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摘 要：钚是一种高放射毒性的元素，钚衰变产生的γ射线、自发裂变中子和（α，n）反应的中子，及工业钚中残留的裂变产物和杂质衰变产生的γ射线，均具有很强的辐射。在工业钚的操作中，为减少钚物料带来的辐射照射，需要采取足够的屏蔽。通常，屏蔽措施仅考虑钚物料产生的光子、中子剂量，忽略屏蔽体中子俘获对屏蔽体外关注点的剂量影响。本文通过使用MCNP程序计算1kg工业钚在5种不同屏蔽材料组合屏蔽下中子俘获在关注点产生的剂量，结合钚物料在关注点产生的剂量，从屏蔽材料厚度和关注点总剂量得出优化屏蔽方案。
关键词：工业钚;屏蔽
前言
钚是一种高放射毒性的元素，钚衰变产生的γ射线、自发裂变中子和（α，n）反应的中子辐射以及工业钚中残留的裂变产物和杂质有很强的放射性。在钚的短期贮存中，为减少钚物料带来的辐射照射，降低工作人员外照射剂量，需采取相应的屏蔽措施。
在设计中，应选取合适的辐射屏蔽计算方法，对操作钚物料的屏蔽工作箱进行屏蔽计算，将经济和社会因素考虑在内，合理设置工作箱屏蔽层厚度，使所有的辐射照射保持合理可行尽量低，保障工作人员的健康与安全。
1计算采用程序
本文计算采用MCNP和ORIGEN-2程序，分别介绍如下。
蒙特卡洛方法在辐射防护、堆物理、医学与检测以及核装置的设计中均有广泛的应用，计算方法合理，理论成熟，并得到国际上一致认可，Monte Carlo的基本思想就是基于随机数选择的统计抽样。本文采用的MCNP程序是基于概率统计方法的蒙特卡洛计算程序，通过输入源的几何结构、材料成分等来得出输出结果。本文主要通过使用MCNP程序计算得到不同条件下关注点的剂量计算结果。
本文采用的ORIGEN-2程序源自于ORIGEN程序。ORIGEN程序是由美国橡树岭国家实验室开发的点燃耗及放射性衰变计算程序，可以模拟计算核燃料循环过程中放射性物质的积累、衰变等过程，给出核素的组成、放射性活度、衰变热、中子和光子源项等参数。本文通过ORIGEN-2程序计算得到本文中所用1kg工业钚的中子、光子能谱。
2物料成分及主要核素辐射特征
2.1钚的同位素
工业钚中主要放射性同位素包括236Pu、238Pu、239Pu、240Pu、241Pu、242Pu、241Am等，钚同位素及241Am，根据工业钚中Pu同位素的辐射特征和含量分析，对γ剂量率贡献最大的是241Pu的衰变子体;对中子剂量率贡献最大的是238Pu，其次是240Pu。随着物料储存时间的增加，241Pu的衰变子体241Am含量增加，钚同位素所致γ剂量率增加。由于Pu同位素（241Pu不产生中子）半衰期均远大于实际的贮存和操作時间，因此，中子能谱产额在储存期间内基本不发生变化。
2.2杂质核素
物料中杂质核素的种类很多，根据各核素能谱及对剂量率的影响的分析，最主要的杂质核素是137Cs、134Cs、154Eu、90Sr、125Sb，综合考虑杂质核素的含量及γ射线能量，对γ剂量率贡献最大的核素为137Cs，其次为134Cs和154Eu。这两个核素衰变产生的γ射线能量在0.559MeV～0.796MeV之间，随着储存时间的增加，光子强度逐渐降低。
3 计算所用屏蔽材料
3.1铁
铁，原子序数26，ρ=7.6g/cm3，成本低，机械强度很高，易加工，是常用的γ射线屏蔽材料。
3.2铅玻璃
铅玻璃，ρ=6.22 g/cm3，有很好的抗腐蚀特性，在射线照射下不易损坏，可满足透明功能，成本高，结构强度极差，是常用的γ射线屏蔽材料。
3.3含硼聚乙烯
聚乙烯，含氢丰富，是较好的中子防护材料，易于加工成型，在聚乙烯中加入适量的硼是为了减少因热中子吸收过程中产生的俘获γ辐射。本文所用的含硼聚乙烯采用密度为0.92的聚乙烯和密度为1.81的碳化硼进行机械混压得到。
3.4混凝土
普通混凝土，ρ=2.3g/cm3，是多种元素的混合物，它含有轻元素和较重的元素以及一定数量的水分，对中子和光子都有很好的屏蔽作用，具有良好的结构性能，是一种较好的建筑材料，多用作固定的屏蔽体。
4计算模型及计算结果
4.1计算模型
本文中为了探究中子与屏蔽材料发生中子俘获产生的次级γ射线在不同屏蔽组合下对关注点总剂量的影响，通过计算不同组合屏蔽材料的关注点剂量结果，通过数据进行对比分析得出结论。
在计算γ辐射时，按点源考虑，不考虑物料的自吸收，这种考虑是偏保守的。
在计算中子辐射时，按球体源考虑，且按物料的理论密度计，使中子的增殖因子最大，这种考虑是偏保守的。
在计算因中子俘获产生的次级γ辐射时，物料模型与计算中子辐射相同。
屏蔽模型为六面体，内表面距离源模型中心点30cm，内外表面之间为所用屏蔽材料，剂量关注点在外表面屏蔽面中心点5cm处。
计算模型如下：
a.混凝土
b.铁+含硼聚乙烯（铁在前）
c.铅玻璃+含硼聚乙烯（铅玻璃在前）
d.铁+含硼聚乙烯+铁
e.铅玻璃+含硼聚乙烯+铅玻璃
其中b方案和c方案因为均为重材料在前、轻材料在后，后文简称为重+轻组合;同理d和e简称为重+轻+重组合。
4.2不同屏蔽材料组合计算结果
根据基本假设，计算结果如下：
方案1：混凝土，最终厚度42.9cm，中子剂量：0.28μSv/h，γ剂量：4.29μSv/h，辐射俘获剂量：0.12μSv/h，总剂量：4.69μSv/h。
方案2：14.5cm铁+10cm含硼聚乙烯，中子剂量：2.05μSv/h，γ剂量：2.38μSv/h，辐射俘获剂量：0.33Sv/h，总剂量：4.76μSv/h。
方案3：14 cm铅玻璃+11cm含硼聚乙烯，中子剂量：3.53μSv/h，γ剂量：1.16μSv/h，辐射俘获剂量：0.24Sv/h，总剂量：4.92μSv/h。
方案4：13.5cm铁+10cm含硼聚乙烯+1cm铁，中子剂量：2.12μSv/h，γ剂量：2.37μSv/h，辐射俘获剂量：0.21Sv/h，总剂量：4.70μSv/h。
方案5：12cm铅玻璃+11cm含硼聚乙烯+2cm铅玻璃，中子剂量：3.62μSv/h，γ剂量：1.08μSv/h，辐射俘获剂量：0.06Sv/h，总剂量：4.76μSv/h。
4.3结果分析
根据表3结果可知：
（1）对比方案1和其他方案：选择混凝土作为屏蔽材料时，厚度比其他组合厚17cm左右;
（2）从只关注钚物料产生剂量到钚物料和中子俘获均关注的过程中，各方案的辐射俘获剂量相比关注点总剂量均不大;
（3）对比方案2、3;4、5，可知同样厚度的重+轻组合和重+轻+重组合：后者因辐射俘获产生的次级γ射线在关注点剂量相比钚物料在关注点产生的剂量减少近一半，在关注点中子剂量变大。
5结束语
（1）与其他组合相比，混凝土成本低、有良好的结构性能，但其他组合可以优化屏蔽厚度;在实际应用中，优先考虑成本时，选择混凝土更优，优先考虑屏蔽体积时，优先考虑其他屏蔽组合;
（2）本文选用的源是工业钚氧化物，在各种屏蔽材料组合下，因中子与屏蔽材料辐射俘获产生的次级γ射线在关注点剂量与关注点总剂量相比均不大。
参考文献：
[1]李德平 潘自强主编.辐射防护第一分册手册 辐射源与屏蔽.北京：中国原子能出版社.1987.
[2]谢仲生主编.核反应堆物理分析上册.北京：中国原子能出版社.1992.
关键词：工业钚;屏蔽
前言
钚是一种高放射毒性的元素，钚衰变产生的γ射线、自发裂变中子和（α，n）反应的中子辐射以及工业钚中残留的裂变产物和杂质有很强的放射性。在钚的短期贮存中，为减少钚物料带来的辐射照射，降低工作人员外照射剂量，需采取相应的屏蔽措施。
在设计中，应选取合适的辐射屏蔽计算方法，对操作钚物料的屏蔽工作箱进行屏蔽计算，将经济和社会因素考虑在内，合理设置工作箱屏蔽层厚度，使所有的辐射照射保持合理可行尽量低，保障工作人员的健康与安全。
1计算采用程序
本文计算采用MCNP和ORIGEN-2程序，分别介绍如下。
蒙特卡洛方法在辐射防护、堆物理、医学与检测以及核装置的设计中均有广泛的应用，计算方法合理，理论成熟，并得到国际上一致认可，Monte Carlo的基本思想就是基于随机数选择的统计抽样。本文采用的MCNP程序是基于概率统计方法的蒙特卡洛计算程序，通过输入源的几何结构、材料成分等来得出输出结果。本文主要通过使用MCNP程序计算得到不同条件下关注点的剂量计算结果。
本文采用的ORIGEN-2程序源自于ORIGEN程序。ORIGEN程序是由美国橡树岭国家实验室开发的点燃耗及放射性衰变计算程序，可以模拟计算核燃料循环过程中放射性物质的积累、衰变等过程，给出核素的组成、放射性活度、衰变热、中子和光子源项等参数。本文通过ORIGEN-2程序计算得到本文中所用1kg工业钚的中子、光子能谱。
2物料成分及主要核素辐射特征
2.1钚的同位素
工业钚中主要放射性同位素包括236Pu、238Pu、239Pu、240Pu、241Pu、242Pu、241Am等，钚同位素及241Am，根据工业钚中Pu同位素的辐射特征和含量分析，对γ剂量率贡献最大的是241Pu的衰变子体;对中子剂量率贡献最大的是238Pu，其次是240Pu。随着物料储存时间的增加，241Pu的衰变子体241Am含量增加，钚同位素所致γ剂量率增加。由于Pu同位素（241Pu不产生中子）半衰期均远大于实际的贮存和操作時间，因此，中子能谱产额在储存期间内基本不发生变化。
2.2杂质核素
物料中杂质核素的种类很多，根据各核素能谱及对剂量率的影响的分析，最主要的杂质核素是137Cs、134Cs、154Eu、90Sr、125Sb，综合考虑杂质核素的含量及γ射线能量，对γ剂量率贡献最大的核素为137Cs，其次为134Cs和154Eu。这两个核素衰变产生的γ射线能量在0.559MeV～0.796MeV之间，随着储存时间的增加，光子强度逐渐降低。
3 计算所用屏蔽材料
3.1铁
铁，原子序数26，ρ=7.6g/cm3，成本低，机械强度很高，易加工，是常用的γ射线屏蔽材料。
3.2铅玻璃
铅玻璃，ρ=6.22 g/cm3，有很好的抗腐蚀特性，在射线照射下不易损坏，可满足透明功能，成本高，结构强度极差，是常用的γ射线屏蔽材料。
3.3含硼聚乙烯
聚乙烯，含氢丰富，是较好的中子防护材料，易于加工成型，在聚乙烯中加入适量的硼是为了减少因热中子吸收过程中产生的俘获γ辐射。本文所用的含硼聚乙烯采用密度为0.92的聚乙烯和密度为1.81的碳化硼进行机械混压得到。
3.4混凝土
普通混凝土，ρ=2.3g/cm3，是多种元素的混合物，它含有轻元素和较重的元素以及一定数量的水分，对中子和光子都有很好的屏蔽作用，具有良好的结构性能，是一种较好的建筑材料，多用作固定的屏蔽体。
4计算模型及计算结果
4.1计算模型
本文中为了探究中子与屏蔽材料发生中子俘获产生的次级γ射线在不同屏蔽组合下对关注点总剂量的影响，通过计算不同组合屏蔽材料的关注点剂量结果，通过数据进行对比分析得出结论。
在计算γ辐射时，按点源考虑，不考虑物料的自吸收，这种考虑是偏保守的。
在计算中子辐射时，按球体源考虑，且按物料的理论密度计，使中子的增殖因子最大，这种考虑是偏保守的。
在计算因中子俘获产生的次级γ辐射时，物料模型与计算中子辐射相同。
屏蔽模型为六面体，内表面距离源模型中心点30cm，内外表面之间为所用屏蔽材料，剂量关注点在外表面屏蔽面中心点5cm处。
计算模型如下：
a.混凝土
b.铁+含硼聚乙烯（铁在前）
c.铅玻璃+含硼聚乙烯（铅玻璃在前）
d.铁+含硼聚乙烯+铁
e.铅玻璃+含硼聚乙烯+铅玻璃
其中b方案和c方案因为均为重材料在前、轻材料在后，后文简称为重+轻组合;同理d和e简称为重+轻+重组合。
4.2不同屏蔽材料组合计算结果
根据基本假设，计算结果如下：
方案1：混凝土，最终厚度42.9cm，中子剂量：0.28μSv/h，γ剂量：4.29μSv/h，辐射俘获剂量：0.12μSv/h，总剂量：4.69μSv/h。
方案2：14.5cm铁+10cm含硼聚乙烯，中子剂量：2.05μSv/h，γ剂量：2.38μSv/h，辐射俘获剂量：0.33Sv/h，总剂量：4.76μSv/h。
方案3：14 cm铅玻璃+11cm含硼聚乙烯，中子剂量：3.53μSv/h，γ剂量：1.16μSv/h，辐射俘获剂量：0.24Sv/h，总剂量：4.92μSv/h。
方案4：13.5cm铁+10cm含硼聚乙烯+1cm铁，中子剂量：2.12μSv/h，γ剂量：2.37μSv/h，辐射俘获剂量：0.21Sv/h，总剂量：4.70μSv/h。
方案5：12cm铅玻璃+11cm含硼聚乙烯+2cm铅玻璃，中子剂量：3.62μSv/h，γ剂量：1.08μSv/h，辐射俘获剂量：0.06Sv/h，总剂量：4.76μSv/h。
4.3结果分析
根据表3结果可知：
（1）对比方案1和其他方案：选择混凝土作为屏蔽材料时，厚度比其他组合厚17cm左右;
（2）从只关注钚物料产生剂量到钚物料和中子俘获均关注的过程中，各方案的辐射俘获剂量相比关注点总剂量均不大;
（3）对比方案2、3;4、5，可知同样厚度的重+轻组合和重+轻+重组合：后者因辐射俘获产生的次级γ射线在关注点剂量相比钚物料在关注点产生的剂量减少近一半，在关注点中子剂量变大。
5结束语
（1）与其他组合相比，混凝土成本低、有良好的结构性能，但其他组合可以优化屏蔽厚度;在实际应用中，优先考虑成本时，选择混凝土更优，优先考虑屏蔽体积时，优先考虑其他屏蔽组合;
（2）本文选用的源是工业钚氧化物，在各种屏蔽材料组合下，因中子与屏蔽材料辐射俘获产生的次级γ射线在关注点剂量与关注点总剂量相比均不大。
参考文献：
[1]李德平 潘自强主编.辐射防护第一分册手册 辐射源与屏蔽.北京：中国原子能出版社.1987.
[2]谢仲生主编.核反应堆物理分析上册.北京：中国原子能出版社.1992.