核电厂辐射防护：第五章 辐射监测PPT资料.pptx

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空腔的线度足够小，使电子平衡条件满足，则当腔体不存在时，空腔位置上介质（m）的吸收剂量D（J-1）与空腔气体（g中由次级电子产生的电离之间有如下关系：

（5-3）式中，qg次级电子在单位质量空腔气体中所产生的电荷。

C-1；

Sm,g物质与腔内气体的平均质量碰撞阻止本领比，数值上等于次级电子分别授与单位质量介质的平均能量（Em）和腔内气体的平均能量（Es）的比值，即：

（5-4）,4,5,以上所述的就是布拉格一戈瑞原理，式（5-3）称为布拉格一戈瑞公式。

该公式是剂量测量学中的一个基体公式，适用于任何介质和充满小腔的任何气体。

只要知道Sm,g和Wg/e值，通过测出腔体内的电离电荷qg,就可以按照式（5-3）算出相关位置上介质的吸收剂量。

图5-3所示的空腔电离室就是根据布拉格一戈瑞原理做成的。

当上述假设条件得到满足时，式（5-3）可改写成：

（）,式中，D空腔位置上电离室室壁材料的吸收剂量；

。

Sw,g室壁材料和腔内气体对次级电子的平均质量阻止本领之比由第三章的式（3-24）、式（3-25）和式（5-5），可得:

（5-6）显然，用来测量照射量的空腔可以充入任何适当气体，只要式（5-6）中的各项参数能够求得就可。

最理想的情况是使用空气等效电离室，即室壁材料、腔内气体完全与空气等效，这时，式（5-6）可简6化为,7,图5-3典型的空腔电离室的剖视图,X=qg=Q/V,可见，此种情况下，空气等效电离室与自由空气电离室的情况：

即与式（5-1）完全等价。

实际上，室壁材料要完全做到与空气等效是十分困难的。

但是，在一定条件下可以做到近似空气等效。

在一级近似条件下，式（5-6）中S的相关物质的有效原子序数Z相对原子质量（或相对分子质量）A有如下关系。

将上述关系式代和主（5-6），并假定空腔内气体为空气，则：

（57）,电离室壁（W）是用如碳、铝一类的低Z材料（Z30）做成，则上面公式中的（Ze/A）w/（Ze/A）a1，若入射光子与室壁作用是在康普顿散射为主的能量范围内时，则式（5-7）中的（en/）a/（en/）w1，于是，根据式（5-7）和式（5-1）算得的结果两者差别就很小，即：

xQ/V,8,因此，目前国际上都以石墨电离室作为测量X或射线照射量的标准装置，这类电离室对Co的射线照射量的测量精度好于0.7%。

5.1.2中子剂量测量中子剂量测量和射线一样，都是基于它们与物质要互作用时所产生的次级带电粒子的电离效应。

不过，中子与物质作用所产生的次级粒子种类累多（如a粒子、质子和光子等），而且中子与物质作用截面随中子能量变化十分复杂，不同能量中子的辐射权重因数也相差较大。

所以，中子剂量的测量要比射线困难得多。

5.1.2.1中子吸收剂量的测量用空腔电离室测量中子剂量仍然是中子吸收剂量测量中比较准确的方法。

但是，由于中子与物质作用所产生的次级带电粒子（如质子）射程非常短，要使电离室空腔的线度比这些次级带电粒子射程小很多，实际上是难以做到的。

因此，需要使用匀质电离室，亦即电离室室壁和腔内气体由相同的原子组成，这时电离室壁和腔内七体对入射中子有相同的质量能量转移系数，对次级带电粒子也有相同的质量碰撞阻止本领，如果用组织等效匀质电离室，则能直接测量组织中的吸收剂量Dr,9,（）,式中，空腔内单位质量组织等效气体产生的电离电荷，C其它量的意义同前。

在实际测量中，为了区分中子、射线混合场中的中子和射线的剂量，可以采用双电离室，其中一个电离室内没有含氢材料，它对中子不灵敏，而另一个电离室含有氢材料，它对中子、射线都是灵敏的。

于是，利用这两个电离室的读数差别就可以分别测出中子和射线的吸收剂量。

如果使用正比计数器进行中子剂量的测量，则可以用脉冲辐度甄别法消除射线的影响。

10,5.1.2.2中子有效剂量的测量在辐射防护中，需要测出以Sv为单位的剂量。

原则上可用空腔电离分别测出辐射场中不同能量范围内的中子吸收剂量，然后乘以相应的辐射权重因子，最后相加，其结果就是要求的剂量。

如果辐射场中的中子能谱无关。

下面简要讨论后一种仪器的工作原理当中子束作用于肌体时，根据中子能量E和对应的辐射权重因子，可以计算出不同能量的单位中子注量率在组织中的剂量因子值。

于是，只需要知道辐射场的中子能谱（E），即可用下式算出剂量：

（5-9）但是，实际上中子能谱（En）往往是不清楚的。

需在一定能量范围内，调整仪器的响应，使仪器的探测效率（En）正比于fH（En）即（En）=KfH（En）。

这样，辐射场中探测器测到的中子计数率Nn，正比于中子的剂量即Hn即,根据这一原理，测量剂量的方法有两种；

一种是利用中子在某些含氢物质中产生反冲质子，通过记录质子而探测中子；

另一种是快中子通过含氢物质慢化后对热中子在10B（n,a）7Li和6Li（n,a）H反应中产生的a粒子进行计数。

属于这类探测器的有BF3正比计数管及LiI、ZnS（Ag）等闪烁计数器。

11,利用后一种方法制作的中子剂量仪的一般结构是：

中央有一个漫中子计数器，外面加一层带有小孔的热中子吸收体（如金属镉或含硼塑料），吸收体的外面再包一层较厚的含氢慢化体，入射中子只有经过慢化变成热中子后才能被计数器记录。

由于慢化体较厚且又含有热中子吸收层，所以它对能量高的中子探测效率较高，对能量低的中子探测效率就低。

适当调节慢化体的厚度和热中子吸收层的开孔面积，可使其能量响应符合中子剂量转换因子随中子能量E变化的趋势，从而达到组织等效，直接测出以v变化的趋势，从而达到组织等效，直接测出以Sv为单位的剂量值。

剂量仪可做成球形或圆柱形。

5.1.3剂量测量的其他方法5.1.3.1G-H计数器在剂量测量中的应用作为一种灵敏的辐射探测器，G-M计数器已被广泛采用，但G-M计数器的响应与吸收剂量D或照射量X，一般没有直接联系。

然而，若对计数器壁的材料进行适当选择或者计数器外附加某些屏敝过滤，则在一定的能量范围内，能使G-M计数器的响应正比于空气的吸收剂量、空气的比释动能或照射量。

12,设一束能量为E的X或射线入射到G-M计数器上，光子注量率为，计数器对光子的探测效率为，于是，计数器的计数率为n=（5-10）假定计数器所在处的照射量率为X;

X或射线在空气中的质量能量吸收系数为（en/）a。

在带电粒子产生的致辐射可以忽略的条件下，则由第三章的式（3-26），式（3-27）和式（5-10）可得：

（5-11）,用不同阴极材料（AICu、Pb）做成的G-M计数器，在一定能量范围内，其探测效率几乎与光子能量成正比，即式（5-11）中的，近似是一个常数，又，空气中射线的质量能量吸收系数（en/）a，在一定能量范围内变化不大，因此，式（5-11）可写成（5-12）式中,K=（Wa/Ee）/（en/）a,且在上述条件下看k1,k2分别都近似为一常数，即照射量率、空气的吸收剂量率与计数器的计数率大致成正比，这样，就可以用测得的计数率确定照,射量率和空气的吸收剂量率。

13,不同阴极材料的G-M计数器，对单位照射量的X或射线的响应随能量而变化，在0.5-2.5MeV能量范围内，Cu阴极的G-M计数器的读数与平均值的偏差在15%以内，这已满足辐射防护监测对准确度的要求。

同时，在低能区域，由于入射光子与阴极材料主要发生的是光电效应，以致与单位照射率（X）、空气吸收剂量率（D）相应的计数率，随E的降低而急剧上升。

因此，G-M计数器很少用于低能X、辐射场的测量。

但是，如果G-M计数器事先已用与待测辐射场能谱相同的辐射源作过校准，然后再用它测量待测辐射场中的有关量的数值，那么所得到的结果不是可靠的。

此外，还可在计数管外附加一些金属材料做成的过滤片，以改善它对低能光子的响应。

G-M计数器的死时间较长，不适宜在强辐射场中工作，因为这时漏计数十分严重，以致发生“阻塞）现象。

但是，由于G-M计数器灵敏度高，结构简单，可以做成轻便的可携带式巡回监测仪器，适应于低水平剂量的监测，所以目前它在辐射监测中的应用还较广泛。

5.1.3.2热释光剂量计,14,具有晶格结构的固体，常因含有杂质或其中的原子、离子缺位、错位造成晶格缺陷从而成为带电中心。

带电中心具有吸引甚至束缚电子的本领，称为陷阱铺获为止。

如果陷阱深度很大，那么在常温下，电子将长久地留在陷阱中。

只有当固体材料加热到一定温度时，落在陷阱中的电子因得到能量才能从陷阱中逸出。

当逸出电子返回禁带时，即发出蓝绿色的可见光，发光强度与陷阱中的电子数目有关，而电子数又取决于固体所受的剂量。

因此，可用热释光强度来量度剂量的大小。

热释光材料很多，目前用于剂量测量的热释光元件多为：

LIF、LI2B4O7（Mn）、BeO、CaSO4（Mn）、CaSO4（Dy）等。

发光强度与加热温度的关系曲线，称为发光曲线。

不同材料的热释光元件有不同形状的发光曲线，其中有单峰的，也有呈现双峰和多峰的，这是由于有的热释光元件存在着几个不同能级深度的陷阱，LiF（Mg,Ti）的发光曲线如图5-4所示，当LIF（Mg,Ti）受热时，存在于较线陷阱里的电子首先被释放出来，当这些陷阱中贮存的电子全部释放完时就形成第一个发光峰。

15,16,随着温度的升高，较深陷阱中的电子相继被释放出来，依次形成了其他的发光峰。

一般来说，低温峰不稳定，有严重的衰退现象。

对应很高温度的发光峰是红外辐射贡献的，也不适合用作剂量测量。

因此，选择热释光峰所对应的温度不宜太低也不宜太高，对的，也不适合用作剂量测量。

因此，选择热释光峰所对应的温度不宜太低也不宜太高，对LiF（Mg.Ti）而言，最好在200左右。

实际上不少热释光元件都有几个发光峰，测量所用的发光峰常称为主峰，如对于LiF（Mg,Ti）元件来说，主要是测量第5个峰。

热释光材料的的发光强度需要用专门的仪器进行测量，对于给定的一种热释光元件，在同一加热温度下，不同的发光峰面积对应于不同的辐射剂量。

因此，测量主峰下发光峰积分强度，即相应于主峰下发光曲线面积，即可确定辐射剂量，这种方法称为积分法，此外，也可以通过测量发光峰的高度来确定剂量，这种方法称为峰高法，但这一方法必须严格控制热释光元件加热速度的一致性，因为发光峰高度支因加热速度不同而不同。

17,释光剂量计，可用于测量X、射线、电子束及较高能量的射线的剂量，当用热释光元件CaF2、CaSO4测量低能光时，它们的热释光响应有相当大的能量依赖必一，这时，同样需用过滤的办法加以改善。

LiFLiBO（Mn）和BeO，由于它们仅含低Z物质，且它们的有效原子序数与空气、组织相近，因此，它们对光子的响应与能量的关系较小。

如热释光材料中含有一定量的L，则它们也可用来测量中子的剂量。

光剂量计的量程范围较宽。

如LiF为510-3-103GyLi2BO（Mn）为10，只是在5Gy，以上时，LiF会出现非线性现象（响应比按一次方的关系增加更快）。

热释光元件灵敏度高，体积小可重复使用，准确度高环境变化对测量结果的影响小。

不过，有些热释光元件在常温下会发生衰退，如Li2B4O7（Mn）在受到辐射后第一个内到剂量值衰退约50%。

另外，热释光元件经加热读数，其内部贮存的辐射信息随即消失，因而不能重复读数。

18,5.2辐射防护监测辐射防护监测是指为估算公众及工作人员所受辐射剂量而进行的测量，它是辐射防护的重要组成部分。

辐射监测是衡量公众和工作人员生活环境条件的重要手段。

不等于测量，监测包括纲要的制定、测量和结果的解释。

监测必须从辐射防护的基体原则出发，并满足评价的要求。

防护的基本原则是可合理达到的尽量低的原则和剂量限制体系。

监测原则的决定、监测范围和监测点的确定，以及测量方法的选择都应根据这些原则来考虑。

和评价辐射危害的量主要为个人所受的有效剂量、集体有效剂量和待积有效剂量对于内照射，作为次级限值还有核素的年摄入量。

实际能够测量的数值常常是辐射场的辐射水平和环境介质中的放射性核素浓度。

为了由实测量导础评价量，使用某种模式（型）把实测量和评价量联系起来。

制定监测纲要时，应确定评价的模式，以便监测的结果能满足评价的要求。

19,鉴于不同情况下辐射防护的规模和性质具有很大差异，因而将反应堆厂房的放射性场地所分区，对辐射防护监测是具有实际意义的。

这样一方面可以简化不必要控制程度。

另一方面则便于制订出一个既经济同时又下降低安全标准的监测计划。

辐射防护监测的特点是：

监测介质的放射性水平范围很宽，要求监浊仪器具有下同的灵敏度，测量中需要低水平放射性测量和微量分析技术；

监测的对象复杂，有空气、水、生物、土壤、食品、物体表面等，且干扰因素多，因此需要多种有关样品采集、处理、测量和分析的技术。

分析测测样品多，且要求速度快，因此，还需要配备自动监测和数据处理系统。

依据监测目的的不同，个人监测和工作场所星座测又可分为常规监测，操作监测和特殊监测测三种类型。

常规监测测与连续作业有关，操作监测是为提供与某一作业有关的资料而进行的，而特殊监测应用于实际存在的或怀疑会发生异常的情况。

辐射防护监测分为放射性区域监测、个人剂量监测和控制区出入管理，放射性流出物监测和环境监测，严格地说，也属于辐射防护监测。

放射性流出物监测是环境监测和放射性及时发现从而有可能迅速控制异常排放和事故排放，同时放射性流出物监测结果还是环境评价的依据（源项）。

因此，放射性流出物监测是防护监测的重要组成部分。

本章中把放射性流出物监测和环境监测作为单独一节讨论。

20,5.2.1区域监测,21,工作场所辐射监测的目的在于保证该场所的辐射水平放射性污染水平低于预定的要求，以确保工作人员处于合乎防护要求的环境，同时还要级及时发现偏离上述要求的原因，以便及时纠正或采取临时防护措施。

区域监测一般包括：

工作场所射线、射线和中子外照射水平监测，空气中气载放射性核素浓度监测和工作场所表面污染监测。

5.2.1.1工作场所的中子和射线外照射监测外照射监测的主要任务是选用合适的仪器和测量方法，以固定式仪表连续地测量或可携式仪表周期地测量工作场所所指定位置的外照射水平，然后做出适当的评价，判断工作人员的安全程度，检验防护设施的性能，及时发现屏蔽缺陷及工艺操作上的问题，在异常或事故情况下发出报警信号。

外照射监测并不是直接测量工作人员所受的剂量，而是一种安全防护技术措施。

在某些情况下，测量结果也可用以估计工作人员在工作场所某处、工作一定时间可能受到多大剂量，或估计在限定的剂量情况下，允许工作多长时间，以防止工作人员受到过量照射。

任何新的辐射装置使用之前都需要对工作场所的源项所导致的外照射辐射场的水平进行估计，以便为制定常规监测的设计方案提供依据。

常规监测的频度取决于辐射环境的预期变化，但变化缓慢，且不甚严重，则只需在预先设置的观察点上进行周期性或临时性的检查，就能充分地反映出辐射水平变化。

若辐射场比较稳定，则很少需要对工作场所进行常规监测。

假如工作场所的辐射场容易发生变化，辐射场变化速度较快，而且变化严重程度无法预料，那么就需要一个报警系统，安置在剂量测量室或工作场所，或由工作人员佩戴。

操作监测方案的制定，在很大程度上取决于在操作过程中工作南场辐射场是否始终保持基本恒定。

在恒定的情况下，通常只要对工作人员所在区域的辐射水平进行初步巡检就够了。

如果操作本身就可能引起辐射场的明显变化，则需要在操作过程中对操作现场进行一系列连续测量。

这类监测方案的制订，需要考虑到操作的形式和进行这类操作的条件。

工作场所外照射辐射场的监测所用的仪器大多是固定工的或可携式的辐射监测仪。

这类,22,工作场所外照射辐射场的监测所用的仪器大多是固定工的或可携式的辐射监测仪。

这类仪器所用的探测器，一般有电离室、G-M计数器、闪烁计数器和硅半导体探测器等。

对于固定式监测仪的要求，是当辐射水平超过预定值时能自动发出信号报警。

然而，由于工作场所的辐射性质和水平常随空间、时间而变化，而工作人员在其中的活动方式既不能预测，也难以确切了解，因此要用工作场所的测量结果推测工作人员所受的照射剂量一般是极为困难的。

因此，必须引入一些简化假设。

为了安全和方便，可假定工作人员，在整个工作时间内都处于工作场所中辐射水平最高的那一点，这样确定工作人员在工作场所内的活动，也无需限制工作人员在工作场所内逗留的时间。

这际上，在这样一个工作场所内，工作人员所受的照射将远低于相关的剂量限值。

如果不能把工作场所的剂量保持在足够低的水平，以利用上述的简单评价方法，那么必须对工作场所剂量分布做出必要的估计和分区，有时甚至需要限制人员接近某些辐射水平区的空间。

23,在操作工作过程的监测中，评价工作往往表现为确定一个特定的工作时间，在此期间内，任何工作人员也不会接受超过某一水平的照射。

这一时是的先定，原则上需要知道在所控制的时间内要完成的任务，并需由防护部门和管理机构共同商定。

根据具体布置，可能还有些场所需要进行场所监测。

在上述各个监测场所，有些地点可能需要一个以上的探测器。

在中央控制室应该设点，量程为2.5810-8-2.5810-3C/（h）5.2.1.2工作场所的表面污染监测工作场所表面污染监测的主要目的是：

防止汅染扩散；

检查污染控制是否失败或是否违反操作规徎；

把表面污染限制在一定的区域和一定的水平内，以防止污染的扩散和工作人员受到过量照射。

从而为制订个人监测方案、空气污染方案以及操作规程提供资料。

出现放射性物质缓慢泄漏的工作场所的污染监测，可以通过检查吸尘器的过滤袋、工作鞋、手套及衣服口等表面的污染水平来实现。

虽然上述方法既不能探测出孤立发生的小量污染事件，也不能定量估算表面污染水平，但它们给出污染水平的一般指示。

24,容易发生放射性污染的场所，为防止工作人员把大量放射性物质带出工作区，必须在更衣室和工作区出口外设置污染监测仪，以便有可能探测出污染事故。

在某些情况下，操作工作过程的监测结果有利于避免或限制操作过程中污染的扩散。

密封源也需要定期检查源表面的污染，因为有些情况下密封源可能出现泄漏现象。

要监测表面污染的主要辐射类型是：

、放射性。

其监测方法可分为直接测量和间接测量两种。

直接测量将探头贴近被测表面，通过测量、放射性来确定表面的污染水平。

测量本底计数率时要注意保持探头背对被测表面；

在离表面1cm的距离慢慢移动探测器，如果计数率高于本底，保持探头位于被测物上方有足够长时间（大约10-20s）从而得到一个稳定准确的读数，从这个读数中减去本底计数率。

25,根据下列公式将cps转换成Bq/。

对照标准中数据，判断是否超标。

26,N=Nc-Nb,（5-13）,b=KN（5-14）,式中，Nb本底计数，c/s;

Nc测量物体表面的计数，c/s;

N测量结果净计数率，c/s;

K灵敏度的倒数，（Bq-2）/（cs-1）;

b表面放射性Bq/;

（2）间接测量可采用擦拭法，它主要用于不便直接测量的表面（如门把手、管道等或被监测的表面附近有很强的辐射本底而无法进行直接测量的场合）有时为了初步检查表面污染情况也可以采用间接测量方法。

通过下列公式计算污染水平,（5-15）,式中，Na擦拭样品的测量计数c/s;

Nb本底计数率c/s;

K灵敏度的倒数Bq/（c/s）;

Ss擦拭采样样品面积，2F擦拭效率，是一个很难确定的量，它和擦拭采样材料及其状态、擦拭方法、沾污表面的类型及污染物的状态等因素都有关系，变化范围很大。

即使是同样的沾污表面，相同的擦拭方法和擦拭材料，不同的操作人员所得的F也有差别。

尽管如此，用擦拭法来判断表面有无污染，沾污水平的高低和污染的类型，在辐射防护上讲还是有意义的。

一般将擦拭效率定为10%（干擦拭法）。

为了得到正确的结果，要根据污染性质，正确地选择测量方法和检查仪器。

为了使得测量结果可靠，测量前最好用与被监测核素种类的相同的标准源对仪器进行校准，并尽量使测量的几何条件与校准时的相同。

用于、污染监测的探测器，常为G-M计数器或闪烁计数器等27。

面污染水平和工作人员的受照剂量之间关系十分复杂。

目前有关表面污染的导出限值多少带有某种程度的任意性。

为了评价表面污染测量结果，必须把它们与表面污染的导出限值联系起来，如果工作场所的表面污染水平比相应的导出限值低或很多，那么可以认为没有必要再进行其他形式的污染监测。

5.2.1.3空气污染监测操作大量放射性物质的场合、工作场所存在严重污染的场合或放射性液体有可能泄漏的场合，应该对空气的污染进行监测，借以了解空气污染情况以及某些情形下用以估计工作人员可能吸入的放射性物质的数量，同时判断反应堆某个系统或部件的泄漏事故。

普通的空气污染监测的方式是采用空气取样器。

取样器一般放置连续监测装置，连续进行取样和测量，并且，一旦浓度超过预定值时，可以发出报警信号。

污染监测包括空气中放射性气溶胶测量、放射性气体测量和放射性碘测量。

28,

（1）放射性气溶胶测量放射性气溶胶是含有放射性核素的固体或液体微小颗粒在空气或其他气体中形成的分散系。

由于放射性气溶胶在空气中的导出浓度很低，因此，通常采用浓聚法收集气溶胶。

由于空气中天然存在的氡、钍及其子体的浓度比人工放射性核素的导出空气浓度高出许多，刚采集的空气样品上含有大量的的氡、钍及其子体极易掩盖待测的人工核素的放射性。

为了测量人工放射性核素的污染，必须把天然的氡、钍及其子体半衰期短的特点。

一般，采样后放置4天，就可以粗略地认为氡、短寿命子体已完全衰变。

这样，4天后测得的浓度就是长寿命的人工放射性气溶胶浓度。

（2）放射性气体测量反应堆厂房内及其周围的空气，由于中子活化会产生11Ar、14N、18O等放射性气体，反应堆一旦发生事故还会释放出131I、83Kr、132Xe等裂