[发明专利]一种钚材料的γ辐射场计算方法

说明书

技术领域

本发明涉及一种贯穿辐射场计算方法，更具体的说涉及一种高浓缩钚材料γ辐射场计算方法。

背景技术

高浓缩钚材料能产生穿透能力强的γ射线，可对操作人员造成外照射危害，由于接触距离近、时间长，其辐射危害值得重视。但高浓缩钚发射的γ射线能量偏低，对一般的辐射监测仪器响应能力提出了更高的要求，且在有些情况下无法监测(如在可行性论证阶段)，无法开展工作人员辐射安全评估，这时就需要对高浓缩钚的贯穿辐射场进行理论计算，若要保证计算的准确性和科学性，必须要考虑高浓缩钚所含放射性核素的多样性、能量线的复杂性，此时，对于操作高浓缩钚的工作人员来说，由于距离源较近，采用简单的点源衰减模式是不合适的，所以，应考虑另外的计算方法予以解决。本发明提出一种高浓缩钚材料γ辐射场计算方法，解决高浓缩钚材料γ辐射场计算的合理性、科学性、准确性问题，为工作人员辐射安全评估提供基本依据。

发明内容

本发明所述的高浓缩钚材料γ辐射场计算方法包括以下三个步骤：

步骤一，高浓缩钚材料射线辐射特性分析。分析高浓缩钚材料中的放射性核素，以及可能发射的射线。

步骤二，高浓缩钚γ辐射场形成机理分析。分析高浓缩钚材料各放射性核素发射的γ射线能量和强度，综合考虑各放射性核素比例，计算得出裂变γ出射率和表面出射率。

步骤三，高浓缩钚γ辐射场计算。通过对高浓缩钚中含有的放射性核素特性、射线特性和结构材料的分析，计算得出高浓缩钚材料外γ射线空气吸收剂量率。

三个步骤之间的关系如附图1所示。

一、高浓缩钚材料射线辐射特性分析

以²³⁹Pu丰度大于90％的高浓缩钚材料为例，材料中主要含有²³⁹Pu及少量²⁴⁰Pu、²⁴¹Pu和²⁴¹Am，可发射α、β、X、γ射线。²⁴¹Am和杂质发生(α，n)反应，故钚发射的γ射线可能会对工作人员形成外照射。各核素主要射线辐射特性见表1。

表1高浓缩钚材料射线辐射特性

二、高浓缩钚γ辐射场形成机理分析

钚同位素的γ谱构成比较复杂，如²³⁹Pu在能量几十keV到800keV之间有众多的γ射线，并且有很多γ射线的能量相近，它们在γ谱形成的重峰，甚至不能分辨，此外，不同纯度的钚材料在不同能段的γ峰强度有差异，特别是²⁴¹Am的浓度影响较大。钚的同位素²³⁸Pu、²³⁹Pu、²⁴⁰Pu、²⁴¹Pu和²⁴²Pu在率变中都发射各自的特征γ射线，其主要γ射线的能量和强度如表2所示。

表2高浓缩钚材料发射的主要γ射线

综合考虑²³⁹Pu丰度大于90％的高浓缩钚材料中²³⁹Pu、²⁴⁰Pu、²⁴¹Pu的比例，高浓缩钚材料的比活度一般为2.5×10⁹Bq/g，计算可得裂变γ出射率为2.97×10⁹Bq，表面出射率为1.829×10⁶Bq/cm²。

三、高浓缩钚γ辐射场计算

通过对高浓缩钚中含有的放射性核素特性、射线特性和结构材料的分析，可通过基于宽束减弱规律计算高浓缩钚材料外γ射线空气吸收剂量率。高浓缩钚材料介质可视为无限均匀，外面的结构或封装材料简单且有一定厚度，此种情况下，从钚材料中发射出来的γ射线经二次或多次散射后仍有可能穿出结构材料，所以，基于宽束减弱规律，可建立其γ射线空气吸收剂量率计算公式。同时，随着贮存时间的增加，高浓缩钚材料内部的放射性核素组分会发生变化，导致辐射强度的改变，本方法引入γ辐射强度系数对不同贮存时间的高浓缩钚材料周围γ辐射场的计算进行修正。

式中：

为经过屏蔽层之后的γ吸收剂量率，单位为Gy/s；

为经过屏蔽层之后核素i产生的γ吸收剂量率，单位为Gy/s；

f为γ辐射强度系数，无量纲。其值为贮存后高浓缩钚材料的衰变热功率与初始状态下衰变热功率的比值；

为未经过屏蔽层之前核素产生的γ吸收剂量率，单位为Gy/s；