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摘要：核电厂安全壳内中子的能量范围较广，不同能量的中子由于辐射权重因子的不同对中子剂量的贡献不同，而中子探测器一般采用和慢化后的辐射场进行刻度，实际使用中会因为刻度场与需测量的辐射场存在差异而造成仪表的测量误差，本文对中子能量对中子剂量测量的影响进行了简要的介绍。
关键词：中子能量；中子剂量；压水堆核电厂
1前言
压水堆核电厂反应堆安全壳内空间相对狭小，管道设备众多，不同材料对中子的吸收、慢化作用不同，加之不同能量射线的影响，随着反应堆功率的变化，安全壳内形成了分布不均、复杂多变的混合辐射场。
反应堆安全壳内中子能量范围广，由于不同能量的中子辐射权重因子不同，以及安全壳内每个位置的中子能谱各异，与仪器刻度所使用的和中子源能谱差异较大，给中子剂量的测量带来很大的困难。
2中子辐射权重因子对中子剂量测量的影响
中子剂量的测量很大程度上依赖于中子能量的大小。中子在组织中的当量剂量定义为：
图1中子辐射权重因子
3压水堆核电厂中子剂量测量方法
3.1中子个人剂量测量
压水堆核电厂常用的个人中子剂量计采用目前已得到广泛应用的中子反照率技术，这种类型的中子剂量计是目前中子核电厂剂量测量常用的设备。
反照率中子个人剂量计的原理是利用热中子探测器探测经人体慢化反射回来的中子，探测器可以是胶片、TLD，甚至径迹蚀刻探测器。TLD剂量计主要是利用和，即利用探测器中的和反应探测中子。由于和同时对光子灵敏，而对中子不灵敏，这样由和的响应差扣除光子剂量而得到中子剂量。
3.2中子剂量率的测量
常见的辐射防护用中子剂量率监测仪器通常采用慢化体、热中子与、、的核反应作为探测手段。中子剂量（率）测量仪大多采用一定形状、一定厚度、富含氢元素以慢化快中子的聚乙烯材料作慢化体，中间夹一些独特设计的中子能量补偿材料以改善能量响应，内层放置热中子灵敏计数器探测慢化中子。理想的中子剂量监测仪器的能量响应曲线应符合ICRP74号报告[2]推荐的环境监测实用量“周围剂量当量”H*(10)的注量-剂量转换系数曲线。实际上是难以做到的，除非采用完全组织等效材料。
目前国内压水堆核电厂较常用的Canberra生产的Dineutron中子剂量仪采用两个直径分别为10.7cm和6.4cm的聚乙烯慢化球探头，测量结果根据两个探头的中子能量响应差异确定修正因子，按大球修正，修正因子范围在1.2到22之间。经过修正后Dineutron在热中子～10MeV范围内中子剂量能量响应在+15%到-30%之间，剂量当量率在10μSv/h～200mSv/h。
4中子剂量计的刻度
由于中子剂量的大小受中子辐射权重因子影响，中子剂量计的刻度源应尽可能接近剂量计使用场所实际的中子辐射场。通常采用场刻度，即利用人为的或实际存在的杂散辐射场确定特定剂量计的校正因子。
将中子源放在不同的慢化体中，得到刻度用的杂散中子辐射场，如利用和中子源放在、及石蜡慢化体球中得到不同谱的辐射场；或者将中子源至于重散射材料环境内得到杂散辐射场；另外，也可以放在剂量计预期使用的环境内，如核电厂厂房内直接进行杂散辐射场现场刻度。仪表检定点的剂量当量约定真值可以由参考剂量计给出。目前中子剂量当量仪大多使用和中子源刻度。
总结
各种中子剂量（率）测量仪器的慢化体厚度不同，慢化程度各异，所反应的能量响应差别也很大，当前常用的中子剂量仪对于在热中子~20MeV范围的中子实现等剂量监测还有一定的差距，多数监测仪器只是在某个能量段比较满意，中子剂量监测结果的不确定度仍然比较大，难以满足在连续宽能谱范围能量响应要求。因此无论是对个人剂量监测，还是对辐射场所的测量，目前的仪器只能适用于能量范围有限的辐射场，如果用于宽谱的中子辐射场(如安全壳内)，则常常导致测量结果有较大的误差。和源中子平均能量分别为2.158MeV和4.2MeV，而压水堆核电厂安全壳内中子经过冷却剂、一回路设备、混凝土层等材料的慢化、散射后平均能量只有1MeV左右，绝大部分都在1MeV以下，因此，使用通过和源刻度的中子剂量（率）测量仪器进行压水堆核电厂中子剂量率测量也将带来一定的误差。
压水堆核电厂有可能遭受中子照射的作业主要有：带功率情况下进入反应堆厂房的作业、中子源组装作业、堆外中子探测器标定等。核电厂一般都对涉及中子照射的工作进行了严格的控制，除了需要办理辐射工作许可之外，还需有辐射防护人员陪同，防止工作人员受到不必要的中子辐射。通常情况下，核电厂中子个人剂量占个人总剂量的份额非常小，核电厂使用的反照率中子个人剂量计利用和甄别射线，热中子慢化反散射份额可占60%，灵敏度较高。根据国家计量标准[3]规定，使用和检定和检验的中子剂量当量仪在后续检定时，只需固有误差在±30%之间，测量重复性不超过20%，即为合格。因此在不存在大剂量中子照射的情况下，核电厂可以只关注检定/校准证书给出误差或不确定度是否满足相关要求，防护级或环境级仪表也不需太在意校准因子，只要仪表误差在允许范围内即可认为仪表测量数据是准确的。但如果核电厂需要开展可能造成较大中子个人剂量的工作时，应综合考虑中子剂量（率）测量仪的能量范围、能响、不确定度等性能，还需慎重对待安全壳内复杂中子辐射场的信息不清楚的情况。
参考文献
[1]李星洪.辐射防护基础[M].北京:原子能出版社,1982.
[2]国际放射防护委员会.ICRP74号报告,外照射放射防护中使用的换算系数[R].北京:原子能出版社,1998.
[3]国防科工委放射性计量一级站.JJG852-2006中子剂量当量（率）仪检定规程[S].国家质量监督检验检疫总局,2006.