CN108535760A - 核应急剂量卡及核应急剂量测量方法 - Google Patents

Abstract

本发明实施例提供一种核应急剂量卡及核应急剂量测量方法，所述核应急剂量卡，包括：主体(1)、测量单元(2)以及标识单元(3)；其中，所述标识单元(3)设置于所述主体(1)的上表面，所述主体(1)的测表面还设置有开口，所述测量单元(2)通过所述开头插入所述主体(1)内，所述测量单元(2)，用于通过金属中子活化片进行中子个人剂量的测量。可以实现记录或追朔辐射个人剂量，并有效实施对人员的快速分类管理，控制第一响应人员接受的辐射剂量水平，并对随后开展的辐射损伤救治提供必要的辐射剂量学信息。

Description

核应急剂量卡及核应急剂量测量方法

技术领域

本发明实施例涉及核辐射测量领域，尤其涉及一种核应急剂量卡及核应急剂量测量方法。

背景技术

随着核电站及核技术应用的日益兴起和蓬勃发展，核反应堆安全事故、放射源应急事故和核恐怖袭击事件的全球发生概率呈显著上升趋势。

目前，国内乃至国际范围内，辐射个人剂量监测仪器或仪表的技术应用或研发，均是针对职业个人监测的特性要求。职业外照射中子个人监测中主要采用的无源式个人剂量计包括：热释光配对返照率中子个人剂量计、光致光个人剂量计、胶片个人剂量计及CR39固体核径迹探测器(中子或重粒子监测)等。

职业个人监测是对已知或未知辐射场，利用工作人员佩带剂量计进行的测量，通过剂量计的型式和性能试验，可以较为完整的获得相关人员辐射剂量学信息。职业个人监测具有预见性、系统性和可控性，属于计划照射的范畴，因而对处于辐射场中人员的受照剂量有较为准确的估计，因而为职业照射控制提供了较为完整的监测数据。与职业个人监测不同，核应急监测具有突发性，现场辐射水平无法预测，不具有事前的系统性和可控性(如前苏联切尔诺贝利核电站事故和日本福岛核电事故等)，核应急监测不属于有计划的职业个人监测的范畴，高剂量环境将导致高的职业健康损伤风险。

发明内容

本发明实施例提供了一种核应急剂量卡及核应急剂量测量方法，可以实现记录或追朔辐射个人剂量，并有效实施对人员的快速分类管理，控制第一响应人员接受的辐射剂量水平。

第一方面，本发明实施例提供一种核应急剂量卡，包括：

主体1、测量单元2以及标识单元3；

其中，所述标识单元3设置于所述主体1的上表面，所述主体1的测表面还设置有开口，所述测量单元2通过所述开头插入所述主体1内，所述测量单元2，用于通过金属中子活化片进行中子个人剂量的测量。

在一个可能的实施方式中，所述测量单元2包括：

依次设置于所述测量单元2上的三个金属中子活化片。

在一个可能的实施方式中，所述金属中子活化片等间距设置于所述测量单元2上；

所述金属中子活化片为圆形。

在一个可能的实施方式中，所述标识单元3上设置有标识信息。

在一个可能的实施方式中，所述标识信息至少包括以下之一：

标注卡号、姓名、性别、年龄以及单位。

在一个可能的实施方式中，所述标识单元3为厚度0.2mm的有机玻璃。

在一个可能的实施方式中，所述主体1采用厚度0.2mm的有机玻璃制成。

第二方面，本发明实施例提供一种核应急剂量测量方法，包括：

确定设定的同位素在通量的中子照射下产生的放射性活度；

确定便携式塑料闪光体测量活化箔片放射性计数；

根据所述放射性活度和所述放射性计数确定中子通量；

对所述中子通量的角度响应进行修正；

确定反应堆刻度放射性计数与中子个人剂量当量的关系；

根据所述关系，将中子通量对应的放射性计数换算为中子个人剂量当量。

本发明实施例提供的核应急剂量卡及核应急剂量测量方法，核应急剂量卡，包括：主体1、测量单元2以及标识单元3；其中，所述标识单元3设置于所述主体1的上表面，所述主体1的测表面还设置有开口，所述测量单元2通过所述开头插入所述主体1内，所述测量单元2，用于通过金属中子活化片进行中子个人剂量的测量，可以实现记录或追朔辐射个人剂量，并有效实施对人员的快速分类管理，控制第一响应人员接受的辐射剂量水平，并对随后开展的辐射损伤救治提供必要的辐射剂量学信息。

附图说明

图1为本发明实施例提供的一种核应急剂量卡的结构的爆炸图；

图2为本发明实施例提供一种核应急剂量测量方法的流程示意图。

具体实施方式

为使本发明实施例的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。

为便于对本发明实施例的理解，下面将结合附图以具体实施例做进一步的解释说明，实施例并不构成对本发明实施例的限定。

图1为本发明实施例提供的一种核应急剂量卡的结构的爆炸图，如图1所示，该核应急剂量卡包括：

主体1、测量单元2以及标识单元3；

其中，所述标识单元3设置于所述主体1的上表面，所述主体1的测表面还设置有开口，所述测量单元2通过所述开头插入所述主体1内，所述测量单元2，用于通过金属中子活化片进行中子个人剂量的测量。

可选地，所述测量单元2包括：

依次设置于所述测量单元2上的三个金属中子活化片。

可选地，所述金属中子活化片等间距设置于所述测量单元2上；

所述金属中子活化片为圆形。

可选地，所述标识单元3上设置有标识信息。

可选地，所述标识信息至少包括以下之一：

标注卡号、姓名、性别、年龄以及单位。

可选地，所述标识单元3为厚度0.2mm的有机玻璃。

可选地，所述主体1采用厚度0.2mm的有机玻璃制成。

本发明实施例提供的核应急剂量卡包括：主体1、测量单元2以及标识单元3；其中，所述标识单元3设置于所述主体1的上表面，所述主体1的测表面还设置有开口，所述测量单元2通过所述开头插入所述主体1内，所述测量单元2，用于通过金属中子活化片进行中子个人剂量的测量，可以实现记录或追朔辐射个人剂量，并有效实施对人员的快速分类管理，控制第一响应人员接受的辐射剂量水平，并对随后开展的辐射损伤救治提供必要的辐射剂量学信息。

图2为本发明实施例提供一种核应急剂量测量方法的流程示意图，如图2所示，该方法包括：

S201、确定设定的同位素在通量的中子照射下产生的放射性活度。

其中，A_i是箔片活度，φ_i(E)是待测的中子通量，σ_eff(E)是对应箔片材料的有效活化截面。m是活化箔片中靶核同位素的质量数；M是靶核同位素的克分子或克原子质量数；N_A是阿佛加德罗常数，6.023×10²³原子/克分子。

考虑到活化箔片核素天然丰度a的影响，可将其改写为：

中子通量为：

¹⁹⁷Au的热中子活化截面为98.8b，共振活化截面约为30000b(约为4.9eV)。可以假设0.4～4.9eV之间的热中子活化截面是常数，因此，可以采用共振截面来区分热中子和超热中子的贡献。利用镉片非常高的热中子截面，覆镉后相当于Au共振峰处有低的截面(4.9eV，5b)，采用0.5mm厚的Cd可以将0.4eV以下的中子全部吸收，覆铝金箔测量得到热中子和超热中子通量的总和，则扣除掉覆镉的超热中子通量(需采用校正因子1.1修正被共振活化的中子)，两箔片计数之差为热中子通量(镉比法)。¹¹⁵In核素具有非弹性散射中子活化截面，用于监测高能中子通量。

S202、确定便携式塑料闪光体测量活化箔片放射性计数。

N(E.t)＝A_i·ε(E)·δ(E)·λ·e^-λ·Δt

式中；N－t时刻活化片发出的γ射线计数率，单位是计数/min。A_i－待测活化片在t＝t₀时放射性活度，单位是衰变数/min。ε－计数器对能量为E的γ射线探测效率，可由实验刻度。δ－剩余核发生一次衰变发射γ射线的百分强度，由资料可查得。λ－剩余核衰变常数，值为0.693/T_1/2。e^-λΔt－在时间间隔Δt＝t－t₀内活性的衰变时间校正因子(t为测量时刻，累积测量中，t为0，t₀为活化结束时刻，可由工作时间估算)。

由上式可得出：

带入上式可得：

令则Φ＝N/k·m·e^-λΔt。

S203、根据所述放射性活度和所述放射性计数确定中子通量。

S204、对所述中子通量的角度响应进行修正。

若辐照箔片平面的法线与中子束方向成θ角，则1cm²箔片与中子束相交的面积变成1×cosθ即减小cosθ倍,其与中子束相交的垂直厚度增大1/cosθ倍。因此，活化累积的放射性活度与箔片取向无关，而仅仅依赖于中子通量。即说明采用活化箔片测量中子通量，角度响应的影响可忽略。

S205、确定反应堆刻度放射性计数与中子个人剂量当量的关系。

S206、根据所述关系，将中子通量对应的放射性计数换算为中子个人剂量当量。

本发明实施例提供的核应急剂量测量方法，通过确定设定的同位素在通量的中子照射下产生的放射性活度；确定便携式塑料闪光体测量活化箔片放射性计数；根据所述放射性活度和所述放射性计数确定中子通量；对所述中子通量的角度响应进行修正；确定反应堆刻度放射性计数与中子个人剂量当量的关系；根据所述关系，将中子通量对应的放射性计数换算为中子个人剂量当量。可以实现记录或追朔辐射个人剂量，并有效实施对人员的快速分类管理，控制第一响应人员接受的辐射剂量水平，并对随后开展的辐射损伤救治提供必要的辐射剂量学信息。

专业人员应该还可以进一步意识到，结合本文中所公开的实施例描述的各示例的单元及算法步骤，能够以电子硬件、计算机软件或者二者的结合来实现，为了清楚地说明硬件和软件的可互换性，在上述说明中已经按照功能一般性地描述了各示例的组成及步骤。这些功能究竟以硬件还是软件方式来执行，取决于技术方案的特定应用和设计约束条件。专业技术人员可以对每个特定的应用来使用不同方法来实现所描述的功能，但是这种实现不应认为超出本发明的范围。

以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (8)

1.一种核应急剂量卡，其特征在于，包括：

主体(1)、测量单元(2)以及标识单元(3)；

其中，所述标识单元(3)设置于所述主体(1)的上表面，所述主体(1)的测表面还设置有开口，所述测量单元(2)通过所述开头插入所述主体(1)内，所述测量单元(2)，用于通过金属中子活化片进行中子个人剂量的测量。

2.根据权利要求1所述的核应急剂量卡，其特征在于，所述测量单元(2)包括：

依次设置于所述测量单元(2)上的三个金属中子活化片。

3.根据权利要求2所述的核应急剂量卡，其特征在于，所述金属中子活化片等间距设置于所述测量单元(2)上；

所述金属中子活化片为圆形。

4.根据权利要求1所述的核应急剂量卡，其特征在于，所述标识单元(3)上设置有标识信息。

5.根据权利要求4所述的核应急剂量卡，其特征在于，所述标识信息至少包括以下之一：

标注卡号、姓名、性别、年龄以及单位。

6.根据权利要求4所述的核应急剂量卡，其特征在于，所述标识单元(3)为厚度0.2mm的有机玻璃。

7.根据权利要求1所述的核应急剂量卡，其特征在于，所述主体(1)采用厚度0.2mm的有机玻璃制成。

8.一种核应急剂量测量方法，其特征在于，包括：

确定设定的同位素在通量的中子照射下产生的放射性活度；

确定便携式塑料闪光体测量活化箔片放射性计数；

根据所述放射性活度和所述放射性计数确定中子通量；

对所述中子通量的角度响应进行修正；

确定反应堆刻度放射性计数与中子个人剂量当量的关系；

根据所述关系，将中子通量对应的放射性计数换算为中子个人剂量当量。