GB T 17437-1998 辐射防护用的中子测量仪表的校准及其响应的确定方法.pdf

《GB T 17437-1998 辐射防护用的中子测量仪表的校准及其响应的确定方法.pdf》由会员分享，可在线阅读，更多相关《GB T 17437-1998 辐射防护用的中子测量仪表的校准及其响应的确定方法.pdf（27页珍藏版）》请在麦多课文档分享上搜索。

1、ICS 17. 240 F 74 f是2一斗./、1立G/T 17437 1998 eqv ISO 10647: 1996 Procedures for calibrating and determining the response of neutron-measuring devices used for radiation protection purposes 1998- 07 -30发布1999 - 05 - 01 国厉主主主主是才迂盟主F雷声寻发布GB/T 17437-1998 ?TE -n 目次. . . . . . . . . . . . . IS门前言. . . . . .

2、. . . . . ., . . . . . . . .,. . . . . . . . .,. . . . . 1 2 3 4 F d 6 7 H 9 10 11 范围. . . . . . . . . .,. . . . . . . . . .,. . . . . . . . . .,. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 引用标准. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . ., . . . . . 本标准所包含的仪表 . . . . . . . . 定义. .,. . . . .

3、. . . . .,. . . . . . . . . . . . . . . 符号. ,. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 参考辐射场校准的可溯源性. . . . . . . . . . . . . . 用放射性核素中子源校准总则. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 放射性核素中于源散射效应的修正. . . . . . . . . . . ., . . . 用放射性核索中子源进行常规校准. . 不确定度. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

4、 . . . 用加速器和反应堆中子源校准. . . . . . . . . . . . . . . . . . 附录C标准的附录)要检验的物.!ll特性示意图表. . . . . . H录BC标准的附录)对体模的推荐. . . 附录CC标准的附录)两种放射性核素中子源的角源强特性. . . 附录DC标准的附录)室散射占40%的最小房间尺寸. . . . . 附录EC标准的附录)空气减弱修正因数和总空气散射修正. . . . 附录FC标准的附录)有关影锥结构和使用的标准. . . . 附录GC提示的附录)符号. . 附录f!C提示的附录)参考文献. . . . I E 1 l l 2 4 4 5

5、 7 10 10 11 15 15 16 17 17 18 19 20 前本标准是等效采用国际标准化组织ISO10647:19962有2Fl (l)由1十以r/21)2 ( 11 ) 其中占的大小与r略有相关时，对所有情况占的推荐值为(0.5土O.1)。等式(11)也可用于确定点源7 G/T 17437-1998 照射近似球形探测器，比如慢化体为球形，中心探测器是圆柱形而不是球形。目前，对其他形状的仪表(如圆柱状).还没有经过很好检验的类似于式01)的表达式。在这种情况下.的最小值的选择要使得几何修正因数F，(l)接近于10实际上，这意味着J应大于探测器直径的2倍。在必须使用较小的距离以得到足

6、够高的注量率时，必须考虑F，(l)的附加不确定皮(见10.1.4)。按惯例，在体楼(离源75cm)上jRR射的剂最计，不作几何修正。8.3 数据分析方法8. 3. 1 半经验方法这种方法2J.川是基于假设散射中子引起的仪表iZ数的份额可以从读数偏离反平方定律的大小求出。多种多样的贡献可以归结为由室散射中子引起的与f无关的成分10)和由空气散射引起的随距离线性减小的成分口气见附录E(标准的附录)中的E2)0在不同距离上由总辐射场(源中子加上散射中子)产生的仪表读数MT(l)与注量响应R的关系由下式表示:1T(l) -一-一一=R.O十Sl)pF，(l)(1十Al)式叶125单位校准距离时室散射中

7、子贡献的份额;# 由式(5)给出。. ( 12 ) o +A)给出总空气敌射修正(内散射减外散射)。对ISO推荐的4种源(见GB14055-93)和一些常用仪表，附录E(标准的附录)中的E2给出了空气散射分量A的计算值。在8.4. 1所示的范围内，式(2)左边相对于2作因应产生一条直线。以加权线性最小二乘法拟合这些数据，其在JtRE将得到注最响应I句，其斜率则可给出室散射成分的份额So对-指定仪表只要测定了S，则类似仪表的校准可以在一个或几个距离t上测定MT(l)并用式(5)和式(2)确定注茧响应R.o如果达不到8.4. 1中纷出的要求，上述作图可能得不到-条很好的直线。直线上出现一些弯曲是允

8、许的，这弯曲可视为5值的不确定度，亦即为校准因子的不确定度(见10.1.5)。因相对室散射贡献随而变化，当在小1值校准时，散射修正也小，因而此修正项不确定度对校准因子的不确定度的影响也将很小。己知R.用式(日)可以得到Ru和它的倒数，即校准因子。8.3.2 影锥法这种方法的准确度与影锥的设计、影锥相对于源探测器的几何位置密切相关.附录F(标准的附录)中给出了推荐的影锥的详细结构和使用方法。如果1s(l)和M(l)分别是在源和探测器之间有和没有影锥时得到的探测器读数，则有以下关系z1耳fT()一J耳M九s()F，()=走/ . . . . . . . . . . . . ( 13 ) 式中，F八

9、以(1)空气减弱因数(空气外散射)f8.归7叮1附录E(标i准佳的附录)的El中给出了GB14055一9归3推荐的放射性核素中子源空气的平均线性减弱系数的推荐值。一般地，测量应在大于影锥长度两倍的距离t进行，以使得对源或探测器的有限大小修正F，(1)基本上等于1。对不同的有效校准距离f做一组探测器总谈数MT(l)和内散射读数Afs(1)的测量(对每一距离使用段佳的影锥).并用这些数据检查方程(!3)的有效性。注最响应R可由式(8)中是的定义得到。一旦式(3)有效，校准就可以仅在个或几个距离J上使用此技术进行。剂量当最响应RIi由式(9)得到l。8. 3. 3 多项式拟合法式(12)可以写成更一

10、般的形式2MT (l) 二一=R以1+ xl + y f2) tF1(l) .u，.， j . ( 14 ) 这里z和y形式上分别与式(2)中的A和S一样，忽略了f的交叉项。测量随距离J变化的总计数寻EMT然后用式(14)拟合，则不仅可以得到拟合参数r和y，也可以得到R.o再用式(9)就可以得到8 G/T 17437-1998 剂量当量响应RH。但是用本方法校准不能实现8.4.1或8.4.2的要求。参数z和y应仅看作是拟合参数，没有赋予它们物理意义。经验表明121，用这种方法校准的结果可能与用半经验法或影锥法得到的结果一致。即使这样，X和y在数值上并不分别与用其他方法得到的空气散射或室散射修正

11、一致。8.4 方法的选择8.4.1 半经验法8.4.1.1 适用条件a)房间大小房间不要太大，长度小于12m; b)房间形状立方体或接近立方体;c)源/探测器大小z无限制gd)源探测器距离:最小距离近似于源与探测器直径之和，具体要求见8.3。最大距离由室散射所引起仪表读数增加小于40%来决定(见附录O(标准的附录) ; e)中子源发射各向同性或近似各向同性。8.4. 1.2 优点初始测量得到的室散射修正值.可以用于以后同类型仪表的校准。对装在体摸上的个人剂量计也适用。8.4.1.3 缺点只能用于中子散射主要来源于室壁、地板和天花板的情况。可能不适用于多探测器仪表，需要计算空气散射修正。8.4.

12、2 影锥法8. 4. 2. 1 适用条件a)房间大小:满足d)项要求，但以大房间为宜;b)房间形状=无限制;c)源/探测器大小:以小尺寸为好，因为像30cm直径的020侵化钢源就需要一个大而笨重的影锥;d)源一探测器距离g最小距离大于影锥长度的两倍，最大距离由室散射所引起仪表读数增加小于40%来决定。影锥法要求增加一组有合适的影锥情况下的测量。有影锥时的测量必须在和无影锥时严格相同的距离J上进行。8.4.2.2 优点直接测量散射中于效应。8.4.2.3 缺点对多探测器仪表或装在体摸上的剂量计不适合。8.4.3 多项式拟合法8.4. 3. 1 适用条件a)房间大小z更适用于大房间gb)房间形状:

13、元限制zc)源/探测器大小:元限制;d)源一探测器距离最小距离近似等于源加探测器半径之和，参见8.3。对最大距离没有限制.8.4. 3. 2 优点限制条件最少，对在大房间中大探测器或大源和多探测器仪表或装在体摸上的剂量计选用此法。8. 4.3.3 缺点方法没有明确的物理学意义。多项式拟合系数并不具有物理意义。而且对要校准的每一台仪器都必须做一组完整的测量。在拟合过程中可能掩盖了读数的漂移或非线性。9 G/T 174371998 9 用放射性核素中子源进行常规校准与初始测量相反，对同一种类型仪表做常规校准，半经验法和影锥法不需要重复进行一组完整的与距离J函数关系的测量。反而可以利用初始测量确定的

14、放射参数来做必要的修正，以及完成只是对特殊试验所必须的那些测量。这种简化方法并不推荐在多项式拟合法中使用，因为线性项系数Jj不像其他两种方法导出的参数那样包含有物理意义。因此，对同一类型的仪表不应假定有相同的值。9. 1 线性测定线性关系(ep仪表i主数与剂量当量率的关系)测量是很重要的，特别是在高剂最当量;二字时更为重要。确定线性要在每个茧级上测23个点。但是，这些测量必须要在检验技术的初始测量距离范围之内进行。一般说来，要用两个或多个不问强度的源再加上改变源一探测器之间距离，才能覆盖仪表测量的整个剂盐当盐1芋范围(见7.2. 1)。因为放射修正与距离有关.所以用半经验方法或影锥法预先确定的

15、这些修正的为常规线性测量提供了方便。因为多项式拟合法所用的拟合过程很容易掩盖测量的非线性，因此用这种方法要非常小心。只要可能，多项式拟合法校准须补做稳定性试验和电子学仪器的线性试验。9.2 角呐!在测定校准距离至少为源和探测器的最大线性尺寸之和的3倍，做射贡献的测量不确定度应与总测量不确定度要求相适应。10 不确定度对校准因子(或响应)的值必须说明其相应的不确定度。不确定皮通常用俏朽、/(l偏差(1或68%置信度)或两倍标准偏差(2或95%置信度)来表示。应清楚说明是选择10，2还是其他置信水平。10. 1 用放射性核索中子源校准时的各项不确定度分量10. 1. 1到10.1. 8讨论ffJ核

16、素中于源校IW仪表时在典型情况下合成不确定度的各分量。有些特殊的包含不确定度源项的情况这里可能尚未考虑到。估计这些不确定度时必须以本节所考虑的为指南.进行更详细的判断。必须强调的是，这一不确定度评价方法还是一个相对来说新的阶段成果，并且尚在研究之中。因而，有些不确定度分量已经很好地被评估，而有些分量在本标准编写时则只是根据一般经验和一些特殊的测量进行估计的。所有不确定度以1a给出。10. 1. 1 中子l.lff，B的不确定度通常由主Uili实验室测定B值的相对不确定度约为1%，因此，通常此项分量只是合成不确定度的比较小的一部分L13。10. 1. 2 各向异性函数F，(8)的不确定度按照G1

17、405593所建议的方法仔细测量，修正因数F，(们的相对不确定度大约为0.5%或更小Jf匕10. 1. 3 校准距离f的不确定度距离不确定度应1mm，经仔细设计这是可以达到的。对通常所用的距离，这项不确定度对总不确定度的贡献可忽略。如果有源仪表在接近源校准时，在总不确定度中将包括数值为(0.2X/-)%的不确定度，这里1以m表示。注意:如果在一个距离上做几次测量，则距离的不确定度可认为是系统不确定度。如果在几个距离上测量.mlJ 1 J!tl最的不确定度宜考虑为随机不确定度。在任何与距离有函数关系的数据拟合中，距离的不liqmk高强度252Cf源以等效点源的角源强B/4归的Bo(8)随0的变化

18、图(活性区近似尺寸，3mmX 30 mm) 因C216 、一一-G/T 17437-1998 附录D (标准的附录)窒散射占40%的最小房间尺寸口OJ表Dl给出了对ISO推荐的放射性核素中子源在源与探测器距离175cm时室散射约为40%时的房间尺寸。表中数据包括两种类型仪表:典型的反照率剂量计或小的(5.1 cm7. 6 cm)Bonner球以及典型周围剂量当量仪或大的(20.3 cm25. 4 cm)Bonner球。数据同时给出了三种房间类型s正方体(LWH，其中长一-L，宽W，高一-H)，半正方体，即正方形地面，高度只有宽度的一半(LW2H);类半正方体，ap ，形状为半正方体但有低散射屋

19、顶。前面两种有六个混凝土表面，第三种是五个面。注:40%室散射是指由于室散射影响仪表读数M增加了40%，而不是注量或剂量当量增加了40%回表Dl40%室散射的最小房间尺寸(175cm) 口1中于源类型AmBe或AmB裸252Cf慢化Z52Cf正方体房间(LWH)小球或反照率剂量计8. 2 7.5 4. 2 大球或剂量当量仪3. 0 3.0 3. 0 半正方体房间(LW=2H)小球或反照率剂量计12. 1 10. 9 6. 1 大球或剂量当量仪4. 3 4.4 4. 4 开放性屋顶(L号2lJ)小球或反照率剂量计8.0 7.1 4.2 大球或剂量当最仪2. 9 2.9 3.0 附录E (标准的附

20、录)空气减弱修正因数和总空气散射修正E1 空气减弱修正因数假定空气中只含有氮和氧，则空气减弱(外散射)修正因数是:F A (l ,E) expIS(E汀exp 3.88，(E)十1.04。(E)JI051).( El ) 环境条件温度21C ，压力100.4kPa，湿度50%。式中:l一-源中心与仪表中心之间的距离，cm;即和。一一氮和氧单能中子场的中子全截面例如，取自ENDF/B-V评价数据库)，它们是中子能量的函数$王一一氮、氧的中子全截因对源的中子谱分布取平均得到的线性减弱系数。表El中给出了常用放射性核素中子源(觅GB14055-93)在上述条件下的线性减弱系数平均值。17 G/T 1

21、7437 1998 表E1G 1405593推荐的放射性核索中子源谱平均的线性减弱系数主中于源线性减弱系数主.10-7cm-1带有半径为15m li( D，O慢化体的252Cf2964 mCf白发裂变1 055 AmB(a,n) 833 AmBeC缸.n)890 注3估计1的不确定度为:士1.5%E2 总的空气散射修正总的空气散射修正见表E20表E2对几种JSO推荐的放射性核索中子源和几种中子测量仪表11) 的空气散射(内散射减外散射)响应净增量的计算值每米增加盘响应类型Z52Cf 慢化25ZCfAmBe 裸(15 cm Dz) NTA胶片，聚碳M脂0.5% 0.9% 0.5% 朵大剂量当量响

22、应(ICRP2111. 2% 1. 4% 0.8% 典型押l最当最率计1. 2% 2.6% 0.9% 典型反照率剂量汁(体模上1. 2% 3.7% 1. 0% 注量1. 4% 4.4% 1. 0% 比释动能(ICRU肌肉组织)1. 2% 1. 1% 0.6% 附录F (标准的附录)有关影锥结构和使用的标准AmB 0.5% 0.9% 1. 0% 。.8%1. 0% 。.8%影锥尺寸的适当选择与使用者的实验几何条件有关。图F1给出了一种影锥的具体设计，它由两部分组成:前段20cm长的铁，后段30cm长的铁空心圆柱台，内充满含棚多于5%的石蜡或聚乙烯。前端直径的大小E取决于所用的中子源和中于靶的大小

23、。当源尺寸大于探测器尺寸时，前端直径应大于后端直径A.例如z当采用重水慢化Cf源和小的球形探测器时。影锥对直接中子的透过率必须可忽略。以下所示的尺寸对GB14055-93推荐的所有中子能提都合适。用于特殊能量的最佳影锥可以不同于上述尺寸。另外，可能用其他材料更有优点，如用铜代替铁。影锥的正确使用应考虑以下各点2首先，在锥中子源之间距离很小时由散入中子产生的读数偏低，因为影锥有效地阻止了以中子探测器轴线为中心的向前半球产生的大多数中子散人到中子探测器。随着锥一中子源之间距离的增加，由散入中子引起的读数增加并且在-定的距离范围内保持常数，这范围与锥-探测器的距离有关。当锥一中子源距离进一步增大时，

24、读数将迅速增大，因为锥已不能再完全遮掩探测器。其次，当探测器太接近影锥，锥的后部挡住了散射中子的散人，因此，减少了散人中子引起的读数。该数不变的最短距离难以用实验测定，但推荐测量距离应限制在锥的后表面与探测器之间的距离至少等于锥约整个长度。如果遵循这些规定，可以得到总散人不确定度小于土3%的满意结果。锥的锥度应使它的张角大于被检仪表的立体角，但不大于这个立体角的两倍。这样完成一组测量就需要用儿个影锥。18 G/T 17437-1998 中于场方向B 铁E蜡或察乙酣A f 200mm 5001口1图Fl影锥的结构尺寸GB 14055-93所用的符号a:面积;也:中子注量一吸收剂量转换系数zh.中

25、子注量剂量当量转换系数gk.:中子注量一比释动能转换系数gf 2距离;m:质量;dNg入射到单位截面积的球上的中子数;p:间位素丰度gts时间;h中子速度$Az活度sB:中子源强pB中子源强的i普分布sBa:角源强pDz吸收剂量zE:中子能量;Eo:裂变中子谱参数gG:仪表所测的量;H2剂量当量，附录G (提示的附录)符号kz比释动能;Mz仪表测量莹的示值;N:剂量当量定义巾的修E因子;.l A :阿佛加德罗常数gNz白发跃迁数gN ，发射中子数zQ:品质因数;Rz中子仪表响应pX，照射量;，方位角pg电离辐射授与能g?:中子注最率;:中子注量sEgi苦中子注最gp:密度;s反应截面:02实验

26、室角$D:立体角。19 17437一1998GB/T and TOMMASINO, L. (1979) ,Recent 附录(提示的附录)参考文献GRIFFITH ,R. ，HANKINS，D.丑，GAMMAGE ,R. B. H 1 LA Review ,Health Physics 36 ,p. 235. developments in personnel neutron dosimeters. (1985) , Calibration techniques and SCHW ARTZ, R. B. EISENHAUER, C. M. , HUNT ,1. B. 2J Dosimetry

27、10 ,pp. 43-57. (1988) , Guidelines on Calibration 01 Neutron Measur-Prot. for neutron personal dosimetry, Radiat. and SCHW ARTZ, R. B. BURGER , G. 3J 285. Neutron Monitoring for Radiological Protection, Technical Report Series No. ing Devices , 1 AEA T echnical Re户ortsSenes No. IAEA (1 985) , 4J (1

28、988) , Anisotropic Neutron Emission from a 5 CI 252 , IAEA, Vienna. EISENHAUER , C. M. , and HUNT , 1. B. 5J Prot. 253-258. (1984) , The calibration 01 neutron sensitive spherical devices , Radiat. Dosimet22， pp. Prot Source , Radiat. HUNT, 1. B. 6J 239-251. (1 976) , The Calibration and Use 01 Long

29、 Counters lor the Accurate Measurement Dosimetry 8, pp. HUNT , 1. B. 7J 01 Neutron Flux Density, NPL Report RS5. (989) , Determination of the source-to-detector effective calibration distance for a HUNT , ). B 8J 111-114. (1975) t Spectra and dosimetry of neutrons from moderation of 235U l/v-detecto

30、r mounted upon a water-filled phantom, Radiat. Prot. Dosimetry 27 , pp. and Cross , W. G. ING , H. 9J 839-851. and CI Fission Sources in H,O , Health Physics 29 , pp. (1989) , Revew of scattering corrections for calibraton of neutron in-EISENHA UER , C. M. 10J (1 987) , Effect 01 air scatter 253-262

31、. and MCCALL. R. C. Dosimetry 28 , pp. EISENHAUER , C. M. , SCHW ARTZ R. B. P。Lstruments ,Radiat. 寸1 -c 77-84. on calibration of instrurnents for detecting neutrons , Rdiat. Prot. Dosimetry 19 , pp. and SCH飞11ARTZ, R. B. HUNT , 1. B. , CHAMPLONG，且，CHEMTOB, M. , KLUGE, H. 12J (1989) , Intercomparison

32、 01 Calibrations Carried Out at NIST, NPL, PTB, and CEA Using 103-110. Two Different Survey Meters as Transfer Devices , Rdiat. Prot. Dosimet27， pp. (1986/87) , Intercomparison 01 Neutron-Source Emission Rates (1979-1984) , AXTON , E.1. 13J 20 L_ GB/T 17437-1998 Metrologia 23. pp 129-144. 14J ALBERT

33、S. W. G. COSACK. M. D1ETZE. G. JAHR.孔.KLUGE. H. KNAUF.孔，LESIECKI. M. MATZKE. M. SCHUSTER. H. J. WAGNER. S. and ZILL H. W. (979). Advances in Radiation Protection Monitoring. IAEA STI / PUB/ 494. p. 625. 15J SCHWARTZ. R. B. (1977). Calibration and use 01 filtered beams. Proc Symp on Neutron Standards

34、 and Applications. NBS 5户ecialPublication 493. p. 250. US National Bureau 01 Standards. 16J ALBERTS. W. G. and D1ETZ. E. (987). Filtered Neutron Bcams at the FMRB-Review and Current Status. PTBFMRB-1l2 .Braunschweig. December 1987 17J ALBERTS. W. G. and SCHW ARTZ. R. B. (1985). Comparison 01 the lil

35、tered neutron beams at the NBS and PTB reactors by calibrating a spherical rem meter Proc. Filth Sympo-sium Neutron Dosimetry in Biology and Medicine , EUR 9762 , pp. 629-636. 18J IAEA (970). Neutron Fluence Measurements. Technical Re户ortSeries No. 107. IAEA STI/ DOC/I0/I07. Vienna. 19J IS0 319: 199

36、2 , Quantities and l(nits Part 9: Atomic and nuclear physics. 20J IEC 731. 1982: Medical electrical equipment Dosir. diotherapy. 21J ICRP Publication 51 (987): Data for Use in Protection Against External Radiation. Annals 01 the ICRP Vol. 17 22J ICRP Publication 21 (1973): Data for Protection Agains

37、t lonizing Radiation from External Sources (Supplement to ICRP Publication 15. ) 23J ICRU Report 13 (969): Neutron Fluence. Neutron Spectra and Kerma. International Com mission on Radiation Units and Measurements , Washington, D. C. , USA. 24JICRU Report 20 0971 ) Radiation Protection Instrumentatio

38、n and its Application. lnterna tional Commission on Radiation Units and Measurements , Washington, D. C. , USA. 25J ICRU Report 26 (977): Neutron Dosimetry lor Biology and Medicine International Commis-sion on Radiation Units and Measurements , Washington , D. C. , USA. 26J ICRU Report 33 (980): Rad

39、iation Quantities and Units. lnternational Commission on Radia-tion Units and Measurements , Washington, D. C. , USA. 21 GB/T 17437-1998 27J ICRU Report 39 (1 985): Oetermination 01 Oose Equivalents Resulting from External Radiation Sources. International Commission on Radiation Units and Measuremen

40、ts , Bethesda, MO, USA. 28J ICRU Report 43 (1 988): Oet盯minationof Dose Equivalents Resulting from External Radiation Sources - Part 2. International Commission on Radiation Units and Measurements , Bethesda , MO, USA. 22 白白Fhm叮hF同筒。华人民共和国家标准辐射防护用的中子测量仪表的校;住及其响应的确定方法GB!T 17437-1998 国中晤中国标准出版社出版北京复兴门外三里河北街16号邮政编码，J00045 电话，68522112无锡宫瓷快速印务有限公司印刷新华书店北京发行所发行各地新华书店经售版权专有不得翻印睡开本880X1230 1/16 印张1%字数48千字1999年2月第一版1999年2月第一次印刷印数1-600 书号，155066.1-15479 * 363-52 标目