一种β-γ混合辐射场中*′(3)的测算方法技术

本发明专利技术属于辐射监测技术领域，涉及一种β‑γ混合辐射场中

【技术实现步骤摘要】
一种β-γ混合辐射场中*的测算方法
本专利技术属于辐射监测
，涉及一种β-γ混合辐射场中的测算方法。
技术介绍
由于ICRP60号报告和IAEABSS115标准中将眼晶体的剂量限值定为150mSv/a(我国GB18871-2002标准也采用该数值)，因此以前人们一直忽视对眼晶体的辐射防护监测。在实际监测行动中人们通常相信：只要保证Hp(10)和Hp(0.07)不超过限值，一般就能确保眼晶体的安全。近两年来，ICRP118号报告和IAEA新BSS标准将眼晶体剂量Hp(3)限值从150mSv/a降为5年内平均不得超过20mSv/a，且任一年不得超过50mSv。这一重要变化使得对眼晶体Hp(3)剂量监测和安全评价变得格外迫切和必要，目前忽视眼晶体剂量监测的做法是否可行，也亟待验证。在2012年IAEA召开的眼晶体剂量限值应用问题会议上，明确提出：“许可证持有单位应尽快开展相关的安全评估工作，以确定工作人员是否可能受到较高的眼晶体照射，进而制定相应的监测程序”。美国电力科学研究院(EPRI)受NRC委托，正在开展对核电厂等核设施现场眼晶体剂量及监测情况的调查研究，以应对新剂量限值的挑战。针对个人眼晶体Hp(3)剂量监测提上日程，则工作场所定向剂量当量率的监测也是必需的。通过掌握场所的辐射剂量率水平，可以初步判断场所工作人员所受Hp(10)剂量和Hp(3)剂量的差别，预估工作人员每年大约接受的Hp(3)剂量数值，同时可给出是否需要对工作人员进行Hp(3)剂量测量的必要。国际辐射单位与测量委员会(ICRU)对定向剂量当量率的定义为：辐射场某点的定向剂量当量H′(d,Ω)是相应的扩展场在ICRU球体指定方向Ω的半径上深度d处产生的剂量当量。ICRU对眼晶体的监测建议d＝3mm，记为H'(3)。准确测量场所数值，对未来可能涉及到的辐射致白内障等疾病的医学赔偿(剂量重建)等都具有非常大的价值。目前，测量场所定向剂量当量率的仪器，由于其对β射线和γ射线的响应不同，无法直接测量并准确给出β-γ混合辐射场中的数值。
技术实现思路
本专利技术的目的是提供一种β-γ混合辐射场中的测算方法，以解决β-γ混合辐射场中准确测量的难题，提高测量的准确度，并对辐射评价及辐射防护行动提供有力的数据支持。为实现此目的，在基础的实施方案中，本专利技术提供一种β-γ混合辐射场中的测算方法，所述的测算方法包括如下步骤：1)通过监测仪测量数值，经修正得到修正的数值，根据修正的数值确定γ射线贡献的定向剂量当量率2)通过β谱测量，确定监测仪在β辐射场中的校准因子Nβ值；3)通过γ谱测量，确定监测仪在γ辐射场中的校准因子Nγ值；4)根据监测仪的直接测量数值，结合Nβ和Nγ值，计算出β射线贡献的定向剂量当量率5)与相加，得到测量位置的值。在一种优选的实施方案中，本专利技术提供一种β-γ混合辐射场中的测算方法，其中步骤1)中所述的监测仪的性能满足JJG393-2003辐射防护用X、γ辐射计量当量(率)仪和监测仪检定规程要求。在一种优选的实施方案中，本专利技术提供一种β-γ混合辐射场中的测算方法，其中步骤1)中所述的修正的方法为：对于在40keV-1.5MeV范围内能量响应好于±30％，在其有效量程内剂量率线性好于±10％的监测仪，根据标准辐射场中对监测仪进行检定/校准的结果，用监测仪直接测量的数值乘以检定/校准所得的校准因子，就可得出测量点的修正的数值。在一种优选的实施方案中，本专利技术提供一种β-γ混合辐射场中的测算方法，其中步骤1)中所述的修正的方法为：对于在40keV-1.5MeV范围内能量响应超过±30％的监测仪，根据该监测仪在X、γ标准辐射场中检定/校准结果，可得出监测仪测量不同能量X、γ射线辐射场的校准因子；根据现场γ测量谱，可知所测γ射线的能量特性，可在标准辐射场校准结果中找到该能量点监测仪测量结果的校准因子，监测仪直接测量值乘以该校准因子，就可得出测量点的修正的数值。在一种优选的实施方案中，本专利技术提供一种β-γ混合辐射场中的测算方法，其中步骤1)中当β-γ混合辐射场中放射性核素发射的γ射线能量在40keV以上时，修正的数值即为值。在一种优选的实施方案中，本专利技术提供一种β-γ混合辐射场中的测算方法，其中步骤2)中所述的Nβ值的确定方法为：使用实验室β参考辐射装置校准监测仪，在该标准纯β辐射场中的校准因子作为Nβ值。在一种优选的实施方案中，本专利技术提供一种β-γ混合辐射场中的测算方法，其中所述的纯β辐射场为90Sr-90Y(β最大能量2.27MeV)或106Ru-106Rh(β最大能量3.54MeV)的辐射场。由于目前大多数场所β辐射最大能量不会超过2.5MeV，因此一般选择90Sr-90Y纯β辐射场。在一种优选的实施方案中，本专利技术提供一种β-γ混合辐射场中的测算方法，其中步骤3)中所述的Nγ值的确定方法为：使用γ谱仪测量出β-γ混合辐射场现场γ射线能谱，或从β-γ混合辐射场现场取样后测量出γ能谱，可知所测场所γ射线能量，结合监测仪在标准X、γ辐射场中校准结果，找出标准辐射场中与现场相近能量点的校准因子，则该校准因子就为监测仪在该实际测量点处的Nγ值。在一种优选的实施方案中，本专利技术提供一种β-γ混合辐射场中的测算方法，其中在40keV-1.5MeV范围内，当监测仪对γ射线能量响应好于±30％，如果所测场所γ辐射能量种类多，且这些γ射线能量在40keV-1.5MeV范围内时，可选择监测仪在137Cs辐射场中校准给出的校准因子作为计算使用的Nγ值。在一种优选的实施方案中，本专利技术提供一种β-γ混合辐射场中的测算方法，其中步骤4)中的计算方法如下公式(3)所示：其中，M为监测仪直接测量值。本专利技术的有益效果在于，利用本专利技术的β-γ混合辐射场中的测算方法，可用于核设施场所的定向剂量当量率测量，特别是发射γ射线，且伴随β辐射较高场所的定向剂量当量率的测量，解决β-γ混合辐射场中准确测量的难题，提高测量的准确度，并可为眼晶体接受辐射剂量的监测与剂量估算提供基础数据，对辐射评价及辐射防护行动提供有力的数据支持。附图说明图1为示例性的本专利技术的β-γ混合辐射场中的测算方法的流程图。图2为具体实施方式中涉及的光子注量至周围剂量当量和定向剂量当量的转换系数曲线图。图3为具体实施方式的应用举例中排长作业中燃料元件表面的β测量谱。图4为具体实施方式的应用举例中90Sr-90Y参考辐射场的β测量谱。具体实施方式以下结合附图对本专利技术的具体实施方式作出进一步的说明。示例性的本专利技术的β-γ混合辐射场中的测算方法如图1所示。由于同一监测仪对β射线和γ射线的响应不同，无法直接使用监测仪准确测量出β-γ混合场中值，在测量数据处理时，根据监测仪直接测量的数值，需要分别计算γ射线和β射线对的贡献，即：该方法包括如下步骤：1)周围剂量当量率数值测量确定选用能量响应和剂量率线性较好的监测仪，在X和γ标准辐射场中进行检定/校准，仪器的性能应满足JJG393-2003要求。对于现场β-γ混合辐射场中数值，使用检定/校准后的监测仪进行测量，根据标准辐射场中进行检定/校准结果，直接测量的数值乘以检定/校准证书中给的校准因子，就可以计算出测量点的修正的数值。如果测量仪器能量响应稍差，且现场γ辐射能量已知，则根据检定/校本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种β‑γ混合辐射场中

【技术特征摘要】
1.一种β-γ混合辐射场中的测算方法，其特征在于，所述的测算方法包括如下步骤：1)通过监测仪测量数值，经修正得到修正的数值，根据修正的数值确定γ射线贡献的定向剂量当量率2)通过β谱测量，确定监测仪在β辐射场中的校准因子Nβ值；3)通过γ谱测量，确定监测仪在γ辐射场中的校准因子Nγ值；4)根据监测仪的直接测量数值，结合Nβ和Nγ值，计算出β射线贡献的定向剂量当量率5)与相加，得到测量位置的值。2.根据权利要求1所述的测算方法，其特征在于：步骤1)中所述的监测仪的性能满足JJG393-2003要求。3.根据权利要求1所述的测算方法，其特征在于，步骤1)中所述的修正的方法为：对于在40keV-1.5MeV范围内能量响应好于±30％，在其有效量程内剂量率线性好于±10％的监测仪，根据标准辐射场中对监测仪进行检定/校准的结果，用监测仪直接测量的数值乘以检定/校准所得的校准因子，就可得出测量点的修正的数值。4.根据权利要求1所述的测算方法，其特征在于，步骤1)中所述的修正的方法为：对于在40keV-1.5MeV范围内能量响应超过±30％的监测仪，根据该监测仪在X、γ标准辐射场中检定/校准结果，可得出监测仪测量不同能量X、γ射线辐射场的校准因子；根据现场γ测量谱，可知所测γ射线的能量特性，可在标准辐射场校准结果中找到该能量点监测仪测量结果的校准因子，监测仪直接测量值乘...

【专利技术属性】
技术研发人员：韦应靖，商洁，以恒冠，唐智辉，李强，谷伟刚，杨波，赵佳辉，
申请(专利权)人：中国辐射防护研究院，
类型：发明
国别省市：山西,14