工业料位计辐射场剂量分布研究

1、工业料位计辐射场剂量分布研究a接要作者简介：谢斐，男，1983年9月生，2005每9月师从于成都理工 大学核技术与畚动化工程学院葛良全教授，2008年6月毕业于成都理王大学 辐射防护与环境保护专业，获工学硕士学位。摘耍随着科学的发展和普及，核技术的优点日益显现，其应用的范围也越 来越广，在国民经济和社会生产中的重要地位越发明显。同时，由核技术的推广 和应用所带来的辐射环境污染问题也日益严重，已经成为制约、限制核技术发展 的主要因素。了解核设施周围辐射剂量场的分布是辐射防护设计工作的前提，具有一 定的理论价值和实践指导作用。本文依据射线与物质相互作用的原理以 及料位计的结构特点，设计进行了散 射

2、障碍物辐射场分布实验，说明散射障碍物辐射场剂量主要是由散射 射线贡献。同时，依据工业料位计周围辐射场的特点，对料位计辐射场的空气吸收剂量率进行7多点现场测量。最后，运用mcnp蒙特卡罗计 算软件，建立了料位计空阕模型，对料位计周围辐射剂量场进行了模拟 计算，并与实测结果进行了对比；通过模拟实验测量与mcnp理论计算 检验，最后得出料位计周围辐射剂量分布规律。主耍研究内容和取得的 成果有：(1) 依据料位计结构设计散射障碍物实验，研究出料位计辐射场的形成 机理，说明散射障碍物辐射场剂量主要來自散射射线的贡献；(2) 通过实际点位测量，得出料位计空间辐射裁量的分布情况：在有放 射源的一侧，存在一个

3、剂量异常区，异常区范围随源的活度增大丽增大。 放射源两个侧后方剂量最高，放射源正后方剂量略小；探测器一侧剂量较小:(3) 建立料位计模拟模型，运用蒙特卡罗方法对料位计周围空间辐射剂 量分布进行模拟，模拟结果与实际测量结果符合，仅少数测点偏差较大。 分析导致偏差较大的原因，认为主要是由于仪器测量误差、模型建立误差引起 的。(4) 依据本次研究成果，建议对料位计的辐射防护设计重点应放在有放源的一侧，实际生产中工作人员应该避免在有放射源的一侧对仪器进 行操作。建立更准确的物理模型对料位计周围辐射场剂量分布进行模拟计算，可 以弥补实际测量受环境条件制约的弊端，为辐射防护设计提供更加准确和详细的 参考依

4、据。关键词：剂量分布mcnp软件料位计蒙特卡罗成都键工大学硕士学位论文in 量 he 淞 dia 耄 io 扛 | ield dos 菇 ge r 繁 search on industrial level meterintroduc 矗 on磁瞧p国怒ssom造li熊瓣蕭甫琏。b黒多毗d舶勰c魏e稳g&u嫩 vo蔽够of融赫 i杂拶in june, 2008. the m 勰盼 degree 遗甫甫藏 iti 锄 p 妁 tection m 苟 or 删剃g饿itcdof 畦：le 毗 r： xiefei, ma 差 e, was 酗嫩讯 se°°emb%l

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13、戚i蠢。 叢p峨ec髦the of the 勿9 iation side desi 霉阻 si 坡 uld eyes on one sourceso襄嘲融el m阳mo月比c碰o xeywo砖s：面s琴ge出赋b醛on m 烈piii独创性声明本入声明所呈交的学位论文是本人在导师指导下进行的研究工作及 取得的研究成果。据我所知，除了文中特别加以标注和致谢的地方外， 论文中不包含其 他人已经发表或撰写过的研究成果，也不包含为获得盛 都堡王太堂或英他教育机构的学位或证粥而使用过的材料。与我一同工 作的同志对本研究所做的任何贡献均已在论文中作了明确的说明并表示谢意。学位论文作者签名：毒p硅2oo召年

14、6月，/日学位论文版权使用授权书本学位论文作者完全了解盛整理王太堂有关保留、使用学位论文的规 定，有权保留并向国家有关部门或机构送交论文的复印件和磁盘，允许论 文被查阅和借圍。本人授权盛整堡至盍堂可以将学位论文的全部或部分 内容编入有 关数据库进行检索，可以采用影印、缩印或扫攒等复制手段 保存、汇编学位论文。（保密的学位论文在解密后适用本授权书）学位论文作者签名：徽学位论文作者导师签羔：奄r修珈器年6月，j日第i章引畜第1章引言近年来，由于核辐射所特有的性质，可以实现其他技术手段所难以实 现的功 能，所以核技术在国民经济生产的工业、农业、医疗等各个领域 都得到了广泛的应用，为促进各行业的发晨提

15、供了有效的技术支持。例 如：辐照制种是核技术在农业中应用的一个典型例子；在医疗行业核技 术的应用随处可见，x射线机、ct、 “伽玛刀”已经成为人们耳熟能详的 医疗设备；密度计、湿度计、料位计等仪器 已经成为众多工监企监在线 检测仪器的首选，其同时还具有在线分析、控制的功 能，极大程度上提 高了生产效率和产品质量。核技术的应用已经渗透到人们的日 常生活中，起着越来越重要的作用。然而，由于人们缺乏对核技术 的正确认识，在心理上对放射性充满了害怕和恐惧，使得核技术在推广的过程中受到了各种阻碍。有些地方的人们 甚至谈核色变，把核技术的概念与核武器等同起来，无形地限制了核技 术在国民经济牛产中作用的发挥

16、。这就要求我们在应用核技术的时候要 充分考虑核辐射的防护问题，减小辐射对环境的污染，减小辐射对人翻 身体的损害，加强对环境的保护，提升 大众对核科学的认识水平，消除 人们对核的恐惧心理，让核技术能更好更快地发展，为人们的生产生活 服务。由予料位计具有在线检测、分析、控制的特点，越来越多的企业为了 提高生产效率焉选择了料位计用于日常生产。料位计是剩雳射线穿过物 质时，物质对射 线的吸收，通过测量透射岀的射线强度来计算原料厚度 的仪器。和其他核仪器一样，由于物质对射线还具冇散射的作用以及仪 器不可避免的会泄露一部分的射线，在仪器周潺将会辐射剂量异常区， 的对周圈环境和工作人员具有一定的污染和危害。

17、因此，研究料位计周 围的辐射剂量的分布情况不仅直接关系到环境质量以及工作人员的身体 健康，而且是进行辐射防护设计工作的首要前提。本文通过实验模拟、 实际测量以及蒙特卡罗计算等措施，对料位计周围的辐射翔量分布进行 研究，为生产操作提供建议，防止从业人员接受过量照射，并作为今后防 护设计的参考依据。1.重国内外研究现状由于放射性射线的特点以及与物质相互作用的规律，任何放射性核设 施在工作时，都将对其周围的辐射环境产生影响，形成一定范围内的辐 射剂量异常区。料位计是十分常见的核仪器，己经被广泛地应用于水泥 厂枫立窑的料位鲁动控制乜1料位计对环境存在着辐射污染，危害着人 们的身体健康。在上个世纪80年

18、代料位计刚应用不久的时候，人们缺乏对料位计的正确认识，不了解料 位计周围辐成都理工大学硕士学位论文射场的剂量分布情况，工作人员经常由于操作不当而引起多种放射性 职业病。甚 至存在丢失放射源而至今未能找到的事件。进入21世纪以来， 辐射污染更多地 受到人们的关注，各国相继出台各种法规规范涉源仪器 的使用。在我国，从2003年10月起，国务院决定将放射源和射线装置的 审批和监管工作由卫生部门转交环境保护部门，特别是2005年12月国 务院第499号令颁布实施了放射性同位 素与射线装置安全和防护条例 规范了放射源的使用和监管，有效的保护了从业 人员的身体健康。对料 位计周围的辐射剂量分布情况的研究以

19、及对料位计进行辐 射防护设计也 成为核辐射防护领域的一个热点问题。上个世纪，人们只能通过传统的人工现场测量方法来了解料位计辐射 场剂量分布的情况。这种方法由于受到现场测量条件的制约，不能给出 完整的剂量分布结果；传统的辐射防护设计方法是利用简单的经验公式 和表格进行辐射漏射的估算，未能考虑到物体对射线的散射作用而对环 境产生的剂量贡献->1,而利用实验手段确定辐射剂量分布乂受制于客观 条件，不利于在实际设计过程中利用。随着蒙特卡罗方法在核技术屮的应用越来越成熟，许多研究者开始尝 试利用蒙特卡罗方法来研究核仪器周围辐射场剂量分布情况。在此过程 中，产生了多种 基于蒙特卡罗方法的运用软件，m

20、cnp就是其中较为流行 的模拟软件。mcnp软件 在世界范围内得到了广泛地应用，已用于分析物 理实验、反应堆设计、辐射屏蔽、核仪器设计、计算核临界安全分析、 保健物理问题的研究等。它可以很好地用于 跟踪计算、决定辐射剂量、 物理实验模拟、宇宙辐射模拟、辐射损伤研究等。在国内，mcnp程序主 要用于核保障技术、核临界、核聚变、反应堆等方面的计算h'。国内主 耍是由环境保护部门对料位计辐射场剂量分布进行测量，测量结果多用 于控制工作人员的照射剂量。将蒙特卡罗方法和实际测量结合起来研究料 位计辐射场的剂量分布，是辐射防护研究的一个新课题。1. 2选题依据与研究意义作者参与了云南省环保局委托四

21、川省核工业地质调查院对云南9个州、 市的涉源单位进行辐射环境影响评价工作，对企业进行了现场的空间各 位置辐射剂量率的测量。实际工作中发现，对料位计的防护方法是应用射线在空气中 的衰减，用增加距源距离來控制操作人员的受照剂量。如果这个控制距 离划得过长，虽然减小了从业人员的照射剂量，确也为工作带来了不便； 反之如果距离划得不够，则会影响到工人的健康。研究料位计周围的辐 射剂量分布情况就能有效地把着两方面的矛盾处理好，达到最优的效果:即方便生产又能确保工人的健康。因此本 次研究具有较强的现实意义。第i章引畜梭据本人情况鸯有关条骼，禳援上述顼鬻进行了黛筑井姿料的搜集与 整理，在导师的指导下，充分借鉴

22、已有科研成東，最终选择“工业料使计辐 射场刹量分布研究”为本a硕士毕逝论文主要研究内容。3主要王俸与研究内容本文的主要研究内容是料链计腐围辐射裁量场静分布情况，隽下一步 的辐射防护设计工骼提供饭据，主要工作包括: （羔）模拟料位计工作原理进行实验测量，初步探明靓律；（2）进行多个料僅计庵圈空气吸收裁量率的现场布点测量，与实验测量结果比较。总结料位计周围辐射剂量分布舰律，分析原因;w3）采震燃p大型蒙特卡罗计算较俘，建立辩毬计鹤计算模燮，褥巍料位计周围的辐射剂量分布状况图，并与实际测量结果比较。（4）依据研究结果，对企业生产操律、辐射防护设计以及今燔进一步研提爨建议。成都瑾工大学硕士学位论文 第

23、二章理论基础2. 2环境辐射剂量的來源与水平我们知道，繇境皆的辐射剂量是由于环境屮存在着各类放射性射线所 产生的。射线本身带有能量，对人体组织与细胞具有伤害性，伤害性大 小与射线产生匏辐射剂量大小窍关。环境中放射性射线煮天然放jl碧性 射线和人工放射性射线两种，则环境巾辐射剂量也有两种来源。2。ii。环境中的天然辐射剂量的来源环境中天然辐射剂量本赢是由天然放射性射线产生的，主要有字宙射 线、字生放射性核素和原生放射性核素发射的辐射3部分组成。宇宙射线主要來源于地球的於层空间。宇宙射线有初级和次级之分。 初级宇宙射线是搀扶黔层空翔射到地球大气屡鯨嵩能辐射。裙级宇宙薯 搴线接其来源不同，又可分必“

24、初级银河系宇宙射线"和“初级太阳宇 宙射线”。初级宁宙射线主要是高能质子组成（约87%）,并伴有10%左右的氨核, 其余 为少量的重粒子、电子、光子和中微子。初级宇宙射线具冇极大的 动能，其平均 能量为10捧ev,最大熊量可达王0玲e¥o因此，它们的 贯穿熊力极强。次级字害射线是高能初级宇宙射线与大气作用的产物。初级宇宙射线 进入大气时，具有极大能量的粒子与大气中酶原子核发生剧烈的碰撞俸 黑，致使原子核 透分五裂，这类核反应一般称为“敖裂反瘢“或者“碎裂 反应散裂反应的产物有串子、质子、嚣介子、辔介予以及些放射 性核素。总的来说，宇宙射线是一种高能量、低强度的辐射。影响宇宙

25、射线强 度的三 个重要因素有：海拔高度、纬度和太阳活动。2o 1, 2环境中辐射剂量的人工来源环境中辐射剂量的人工来源主要是由人工放射性射线产生。人工放射 性射线可以焰纳为两类：一是工泣、医疗、军队、核规艇，或研究霜静 放射源衰变产生豹；二是一般屠民消费用赫，包括含有天然或人工敖射 性核素熬产品，如放射性 发光表盘、夜光表以及彩色电视机所产牛的照 射。当今，世界人口受到的人工辐射源的照射中，医疗照射居于首位。医 疗照射来源予x射线，诊断检查，体内辱|入放射性核素的核医学诊断以 及放射治疗过程。其次，核技术在工业中的应耀構使用的各类放射源是 人们所受辐射剂量来源的重要途径4第二章理论基础另外，核

26、实验在大气中形成的人工放射性物覆是环境广泛受到污染的 原嚣，以及核电站使用的核燃料在产生、使用与回收、核燃料循环的各 个阶段均会产生“三废”，也将对周围环境带来一定程度的污染。由此我们可以看出，久类生活在一个到处充满放射性辐射的空闻。在这个空间中，辐射剂量大小各不相同，对人们身体的影响也各不一样：在没 有人工辐射污染源的区域，人们只接受小剂量的放射性照射，由于人的自身修复能力而并不会对入的健康形成威胁；而在存在人工辐射污染源的区域，由于接受 了额外的放射性照射，射线对人体鲍损伤超过了人卷身修复的麓力范围，就将对健康 造成影响，甚至威胁生命。接下来，介绍辐射剂量的大小的定义和单位，以及国 家对放

27、射性剂量的限值。2- 2电离辐射的常用单位与限值2o 2. 1描述辐射场的量粒子注量描述辐射场性质最简单的方法就是计算粒子的数目。粒子注量，就是 根据入射粒子数的多少来描述辐射场特性的一个量。在单向平行辐射场中，粒子注量咖数值上等于通过与粒子入射方向垂 直的平面内单位面积的粒子数。对于曩上单向平行辐射场，辐射场中菜一点的粒子注量，是进入以该 点为球心的一个小球的粒子数洲除以该球截面积幽丽得的商，即：十积妒2面小球的粒了数。(2) 能量注量(2 1)粒子注量痂的单位是m-2o事实上，粒子注量 多可以理解为进入单位截面积能量注量，就是利用辐射场中某点的粒子能量来定量描述辐射场的性 质的一个量。进入

28、辐射场中菜一点处的能量注量，是以该点为球心的小球的所有粒 子能量(不包括静止能量)之和媳除以该球截遽积感所得的商，帮：锄缈=_如(22)成都递工大学硕士学位论文能量注量拶的单位是j 对2。2, 20 2电离辐射剂量的单位王)放射性活度放射性活度是爱来表链放射性核素爨发辐射量的一 种量度，其物理意义是单位时闻内放射性核素的自发衰变次数，活度的si单位是秒的倒数(s'1),称为贝克勃尔】(风)。(2)照射量与照射量率照射量是一个专门描述x或v射线特性的一个物理量，它用來表示x 或y射线在空气中产生电离的能力，不适用于电子、质子、中子等其它粒子。照射量x定义失:x：塑(23)矗瓣其中鲤翡值是

29、在质量必巍空气中，癫光子释放的全都电子在空气中完 全被阻止时所产生的离子总电荷的绝对量，单位：库仑千克q<e脉 g)o照射量只表示特定辐射，¥射线)在特定介质(空气)特定条件下的电离能力，与被照物质吸收多少辐射能量无关。照射量拳是表示单位时间内 照射量的增量,即:,承盖二一盛(24)式中，出是吋间间隔，剃是该吋间间隔内照射置的增量。照射量率不 仅与辐射源的活度、电磁辐射的能量、辐射的环境条件有关，而且与被照射 位置与辐射源的距离有关。一个点状¥源在空间一点处造成的照射量率x(单位为c 姆 s' 4) 淹：童二_万 7 尸 2 (25)式中：卜舞

30、5;源的放射性滔度，单镶先b鹰；p测量点到源的距离，单位为m；芳一一y放射性核素的照射量率常数，单位为c磁2 一姆(3) 吸收剩量与吸收剂量率6(x第二章璜论基磁吸收剂量d是一个基本的剂量学量，定义为：d：塑d渤(2 6)式中，如是电离辐射授予某一体积元中的物质的平均能量；锄是在这 个体积元中的物质的质量。吸收剂量的s王单位是焦耳每于克(歹埋。), 称麓戈瑞(gy)o吸收剂量率定义为单位时间内的吸收剂量：刍：塑(2-7)式中，奶是时间间隔磯内吸收剂量的增量。吸收剂量率的单位为戈瑞 每秒，g 少 s。(4) 照射量与吸收剂量的关系照射量x与吸收剂量d是两个意义完全不同的辐射量。照射量只能作为x或

31、y射线辐射场的量度，描述电离辐射在空气中的电离本领：焉吸收剂 量则可以翔于任何类型的电离辐射，反映被照介质吸收辐射能量的程度。但是, 在两个不同量之间，在一定条件下相互可以换算。对于同种类、同能量的射线和 同一种被照物质来说，吸收剂量是与照射量成止比的。照射量很容易用电离室测 量。在空气中照射量与吸收剂量有如下关系：忍扣(gy)=33. 85 盖 1(g)(2-8)(5) 剂量当量与剂量当量率国际辐射单位与测量委员会(王cru)所使 用的一个量，用以定义实用量一周围剂量当量、定向剂量当量和个人剂量当量。组织中某点处的剂量当 量iv是虏p和iv的乘积，即:h 二 dqn(2-9)式中，移是该点处

32、的吸收剂量；譬是辐射的甜质因数，其值取决于致电离粒 子的初始动能、种类及照射类型；1/是其它修止因数的乘积。剂量当量h的si单位为焦耳每千克（，埋。），称为希沃特（sv）o剂量当量率定义为单位时闻内的翔量当量：7成都理工大学硕士学位论文:,dh露8前单链为希沃特每秒，黒参尊。集体裁集体剂量当量的定义是：（2 一王0）s警臻。俄j; 一 （2 - 11）式中，s隽集体赛鞋量当量，嚣毙受照射群体第主组藏员每人全身或 者餐意特定组织受到的平均剂量当量；只为群体中第主组中的人数。2o 2o 3剂量限值我国电离辐射豁护与辐射源安全基本安全标准（瞄圭887王一 2002） 揽定，为了将隧机性效应的发生率限

33、制到可以接受的水平，应对任何工 作人员的职业照 射水平进行控制，按五年平均，每年为20msv的平均有 效剂量限值，而对公众为每年重msv有效剂量限值，此处规定的剂量限 值不包括医疗照射及天然本底照射。在外照射防护中，屏蔽防护是最主要黛一种方法，根据上述辐射防护标准，以剂量当量限值作为屏蔽层外表面的荆量控制的参考僮，即:<l）控制区（辐射工作入员）：年当量荆量限值宣。=20嬲&癌_（2）非控制区（公众成员）隹当量剂量限值或。二i棚脚.口 q2. 3放射源与¥射线自然界中，有些核素的原予核能囊发地发牛变化，从一个核素的原了 棱，变成另个核素的原子核，并伴随放出射线，

34、这种现象称药“核衰 变"，这些核素称冀放射性核素。在放射性衰变过程中，会从核内放出8粒子、§粒 子、y光子或其它射线。这种不稳定核素放出射线的特性ii 1_放射性。现 在已经知道的放射性 核索中，叉分为天然放射性核索以及入工放射性核 素，含有放射性核索并不断向周围产生放射往射线的装置被称为放疥寸 源。放射性射线主要包括x射线、g射线、§射线、¥射线以及中子等等， 它们都能使物质产生电离。其中，x射线与¥射线属于电磁辐射，它们是 波长缀短的8第二章理论基础电磁波。往射线、§射线在空气中的射程较短，对环境辐射裁量影璃 较大的是，x対线和y

35、対线。在天然放射性元素中，丫射线是伴随仪衰变和p衰变而放出来的一种波长极短的电磁辐射。7射线具有波、粒二象性，因而也把谢线称为光子。光子既不 带电又没有静止质量，其能量可从下式求出：e：而.v：办.三z(2-12)其中£是辐射能量，单位是j； b是普朗克常数，房60 63x10 -勺s； v是光的频率，单位是s；入是波长，单位是c是真空中的光速，近似值 为 3 x 108ms。辐射能量也常使用ev(电子伏特)为单位，lev二1602x10q9jo天然放 射性元素的谢线能量范围，一般为刀 10 kev到霸麓e¥。y射线的波长一般在10。12m以下，是放射性核素在衰变过程中或原

36、 子核反应 过程中释放出的波长极短的电磁辐射。工业、辐射加工、放射 治疗中使用的y射 线都来自于放射性核素的衰变，如放射性核素穗7cs, 它每次衰变放射出能量为oo 661罐ev的¥光子，并放出§粒子。放射性核索自发地衰变，一般不受温度、压力的影响，并且按指数规 律变化。某放射性核素在t二0时刻的原予数冃与衰变t时间后的原子数冃iv 存在以下关系：iv： iv由二iv竿 f3'这就是天然放射性核素衰变的基本规律，其屮x为衰变常数，箕物理 意义是，一个具有放射性的原子核在单位时间内发生衰变的概率；t为半衰期， 是指放射性核素数目衰减到原来数目一半所需要的时间的期望值。

37、半衰期越长, 说明衰变得越慢，半衰期越短，说明衰变得越快。半衰期是每个放射性核素的 固有特征常数，不同的放射性同位素有不同的半衰期，衰变豹时候放射出射线的 种类和数量也不同。不同核素的t值差别很大，例如137cs的半衰期是30年，料 位计所使用的源大多数都是137cs密封源。24料位计简介本文辐射剂量场研究的对象是：y射线料封控制仪（简称料位计），以坞7cs为放射源。料位计是毒源部件（¥辐射源及防护铅罐）、电离室y射线 探测器、接线盒、主机系统等组成。成都理工大攀硕士学位论文根据y射线束通过物质毙被物质吸收这一缀理，将放射源罐放在料封 管的一侧，探测器放在与放射源对面的料封管另一侧，

38、两者在同一直线 上。当打开放射源时，便有一束y射线朝着料封管射出，当料封管中没 有水泥熟料时，y射线束除少量被管壁吸收外，其余大都份透遗料封管被 探测器接收，变为电脉冲，送到主规转变势整流电压信号，控制磁振撬 或振动槽停止卸料。当料封警魄水泥熟料超避控制高度时，¥射线束大 部份被熟料吸收耐减弱，致使探测器产生的电脉冲减少，主锐直流电压 降低，磁振机或振动槽振动卸料，以诧达到水泥枫立窑翻动接制卸料的 星的。在生产中料位计各部i牛与被测物料不接触，故测量过程 都是非接 触式的，对容器屮固体物料高度的变化进行的是实时连续检测。2, 5 y射线与物质的相互作用料位计中放射源所发射的¥

39、;射线束，在穿过料封管的过程中，除了被 吸收以外，还将发生其健的反应。这是因为y射线穿透力强，射程大，它 不会被物蔵完全吸收，只会随着物质厚度殴增加而逐渐减弱。¥射线和物质的相 量作用通过三个主要过程：光电效应、康普顿效应以及电子对的产生。丫射线与带电粒子完全不同：带电粒子与物质相互作箱时，在一连串 的电离或激发事件中，逐渐损失其能量，而谢线与物质裙互彳乍用时，则在一次事件字便能导致完全的吸收或散射。另终，了射线与原子或电子作震对，也 存在一定的几率，可熊穿过很薄的物质霖被吸收。下瑟分别讨论丫射线与物质作用的各 种形式。2. 5. 1光电效应当谢线与原子壳层轨道上的内层电了碰撞时，将

40、其所有能量交给壳层 的一个内层电子，电子克服了电离能，脱离原予而运动，产生了光电子，研 射线被完全吸收，这种作焉称荧光电效应。在光毫效应时，¥光予与物旗的原子 轨道电子发生相互作用，把全部能量传递给对方。它的一部分笼量用于把电 子从藏子中逐出去，这部分能量被称建结合能；剩余熊量撵为电子的麓量焉被蒂 走，运动光子隧帮消失。该电子获褥懸量基藏离开原子蔼被发射瘩来，称兔光电 子。2. s. 2康普顿效应当入射y射一与原子的电子壳层中一个电子发生一次碰撞（此电子既 可以是束缚电子，也可以是自由电子）时，谢线将部分能量传给电子，使它与丫射线的初始运动方向呈蛰焦射岀，两?射线煲|j与初始运动方向

41、呈9熊散射。这种现象称康普顿一吴有训效应，冤图，戳下简称廉普顿效应。该效应中所打出的 电子叫反冲10第二章理论基础电子或羹q康普顿电子，反冲电子能继续与物质发生作用，改变方向 的?射线称敖射y射线或叫康普顿散射射线。20 5o 3电子对效应个具有足够麓量的入射¥光子从介质原子核旁经过时，在原子核库 仑场的 强烈作用下，放出它的全部能量而形成电子对（即电子和正电子）。 被发射出的电子对还能继续与介质发生相互作用。由于一个电子的静止 质量等效于05imve,要产生一个电子对，光予的能量必须超过102 麓ev。电子对刚生成时具冇一定的 速度，在物质中电子和正电子两者都 通过原子的电离丽损失

42、能量。最后，正电子与物质中的一个电子相互作 用，发生湮灭过程，放出两个方向相反，能量各为0. 5坡ev的光子。无论是光电效应、康普顿效应还是产生电子对，入射光子都把能量转 化或传 给电子，产生具有一定能量的次级电子。当然在上述过程中也产 生些能量较低的光子。这些较低能量的光子会继续与物质作用，产生 更多的次级电子。数冃众多的次级电子导致的电离和激发远远超过y射 线直接产牛的作用。可以把¥射线与物质相互作用分解为两步。第一步 光子与物质相互作用产生带电粒子（电子），第二步获得能量的带电粒子再 与物质相互作用产生各种辐射效应。2. 6蒙特卡罗方法蒙特卡罗方法与确定论的输运算法完全不同。确

43、定论方法通过变量离 散，将 输运方程化为近似的线性方程组，以得出粒子的平均行为：而蒙 特卡罗方法并不是直接解一个明确的方程，丽是通过模拟大量粒子行为 并但记录它们平均行为的某些特征来得到输运方程的解。由于y射线与物体作用是一个随机过程，所得到的宏观物理量乂是一 个统计值，对复杂条件下辐射场的计算，射线衰减与散射过程数及空阕 物质的几何分布有关，做准确的解析解困难很大。在这种情况下，蒙特 卡罗方法是很有效的求解方法。本文尝试使用蒙特卡罗方法进行辐射剂 量场的计算，用来代替传统的经验 公式佶算弄j量的方法。蒙特卡罗方法 求解粒子运输阀题的内容包含：（1）程序结构在计算机上蒙特卡罗方法解决粒子输运问

44、题的程序一般可分为：源抽 样，空间输运，碰撞，记录和结果处理及输出，还冇一个公共的产生随 机数序列及主控 程序，结构如图2王所示。（2）粒子输运的终止条件成都理工大学硕士学位论文粒子输运的终止条件，根据问题豹几何条件，物理假设，一般归结为 如下几种：粒子逃出系统；粒子碰撞后被吸收；粒子能量降低到 所给能量（阈能）以下；粒子寿命超过给定时间；粒子权重小于菜一很 小值；问题本身的特 殊要求蹩2: 蒙特睾爹寿潦糕淳绪梅示意强2o 7对料位计辐射场进行剂量测量和理论计算的必耍性料位计在安装、运行之后，为了确保在场工作人员的受照剂量在国家 规定的限值之内，需要了解料位计空间辐射场的剂量分布情况，这就需

45、耍在料位计工作后，先对其周围空间的剂量分布进行测定。然丽，在实际的应用过程中，不可能对辐射场中每一今剂量点进行测 量，如果理论计算值能基本体现出感兴趣剂量点的真实剂量情况，则可 在实际攫i量次数12第二章理论基破有限的情况下，通过理论计算得到更多感兴趣剂量点的吸收剂量值, 使得我们对空间辐射场的剂量情况有个更全面的了解。进行理论计算可 对今后深入开展相关的科研试验、辐射防护设计提供很大的帮助。13成都遽工大学硕士学位论文第三章辐射生物效应如前所述，料位计周围剂量的分布研究是对于核设旋以及核仪器进行 辐射防护设计的前提。射线通过蒸所携带盼能量对物质或人产生破坏和 伤害，裁量止是这种破坏、伤害麓力大小的体现。随着辐射安全在核技 术疲用中地位的提舞，人们十分重视射线对入体的作雳。尽可麓减少接 受的照射裁量，降低射线对人体的伤