核辐射物理基础14
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第十三章 外照射的防护
一. X(或γ)外照射防护措施 1．时间防护
具体方法如下：
设在地点A工作，计算出A点的吸收剂量DA，根据辐射类型查知最大容 & ，则最大容许照射时间T ： 许剂量当量率 H m M
Hm Hm Tm ≤ = &A ⋅Q H &A D
上式中Q是外照射射线的品质因素。对X(或γ) 射线，Q=1。
—不让放射性物质泄露出去
¾ 核反应堆屏蔽目的
z保护离反应堆系统较近区域工作的人员； z降低仪表及设备的辐射水平，使之不受损伤； z降低堆用部件的感生放射性，以便于停堆后的检修； z避免堆容器中辐照导致的过分加热； z限制堆容器的中子脆化。
13-4. 核电厂外照射的辐射防护
一． 外照射的监测
包括工作场所外照射剂量率的监测和个人外照射剂量的监测。
1．工作场所外照射剂量率的监测
（1） 核电站厂房内都设有辐射监测系统(KRT），该系统有 多个固定监测通道，其中约有10个通道是用于监测工作场所 外照射剂量率的； （2）便携式辐射监测仪
½ KRT报警
人员出控制区时，监测其身体表面放射性污染状况。因污 染超过报警阈值而触发C2门报警的，KZC系统将拒绝该人 出控制区。 人员经污染监测，允许出控制区时，中央电脑将自动记录 该人出控制区内的滞留时间、累计γ外照射剂量和经历的 最大环境剂量率。
② 热释光剂量计（TLD）
¾
TLD热释光元件材料常为LiF。TLD有常用型和特殊型两种，常用型只能监测γ 外照射剂量；特殊型可以同时测量γ和中子外照射剂量。 对某个辐射工作人员而言，他所用的TLD是固定的，上面写有该工作人员的姓名。 其使用方法为：1）进入控制区前领取写有自己姓名的TLD。2）在热更衣间，将 TLD佩戴在工作服左胸口袋外（注意写有名字的一面向外）。3）工作完毕，出 热更衣间时，将TLD交还给值班室保管。 TLD的监测周期是一个月，但对于特殊操作后或怀疑受到意外照射的情况下应立 即测读TLD记录的剂量值。 剂量管理人员每月定期更换和测读TLD，并与电子剂量计相同测量期限的数据进 行比较。若差异过大，或监测结果超过核电站的管理限值，辐射防护工作人员都 须对事件原因进行调查。
13-2 β射线外照射的防护
总之，β-射线的屏蔽计算时，如果β-射线被自身源物质及 源周围其他物质阻止时分别产生的韧致辐射不能忽视时，不 仅要考虑完全阻挡β-粒子所需的屏蔽层厚度，还必须考虑阻 挡韧致辐射至可接受照射水平的屏蔽厚度。
β+射线的屏蔽计算与β-射线基本相似，但需注意对正、负 电子结合时产生的湮没辐射的屏蔽。
¾
¾
¾ 控制区进出监测系统（KZC）
根据工作人员储存在KZC系统中央电脑的个人信息，按照 KZC系统设置的标准，控制人员的进入。 a) KZC系统中央电脑无个人信息的人员，不能进入；
b) 控制区通行证过期的人员，不能进入； c) 已在控制区内的人员，不能再次进入； d) 因某种原因被职能部门禁止进入的人员，不能进入，等等。
¾
用于人员一次进出控制区受照剂量的监测。它有2个基本状态：备用状态和工 作状态。只有通过KZC的阅读器才能改变它的状态，并同时与KZC的管理计 算机交流信息。 其使用方法为：1）进入控制区厂房之前，将剂量计插入KZC系统入口阅读器 中，用个人磁卡在该阅读器上划过，如信息正确，KZC系统计算机自动进入工 作状态，此时显示“0.00mSv”；2）出热更衣室时，将剂量计插入KZC系统C2 门前的出口阅读器中，进入C2门检查身体表面的污染情况。若无污染，取出并 离开热更衣室，KZC计算机已自动记录受照剂量等信息；否则，人员不能走出 热更衣间，待去污处理后重复如上程序。 报警如下：1）每记录1μSv的剂量，就会发出一次声音和闪光信号。2）剂量 管理人员可以为其设置4个报警阈值，人员听到报警后立即离开现场，并报告 辐射防护值班人员。
¾ ¾
¾
¾
二． 外照射的防护
1．时间防护
具体措施有：
① 做好准备工作； ② 加强培训和操练； ③ 剂量分担
2．距离防护
① 点状源的辐射场，遵循平方反比规律，即：
2 & H ∝1/ R
② 非点状源的辐射场不遵循平方反比规律，此时需由 点核积分法计算。但当间距为源限度的5倍以上时， 就可近似做点源处理
2．距离防护 问：距离一活度为Ac(Ci)的γ点源的安全间距应为多少呢？
方法一：设安全间距为r，则距源r处人体所受的当量剂量率近似为：
ωa & ωa A ⋅ nγ ⋅ Γ & Da = ⋅ X = ⋅ e e r2
& & H 代替上式中的 用最大容许剂量率H m B，就可求得安全距离。
方法二：因人体所受的当量剂量率与距源间距r的平方成反比，所 以只要知道已知距离r处的当量剂量，即可求出安全距离：
热室用机械手操作
遥控操作堆放废物桶
3．屏蔽防护
¾
屏蔽物的材料应视辐射源的类型进行选择。除了要考虑屏蔽 材料的性能外，还应考虑经济费用、占用空间和结构强度等 因素。 射线屏蔽物可分为固定式和移动式两种。 在实际的防护中，有经验的工作人员可以凭半厚度的经验数 据确定γ射线屏蔽材料的厚度。
¾ ¾
反应堆的多重屏蔽体系
2. 中子源的屏蔽层厚度计算
(1) 计算宽束中子减弱的分出截面法
运用分出截面法处理宽束中子的减弱，屏蔽材料必须满足下列条件：
① ② ③ 屏蔽层足够厚，使得在屏蔽层后面的当量剂量主要是由中子束中一组贯穿能 力最强的中子的贡献所致； 屏蔽层须含有像铁、铅之类的中等重或重材料，以使入射中子能量通过非弹 性散射很快降到1MeV左右； 屏蔽层内要含有足够的氢，以保证在很短的距离内，使中子能量从1MeV左 右很快降至热能区，并使其在屏蔽层内被吸收。
计算出减弱倍数K，然后由查图表得到的不同能量的中子在不 同屏蔽材料中的透射曲线，确定出所用屏蔽材料厚度。
三． 屏蔽中子的常用材料
水 水中含有大量的氢，所以是一种非常好的中子慢化剂。氢的热中子俘获 截面为332mb，氢的俘获γ辐射能量最低，只有2.2MeV。在屏蔽体中为慢化 快中子而含有的氢，常足以俘获屏蔽材料中存在的热中子。由于水缺乏结构 性能，故很少单独应用，但可把它灌注在水门、水箱屏蔽体里，此时必须注 意避免容器破裂而酿成事故。 混凝土 是多种元素的混合物。它既含轻元素，也含有较重的元素和一定数 量的水分，所以，它对中子和光子都有较好的屏蔽作用。混凝土具有良好的 结构性能，是一种较好的建筑材料，多用做固体的屏蔽体。在需要提高混凝 土的屏蔽能力时，还可在混凝土中加入重材料组分。值得注意的是，混凝土 长期使用会失水，从而降低了它对中子的防护性能。
K =e
=2
n
这样，知道了减弱倍数K，就可求出n值，进而计算出所需的屏蔽物质厚 度值X。
三. 屏蔽X(或γ)射线的常用材料
铅：原子序数82，密度11.34g•cm-3，有很好的抗腐蚀特性，在射线照射下不 易损坏。铅是X或γ射线屏蔽的理想材料。铅的缺点是成本高，结构强度极 差，且不耐高温。用铅做较大容器和设备时要用钢材做结构骨架，否则会因 自重而坍塌。 铁：原子序数26，密度7.89g•cm-3（钢）、 7.2g•cm-3（铸铁），成本低，且 易获得。屏蔽性能比铅差。铁（钢）的机械强度很高，易加工，多用于防护 铁门、铁沟盖板等。 混凝土：普通混凝土的有效原子序数18，密度2.3g•cm-3，价格便宜，且有良 好的结构性能，在工程中多用于做固定的防护屏蔽。有时，为了减少屏蔽厚 度、缩小体积，使用高密度的混凝土（称为重混凝土）。其办法是用铅砂、 铁砂代替普通砂子，用重晶石矿石（含Ba）、铁矿石以至铸铁矿、废钢块代 替碎石，这样，混凝土的密度可高达6g•cm-3。不过，这类混凝土成本往往很 高。不是特别需要时，一般不随意采用重混凝土。 另外，水、砖、砂石、泥土也可以用来屏蔽X(或γ)射线。虽然不是专门为屏 蔽才用它们的，但建筑上用了它们，客观上起到屏蔽一部分射线的作用。
(2) 宽束中子的透射曲线
中子透射比ηn定义：对中子辐射场中的某点，有屏蔽体时的吸收剂量率 （或当量剂量率）与没有屏蔽体时的相应值之比。 减弱倍数Kn定义：对中子辐射场中的某点，没有屏蔽体时的吸收剂量率 （或当量剂量率）与有屏蔽体时的相应值之比。它表示屏蔽能力。
根据上述定义可知： ηn
= 1/ K n
(2) 屏蔽层内中子束的减弱规律
与γ辐射在屏蔽体中的减弱规律相似，窄束中子流在屏蔽层中的减弱 同样遵循简单的指数规律；宽束中子流在屏蔽层内的减弱规律为窄束基 础上加一积累因子B。
φr ( d ) = φr 0 ⋅ e
−
∑d
d
窄中子束 宽中子束
φr (d) = φr 0 ⋅ Bne ∑
−
上式中，φr(d)、φ10分别是辐射场中与源距离为r的一点处，厚度为d 的屏蔽层设置前、后的中子注量率；Σ是屏蔽材料对入射中子的宏观总截 面。Bn是宽束情况下中子的积累因子，用以表征产生的多次散射中子使屏 蔽体后所关心位置上中子注量率增加的比例。
当观察到作业现场附近的KRT报警时，工作负责人应：
1）立即中止作业，采取必要措施使工作现场恢复或保持在 安全状态； 2）报告主控制室； 3）报告辐射防护值班室； 4）组织作业班组成员迅速撤离至指定的集合地点； 5）在集合点向主控制室报告撤离情况，并执行其指令。
2．外照射个人剂量监测
① 直读式电子个人剂量计
& r m2 H = 2 & H m r
rm =
& H r & H m
3．屏蔽防护
选择γ屏蔽厚度(X)一般有通用表方法和半减弱厚度方法两种。 （1）通用表方法
& ①由已知γ源活度Ac求出当量剂量率 H ； ②求减弱倍数K（使工作区剂量低于最大容许值所要减少的倍数）
& H K = & H m
③确定屏蔽物质种类，然后查表求出屏蔽层X的厚度。
这样，
φr (d ) = φr 0 ⋅ e
&I = H & I 0 ⋅ e −∑ H
R
−
∑Rd
r处注量率 r处剂量当量率
d
上式中， d是屏蔽层厚度；ΣR是屏蔽材料对入射中子的宏观分截面， 其值可查表得到。如果屏蔽材料是混合物或化合物，则总的宏观分截面等 于各元素宏观分截面之和。 中子源在r处产生的选定中子屏蔽材料后，宏观分截面即可确定。无屏 蔽材料时r0处当量剂量可计算出，这样将置屏蔽体后的当量剂量率用最大 容许剂量值取代，就可计算出所需屏蔽材料的厚度。
（2）半减弱厚度方法wenku.baidu.com
已知γ射线在某种屏蔽材料中强度减少一半时的厚度（X1/2）时， 减弱倍数K可由X1/2求出： ln 2 1 − μ x1 / 2 X 1/ 2 = =e
2
μ
减弱倍数K定义：
X = n 令 X 1/ 2
K = I0 / I = e
则：
μX
=e
n⋅ln 2
ln 2 ⋅X X1 / 2
石蜡 含有大量的氢，价格便宜，容易成型，是很好的中子慢化剂。但是， 气温高时易软化，气温低时大块石蜡易收缩、干裂，因而结构性能差；它还 怕火、易燃，对γ的防护性能很差，所以，往往和其他材料配合使用。 聚乙烯 含氢丰富，是较好的中子防护材料。它易于加工定型，但是在温度 高于100ºC时，容易软化，易燃。常和其他材料配合使用。 泥土 含水也较多，是一种廉价材料，为充分利用它的防护性能，有时就将 一些中子发生装置建造在地下或半地下室。 锂和硼 作为慢中子的吸收体，除了要求吸收截面大以外，还要求它们在俘 获中子后不放出贯穿性的次级γ辐射，这样易于防护。为此，中子屏蔽中常 用到6Li和10B。它们的热中子吸收截面分别为940b和3837b。锂俘获中子后放 出的γ辐射很少，可以忽略不计；硼虽在95%的俘获事件中放出0.47MeV的 γ辐射，但较易屏蔽。
13-3. 中子外照射的防护 二． 中子源的屏蔽计算
1. 中子在屏蔽层中的减弱
(1) 屏蔽层内中子束的减弱原理
要使快中子很快慢化，首先应使用重或较重的物质，通过非弹性散射 使中子能量很快降低到与原子核的第一激发能级相应的能量以下；此后 ，再利用含氢物质，通过弹性散射使中子能量进一步降低到热能区。最 后，在屏蔽层中加入适量的10B和6Li以吸收热中子。这两种核素吸收热中 子的截面特别大（10B为3873b，6Li为910b），而且产生的是(n，α)，α 粒子在外照射防护中可忽略（虽然10B吸收热中子还伴有γ辐射，但其能 量很低，易于屏蔽。
一. X(或γ)外照射防护措施 1．时间防护
具体方法如下：
设在地点A工作，计算出A点的吸收剂量DA，根据辐射类型查知最大容 & ，则最大容许照射时间T ： 许剂量当量率 H m M
Hm Hm Tm ≤ = &A ⋅Q H &A D
上式中Q是外照射射线的品质因素。对X(或γ) 射线，Q=1。
—不让放射性物质泄露出去
¾ 核反应堆屏蔽目的
z保护离反应堆系统较近区域工作的人员； z降低仪表及设备的辐射水平，使之不受损伤； z降低堆用部件的感生放射性，以便于停堆后的检修； z避免堆容器中辐照导致的过分加热； z限制堆容器的中子脆化。
13-4. 核电厂外照射的辐射防护
一． 外照射的监测
包括工作场所外照射剂量率的监测和个人外照射剂量的监测。
1．工作场所外照射剂量率的监测
（1） 核电站厂房内都设有辐射监测系统(KRT），该系统有 多个固定监测通道，其中约有10个通道是用于监测工作场所 外照射剂量率的； （2）便携式辐射监测仪
½ KRT报警
人员出控制区时，监测其身体表面放射性污染状况。因污 染超过报警阈值而触发C2门报警的，KZC系统将拒绝该人 出控制区。 人员经污染监测，允许出控制区时，中央电脑将自动记录 该人出控制区内的滞留时间、累计γ外照射剂量和经历的 最大环境剂量率。
② 热释光剂量计（TLD）
¾
TLD热释光元件材料常为LiF。TLD有常用型和特殊型两种，常用型只能监测γ 外照射剂量；特殊型可以同时测量γ和中子外照射剂量。 对某个辐射工作人员而言，他所用的TLD是固定的，上面写有该工作人员的姓名。 其使用方法为：1）进入控制区前领取写有自己姓名的TLD。2）在热更衣间，将 TLD佩戴在工作服左胸口袋外（注意写有名字的一面向外）。3）工作完毕，出 热更衣间时，将TLD交还给值班室保管。 TLD的监测周期是一个月，但对于特殊操作后或怀疑受到意外照射的情况下应立 即测读TLD记录的剂量值。 剂量管理人员每月定期更换和测读TLD，并与电子剂量计相同测量期限的数据进 行比较。若差异过大，或监测结果超过核电站的管理限值，辐射防护工作人员都 须对事件原因进行调查。
13-2 β射线外照射的防护
总之，β-射线的屏蔽计算时，如果β-射线被自身源物质及 源周围其他物质阻止时分别产生的韧致辐射不能忽视时，不 仅要考虑完全阻挡β-粒子所需的屏蔽层厚度，还必须考虑阻 挡韧致辐射至可接受照射水平的屏蔽厚度。
β+射线的屏蔽计算与β-射线基本相似，但需注意对正、负 电子结合时产生的湮没辐射的屏蔽。
¾
¾
¾ 控制区进出监测系统（KZC）
根据工作人员储存在KZC系统中央电脑的个人信息，按照 KZC系统设置的标准，控制人员的进入。 a) KZC系统中央电脑无个人信息的人员，不能进入；
b) 控制区通行证过期的人员，不能进入； c) 已在控制区内的人员，不能再次进入； d) 因某种原因被职能部门禁止进入的人员，不能进入，等等。
¾
用于人员一次进出控制区受照剂量的监测。它有2个基本状态：备用状态和工 作状态。只有通过KZC的阅读器才能改变它的状态，并同时与KZC的管理计 算机交流信息。 其使用方法为：1）进入控制区厂房之前，将剂量计插入KZC系统入口阅读器 中，用个人磁卡在该阅读器上划过，如信息正确，KZC系统计算机自动进入工 作状态，此时显示“0.00mSv”；2）出热更衣室时，将剂量计插入KZC系统C2 门前的出口阅读器中，进入C2门检查身体表面的污染情况。若无污染，取出并 离开热更衣室，KZC计算机已自动记录受照剂量等信息；否则，人员不能走出 热更衣间，待去污处理后重复如上程序。 报警如下：1）每记录1μSv的剂量，就会发出一次声音和闪光信号。2）剂量 管理人员可以为其设置4个报警阈值，人员听到报警后立即离开现场，并报告 辐射防护值班人员。
¾ ¾
¾
¾
二． 外照射的防护
1．时间防护
具体措施有：
① 做好准备工作； ② 加强培训和操练； ③ 剂量分担
2．距离防护
① 点状源的辐射场，遵循平方反比规律，即：
2 & H ∝1/ R
② 非点状源的辐射场不遵循平方反比规律，此时需由 点核积分法计算。但当间距为源限度的5倍以上时， 就可近似做点源处理
2．距离防护 问：距离一活度为Ac(Ci)的γ点源的安全间距应为多少呢？
方法一：设安全间距为r，则距源r处人体所受的当量剂量率近似为：
ωa & ωa A ⋅ nγ ⋅ Γ & Da = ⋅ X = ⋅ e e r2
& & H 代替上式中的 用最大容许剂量率H m B，就可求得安全距离。
方法二：因人体所受的当量剂量率与距源间距r的平方成反比，所 以只要知道已知距离r处的当量剂量，即可求出安全距离：
热室用机械手操作
遥控操作堆放废物桶
3．屏蔽防护
¾
屏蔽物的材料应视辐射源的类型进行选择。除了要考虑屏蔽 材料的性能外，还应考虑经济费用、占用空间和结构强度等 因素。 射线屏蔽物可分为固定式和移动式两种。 在实际的防护中，有经验的工作人员可以凭半厚度的经验数 据确定γ射线屏蔽材料的厚度。
¾ ¾
反应堆的多重屏蔽体系
2. 中子源的屏蔽层厚度计算
(1) 计算宽束中子减弱的分出截面法
运用分出截面法处理宽束中子的减弱，屏蔽材料必须满足下列条件：
① ② ③ 屏蔽层足够厚，使得在屏蔽层后面的当量剂量主要是由中子束中一组贯穿能 力最强的中子的贡献所致； 屏蔽层须含有像铁、铅之类的中等重或重材料，以使入射中子能量通过非弹 性散射很快降到1MeV左右； 屏蔽层内要含有足够的氢，以保证在很短的距离内，使中子能量从1MeV左 右很快降至热能区，并使其在屏蔽层内被吸收。
计算出减弱倍数K，然后由查图表得到的不同能量的中子在不 同屏蔽材料中的透射曲线，确定出所用屏蔽材料厚度。
三． 屏蔽中子的常用材料
水 水中含有大量的氢，所以是一种非常好的中子慢化剂。氢的热中子俘获 截面为332mb，氢的俘获γ辐射能量最低，只有2.2MeV。在屏蔽体中为慢化 快中子而含有的氢，常足以俘获屏蔽材料中存在的热中子。由于水缺乏结构 性能，故很少单独应用，但可把它灌注在水门、水箱屏蔽体里，此时必须注 意避免容器破裂而酿成事故。 混凝土 是多种元素的混合物。它既含轻元素，也含有较重的元素和一定数 量的水分，所以，它对中子和光子都有较好的屏蔽作用。混凝土具有良好的 结构性能，是一种较好的建筑材料，多用做固体的屏蔽体。在需要提高混凝 土的屏蔽能力时，还可在混凝土中加入重材料组分。值得注意的是，混凝土 长期使用会失水，从而降低了它对中子的防护性能。
K =e
=2
n
这样，知道了减弱倍数K，就可求出n值，进而计算出所需的屏蔽物质厚 度值X。
三. 屏蔽X(或γ)射线的常用材料
铅：原子序数82，密度11.34g•cm-3，有很好的抗腐蚀特性，在射线照射下不 易损坏。铅是X或γ射线屏蔽的理想材料。铅的缺点是成本高，结构强度极 差，且不耐高温。用铅做较大容器和设备时要用钢材做结构骨架，否则会因 自重而坍塌。 铁：原子序数26，密度7.89g•cm-3（钢）、 7.2g•cm-3（铸铁），成本低，且 易获得。屏蔽性能比铅差。铁（钢）的机械强度很高，易加工，多用于防护 铁门、铁沟盖板等。 混凝土：普通混凝土的有效原子序数18，密度2.3g•cm-3，价格便宜，且有良 好的结构性能，在工程中多用于做固定的防护屏蔽。有时，为了减少屏蔽厚 度、缩小体积，使用高密度的混凝土（称为重混凝土）。其办法是用铅砂、 铁砂代替普通砂子，用重晶石矿石（含Ba）、铁矿石以至铸铁矿、废钢块代 替碎石，这样，混凝土的密度可高达6g•cm-3。不过，这类混凝土成本往往很 高。不是特别需要时，一般不随意采用重混凝土。 另外，水、砖、砂石、泥土也可以用来屏蔽X(或γ)射线。虽然不是专门为屏 蔽才用它们的，但建筑上用了它们，客观上起到屏蔽一部分射线的作用。
(2) 宽束中子的透射曲线
中子透射比ηn定义：对中子辐射场中的某点，有屏蔽体时的吸收剂量率 （或当量剂量率）与没有屏蔽体时的相应值之比。 减弱倍数Kn定义：对中子辐射场中的某点，没有屏蔽体时的吸收剂量率 （或当量剂量率）与有屏蔽体时的相应值之比。它表示屏蔽能力。
根据上述定义可知： ηn
= 1/ K n
(2) 屏蔽层内中子束的减弱规律
与γ辐射在屏蔽体中的减弱规律相似，窄束中子流在屏蔽层中的减弱 同样遵循简单的指数规律；宽束中子流在屏蔽层内的减弱规律为窄束基 础上加一积累因子B。
φr ( d ) = φr 0 ⋅ e
−
∑d
d
窄中子束 宽中子束
φr (d) = φr 0 ⋅ Bne ∑
−
上式中，φr(d)、φ10分别是辐射场中与源距离为r的一点处，厚度为d 的屏蔽层设置前、后的中子注量率；Σ是屏蔽材料对入射中子的宏观总截 面。Bn是宽束情况下中子的积累因子，用以表征产生的多次散射中子使屏 蔽体后所关心位置上中子注量率增加的比例。
当观察到作业现场附近的KRT报警时，工作负责人应：
1）立即中止作业，采取必要措施使工作现场恢复或保持在 安全状态； 2）报告主控制室； 3）报告辐射防护值班室； 4）组织作业班组成员迅速撤离至指定的集合地点； 5）在集合点向主控制室报告撤离情况，并执行其指令。
2．外照射个人剂量监测
① 直读式电子个人剂量计
& r m2 H = 2 & H m r
rm =
& H r & H m
3．屏蔽防护
选择γ屏蔽厚度(X)一般有通用表方法和半减弱厚度方法两种。 （1）通用表方法
& ①由已知γ源活度Ac求出当量剂量率 H ； ②求减弱倍数K（使工作区剂量低于最大容许值所要减少的倍数）
& H K = & H m
③确定屏蔽物质种类，然后查表求出屏蔽层X的厚度。
这样，
φr (d ) = φr 0 ⋅ e
&I = H & I 0 ⋅ e −∑ H
R
−
∑Rd
r处注量率 r处剂量当量率
d
上式中， d是屏蔽层厚度；ΣR是屏蔽材料对入射中子的宏观分截面， 其值可查表得到。如果屏蔽材料是混合物或化合物，则总的宏观分截面等 于各元素宏观分截面之和。 中子源在r处产生的选定中子屏蔽材料后，宏观分截面即可确定。无屏 蔽材料时r0处当量剂量可计算出，这样将置屏蔽体后的当量剂量率用最大 容许剂量值取代，就可计算出所需屏蔽材料的厚度。
（2）半减弱厚度方法wenku.baidu.com
已知γ射线在某种屏蔽材料中强度减少一半时的厚度（X1/2）时， 减弱倍数K可由X1/2求出： ln 2 1 − μ x1 / 2 X 1/ 2 = =e
2
μ
减弱倍数K定义：
X = n 令 X 1/ 2
K = I0 / I = e
则：
μX
=e
n⋅ln 2
ln 2 ⋅X X1 / 2
石蜡 含有大量的氢，价格便宜，容易成型，是很好的中子慢化剂。但是， 气温高时易软化，气温低时大块石蜡易收缩、干裂，因而结构性能差；它还 怕火、易燃，对γ的防护性能很差，所以，往往和其他材料配合使用。 聚乙烯 含氢丰富，是较好的中子防护材料。它易于加工定型，但是在温度 高于100ºC时，容易软化，易燃。常和其他材料配合使用。 泥土 含水也较多，是一种廉价材料，为充分利用它的防护性能，有时就将 一些中子发生装置建造在地下或半地下室。 锂和硼 作为慢中子的吸收体，除了要求吸收截面大以外，还要求它们在俘 获中子后不放出贯穿性的次级γ辐射，这样易于防护。为此，中子屏蔽中常 用到6Li和10B。它们的热中子吸收截面分别为940b和3837b。锂俘获中子后放 出的γ辐射很少，可以忽略不计；硼虽在95%的俘获事件中放出0.47MeV的 γ辐射，但较易屏蔽。
13-3. 中子外照射的防护 二． 中子源的屏蔽计算
1. 中子在屏蔽层中的减弱
(1) 屏蔽层内中子束的减弱原理
要使快中子很快慢化，首先应使用重或较重的物质，通过非弹性散射 使中子能量很快降低到与原子核的第一激发能级相应的能量以下；此后 ，再利用含氢物质，通过弹性散射使中子能量进一步降低到热能区。最 后，在屏蔽层中加入适量的10B和6Li以吸收热中子。这两种核素吸收热中 子的截面特别大（10B为3873b，6Li为910b），而且产生的是(n，α)，α 粒子在外照射防护中可忽略（虽然10B吸收热中子还伴有γ辐射，但其能 量很低，易于屏蔽。