半衰期的相对标准不确定度为0.5%～0.7%，经过大约两个半衰期（即五年左右)之后，由半衰期不确定度导致的源强度的相对标准不确定度约为1%，已经与最初校准时的不确定度相当，因此推荐252Cf源亦每五年重新校准一次。4.6辐照设施
通常，中子辐照室具有厚墙(如混凝土)屏蔽，在实际可行的范围内，宜使室内尺寸尽可能大。室散射和空气散射中子带来的修正量大小以及辐射场量的不确定度都与房间的尺寸密切相关，所以在任何情况下，均应确定散射中子的影响，详见ISO8529-2。5用于确定中子测量仪器能量响应的参考辐射5.1引言
本章规定了确定中子测量仪器能量响应的参考辐射。这些参考辐射也可用于确定剂量当量率响应和角响应，以及用于中子测量仪器的校准。由于只有专业实验室才能获得这些参考辐射，所以在此只叙述其产生方法及其特性的一般原理。5.2一般性质
表2给出了推荐的中子能量及相应中子辐射的产生方法，同时列出了有关的参考文献。表2用于确定中子测量仪器能量响应的中子辐射中子能量/MeV
产生方式
反应堆慢化中子或加速器产生的中子2.5×10-*（热中子）*
反应堆过滤中子束或利用加速器通过\5Sc(p,n)4$STi反应产生的中子
反应堆铁-铝过滤中子束或利用加速器通过\5Sc(p，n)*Ti反应产生的中子
反应堆硅过滤中子束或利用加速器通过T(p,n)\He和\Li(p,n)\Be反应产生的中子
参考文献
[8]、E10]
[9]、[10]
[9]、[10]、[11]
[9]、[12]、[13]、[14]
GB/T14055.1—2008/IS08529-1:2001中子能盘/MeV
表2(续）
产生方式
利用加速器通过T(p,n)\He和\Li(p,n)\Be反应产生的中子利用加速器通过T(p,n)\He和\Li(p，n)\Be反应产生的中子利用加速器通过T(p，n)\He反应产生的中子利用加速器通过T(p，n)\He和\Li(p，n)\Be反应产生的中子利用加速器通过D(d,n)\He反应产生的中子利用加速器通过D(d,n)\He反应产生的中子利用加速器通过T(d,n)\He反应产生的中子利用加速器通过T(d,n)*He反应产生的中子这些能量点已进行过中子注量测量的国际比对[15]。b入射尔核的能量为几百keV时，加速器产生的中子。5.3反应堆产生的中子参考辐射
5.3.1一般要求
参考文献
[12]、[13]、[14]
以校准为目的时，应采用单向中子束，如果中子束的直径小于测量仪器的尺寸，可将仪器在中子束内进行适当的扫描，以模拟宽束辐射[1][16]。5.3.2热中子束
本部分中，能量范围低于镉截止能(对1mm厚的镉约为0.51eVi17))的中子称为\热中子”。“真热中子注量率”u，是指可用合适的转换系数h推导出剂量当量率所需的中子注量率。“真热中子注量率”应直接由测量的谱注量率（如通过飞行时间谱法）确定，或由参考文献[17］中定义的诸如金箔活化法【183测量的“约定中子注量率”得到（见附录C)。对已知温度的热中子麦克斯韦谱的特殊情况，可直接由1/探测器测量到的活化产额求出“真热中子注量率\（见附录C)。
为了提高热中子剂量当量与无用辐射(光子和能量高于截止能的中子)剂量当量之比，可对中子束进行过滤。
宜仔细监测热中子注量率，如采用裂变室，以便对注量率随时间的变化进行修正。5.3.3反应堆过滤中子束[9],[10],[19]采用反应堆过滤中子束产生准单能中子辐射，就是利用某些物质的中子全截面在某个特殊能量点（例如是2keV,铁和铝是24keV，硅是144keV)存在显著的相对极小值，即中子窗”。此外，在其他一些能量点上也存在所谓的“中子窗”，因此，应测量中子能谱，以确定这些中子群的相对强度。对于过滤束(2keV)，过滤器应置于反应堆切向孔道内[9].[10]，同样的几何对其他的反应堆过滤束也有利。即使如此，也应考虑其他中子群的影响。可采用反冲质子正比计数器和\He正比计数器测中子束能谱。可采用BF或\He正比计数管绝对测量低能中子束（中子能量E,≤24keV)的注量率，采用反冲质子计数管绝对测量较高能量的中子束(中子能量E.>24keV)的注量率。BFs或\He正比计数管可用作监测仪或传递仪器。5.4加速器产生的中子辐射
5.4.1般要求
产生表2给出的所有能量的中子辐射，需要一台能加速质子和氛核达到3.5MeV的加速器[2]。如果只产生能量为2.8MeV和14.8MeV的中子，则一台加速电压为儿百千伏的小型加速器即可满足要求。使用加速器产生的中子校准仪器时，应确定下列参数：一带电粒子能量；
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