2024年4月26日发(作者：盈敏才)
中子源库的辐射防护分析
何岱
【摘 要】以某个存放中子源的放射源库为例,介绍了源库的辐射环境影响剂量估算
模式,通过实例计算得出辐射防护剂量要求.并从源库的安全管理措施、辐射防护屏
蔽措施以及辐射监测等方面,阐述了中子源库的管理及辐射防护上的相关内容.
【期刊名称】《环境科学导刊》
【年(卷),期】2018(037)0z1
【总页数】3页(P181-183)
【关键词】中子源;辐射防护;环境影响;防护措施
【作 者】何岱
【作者单位】四川省辐射环境管理监测中心站,四川 成都 611139
【正文语种】中 文
【中图分类】TL7
目前，很多行业领域中放射源的应用非常常见，尤其是工业应用方面广泛使用，例
如工业探伤、加速器治疗，以及石油探井中等等。放射源的安全贮存也直接关系到
人民群众的身心健康，社会环境安全和稳定。本文以存放241Am-Be中子源的放
射源库拟建项目为例，针对源库的屏蔽设计，采用保守、安全的屏蔽计算模式来满
足国家标准的中子源辐射防护要求[4]。
1 中子源
1.1 概念
中子源有很多种，有从手持放射性源到中子研究设施的研究堆和裂变源。根据中子
的能量、中子通量、设备的大小、花费和政府的管制，这些装置在物理、工程、医
药、核武器、石油勘探、生物、化学、核动力和其他工业中有着广泛的用途。包括
同位素中子源、加速器中子源和反应堆中子源。放射性测井中用的241Am-Be中
子源是同位素中子源,而井下中子发生器属于加速器中子源。自由中子是不稳定的，
它可以衰变为质子放出电子和反电中微子，平均寿命只有15min，无法长期储存，
需要由适当的产生方法源源供应。
1.2 镅-铍中子源
镅-铍中子源，核素符号241Am-Be，比活度为 1.270E+02 TBq/kg(即241Am
的比活度)，其半衰期为432.2a。镅-铍中子源对环境造成的污染主要见于事故工
况或放射源丢失，241Am-Be中子源对人体的照射途径为中子和γ射线产生的外
照射。常用于水分测量仪、放射性测井、核子料位计等。
2 拟建源库产生的中子辐射环境影响分析[1-3]
2.1 规模
源库房拟建面积为59.4m2，放射源库贮源地坑采用现浇钢筋混凝土结构。活度区
存放活度在1.5～1.7Ci的伽马源(如：137Cs γ源)和活度在10.0～16.0Ci的中子
源(如：241Am-Be中子源)，建贮源地坑6个，坑与坑之间均匀分布，地坑中心
相距2.2m。坑直径0.8m，深3.5m，上口高出地面0.15m，坑盖厚为350mm
的钢筋混凝土，地坑内壁衬10mm碳钢板，采用184厚C30防水混凝土及水泥
基渗透结晶防水宝，外层为24厚页岩实心砖墙。源库内设置机械提升行车设备。
2.2 源库安全性
放射源库设置中子源坑和密度源坑，源库地坑采用现浇钢筋混凝土结构。所有源坑
坑盖为350mm厚钢筋混凝土屏蔽盖，坑内壁衬10mm碳钢板，内层184厚
C30防混凝土。外层为24厚页岩实心砖墙。放射源库采用双扇铁门，厚度7cm，
龙骨钢架，内衬双层3mm厚钢板。放射源库由专人保管，实行双人双锁。
2.3 辐射屏蔽表面剂量估算
放射源主要危害因素是中子和γ射线产生的外照射。241Am-Be中子源采用双层
外壳包装，内层用90%铂和10%的铑合金制成，外层是不锈钢，在1m处其γ吸
收剂量率由241Am发出的0.06MeV的γ射线造成。由于放射源采用双层外壳，
可消除这些低能γ射线的影响，可不考虑γ外照射的辐射危害。本文只针对中子
源的屏蔽剂量估算阐述。
中子的防护计算较为复杂，按偏安全考虑，以源裸露状态下进行辐射剂量的估算，
对于中子源的屏蔽估算采用较为简单的经验公式，在已知平均能量的中子源，其多
层屏蔽材料后的剂量由下式估算[核安全专业实务P354-358]：
式中：表示中子源屏蔽后辐射剂量率(Sv/s)；φ(表示中子源屏蔽后中子注量率分布
表示中子注量率与剂量率的转换系数(10-11Gy/n(cm-2)，针对241Am-Be中子
源，取3.49； S表示放射源的放射性活度(1/S)；R表示距离放射源的距离(cm)；
∑n,i表示屏蔽层为i部分材料的分出截面(1/cm)；d表示屏蔽层厚度(cm)；
(1+∑H·t表示中子在累积因子，因散射而引起中子通量密度或中子剂量增长的修正
系数，对于含氢材料，它与屏蔽层厚度、氢的截面∑H有关。
2.4 源库地坑表面及屏蔽墙表面的中子剂量
中子源和γ放射源分别贮存在经过防水处理的地下地坑内，上覆盖350mm的钢
筋混凝土盖，可有效地屏蔽241Am-Be中子源和137Cs γ放射源所释放的中子和
γ射线。由上面公式经估算，活度为16Ci的241Am-Be中子源以裸源状态下，源
库地坑盖表面的辐射剂量率为1.94×10-2mSv/h(即2.49μGy/h，241Am-Be的
中子品质因子取7.8)。上述16居里241Am-Be中子源地坑盖板表面剂量率为
2.49μGy/h，低于《GBZ142-2002油(气)田测井密封型放射源卫生防护标准》所
规定的值。
假设中子源以裸源放在地坑盖板表面，距离源库外墙(设计厚度为370mm厚的砖
墙)2.42 m处。经估算，假设有4个活度为16Ci的241Am-Be中子源以裸源状
态下，源库外墙(P1点)表面的辐射剂量率为1.33×10-2mSv/h(1.94×10-2×4个
÷2.422)(即1.7μGy/h，241Am-Be中子源的中子品质因子取7.8)。
根据《GBZ142-2002油(气)田测井密封型放射源卫生防护标准》，源库外空气比
释动能率应<2.5μGy/h的标准要求，上述4个16居里241Am-Be中子源在库外
屏蔽墙表面剂量率为1.7μGy/h，低于《GBZ142-2002油(气)田测井密封型放射
源卫生防护标准》所规定的值。
3 中子源库的辐射防护措施{2,5}
3.1 源库辐射安全管理措施
按照《放射性污染防治法》和国务院449号《放射性同位素与射线装置安全许可
管理办法》的规定，制定规章制度和管理办法，明确辐射安全管理的主要领导和专
职管理人员，做到有效管理，责任到人，强化责任意识和安全意识。完善辐射安全
档案，保证工作人员所受到的辐射剂量控制在6mSv/a的管理约束限值内；对放
射源的管理，做到制度和规章的健全，建立辐射安全事故应急预案。
放射源的运输按照《放射性物质安全运输规程》的标准要求进行，不论近距或是长
途，做到有专职押运人员随车押运，押运人员必须与库管人员办理交接放射源手续，
途中不得擅自离开。装卸放射源的车辆在行车途中，不在人口集中的地方停靠，非
工作人员不得靠近车辆。
对操作人员实行轮流工作制度，减少接触射线的时间，操作人员佩带铅衣服、铅眼
镜、铅背心、铅围裙进行操作；放射源的存放、运输由专人负责，建立放射源出入
库的登记制度，做到帐物相符；出入库对源罐进行检测，确认罐内是否有放射源，
检测确认后再提取或存放放射源，防止遗漏。库房明显位置及源库区大门口设置电
离辐射标识。
3.2 针对中子/γ射线的防护措施
3.2.1 源库的辐射防护屏蔽措施
该源库设有放射源地坑，库房设置6个规格为3500mm，内径80mm的地下圆
柱形地坑，钢筋混凝土结构。源库房墙设计厚度为37mm实心砖墙；源库的顶面
设计厚度为120mm钢筋混凝土整体浇筑板；源房的大门安装双扇铁门，厚度
7cm，龙骨钢架，内衬双层3mm厚钢板。
源库建有围墙与外界隔离；库房与值班室保持合适的距离，所处地点为正常环境本
底辐射水平范围内；源库按照当地的地震烈度做到防震处理；源库按照当地的洪涝
灾害情况做到防洪处理；门上设置警示标志；设置通风换气装置和消防灭火装置；
设置报警装置和监控设备。在基地源库安排管理人员进行日常管理，对放射源库实
施24h监控，定时巡检、安全月检、定期组织活动等。
3.2.2 源库台帐管理措施
源库台帐有专人记录和保管，放射源库实行双人双锁管理和双人复核管理，确保放
射源贮存的万无一失。严格按照源库台帐进出程序执行。
3.2.3 源库的“四防”措施
建立完善的防护屏障；源库附近不得有人居住、办公或储存易燃易爆和其它危险物
品；制定严格的安全管理制度，制度上墙并严格执行，做好防盗、防水、防火、防
丢失等工作，有24h的保安巡逻；设置安全监控和红外线报警系统，源库的内外
设置电视监控设备(如：源地坑、库外大门)。
设施上加强技术防范，如修筑坚固的围墙，加强监视系统和报警系统；管理上强化
防恐意识，在管理制度上加强管理工作，使不法分子或恐怖分子的破坏或袭击不能
得逞。
3.2.4 源库的辐射监测工作
进行辐射监测是保证工作人员的受照剂量、工作场所的外照射水平的基本要求。辐
射监测内容主要包括：个人剂量监测和库区工作场所监测两个方面。
个人剂量监测：库区工作人员佩带个人剂量计，以表明放射性工作人员的受照剂量，
了解放射性工作人员受照情况及做为对其职业照射评价的依据。
外照射水平监测：配置可携式剂量率仪，对库区内外的场所、源容器、屏蔽层外的
外照射水平进行监测。
4 结论
随着放射源(如：中子源)使用广泛，对源库的管理和辐射防护的要求也应严格按照
国家的规定执行。在符合产业政策的前提下，采取可行的辐射防护措施技术，特别
是中子源贮存及野外测井作业也应符合国家相关规定，减少不必要的辐射事故发生。
参考文献：
[1]刘忠恕,李红,贺良国,李长虹. 某公司放射源库建设项目放射防护控制效果评价[J].
中国辐射卫生,2012,21(4):417-418.
[2]周文明,郝杰,苏丽霞. 某放射源库屏蔽计算[J]. 中国辐射卫生,2017,26(1):78-79.
[3]张瑞菊,庄振明,宋永忠. 密封中子源的辐射剂量监测与评价[J]. 中国辐射卫
生,2008(3):300-301..
[4]雷达. 1981年国内外有关科技会议[J]. 辐射防护通讯,1981(2):57，55.
[5]张建岗,赵兵,王学新,汤荣耀. 放射性物质运输事故分析及后果评价方法[J]. 辐射
防护通讯,2003,(1):20-25.
2024年4月26日发(作者：盈敏才)
中子源库的辐射防护分析
何岱
【摘 要】以某个存放中子源的放射源库为例,介绍了源库的辐射环境影响剂量估算
模式,通过实例计算得出辐射防护剂量要求.并从源库的安全管理措施、辐射防护屏
蔽措施以及辐射监测等方面,阐述了中子源库的管理及辐射防护上的相关内容.
【期刊名称】《环境科学导刊》
【年(卷),期】2018(037)0z1
【总页数】3页(P181-183)
【关键词】中子源;辐射防护;环境影响;防护措施
【作 者】何岱
【作者单位】四川省辐射环境管理监测中心站,四川 成都 611139
【正文语种】中 文
【中图分类】TL7
目前，很多行业领域中放射源的应用非常常见，尤其是工业应用方面广泛使用，例
如工业探伤、加速器治疗，以及石油探井中等等。放射源的安全贮存也直接关系到
人民群众的身心健康，社会环境安全和稳定。本文以存放241Am-Be中子源的放
射源库拟建项目为例，针对源库的屏蔽设计，采用保守、安全的屏蔽计算模式来满
足国家标准的中子源辐射防护要求[4]。
1 中子源
1.1 概念
中子源有很多种，有从手持放射性源到中子研究设施的研究堆和裂变源。根据中子
的能量、中子通量、设备的大小、花费和政府的管制，这些装置在物理、工程、医
药、核武器、石油勘探、生物、化学、核动力和其他工业中有着广泛的用途。包括
同位素中子源、加速器中子源和反应堆中子源。放射性测井中用的241Am-Be中
子源是同位素中子源,而井下中子发生器属于加速器中子源。自由中子是不稳定的，
它可以衰变为质子放出电子和反电中微子，平均寿命只有15min，无法长期储存，
需要由适当的产生方法源源供应。
1.2 镅-铍中子源
镅-铍中子源，核素符号241Am-Be，比活度为 1.270E+02 TBq/kg(即241Am
的比活度)，其半衰期为432.2a。镅-铍中子源对环境造成的污染主要见于事故工
况或放射源丢失，241Am-Be中子源对人体的照射途径为中子和γ射线产生的外
照射。常用于水分测量仪、放射性测井、核子料位计等。
2 拟建源库产生的中子辐射环境影响分析[1-3]
2.1 规模
源库房拟建面积为59.4m2，放射源库贮源地坑采用现浇钢筋混凝土结构。活度区
存放活度在1.5～1.7Ci的伽马源(如：137Cs γ源)和活度在10.0～16.0Ci的中子
源(如：241Am-Be中子源)，建贮源地坑6个，坑与坑之间均匀分布，地坑中心
相距2.2m。坑直径0.8m，深3.5m，上口高出地面0.15m，坑盖厚为350mm
的钢筋混凝土，地坑内壁衬10mm碳钢板，采用184厚C30防水混凝土及水泥
基渗透结晶防水宝，外层为24厚页岩实心砖墙。源库内设置机械提升行车设备。
2.2 源库安全性
放射源库设置中子源坑和密度源坑，源库地坑采用现浇钢筋混凝土结构。所有源坑
坑盖为350mm厚钢筋混凝土屏蔽盖，坑内壁衬10mm碳钢板，内层184厚
C30防混凝土。外层为24厚页岩实心砖墙。放射源库采用双扇铁门，厚度7cm，
龙骨钢架，内衬双层3mm厚钢板。放射源库由专人保管，实行双人双锁。
2.3 辐射屏蔽表面剂量估算
放射源主要危害因素是中子和γ射线产生的外照射。241Am-Be中子源采用双层
外壳包装，内层用90%铂和10%的铑合金制成，外层是不锈钢，在1m处其γ吸
收剂量率由241Am发出的0.06MeV的γ射线造成。由于放射源采用双层外壳，
可消除这些低能γ射线的影响，可不考虑γ外照射的辐射危害。本文只针对中子
源的屏蔽剂量估算阐述。
中子的防护计算较为复杂，按偏安全考虑，以源裸露状态下进行辐射剂量的估算，
对于中子源的屏蔽估算采用较为简单的经验公式，在已知平均能量的中子源，其多
层屏蔽材料后的剂量由下式估算[核安全专业实务P354-358]：
式中：表示中子源屏蔽后辐射剂量率(Sv/s)；φ(表示中子源屏蔽后中子注量率分布
表示中子注量率与剂量率的转换系数(10-11Gy/n(cm-2)，针对241Am-Be中子
源，取3.49； S表示放射源的放射性活度(1/S)；R表示距离放射源的距离(cm)；
∑n,i表示屏蔽层为i部分材料的分出截面(1/cm)；d表示屏蔽层厚度(cm)；
(1+∑H·t表示中子在累积因子，因散射而引起中子通量密度或中子剂量增长的修正
系数，对于含氢材料，它与屏蔽层厚度、氢的截面∑H有关。
2.4 源库地坑表面及屏蔽墙表面的中子剂量
中子源和γ放射源分别贮存在经过防水处理的地下地坑内，上覆盖350mm的钢
筋混凝土盖，可有效地屏蔽241Am-Be中子源和137Cs γ放射源所释放的中子和
γ射线。由上面公式经估算，活度为16Ci的241Am-Be中子源以裸源状态下，源
库地坑盖表面的辐射剂量率为1.94×10-2mSv/h(即2.49μGy/h，241Am-Be的
中子品质因子取7.8)。上述16居里241Am-Be中子源地坑盖板表面剂量率为
2.49μGy/h，低于《GBZ142-2002油(气)田测井密封型放射源卫生防护标准》所
规定的值。
假设中子源以裸源放在地坑盖板表面，距离源库外墙(设计厚度为370mm厚的砖
墙)2.42 m处。经估算，假设有4个活度为16Ci的241Am-Be中子源以裸源状
态下，源库外墙(P1点)表面的辐射剂量率为1.33×10-2mSv/h(1.94×10-2×4个
÷2.422)(即1.7μGy/h，241Am-Be中子源的中子品质因子取7.8)。
根据《GBZ142-2002油(气)田测井密封型放射源卫生防护标准》，源库外空气比
释动能率应<2.5μGy/h的标准要求，上述4个16居里241Am-Be中子源在库外
屏蔽墙表面剂量率为1.7μGy/h，低于《GBZ142-2002油(气)田测井密封型放射
源卫生防护标准》所规定的值。
3 中子源库的辐射防护措施{2,5}
3.1 源库辐射安全管理措施
按照《放射性污染防治法》和国务院449号《放射性同位素与射线装置安全许可
管理办法》的规定，制定规章制度和管理办法，明确辐射安全管理的主要领导和专
职管理人员，做到有效管理，责任到人，强化责任意识和安全意识。完善辐射安全
档案，保证工作人员所受到的辐射剂量控制在6mSv/a的管理约束限值内；对放
射源的管理，做到制度和规章的健全，建立辐射安全事故应急预案。
放射源的运输按照《放射性物质安全运输规程》的标准要求进行，不论近距或是长
途，做到有专职押运人员随车押运，押运人员必须与库管人员办理交接放射源手续，
途中不得擅自离开。装卸放射源的车辆在行车途中，不在人口集中的地方停靠，非
工作人员不得靠近车辆。
对操作人员实行轮流工作制度，减少接触射线的时间，操作人员佩带铅衣服、铅眼
镜、铅背心、铅围裙进行操作；放射源的存放、运输由专人负责，建立放射源出入
库的登记制度，做到帐物相符；出入库对源罐进行检测，确认罐内是否有放射源，
检测确认后再提取或存放放射源，防止遗漏。库房明显位置及源库区大门口设置电
离辐射标识。
3.2 针对中子/γ射线的防护措施
3.2.1 源库的辐射防护屏蔽措施
该源库设有放射源地坑，库房设置6个规格为3500mm，内径80mm的地下圆
柱形地坑，钢筋混凝土结构。源库房墙设计厚度为37mm实心砖墙；源库的顶面
设计厚度为120mm钢筋混凝土整体浇筑板；源房的大门安装双扇铁门，厚度
7cm，龙骨钢架，内衬双层3mm厚钢板。
源库建有围墙与外界隔离；库房与值班室保持合适的距离，所处地点为正常环境本
底辐射水平范围内；源库按照当地的地震烈度做到防震处理；源库按照当地的洪涝
灾害情况做到防洪处理；门上设置警示标志；设置通风换气装置和消防灭火装置；
设置报警装置和监控设备。在基地源库安排管理人员进行日常管理，对放射源库实
施24h监控，定时巡检、安全月检、定期组织活动等。
3.2.2 源库台帐管理措施
源库台帐有专人记录和保管，放射源库实行双人双锁管理和双人复核管理，确保放
射源贮存的万无一失。严格按照源库台帐进出程序执行。
3.2.3 源库的“四防”措施
建立完善的防护屏障；源库附近不得有人居住、办公或储存易燃易爆和其它危险物
品；制定严格的安全管理制度，制度上墙并严格执行，做好防盗、防水、防火、防
丢失等工作，有24h的保安巡逻；设置安全监控和红外线报警系统，源库的内外
设置电视监控设备(如：源地坑、库外大门)。
设施上加强技术防范，如修筑坚固的围墙，加强监视系统和报警系统；管理上强化
防恐意识，在管理制度上加强管理工作，使不法分子或恐怖分子的破坏或袭击不能
得逞。
3.2.4 源库的辐射监测工作
进行辐射监测是保证工作人员的受照剂量、工作场所的外照射水平的基本要求。辐
射监测内容主要包括：个人剂量监测和库区工作场所监测两个方面。
个人剂量监测：库区工作人员佩带个人剂量计，以表明放射性工作人员的受照剂量，
了解放射性工作人员受照情况及做为对其职业照射评价的依据。
外照射水平监测：配置可携式剂量率仪，对库区内外的场所、源容器、屏蔽层外的
外照射水平进行监测。
4 结论
随着放射源(如：中子源)使用广泛，对源库的管理和辐射防护的要求也应严格按照
国家的规定执行。在符合产业政策的前提下，采取可行的辐射防护措施技术，特别
是中子源贮存及野外测井作业也应符合国家相关规定，减少不必要的辐射事故发生。
参考文献：
[1]刘忠恕,李红,贺良国,李长虹. 某公司放射源库建设项目放射防护控制效果评价[J].
中国辐射卫生,2012,21(4):417-418.
[2]周文明,郝杰,苏丽霞. 某放射源库屏蔽计算[J]. 中国辐射卫生,2017,26(1):78-79.
[3]张瑞菊,庄振明,宋永忠. 密封中子源的辐射剂量监测与评价[J]. 中国辐射卫
生,2008(3):300-301..
[4]雷达. 1981年国内外有关科技会议[J]. 辐射防护通讯,1981(2):57，55.
[5]张建岗,赵兵,王学新,汤荣耀. 放射性物质运输事故分析及后果评价方法[J]. 辐射
防护通讯,2003,(1):20-25.