CN107807379A - 一种钚材料的γ辐射场计算方法 - Google Patents

一种钚材料的γ辐射场计算方法 Download PDF

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朱敏
杨永新
黄桂
王丽婷
王宋
赵大磊
马敬伟
徐子剑
詹维
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Abstract

本发明涉及一种钚材料γ辐射场计算方法，包括如下步骤：分析钚材料中的放射性核素，以及可能发射的射线；分析钚材料各放射性核素发射的γ射线能量和强度，综合考虑各放射性核素比例，计算得出裂变γ出射率和表面出射率；通过对钚中含有的放射性核素特性、射线特性和结构材料的分析，计算得出钚材料外γ射线空气吸收剂量率。

Description

一种钚材料的γ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γ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γ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γ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γ辐射场计算方法，解决高浓缩钚材料γ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γ辐射场计算方法包括以下三个步骤：
步骤一，高浓缩钚材料射线辐射特性分析。分析高浓缩钚材料中的放射性核素，以及可能发射的射线。
步骤二，高浓缩钚γ辐射场形成机理分析。分析高浓缩钚材料各放射性核素发射的γ射线能量和强度，综合考虑各放射性核素比例，计算得出裂变γ出射率和表面出射率。
步骤三，高浓缩钚γ辐射场计算。通过对高浓缩钚中含有的放射性核素特性、射线特性和结构材料的分析，计算得出高浓缩钚材料外γ射线空气吸收剂量率。
三个步骤之间的关系如附图1所示。
一、高浓缩钚材料射线辐射特性分析
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，可发射α、β、X、γ射线。241Am和杂质发生(α，n)反应，故钚发射的γ射线可能会对工作人员形成外照射。各核素主要射线辐射特性见表1。
表1高浓缩钚材料射线辐射特性
二、高浓缩钚γ辐射场形成机理分析
钚同位素的γ谱构成比较复杂，如239Pu在能量几十keV到800keV之间有众多的γ射线，并且有很多γ射线的能量相近，它们在γ谱形成的重峰，甚至不能分辨，此外，不同纯度的钚材料在不同能段的γ峰强度有差异，特别是241Am的浓度影响较大。钚的同位素238Pu、239Pu、240Pu、241Pu和242Pu在率变中都发射各自的特征γ射线，其主要γ射线的能量和强度如表2所示。
表2高浓缩钚材料发射的主要γ射线
综合考虑239Pu丰度大于90％的高浓缩钚材料中239Pu、240Pu、241Pu的比例，高浓缩钚材料的比活度一般为2.5×109Bq/g，计算可得裂变γ出射率为2.97×109Bq，表面出射率为1.829×106Bq/cm2。
三、高浓缩钚γ辐射场计算
通过对高浓缩钚中含有的放射性核素特性、射线特性和结构材料的分析，可通过基于宽束减弱规律计算高浓缩钚材料外γ射线空气吸收剂量率。高浓缩钚材料介质可视为无限均匀，外面的结构或封装材料简单且有一定厚度，此种情况下，从钚材料中发射出来的γ射线经二次或多次散射后仍有可能穿出结构材料，所以，基于宽束减弱规律，可建立其γ射线空气吸收剂量率计算公式。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，本方法引入γ辐射强度系数对不同贮存时间的高浓缩钚材料周围γ辐射场的计算进行修正。
式中：
为经过屏蔽层之后的γ吸收剂量率，单位为Gy/s；
为经过屏蔽层之后核素i产生的γ吸收剂量率，单位为Gy/s；
f为γ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；
为未经过屏蔽层之前核素产生的γ吸收剂量率，单位为Gy/s；
B为该条件下的累积因子，无量纲。可通过伯杰公式计算得出，其计算公式为B＝1+aμR·e-bμr，a和b可参考《伯杰公式计算累积因子参数值》表得到；
μ为屏蔽物质的衰减系数，单位为cm-1。它是基于宽束减弱规律计算的关键参数，可参考《不同介质中γ射线的先衰减系数》表获取；
r为屏蔽层的厚度，单位为cm；
n为钚材料中所含放射性核素的个数；
ε为放射性核素i中某一能量线的分支比。
需要说明的是，可根据高浓缩钚材料加工的形状，确定是否为点源、线状源、圆盘源、球面源、圆柱面源、球体源或无限大体积源，然后通过比释动能率计算公式得到。对于点源来说，可先计算出比释动能率，然后转化成空气吸收剂量率。其计算公式为A为源的活度(单位为Bq)，R为离源距离(单位为m)，Γk为比释动能率(单位为Gy·m2·Bq-1·s-1)。
求解γ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γ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γ辐射场计算流程。
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γ射线在水中的衰减为例，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
高浓缩钚材料中主要含有239Pu及少量240Pu、241Pu和241Am，可发射α、β、X、γ射线。此外，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
综合考虑高浓缩钚材料中239Pu、240Pu、241Pu的比例，高浓缩钚材料的比活度一般为2.5×109Bq/g，计算可得裂变γ出射率为2.97×109Bq，表面出射率为1.829×106Bq/cm2。
三、高浓缩钚γ辐射场计算
通过对高浓缩钚中含有的放射性核素特性、射线特性和结构材料的分析，可通过基于宽束减弱规律计算高浓缩钚材料外γ射线空气吸收剂量率。高浓缩钚材料介质可视为无限均匀，外面的结构或封装材料简单且有一定厚度，此种情况下，从钚材料中发射出来的γ射线经二次或多次散射后仍有可能穿出结构材料。根据公式(1)和公式(2)计算高浓缩钚γ辐射场。
1、计算
是未经过屏蔽层之前核素产生的γ吸收剂量率，首先计算能量为129.29keV，分支比为6.26×10-5的光子辐射剂量。高浓缩钚表面出射率为1.829×106Bq/cm2，直径为2mm的球形高浓缩钚材料表面积为0.1256cm2，则高浓缩钚材料的总出射率为2.30×105Bq，根据的分支计算能量为129.29keV的γ辐射出射率为2.95×103Bq。钚球表面光子注量率为9.39×104s-1cm-2，查表得到该能量段的注量-剂量转换系数为0.89，故所得的初始剂量率为8.36×10-5Gy/s。
2、计算
查《伯杰公式计算累积因子参数值》表得到对于能量为129.29keV的光子辐射，伯杰公式中的参数a，b分别为2.887和0.2035，水的线衰减系数为0.1505，在此R选取0.1m，0.5m，1m三个典型距离，代入伯杰公式计算得到累积因子分别为：
B0.1＝1+2.887×0.1505×0.1·e-0.2035×0.1505×0.1＝1.043
B0.5＝1+2.887×0.1505×0.5·e-0.2035×0.1505×0.5＝1.217
B1.0＝1+2.887×0.1505×1.0·e-0.2035×0.1505×1.0＝1.412
把累积因子和初始剂量率代入公式3-1得到R选取0.1m，0.5m，1m三个典型距离时的
对于γ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
同理计算出其它能量的射线R选取0.1m，0.5m，1m三个典型距离时的利用公式3-2对各条射线的在典型距离所产生的剂量求和，得到三个典型距离条件下总剂量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3。γ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，最大误差不超过5％，二者的一致性表明计算方法是正确的。
表3典型距离的总剂量与实测值对比
距离m 0.1 0.5 1.0
剂量(计算值)Gy/s 2.95E-3 8.38E-6 5.24E-9
剂量(实测值)Gy/s 2.83E-3 8.55E-6 5.09E-9
误差％ 4.24 1.98 2.94

Claims (3)

1.一种钚材料的γ辐射场计算方法，包括如下步骤：
步骤一，高浓缩钚材料射线辐射特性分析，分析高浓缩钚材料中的放射性核素，以及可能发射的射线；
步骤二，高浓缩钚γ辐射场形成机理分析，分析高浓缩钚材料各放射性核素发射的γ射线能量和强度，综合考虑各放射性核素比例，计算得出裂变γ出射率和表面出射率；
步骤三，高浓缩钚γ辐射场计算，通过对高浓缩钚中含有的放射性核素特性、射线特性和结构材料的分析，计算得出高浓缩钚材料外γ射线空气吸收剂量率；
其特征在于，所述步骤三中高浓缩钚γ辐射场计算采用基于宽束减弱规律的高浓缩钚材料外γ射线空气吸收剂量率计算方法，具体为：
<mrow> <msub> <mover> <mi>D</mi> <mo>&amp;CenterDot;</mo> </mover> <mi>l</mi> </msub> <mo>=</mo> <mi>f</mi> <msub> <mover> <mi>D</mi> <mo>&amp;CenterDot;</mo> </mover> <mrow> <mi>l</mi> <mn>0</mn> </mrow> </msub> <msup> <mi>Be</mi> <mrow> <mo>-</mo> <mi>&amp;mu;</mi> <mi>r</mi> </mrow> </msup> <mo>-</mo> <mo>-</mo> <mo>-</mo> <mrow> <mo>(</mo> <mn>1</mn> <mo>)</mo> </mrow> </mrow>
<mrow> <mover> <mi>D</mi> <mo>&amp;CenterDot;</mo> </mover> <mo>=</mo> <munderover> <mo>&amp;Sigma;</mo> <mrow> <mi>i</mi> <mo>=</mo> <mn>1</mn> </mrow> <mi>n</mi> </munderover> <msub> <mover> <mi>D</mi> <mo>&amp;CenterDot;</mo> </mover> <mi>l</mi> </msub> <mi>&amp;epsiv;</mi> <mo>-</mo> <mo>-</mo> <mo>-</mo> <mrow> <mo>(</mo> <mn>2</mn> <mo>)</mo> </mrow> </mrow>
式中：
为经过屏蔽层之后的γ吸收剂量率，单位为Gy/h；
为经过屏蔽层之后核素i产生的γ吸收剂量率，单位为Gy/h；
f为γ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；
为未经过屏蔽层之前核素产生的γ吸收剂量率，单位为Gy/h；
B为该条件下的累积因子，无量纲。可通过伯杰公式计算得出，其计算公式为B＝1+aμR·e-bμr，a和b可参考《伯杰公式计算累积因子参数值》表得到；
μ为屏蔽物质的衰减系数，单位为cm-1。它是基于宽束减弱规律计算的关键参数，可参考《不同介质中γ射线的先衰减系数》表获取；
r为屏蔽层的厚度，单位为cm；
n为钚材料中所含放射性核素的个数；
ε为放射性核素i中某一能量线的分支比。
2.如权利要求1所述的钚材料γ辐射场计算方法，其特征在于所述步骤三的未经过屏蔽层之前核素产生的γ吸收剂量率可根据高浓缩钚材料加工的形状，确定是否为点源、线状源、圆盘源、球面源、圆柱面源、球体源或无限大体积源，然后通过比释动能率计算公式得到；对于点源来说，可先计算出比释动能率，然后转化成空气吸收剂量率，其计算公式为A为源的活度(单位为Bq)，R为离源距离(单位为m)，Γk为比释动能率(单位为Gy·m2·Bq-1·s-1)。
3.如权利要求1或2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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