常用_放射源的屏蔽计算及方法评价_孙莹莹

常用_放射源的屏蔽计算及 方法 快递客服问题件处理详细方法山木方法pdf计算方法pdf华与华方法下载八字理论方法下载 评价_孙莹莹 内容提要 论文由四部分组成，分别为引言、原理、辐射屏蔽模型建立和计算、数据分析及结论。第一部分引言:介绍常见民用放射源屏蔽防护的重要性、分析国内外最优化辐射防护研究的现状和本研究工作的意义。第二部分原理:首先介绍了外照射防护的相关知识:辐射的来源、辐射防护原则、常用 材料 关于××同志的政审材料调查表环保先进个人材料国家普通话测试材料农民专业合作社注销四查四问剖析材料 等;其次是有关辐射量基础知识的介绍，一些与剂量有关的物理量的概念以及不同单位之间的换算关系;最后是射线在物质中的减弱规律以及计算辐射屏蔽的经验公式。第三、四部分是论文的重点:模拟实际情景，建立常见 γ 放射源的使用、储存、运输过程中的屏蔽防护模型，运用经验公式对各种状况下所需的屏蔽厚度进行计算，并应用 MCNP 4C 程序进行模拟，依据模拟结果对两种经验计算公式的计算效果进行评价。 本工作通过 MCNP 4C 的模拟计算证实了衰减倍数法在计算屏蔽防护厚度的安全性和精确性都要优于半减弱厚度法，为实际工作中的常用放射源屏蔽防护最优化设计提供了依据，为应对可能发生的事件及发生事件后的事故应急处理提供参考。 目 录第1章 引言 ...............................................................................................................1 1.1 研究背景............................................................................................................1 1.2 国内外研究现状................................................................................................2 1.3 本研究工作及意义............................................................................................3第2章 外照射防护相关知识 ...................................................................................4 2.1 人体受到照射的辐射来源及其水平................................................................4 2.1.1 天然本底照射.............................................................................................4 2.2.2 人工辐射源及其对人类的照射.................................................................4 2.2 射线防护的基本原则........................................................................................6 2.4 屏蔽 X 或 Γ 外照射的常用材料及优缺点 .......................................................7第3章 辐射量及其单位换算 ...................................................................................9 3.1 放射性活度或称放射性强度及单位 .............................................................9 3.2 照射量、照射量率及其单位............................................................................9 3.2.1 照射量及其单位.........................................................................................9 3.2.2 照射量率及其单位...................................................................................10 3.3 吸收剂量、吸收剂量率及其单位..................................................................10 3.3.1 吸收剂量及其单位...................................................................................10 3.3.2 吸收剂量率及其单位............................................................................... 11 3.4 比释动能、比释动能率及其单位.................................................................. 11 3.4.1 比释动能及其单位................................................................................... 11 3.4.2 比释动能率及其单位............................................................................... 11 3.5 剂量当量、剂量当量率及其单位..................................................................12 3.5.1 剂量当量及其单位...................................................................................12 3.5.2 剂量当量率及其单位...............................................................................12 3.6 辐射量单位换算..............................................................................................13 3.6.1 照射量、吸收剂量、剂量当量三单位的区别.......................................13 3.6.2 照射量、吸收剂量、剂量当量数值之间的关系...................................13第4章 Γ 和 X 射线在物质中的减弱规律和屏蔽计算方法.................................15 4.1 基本作用过 程..................................................................................................15 4.2 窄束和 X 射线 在物质中的减弱规律 .............................................................16 4.3 宽束 X 或 Γ 射线的减弱规律 .........................................................................17 4.3.1 宽束射线的概念.......................................................................................17 4.3.2 累积因子的概念.......................................................................................18 4.3.3 累积因子的计算.......................................................................................18 4.4 Γ 点源的常用屏蔽厚度计算方法及比较 .......................................................19 4.4.1 利用衰减倍数法计算...............................................................................19 4.4.2 利用半减弱厚度计算...............................................................................20 4.4.3 两种方法计算结果比较...........................................................................21第5章 Γ 源屏蔽模型的建立和计算......................................................................25 5.1 高活度 60CO 放射源的屏蔽计算 ....................................................................25 60 5.1.1 Co 放射源的水下储存 ..........................................................................25 60 5.1.2 Co 放射源的混凝土墙防护 ..................................................................26 60 5.1.3 Co 放射源的铅罐包覆 ..........................................................................27 5.2 医用 192IR 放射源的屏蔽计算........................................................................27 192 5.2.1 Ir 放射源的混凝土墙防护..................................................................28 192 5.2.2 Ir 储源铅罐包覆...................................................................................29 5.3 低活度 137CS 放射源的屏蔽计算 ...................................................................29 137 5.3.1 CS 放射源的铅罐包覆.........................................................................30 137 5.3.2 CS 放射源的铁壳包覆.........................................................................30第6章 数据处理和分析 .........................................................................................32 6.1 高活度 60CO 放射源的屏蔽计算 ....................................................................32 6.2 中等活度 192IR 放射源的屏蔽计算.................................................................34 6.3 低活度 137CS 放射源的屏蔽计算....................................................................36结 论 .....................................................................................................................38参考文献 .....................................................................................................................39附 录 .....................................................................................................................40致 谢 .....................................................................................................................50中文摘要ABSTRACT 第 1 章 引言1.1 研究背景 随着国民经济的发展，电离辐射与放射性核素正在越来越广泛的应用于当代科学技术的许多领域。X 线诊断学、核医学和放射肿瘤学等医用辐射技术在疾病的诊断与治疗中发挥了独特的作用，已成为现代医学不可缺少的重要组成部分。电离辐射技术在工农业生产上的广泛应用，如农业方面的辐射育种、放射性核素浸种、辐射保藏食品等，工业方面的同位素测井(地质)、无损探伤(机械)、炉壁磨损测定(冶金)等。核动力发电在世界能源结构中占有的比重愈来愈大，核电的应用，从采矿、冶炼、铀燃料生产加工、反应堆动力生产、燃料的后处理及各生产部门之间的放射性物质运输和放射性废物的处置等一系列过程，各个环节都可能有少量放射性物质释放到环境，而使公众受到一定剂量的照射1。 192 1984 年在墨西哥穆罕默迪耶的一个建筑工地上，用于焊件射线照相的 Ir放射源在返回其屏蔽容器时，从回收线上脱落并遗失。8 人受到 8—25 希的过量照射而死亡。1987 年，在巴西的戈亚尼亚，一个放射性活度为 50.9×1012 贝克的 137医用 Cs 源被人从医院盗走，并卖到废品收购站。引起 4 人死亡、1 人截肢，另外一些人员 出现放射性皮肤症状、恶心、呕吐、皮肤烧伤等放射性反应，54人入院治疗，拆除了 7 座房子，运走废物 3100 立方米。这两次事故2都是典型的放射源事故，显然，如果放射源活度不大，其破坏性后果将会有限，但可能会引起局部范围内的恐慌。涉及放射性物质的恐怖事件已引起全球范围公众的关注。无动力扩散放射性物质的核恐怖事件与放射源事故有相似性，都是在没有任何防范的情况下在公众领域流通。 人们总是发展和利用新的科学技术为人类造福，并尽力避免和减少它们的有害方面。放射防护的任务是要进行有益于人类的伴有电离辐射的实践活动，促进核能利用及其新技术的发展，又要最大限度地预防和缩小电离辐射对人类的危害?,头派湫晕:Χ 裕 允艿?γ 射线照射最为常见。如何快速准确的对常用 γ放射源的辐射防护效果进行评价，以及在应对核恐怖、核安全事故等突发性事件 1时准确快速的确定辐射防护方式变得日益重要。1.2 国内外研究现状 辐射防护中存在着两种优化:第一种优化是研究如何减少费用达到既定的安全防护水平，着重考虑技术与经济的关系，目标是使费用最少;第二种优化则是研究如何合理利用资源，进一步降低辐射危害，着重考虑经济和社会因素同安全防护水平的关系，目标是使剂量或危险水平尽量低3。国际上最早正式提出辐射防护最优化原则是 1965 年的国际放射防护委员会(ICRP)第 9 号出版物。它明确要求，任何不必要的照射都应当避免，并且把照射保持在没有困难而能办到的最低限度4。ICRP 在 1990 年建议 书 关于书的成语关于读书的排比句社区图书漂流公约怎么写关于读书的小报汉书pdf 即 ICRP 第 60 号出版物中，进一步发展了最优化概念。实践的辐射防护最优化指的是当实践被认为是正当的、成为拟议的或要继续进行的实践时，与正当性的实践相关联的某特定辐射源引起的个人剂量分布、受照人数以及受照的可能性(潜在照射)，在考虑经济的和社会的诸因素之后，全都应当保持在可以合理达到的低水平。在这种情况下，个人剂量不应当超过剂量约束值5。辐射防护最优化原则在不断的完善与发展。近年来国际上在辐射防护最优化方面取得了一些新的进展。主要包括: (1)辐射防护最优化过程中引入源相关的，因此在任何项目的设计阶段就要应用最优化原则 (2)最优化过程中引入源相关的个人计量约束 (3)最优化方法可以从简单的判断到复杂的定量分析技术 (4)强调最优化管理的可操作性 (5)强调树立核安全文化，自觉应用最优化6 ICRP2007 年的建议书中，进一步明确了最优化是辐射防护的基本原则，用于正常照射、事故应急照射和可控的持续照射，指出剂量约束是最优化过程的上限值7。 在辐射防护效果评价和防护最优化 方案 气瓶 现场处置方案 .pdf气瓶 现场处置方案 .doc见习基地管理方案.doc关于群访事件的化解方案建筑工地扬尘治理专项方案下载 设计过程中，针对防护材料的种类选择及厚度确定方面主要采用经验公式和半经验公式计算方法，使用参数数据主要来自各时期国际原子能机构出版物，以及前苏联、欧洲、美国等早时期核物理 2研究所取得的数据。大多数计算结果能够满足防护安全限值的要求，但不一定满足最优化原则的经济性要求。1.3 本研究工作及意义 在工业、农业、医学等民用核技术应用领域，可能会引起较大放射性事故的γ 放射源包括:60Co(钴 60)、137Cs(铯 137)、192Ir(铱 192)。 60 Co 广泛应用于食品辐照加工、放射治疗和无损探伤;137Cs 主要用于食品辐照加工、放射治疗以及工业测量;192Ir 主要用于工业探伤和后装治疗;这些放射源用途不同，活度也不同，辐射加工的放射源活度大，而后装、短距离放射治疗的放射源活度相对较小8。但这些放射源对环境的污染和对肌体的作用都很强，都需要有效地辐射屏蔽保证工作人员及临近公众接受的照射剂量在剂量限值以下。 本文整理了 ICRP 出版物及其他文献提供辐射屏蔽计算所需各项参数，使得使用经验公式快速计算常用 γ 放射源的安全屏蔽厚度得以 实现。针对常用的高活度 60Co、中等活度 192Ir、低活度 137Cs 三种放射源建立存储、使用、运输情景，分别对使用的辐射屏蔽材料(铅、混凝土、铁、水)安全厚度进行计算，使用的计算方法为经验公式。本文引入 MCNP 模拟方法结合经验公式对防护效果进行检验评价，并对屏蔽方案提出最优化建议。为辐射防护工程实现最优化，以最低的成本实现工作人员和公众的年剂量低于剂量限值，为应对可能发生的事件及发生事件后的事故应急处理提供参考。 3 第 2 章 外照射防护相关知识2.1 人体受到照射的辐射来源及其水平 人体受到照射的辐射源有两类，即天然辐射源和人工辐射源。生活在地球上的人类每时每刻都受到天然存在的各种电离辐射的照射，这种照射通常称为天然本底照射。天然本底照射是迄今人类受到电离辐射照射的最主要来源。近 60 多年来，由于核试验、核动力生产、医疗照射及放射性核素的应用，又使人类受到各种人工辐射源的照射。2.1.1 天然本底照射 来自地球上和宇宙中的天然放射性物质产生的电离辐射称为天然辐射。主要包括宇宙射线、宇生核素、原生核素。 1(宇宙射线 宇宙射线是从宇宙空间来到地球的各种高能粒子流，主要为质子和 α 粒子，它们与大气层中的原子核作用产生各种次级粒子——介子(质量介于电子和质子之间)、电子、光子、质子和中子等，这些次级粒子是地面宇宙射线的主要成分。2(宇生核素 宇生核素主要是宇宙射线与大气中的原子核发生相互作用产生的，例如 3H、14 C 等放射性核素。3(原生核素 即存在于地壳中的天然放射性核素，主要由铀系、锕系、钍系 3 个天然放射系的核素组成，另外还有 40K、87Rb 等。 生活在高本底地区、高海拔地区以及乘坐飞机将受到较高的外照射剂量。在正常本底地区，天然本底辐射对成年人所致的平均年有效剂当量为 2.0 mSv9。2.2.2 人工辐射源及其对人类的照射 人类除受到天然辐射源照射外，还经常受到各种人工辐射源的照射，主要是核爆炸、核能生产过程产生的辐射源、医疗照射及消费品中应用的辐射源。 4(一)核爆炸 核爆炸产生的落下灰，除造成局部地区污染外，有一部分进入大气上空形成全球沉降。全球性沉降的落下灰中含有多种放射性同位素，主要的有锶-90、铯-137、钚-239 及氢-3、碳-14 等。沉降到地面的放射性核素可以通过吸入或食入途径进入人体内造成内照射，沉积地面后可构成外照射源。内照射的核素主要是锶-90、氢-3、碳-14 等。外照射主要来自铯-137。根据联合国原子能辐射效应科学委员会 1988 年的报告，各国的核试验和核事故对世界人口平均年有效剂量为0.01mSv。(二)核能生产 核能生产包括整个核燃料循环过程，即从采矿、冶炼、铀燃料生产加工、反应堆动力生产、燃料的后处理及各生产部门之间的放射性物质运输和放射性废物的最终处置等一系列工艺流程。核燃料循环的各个环节都可能有少量放射性物质释放到环境，而使公众受到一定剂量的照射。根据联合国原子能辐射效应科学委员会 1988 年的报告，核能生产所致对世界人口平均的年有效剂量为 0.0002mSv。(三)工业品中的辐射源 工业产品如建筑材料含有一定量的天然放射性核素 镭、 40 (如铀、 钍、 K 等)，它们的衰变使建筑物内 γ 辐射和空气中的放射性核素增加; 放射性发光钟表是利用放射性物质的 α 线或 β 线的能量来激发磷光体(荧光物质)而发光的。一般夜光表镭含量的范围为 0.014,0.36μCi，最大含量有的达4.5μCi; 某些电子元件和家用电器如高压整流管、无线电发射管、雷达管、电子显微镜和电视机等，当电子受到高电压加速时，随着电压的升高可以产生不同能量的X 线。 电离辐射技术在工农业生产上的应用，如农业方面的辐射育种、放射性核素浸种、辐射保藏食品等，工业方面 的同位素测井(地质)、无损探伤(机械)、炉壁磨损测定(冶金)等，都将使用人工放射源。 这部分辐射源对个别工作人员或密切接触人员造成的有效剂量视情况而定，所致的人均年有效剂量比较小。 5(四)医疗照射 电离辐射在各行各业的日益广泛应用中，当数医学应用历史最久、普及最广、影响最大，X 线诊断学、核医学和放射肿瘤学等医用辐射技术在疾病的诊断与治疗中发挥了独特的作用，已成为现代医学不可缺少的重要组成部分。同时也使越来越多的工作人员和公众受到人工辐射的照射。在各种人工辐射源照射中，医疗照射已成为最主要的照射。世界居民的年平均有效剂量当量约为 0.4mSv1。2.2 射线防护的基本原则 防护的目的在于防止有害的非随机效应，并把随机效应的发生几率限制在一个可接受的水平上10，为达到这个目的，国际上和我国“放射卫生防护基本 标准 excel标准偏差excel标准偏差函数exl标准差函数国标检验抽样标准表免费下载红头文件格式标准下载 ”(即国家标准)都采用了以下基本原则: (一)放射实践的正当化。放射性对健康有妨碍，为什么还要用放射性仪表呢,关键的原因是采用它可以带来巨大的效益，只有某一项放射实践带来年利益比付出的各种代价(对人群和环境的危害等)大得多时，才认为这项放射实践是正当的。 二放射防护的最优化。为了避免不必要的照射，要花费一定的代价，采取防护措施，照射水平越低，花费就越大，因此要把放射实践带来的利益及花费的代价和达到的剂量水平综合起来考虑。求得一个最优方案，也即利益最大。花费的代价最小，又能把剂量降到合理低的水平，并不是剂量水平越低越好。如果盲目地降低剂量，将得不偿失。 (三)个人剂量当量限值。在实施正当化、最优化两项原则时，要同时保证个人所受的剂量不超过规定的限值1、对任何工作人员的职业照射水平进行控制，使之不超过下述限值: a)由审管部门决定的连续5年的年平均有效剂量(但不可作任何追溯平均)， .