CN107807378A - 一种钚材料中子辐射场计算方法 - Google Patents

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朱敏
杨永新
王丽婷
黄桂
王宋
赵大磊
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徐子剑
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Abstract

本发明涉及钚材料中子辐射场计算方法，包括如下步骤：分析高浓缩钚材料中的放射性核素，以及可能产生的中子；分析高浓缩钚材料中子产生机理，分别计算得出钚同位素自发裂变中子产额、钚α衰变过程放出的α通过(α，n)反应的中子产额；分析中子通过单位厚度材料时，从高于某能量阈的中子群中分出来而进入较低能量的中子群中支的几率，基于分出截面理论，计算得出高浓缩钚中子剂量当量率。

Description

一种钚材料中子辐射场计算方法
技术领域
本发明涉及一种贯穿辐射场计算方法，更具体的说涉及一种高浓缩钚材料中子辐射场计算方法。
背景技术
高浓缩钚材料能产生穿透能力强的中子射线，可对操作人员造成外照射危害，由于接触距离近、时间长，其辐射危害值得重视。但高浓缩钚发射的中子射线能量偏低，对一般的辐射监测仪器响应能力提出了更高的要求，且在有些情况下无法监测(如在可行性论证阶段)，无法开展工作人员辐射安全评估，这时就需要对高浓缩钚的贯穿辐射场进行理论计算，若要保证计算的准确性和科学性，必须要考虑高浓缩钚所含放射性核素的多样性、能量线的复杂性，此时，对于操作高浓缩钚的工作人员来说，由于距离源较近，采用简单的点源衰减模式是不合适的，所以，应考虑另外的计算方法予以解决。本发明提出一种高浓缩钚材料中子辐射场计算方法，解决高浓缩钚材料中子辐射场计算的合理性、科学性、准确性问题，为工作人员辐射安全评估提供基本依据。
发明内容
本发明所述的高浓缩钚材料中子辐射场计算方法包括以下三个步骤：
步骤一，高浓缩钚材料中子辐射特性分析。分析高浓缩钚材料中的放射性核素，以及可能产生的中子。
步骤二，高浓缩钚中子辐射场形成机理分析。分析高浓缩钚材料中子产生机理，分别计算得出钚同位素自发裂变中子产额、钚α衰变过程放出的α通过(α，n)反应的中子产额。
步骤三，高浓缩钚中子辐射场计算。分析中子通过单位厚度材料时，从高于某能量阈的中子群中分出来而进入较低能量的中子群中支的几率，基于分出截面理论，计算得出高浓缩钚中子剂量当量率。
三个步骤之间的关系如附图1所示。
一、高浓缩钚材料中子辐射特性分析
以239Pu丰度大于90％的高浓缩钚材料为例，材料中主要含有239Pu及少量240Pu、241Pu和241Am。其中，239Pu和240Pu为超铀元素，可产生自发裂变中子。241Am和杂质发生(α，n)反应产生中子，故钚发射自发裂变中子、增殖中子和(α，n)反应产生的中子可能会对工作人员形成外照射。各核素主要中子辐射特性见表1。
表1高浓缩钚材料中子辐射特性
二、高浓缩钚中子辐射场形成机理分析
钚材料的中子主要由自发裂变辐射中子和钚α衰变放出的α通过(α，n)反应出射中子两部分组成，大多数情况下，当材料中含有一定量较高α衰变率的241Am核素时，(α，n)产生的中子占高浓缩钚材料释放中子的主要部分，两者产生的中子能谱见附图2和附图3。钚主要同位素自发裂变中子产额见表2。另外，钚α衰变过程放出的α也可以通过(α，n)反应生成出射中子。当材料中含有一定量较高α衰变率的238Pu和241Am核素时，(α，n)产生的中子强度则可与材料中自发裂变的中子强度相比，表3列出了部分钚同位素的(α，n)中子产额。
表2钚同位素自发裂变中子产额
表3(α，n)反应的中子产额
三、高浓缩钚中子辐射场计算
高浓缩钚材料中发射的中子为快中子，快中子通过屏蔽物质时，主要发生弹性与非弹性散射而损失能量，此外，被物质吸收时，还要发射俘获γ射线。它与原子核的作用过程，以及截面与能量的关系都相当复杂，且有些截面数据尚不完全清楚。所以，计算中子在屏蔽体中的减弱规律，远比γ射线复杂，所以，大多数情况下，采用简单的近似或经验公式计算，如查图法和半厚度法。但在需要精确计算时，采用上述方法是不够的，而要考虑基于分出截面法的计算方法。
分出截面法的原理是中子通过单位厚度材料时，从高于某能量阈的中子群中分出来而进入较低能量的中子群中支的几率。经分析，高浓缩钚发射的快中子在外层屏蔽体中各向同性，满足指数衰减规律，基于分出截面理论，建立了高浓缩钚中子剂量当量率计算公式。同时，随着贮存时间的增加，高浓缩钚材料内部的放射性核素组分会发生变化，导致辐射强度的改变，本方法在此引入中子辐射强度系数对不同贮存时间的高浓缩钚材料周围中子辐射场的计算进行修正。
式中：
为剂量当量率，单位为Sv/s；
f为中子辐射强度系数，无量纲。其值为贮存后高浓缩钚材料的衰变热功率与初始状态下衰变热功率的比值；
S为中子源强，即源放射性活度与中子产额的乘积，单位为s-1；
dH为中子剂量当量换算因子，单位为Sv·m2；
r是屏蔽层厚度，单位为m；
R是距源的距离，单位为m；
Bn是中子积累因子，无量纲；
ΣR是含氢材料的宏观分出截面，单位为m-1。
需要说明的是，求解中子辐射强度系数f首先需求解贮存后高浓缩钚材料的衰变热功率与初始状态下衰变热功率，选取衰变热功率的比值作为中子辐射强度系数的原因在于，钚材料的衰变热功率集中体现了钚材料衰变释放射线的通量和能量信息，钚材料衰变率的计算采用高正明等在《武器级钚材料衰变热功率数值计算与分析》中提出的多分支递交衰变递归算法。
附图说明
图1是高浓缩钚材料中子辐射场计算流程。
图2是钚自发裂变中子能谱。
图3是Am-Be中子能谱数据。
具体实施方式
下面以直径为2mm的球形高浓缩钚材料(239Pu丰度大于90％)发射的中子在水中的衰减为例，说明本文所述的γ辐射场计算方法。
一、高浓缩钚材料辐射特性分析
239Pu和240Pu为超铀元素，可产生自发裂变中子。241Am和杂质发生(α，n)反应产生中子，故钚发射的γ射线以及自发裂变中子、增殖中子和(α，n)反应产生的中子可能会对工作人员形成外照射。
二、高浓缩钚γ辐射场形成机理分析
钚材料的中子主要由自发裂变辐射中子和钚α衰变放出的α通过(α，n)反应出射中子两部分组成，大多数情况下，当材料中含有一定量较高α衰变率的241Am核素时，(α，n)产生的中子占气球组件释放中子的主要部分。另外，钚α衰变过程放出的α也可以通过(α，n)反应生成出射中子。当材料中含有一定量较高α衰变率的238Pu和241Am核素时，(α，n)产生的中子强度则可与材料中自发裂变的中子强度相比。
三、高浓缩钚γ辐射场计算
高浓缩钚材料中发射的中子为快中子，快中子通过屏蔽物质时，主要发生弹性与非弹性散射而损失能量，此外，被物质吸收时，还要发射俘获γ射线。它与原子核的作用过程，以及截面与能量的关系都相当复杂，且有些截面数据尚不完全清楚。分出截面法的原理是中子通过单位厚度材料时，从高于某能量阈的中子群中分出来而进入较低能量的中子群中支的几率。根据公式1计算高浓缩钚中子辐射场。
1、计算S
直径为2mm的球形高浓缩钚材料的质量为0.0829g，经计算高浓缩钚的中子产额为5.5×104s-1·kg-1，该球形高浓缩钚材料的中子产额是4.56s-1。
2、查阅相关计算参数
查阅《单能中子注量对应的周围剂量当量》表，高浓缩钚释放的中子能量平均中子剂量当量换算因子dH为375pSv cm2。实验测量水中中子的宏观分出截面ΣR为0.103cm-1，单能中子的中子积累因子参照《单能中子的初始累积因子》取5。对于中子辐射强度系数f，在本算例中设定钚材料处于初始状态，故f在此取1。
3、计算
R选取0.1m，0.5m，1m三个典型距离时的利用公式(1)对中子剂量进行理论计算。
为验证计算方法的准确性，结合某次高浓缩钚材料操作实际，对高浓缩钚材料周围贯穿辐射水平进行了实际监测，计算值与实测结果的对比见表4。中子剂量率理论计算值与实际测量值在三个典型位置是接近的，最大误差为8.19％，二者的一致性表明计算方法是正确的。
表4典型距离的总剂量与实测值值对比

Claims (2)

1.一种钚材料的γ辐射场计算方法，包括如下步骤：
步骤一，高浓缩钚材料中子辐射特性分析，分析高浓缩钚材料中的放射性核素，以及可能产生的中子；
步骤二，高浓缩钚中子辐射场形成机理分析，分析高浓缩钚材料中子产生机理，分别计算得出钚同位素自发裂变中子产额、钚α衰变过程放出的α通过(α，n)反应的中子产额；
步骤三，高浓缩钚中子辐射场计算，分析中子通过单位厚度材料时，从高于某能量阈的中子群中分出来而进入较低能量的中子群中支的几率，基于分出截面理论，计算得出高浓缩钚中子剂量当量率；
其特征在于，所述步骤三高浓缩钚中子辐射场计算采用基于分出截面法的高浓缩钚材料外中子空气吸收剂量率计算方法，具体为：
<mrow> <mover> <mi>H</mi> <mo>&amp;CenterDot;</mo> </mover> <mo>=</mo> <mi>f</mi> <mfrac> <mi>S</mi> <mrow> <mn>4</mn> <msup> <mi>&amp;pi;R</mi> <mn>2</mn> </msup> </mrow> </mfrac> <msub> <mi>d</mi> <mi>H</mi> </msub> <msub> <mi>B</mi> <mi>n</mi> </msub> <msup> <mi>e</mi> <mrow> <mo>-</mo> <msub> <mo>&amp;Sigma;</mo> <mi>R</mi> </msub> <mi>r</mi> </mrow> </msup> <mo>-</mo> <mo>-</mo> <mo>-</mo> <mrow> <mo>(</mo> <mn>1</mn> <mo>)</mo> </mrow> </mrow>
式中：
为剂量当量率，单位为Sv/s；
f为中子辐射强度系数，无量纲。其值为贮存后高浓缩钚材料的衰变热功率与初始状态下衰变热功率的比值；
S为中子源强，即源放射性活度与中子产额的乘积，单位为s-1；
dH为中子剂量当量换算因子，单位为Sv·m2；
r是屏蔽层厚度，单位为m；
R是距源的距离，单位为m；
Bn是中子积累因子，无量纲；
ΣR是含氢材料的宏观分出截面，单位为m-1。
2.如权利要求1所述的钚材料γ辐射场计算方法，其特征在于所述钚材料为核素钚239丰度大于90％的高浓缩钚材料。
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