摘要 为了解核电站硼浓度测量系统探测装置内中子源剂量率分布及对探测装置周围剂量场的影响，为硼表探测装置标定时的辐射剂量控制提供参考，本文采用MCNP4C程序，对安装在核电站硼浓度测量系统探测装置中的3.5Ci 238pu-Be中子源在其中的注量率分布及该中子源对探测装置周围的剂量分布进行了计算分析。结果表明，虽然该探测装置表面剂量率满足硼浓度测量装置技术规格书的要求，但其对周围剂量场的影响仍然较大，在进行硼浓度标定试验时，需有效控制现场工作时间，才能有效控制工作人员的受照剂量。
　　关键词 探测装置；中子注量率；剂量场；分析
　　M310核电站硼浓度监测系统探测装置（简称硼表）中安装有一枚3.5Ci的238pu Be中子源，该探测装置位于核岛厂房的NA297房间，平常的核岛化学取样及年度硼表标定都在该房间进行，正常运行期间该房间门外剂量率为l u sv/h～2 usv/h；当该房间加入硼表探测装置后，在探测装置周围1m以内的最大的剂量达到Dn约为34u sv/h，Dy约为25 u sv/h，是周围正常环境剂量率的20多倍，对周围剂量场有显著影响，因此需对来该房间取样及大修期间在该房间进行硼浓度标定的工作人员进行工作时间控制，才能有效降低工作人员的辐射剂量。本文通过计算中子源在探测装置中的剂量率分布及对周围环境剂量率的影响分析，为优化工作人员剂量控制有积极意义。
　　1探测装置及计算模型简介
　　1.1探测装置简介
　　探测装置是一个525mm×525mm×725mm的聚乙烯屏蔽体，其中心是一个R=140mm、高H=406mm的核3级取样容器；中子源尺寸30x38mm，位于取样容器右侧半高度上，水平伸进取样容器30mm。计算时不考虑探测器的影响，只考虑中子源位置、聚乙烯屏蔽体，中间的取样容器及探测装置外围的1.5mm不锈钢。
　　1.2计算程序简介
　　MCNP是Los Alamo国家实验室开发的大型多功能通用蒙特卡罗程序，几何描述能力强且具有灵活的几何处理能力，截面数据齐全，可以计算中子、光子和电子的耦合输运问题以及核临界问题，中子能量范围从10aMeV至20MeV，光子和电子的能量范围从1keV至1 000keY，是一款粒子输运计算的通用程序。
　　1.3计算模型建立及计算结果
　　1.3.1源描述
　　装置的中子源为238pu-Be源，半衰期86.4年，中子产额6.6×10n/s，中子平均能量为5.0MeV。根据同位素中子源的特点，源描述采用通用源SDEF卡，用ERG=D1分布给出源的能谱分布概率。为便于计算，将中子源视为点源。
　　1.3.2计数描述
　　根据实际经验，为简化计算模型，以探测装置中心为圆点建立坐标系，每隔40mm作为中子注量率计算点，依次对探测装置的不同组成部分划分栅元，计算时取中子的平均能量为5.0MeV。采用点探测器F5卡及剂量转换卡Den，将参加反应的中子从热中子到快中子分成13个能量段，即：0.5e-06、10e-03、0.5、1、2、3、4、5、6、7、8、9、10（单位MeV），结合表l所示的注量率一剂量率转换因子及質量因数，分别计算每隔40mm处聚乙烯屏蔽体中子注量率分布并转换成剂量率分布曲线。
　　2探测装置外层1.5mm不锈钢对热中子的吸收效应
　　为了检验探测装置外层1.5mm不锈钢对热中子的吸收效果，分别在z轴方向的不锈钢容器壁内外两侧各布4个探测点，这8个点都处在靠近放射源的一侧。计算结果见表1所示。从表1可以看出，1.5mm的不锈钢外壳对热中子仅有最大27%的吸收效果。
　　3中子源对探测装置外1m距离内的剂量场计算分析
　　为了解该中子源对探测装置周围剂量场的贡献，分别对中子、y射线进行了计算，计算在x轴方向过点（30，0，0）进行。计算结果见表2。
　　根据供货商提供的硼表综合测试报告的数据，探测装置外表面中子剂量率数据为41.23 u sv/h；Y剂量率为30 u sv/h；表2计算数据符合度较好。
　　4结论
　　1）采用MCNP4C程序对探测装置内的中子注量率、中子剂量率分布及其x轴方向1m内的剂量率分布进行了计算，计算结果与探测装置外表面的实测结果误差在20%以内。
　　2）探测装置外表面1.5mm的不锈钢外壳虽然最大可减低热中子辐射剂量率约27%，但透过不锈钢外壳热中子、Y射线仍然对lm范围内剂量场产生显著影响，建议后续的3代机型所使用的硼表探测装置在外壳不锈钢与内测聚乙烯之间加一层薄的镉皮，以大幅度减低探测装置周围的辐射剂量率。
　　3）从表2、3的数据可以看出，该中子源对探测装置外围1m范围内的剂量场有明显影响，因此本文通过对中子源在探测装置中的中子注量率的分布来计算剂量率分布，不仅可以了解探测装置外围1.5mm不锈钢对热中子的吸收效果，而且还可明晰了探测装置外围剂量场分布，对优化标定活动的剂量控制有一定的积极作用。