辐射防护与环保
（四）
辐射监测为了评估和控制工作场所和周围环境的辐射照射水平，
对辐射或放射性物质所进行的测量称为辐射监测。辐射监测还包括按 ICRP的建议和国家有关规定，对测量结果进行评价。
辐射监测一般包括区域监测,环境监测 （ 瞬发辐射,土壤,大气,植物,水源 ）,个人剂量监测,感生放射性监测 （ 元器件,屏蔽材料,冷却水 ） 等 。 环境监测和感生放射性中包括的土壤,大气,植物,水源,冷却水等的活化分析需由环保部门认定,
而区域监测和环境监测中对瞬发辐射的监测应采用实时连续监测的方法 。
辐射与物质作用时诱发的物理学、
化学和生物学范畴内的各种变化以及伴随出现的各种次级现象，都是辐射剂量测量的基础。
常用的辐射探测方法和探测器包括：电离室、计数管、半导体探测器、
闪烁体探测器、径迹探测器、热释光、
玻璃荧光、量热方法、化学剂量计、
丙氨酸等。
一,和探测器有关的几个参数
1,灵敏度与能量响应单位吸收剂量 （ 或当量剂量或照射量等 ） 所对应的仪器读数为该仪器的灵敏度 。 如剂量仪的读数与能量无关,则称该仪器的能量响应好 。 任何一台仪器
（ 或某种剂量计 ） 都有一定的能响范围,
使用前要查阅其能响曲线及分析所测量的辐射场的能量分布情况 。
2,剂量及剂量率响应每种剂量计或剂量仪器都会有一定的剂量及剂量率响应范围。低于此范围会造成无响应或误差过大，
高于此范围会形成饱和而造成错误。
3,剂量计或剂量仪器对辐射场时间结构的响应从时间结构分析,辐射场可分为稳恒场和瞬发场 。 稳恒场的测量比较容易,对于瞬发场,占空因子是一个重要的物理量 。 占空因子越小的瞬发场测量仪器的选择越要小心 。 凡是计数式仪器都有一定的死时间,最好选用与时间结构无关的剂量计对这样的场进行测量,它们的缺点是不能做实时监测 。 为了弥补这一缺点,可以采用电离室测量电离积累电荷的方法予以补充 。 使用一般的计数式仪器,要仔细研究辐射场脉冲宽度,仪器死时间长度,辐射场强度之间的关系 。 而死时间很长的仪器,如盖革计数管仪器,在占空因子较小的辐射场中,就不能使用了 。
二,辐射场的方向性及角分布对辐射测量的影响任何辐射场的分布几乎都是不均匀的,空间分布最简单的辐射场是各种放射源周围的辐射场 。 但即使是这样的辐射场,分布也不是遵循严格意义上的距离平方反比规律 。 地面,墙,
顶盖和其他屏障的反散射都会扰乱辐射场原有的分布规律 。 加速器尤其是高能加速器周围的辐射场具有最强的方向性和最恶劣的角分布 。
如果辐射场是一个混合辐射场 （ γ,电子,中子,
质子,离子等等两种或两种以上 ）,各种成分的方向分布也完全不同 。 这都是辐射场测量中必须考虑的 。
三,混合辐射场的测量由于辐射场中各种不同的粒子与介质作用的机理不同,所以对不同种类的粒子的探测机理和方法也完全不同 。 在混合场中,几乎没有任何一种单一的辐射测量仪器可以使用 。 一般要针对不同种类的粒子使用不同的探测器 。 只有两种情况可以使用单一的探测器,一是其中一种辐射的当量剂量水平在总当量剂量中永远占有绝对优势 （ 95%以上 ）,另一种情况是各种辐射水平的比例基本固定,通过测量其中一种辐射,经加权后再显示记录其它辐射水平的方法 。
四,对变化的辐射场的测量在实验型辐射产生装臵中,
几乎总是存在着辐射源项随机器运行状态变化的辐射场 。 在这样的场中,为了能观察到辐射场随机器运行而变化的情况,需要安装实时辐射监测系统 。
辐射场的时间结构问题辐射场的分类与监测辐射场分为恒稳场（如放射源周围的场）和瞬发场（如加速器、托克马克装臵周围的场）。对于前者的监测比较容易，对于后者则应注意它的时间结构这一重要的物理量，这对于正确选择探测器有指导性意义。
瞬发辐射场的微观时间结构以加速器为例，合肥光源直线加速器的电子束脉宽 1μ s,重复频率 50Hz；
北京 BEPCⅡ 电子束脉宽 1ns，重复频率
50Hz；上海光源直线加速器电子束脉宽 300ns，重复频率 1Hz。因此，它们周围的辐射场在时间结构上具有占空因子很小的特点。
应用于时间结构恶劣辐射场的探测器在选择上应注意：
1.对于计数式的仪器都要特别注意，不能随意拿来就用，尤其是死时间极长的更不能使用，
如 GM管的探测器。
2.电离室探测器是适合用于瞬发辐射场的，但也应该注意一些问题，如探测上限问题。
3.对于半导体探测器选用探测积累电荷工作方式的比较合适。
瞬发辐射场的宏观时间结构
有些射线产生装臵的瞬时辐射剂量极高，如等离子体物理研究所的 HT-7U托克马克实验装臵。它每次放电的中子产额非常高，达 3?1014
个 /秒，因而瞬时剂量率是很高的。但是每年的总放电时间并不多，约为 80000秒，中子总产额约为个 1019 。根据辐射防护国家标准，
剂量限值是以年为标准单位的，它的年占空因子约为 10-4,所以应该从这个角度来看待一个辐射场的宏观结构，选择测量仪器要注意测量上限。
一些辐射产生装臵周围的辐射场是一个随时间变化的场，要正确反映这样类型辐射场的真实情况，必须采取连续监测的方法。以下以国家同步辐射实验室为例说明这类辐射场的监测。
国家同步辐射实验室是我国第一台专用同步辐射光源。它是真空紫外和软
Ｘ射线段的同步辐射机器，主体设备包括一台作为注入器的 200MeV电子直线加速器、一台作为光源的 800MeV电子储存环和引出同步辐射光的实验线及作各种实验的 14个实验站。
NSRL的 200MeV电子直线加速器是 800MeV储存环的注入器，它的脉冲流强为 50mA，脉宽 1μs,工作频率 50Hz，电子束流的百分之一用于储存环的注入。储存环大厅内的辐射场是一个由能谱很宽的韧致辐射与中子混合组成的瞬发辐射场，它与一般的稳恒场不同，辐射水平变化很大。
机器的运行分为注入、慢加速、正常存储束流、剔除残余束流、标准化磁铁五个循环过程。注入阶段和正常存储束流阶段没有固定的时间长度，所以各个循环所用的时间并不总是一样的。存储束流是把近乎光速的电子约束在一个闭合轨道内运行，由于各种不稳定因素的影响，偶而也会有束流突然全部丢失的情况发生。虽然我们对此称之为灾难性的束流损失，但因储存环内存储的全部电子数仅在 1011量级，且储存环屏蔽设计是在充分考虑了这一可能的情况下作出的，所以引起的后果并不十分严重。
辐射场特点：
1.辐射场随机器运行状态的改变而变化 。
在储存环每个运行循环内的五个不同阶段,大厅内的辐射场与机器运行状态保持同步变化,且各具特点 。 注入阶段它是一个占空因子极小 (5× 10-7)而辐射水平很高的瞬发辐射场,
注入结束辐射水平急剧下降；在慢加速过程中辐射水平略有上升；正常存储束流阶段是一个接近稳恒场的慢变化场；束流的剔除或突然丢失会引起辐射水平的突然上升；标准化磁铁阶段辐射场降至本底水平,这与停机时的状况相同 (储存环大厅内的残余放射性水平可以忽略 )。
2.是一个韧致辐射射束与中子的混合场,能谱很宽 。
3.具有方向性,尤其是注入阶段更为明显 。 在注入阶段,由于受注入效率的影响,注入电子束大量损失在注入点附近,其下游的辐射水平明显高于大厅内其它方向 。 即使在正常存储束流阶段,由于各处的 β 函数不同,束流延环损失也是不均匀的 。
测量位臵测量位臵：
图中的 A,B,C,D,E,F,G分别表示大厅内七个监测点的位臵,每个监测点放臵 Gamma和中子探测器各一台,
高度与束流平面一致 。 选定这些位臵是因为它们在储存环大厅内具有一定的代表性 。 注入的 200MeV的电子碰撞到不锈钢的真空室壁上相当于打靶,产生的韧致辐射射束具有很强的前向分布 。 A位于储存环注入点的正下游,注入阶段应有比其他位臵都高的辐射水平 。 该位臵又在第一块弯转磁铁的后面,正常运行阶段的辐射水平亦较高 。 在它附近是光刻实验站,所以在此监测所得数据很有意义 。 B是在第二个直线段高频腔附近 。 C靠近大厅边墙,在它的前面我们加了一堵混凝土墙,可考查屏蔽效果 。 D在储存环第二象限下游,此处集中了三个实验站,平时实验人员最多 。 E,F在第三象限 。 G在第四象限位于注入点上游的地方,它与 F之间有光电子能谱实验站 。
除了用探测器进行测量外,我们还采用热释光测量法对整个储存环大厅作了剂量分布测量 。
调试初期大多数电子损失在注入点附近,
造成周围区域的剂量率水平达到几千 μSv/h 。
沿注入方向即使到大厅边缘 （ 离注入点约 30米 ）
剂量率水平仍有几百 μSv/h 。 但在其反方向上的剂量当量率水平却低 2至 3个数量级 。 在大厅内的另外一些地方,辐射剂量水平接近本底 。
辐射场显示了极明显的方向性 。 这些测量结果对了解当时大厅内辐射场分布特点是非常有帮助的 。
图中的 (a)和 (b)显示了在只有 5cm铅屏蔽情况下监测点 D处同一天内的轫致辐射和中子剂量当量率的变化情况 （ CH4对应轫致辐射剂量当量率,CH12对应中子剂量当量率 。 ）
(c)和 (d)是在铅屏蔽外增加 20 cm厚,180 cm高混凝土墙前后监测点 A的轫致辐射剂量率水平比较 。
(e)和 (f)则分别是与 (c)和 (d)对应时间内 A点的中子剂量当量率水平比较。
从以上这些图中我们可以分析得出如下结果：
1.辐射水平，尤其是正常存储束流期间的辐射水平逐年明显下降（正常存储束流期间辐射水平的比较请参看图中的 (c)和 (d)。注入期间辐射水平的比较请参看图 2中的 (c),(d)
,(e),(f)及热释光测量结果图）。这除了运行条件变好、束流寿命延长这一因素外，
主要是屏蔽水平提高所起的作用。
2.虽然在储存环调试结束后注入阶段储存环大厅内各处辐射水平还是相差很大 (比较图 (a)，
(c)可以看出这一点 )，但注入点附近的电子丢失情况比调试初期有了很大改善，这说明注入水平有了大幅度提高。这一阶段的剂量率水平与调试初期相比变化不大是由这台加速器现在的注入方式决定的（注入器提供的不是 ns的脉冲，因此注入效率极低。），待机器改进后注入效率提高，辐射水平便会随之下降。
3.剂量当量率与机器运行状况有清楚的对应关系 。 以图 (a)
中间一个循环为例来分析一下：注入一开始,辐射水平从本底值立即跃升几个量级形成一个峰,峰高反映了监测点此时的剂量率水平 （ 曲线上任何一点对应的值,实际上是
5分钟积分时间内的平均剂量率,所以比瞬时值要低 ） 。
注入结束后曲线立即下降到某一较低的值,但在慢加速过程中剂量率水平又略有上升 。 这是因为随着存储电子能量的增加,每损失相同数量的电子会产生更多的剂量贡献 。
慢加速结束后剂量当量率随着存储束流的不断减少,束流寿命的不断上升呈缓慢下降的趋势 。 这段曲线上每一点的斜率正好是存储束流在对应时间的微分寿命 。 该段曲线的尾部有一个小尖峰,这是由于剔除 50mA残余束流时瞬时剂量当量率上升造成的 。 当标准化磁铁时辐射水平又回落到天然本底水平,一个循环结束 。 自从增加了 20cm厚的混凝土屏蔽墙后,在正常储存束流阶段,本来就不高的辐射水平,由于又经过一层屏蔽,就更接近本底值了 。
4.中子剂量率变化曲线与轫致辐射水平变化曲线的趋势相似，但有两处不同：一是绝对值不同，原因是显而易见的。二是这条曲线不如韧致辐射的平滑，原因是中子辐射水平较低，但为顾及其他因素不宜将积分域加大，因此造成各个积分区间的脉冲计数涨落较大，从而使作出的中子剂量当量率变化曲线显得不那么光滑。
5.在剔除束流的瞬间记录下的尖峰值比实际值要小得多。我们认为束流被剔除时沿环的总损失应与等量束流在正常存储期间累计损失大致相等。那么这尖峰下面所包含的面积积分值应等于正常存储束流期间流强衰减相等值时辐射水平变化的那一部分的积分面积。但从图中可以看出这二者间是有差异的。
这除了曾在以上提及的曲线上的值要比瞬时剂量率值低的原因和探测器本身在这种场合可能产生的
,复合,效应外，还因为这时脉冲频率高，而经过整形输入 DDL 的电流脉冲信号脉宽为 1ms，因此可能会有一部分信号被,吞食,,造成计数减少。
感生放射性对个人剂量贡献的问题感生放射性的产生在不同类型的加速器上，感生放射性的产生机理、产生的放射性核素种类、放射性强度和衰变速度都有很大的不同。托克马克等装臵的情况也类似。
子体核素核素 半衰期主要反应母体 类型 阈值 (MeV)
截面
(?b?MeV-1)
饱和放射性
(GBq?kW-1)
Be-7 53.6 d
C-11 20.34 min
N-13 9.96 min
O-15 123 s
F-18 109.7 min
Ne-24 3.38 min
Na-22 2.62 a
Na-24 14.96 h
Al-25 7.24 s
Al-26 7.4?105 a
Al-26m 6.37 s
Mg-27 9.64 min
Al-27 (?,sp) 32.95
Al-27 (?,sp) 33.53
Al-27 (?,sp) 25.56
Al-27 (?,sp) 33.43
Al-27 (?,sp) 34.39
Al-27 (?,3p) 33.11
Al-27 (?,3n2p) 22.51
Al-27 (?,1n2p) 23.71
Al-27 (?,2n) 24.41
Al-27 (?,n) 13.03
同上
Al-27 (?,?)?140
2.3
1.0
0.3
1.4
2.8
0.07
4.7
5.4
0.75
420 (为 Al-26
与 Al-26m之和 )
0.3
4.8
1.9
0.5
2.5
5.2
0.11
9.3
10.0
1.4
330 (为 Al-26
与 Al-26m之和 )
0.59
加速器结构中铝产生的部分光核反应子体核素核素 半衰期主要反应母体 类型 阈值 (MeV)
截面
(?b?MeV-1)
饱和放射性
(GBq?kW-1)
Sc-46 83.9 d
V-48 16.0 d
Cr-51 27.8 d
Mn-52 5.60 d
Mn-52m 21.1 min
Mn-54 303 d
Mn-56 2.576 h
Fe-52 8.2 h
Fe-53 8.51 min
Fe-55 2.60 a
Fe-54 (?,sp) 37.41
Fe-54 (?,sp) 25.86
Fe-54 (?,sp) 19.74
Fe-54 (?,np) 20.89
Fe-54 (?,np) 20.89
Fe-56 (?,np) 20.42
Fe-57 (?,p) 10.57
Fe-54 (?,2n) 20.06
Fe-54 (?,n) 13.62
Fe-56 (?,n) 11.21
(15)
30
(30)
(7.4)
(15)
(15)
1.3 (为 Mn-52
与 Mn-52m之和
)
22
1.2
2.1
27
490
加速器结构中不锈钢产生的部分光核反应子体核素核素 半衰期主要反应母体 类型 阈值 (MeV)
截面
(?b?MeV-1)
饱和放射性
(GBq?kW-1)
Ni-56 6.10 d
Co-56 77.3 d
Ni-57 36.0 h
Co-57 270 d
Co-60 5.263 a
Ni-58 (?,2n) 22.45
Ni-58 (?,n) 12.19
Ni-61 (?,p) 9.86
3.7
3.7
218
218
(3.7)
子体核素核素 半衰期主要反应母体 类型 阈值
(MeV)
截面
(?b?MeV-1)
饱和放射性
(GBq?kW-1)
Co-58 71.3 d
Co-58m 9.2 h
Co-60 5.263 a
Ni-63 92 a
Cu-61 3.32 h
Cu-62 9.76
min
Cu-64 12.80 h
Cu-63 (?,sp) 41.75
同上
Cu-63 (?,n2p) 18.86
Cu-65 (?,np) 17.11
Cu-63 (?,2n) 19.73
Cu-63 (?,n) 10.84
Cu-65 (?,n) 9.91
24 (为 Co-58
与 Co-58m 之和 )
24
17
32
407
185
加速器结构中铜产生的部分光核反应对于能量高于几十 MeV的电子加速器、
任何能量的质子和离子加速器、实验型的托克马克装臵等射线产生装臵，在有了合理的屏蔽设施后，工作人员个人剂量的主要来源就是感生放射性。感生放射性中的短寿命核素在停机后不长的时间内就衰减到一个低水平了。所以 停机一段时间后，
部件上的长寿命核素就是这些工作场所的主要辐照源。由于检修的需要，人员必须在此环境下工作，也就不可避免地会接受一定剂量的辐照。
位臵号 刚 停 机 停机后 30分 停机后 65分 停机后 95分 停机后 155分
A 2.5 0.42 0.28 0.21
B 1.4 0.18
C 7.0 6.0 3.2 2.5
D 15.0 14.0 12.0 11.0
E 5.0 5.0 4.0 3.1
F 120 110 95 85
G 60 47 40 37
H 13 12 10 9.0
I 15 12 10 9.0
J 19 16 15 14
K 32 30 28 24
L 39 35 32 30
M 36 24 20 18
N 47 45 42 41
O 27 24 22 20
国家同步辐射实验室直线加速器感生放射性测量结果 （单位为 mR/h ）
HT-7U停机后装置感生放射性水平的衰减所以应该经过计算后制定规章制度，保证这类工作场所的检修在短寿命核素衰变到低水平后再进行，并根据长寿命核素的具体情况，采取辐射安全人员监测、标定热点、限制连续工作时间、携带积累剂量报警器等措施。
Mini DDL 简介及应用举例安徽省立医院1 5 M e V 加速器运行时辐射水平监测结果图
( 2 0 0 6 年２月1 7 日）
0
0.1
0.2
0.3
0.4
0.5
0.6
0.7
0.8
0.9
1
17:00 17:05 17:10 17:15 17:20 17:25 17:30 17:35
时 间
uSv/h
0
2
4
6
8
10
12
14
16
18
20
东控制室GA MM A
加速器门外G A M M A
加速器迷道内中子加速器迷道内
GAMMA
安徽省立医院1 5 M e V 加速器运行时辐射水平监测结果图
( 2 0 0 6 年1 2 月1 7 日)
0
0.1
0.2
0.3
0.4
0.5
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1
17:40 17:45 17:50 17:55 18:00
时 间
uSv/h
0
2
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8
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14
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东控制室G A M M A
加速器门外2,5 米处
GAMMA
加速器门外中子
加速器迷道内G A M M A
漯河8MeV 辐照加速器重点区域辐射监测结果（05年12 月24-2 5号）
0
0.2
0.4
0.6
0.8
1
1.2
1.4
1.6
16:00 18:00 20:00 22:00 00:00 02:00 04:00 06:00 08:00 10:00 12:00
时间当量剂量率(
u
S
v
/
h
)
0
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0.004
0.006
0.008
0.01
0.012
0.014
0.016
输送带出口处伽玛 装、卸料处伽玛 加速器门口处伽玛 输送带出口处中子国家同步辐射实验室环境监测A 站监测结果
（2 0 0 8 年1 月）
0
0.05
0.1
0.15
0.2
0.25
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31
日 期
(29 －31日未开机，因停电丢失部分本底数据）
uSv/h
Gamma
中子
（四）
辐射监测为了评估和控制工作场所和周围环境的辐射照射水平，
对辐射或放射性物质所进行的测量称为辐射监测。辐射监测还包括按 ICRP的建议和国家有关规定，对测量结果进行评价。
辐射监测一般包括区域监测,环境监测 （ 瞬发辐射,土壤,大气,植物,水源 ）,个人剂量监测,感生放射性监测 （ 元器件,屏蔽材料,冷却水 ） 等 。 环境监测和感生放射性中包括的土壤,大气,植物,水源,冷却水等的活化分析需由环保部门认定,
而区域监测和环境监测中对瞬发辐射的监测应采用实时连续监测的方法 。
辐射与物质作用时诱发的物理学、
化学和生物学范畴内的各种变化以及伴随出现的各种次级现象，都是辐射剂量测量的基础。
常用的辐射探测方法和探测器包括：电离室、计数管、半导体探测器、
闪烁体探测器、径迹探测器、热释光、
玻璃荧光、量热方法、化学剂量计、
丙氨酸等。
一,和探测器有关的几个参数
1,灵敏度与能量响应单位吸收剂量 （ 或当量剂量或照射量等 ） 所对应的仪器读数为该仪器的灵敏度 。 如剂量仪的读数与能量无关,则称该仪器的能量响应好 。 任何一台仪器
（ 或某种剂量计 ） 都有一定的能响范围,
使用前要查阅其能响曲线及分析所测量的辐射场的能量分布情况 。
2,剂量及剂量率响应每种剂量计或剂量仪器都会有一定的剂量及剂量率响应范围。低于此范围会造成无响应或误差过大，
高于此范围会形成饱和而造成错误。
3,剂量计或剂量仪器对辐射场时间结构的响应从时间结构分析,辐射场可分为稳恒场和瞬发场 。 稳恒场的测量比较容易,对于瞬发场,占空因子是一个重要的物理量 。 占空因子越小的瞬发场测量仪器的选择越要小心 。 凡是计数式仪器都有一定的死时间,最好选用与时间结构无关的剂量计对这样的场进行测量,它们的缺点是不能做实时监测 。 为了弥补这一缺点,可以采用电离室测量电离积累电荷的方法予以补充 。 使用一般的计数式仪器,要仔细研究辐射场脉冲宽度,仪器死时间长度,辐射场强度之间的关系 。 而死时间很长的仪器,如盖革计数管仪器,在占空因子较小的辐射场中,就不能使用了 。
二,辐射场的方向性及角分布对辐射测量的影响任何辐射场的分布几乎都是不均匀的,空间分布最简单的辐射场是各种放射源周围的辐射场 。 但即使是这样的辐射场,分布也不是遵循严格意义上的距离平方反比规律 。 地面,墙,
顶盖和其他屏障的反散射都会扰乱辐射场原有的分布规律 。 加速器尤其是高能加速器周围的辐射场具有最强的方向性和最恶劣的角分布 。
如果辐射场是一个混合辐射场 （ γ,电子,中子,
质子,离子等等两种或两种以上 ）,各种成分的方向分布也完全不同 。 这都是辐射场测量中必须考虑的 。
三,混合辐射场的测量由于辐射场中各种不同的粒子与介质作用的机理不同,所以对不同种类的粒子的探测机理和方法也完全不同 。 在混合场中,几乎没有任何一种单一的辐射测量仪器可以使用 。 一般要针对不同种类的粒子使用不同的探测器 。 只有两种情况可以使用单一的探测器,一是其中一种辐射的当量剂量水平在总当量剂量中永远占有绝对优势 （ 95%以上 ）,另一种情况是各种辐射水平的比例基本固定,通过测量其中一种辐射,经加权后再显示记录其它辐射水平的方法 。
四,对变化的辐射场的测量在实验型辐射产生装臵中,
几乎总是存在着辐射源项随机器运行状态变化的辐射场 。 在这样的场中,为了能观察到辐射场随机器运行而变化的情况,需要安装实时辐射监测系统 。
辐射场的时间结构问题辐射场的分类与监测辐射场分为恒稳场（如放射源周围的场）和瞬发场（如加速器、托克马克装臵周围的场）。对于前者的监测比较容易，对于后者则应注意它的时间结构这一重要的物理量，这对于正确选择探测器有指导性意义。
瞬发辐射场的微观时间结构以加速器为例，合肥光源直线加速器的电子束脉宽 1μ s,重复频率 50Hz；
北京 BEPCⅡ 电子束脉宽 1ns，重复频率
50Hz；上海光源直线加速器电子束脉宽 300ns，重复频率 1Hz。因此，它们周围的辐射场在时间结构上具有占空因子很小的特点。
应用于时间结构恶劣辐射场的探测器在选择上应注意：
1.对于计数式的仪器都要特别注意，不能随意拿来就用，尤其是死时间极长的更不能使用，
如 GM管的探测器。
2.电离室探测器是适合用于瞬发辐射场的，但也应该注意一些问题，如探测上限问题。
3.对于半导体探测器选用探测积累电荷工作方式的比较合适。
瞬发辐射场的宏观时间结构
有些射线产生装臵的瞬时辐射剂量极高，如等离子体物理研究所的 HT-7U托克马克实验装臵。它每次放电的中子产额非常高，达 3?1014
个 /秒，因而瞬时剂量率是很高的。但是每年的总放电时间并不多，约为 80000秒，中子总产额约为个 1019 。根据辐射防护国家标准，
剂量限值是以年为标准单位的，它的年占空因子约为 10-4,所以应该从这个角度来看待一个辐射场的宏观结构，选择测量仪器要注意测量上限。
一些辐射产生装臵周围的辐射场是一个随时间变化的场，要正确反映这样类型辐射场的真实情况，必须采取连续监测的方法。以下以国家同步辐射实验室为例说明这类辐射场的监测。
国家同步辐射实验室是我国第一台专用同步辐射光源。它是真空紫外和软
Ｘ射线段的同步辐射机器，主体设备包括一台作为注入器的 200MeV电子直线加速器、一台作为光源的 800MeV电子储存环和引出同步辐射光的实验线及作各种实验的 14个实验站。
NSRL的 200MeV电子直线加速器是 800MeV储存环的注入器，它的脉冲流强为 50mA，脉宽 1μs,工作频率 50Hz，电子束流的百分之一用于储存环的注入。储存环大厅内的辐射场是一个由能谱很宽的韧致辐射与中子混合组成的瞬发辐射场，它与一般的稳恒场不同，辐射水平变化很大。
机器的运行分为注入、慢加速、正常存储束流、剔除残余束流、标准化磁铁五个循环过程。注入阶段和正常存储束流阶段没有固定的时间长度，所以各个循环所用的时间并不总是一样的。存储束流是把近乎光速的电子约束在一个闭合轨道内运行，由于各种不稳定因素的影响，偶而也会有束流突然全部丢失的情况发生。虽然我们对此称之为灾难性的束流损失，但因储存环内存储的全部电子数仅在 1011量级，且储存环屏蔽设计是在充分考虑了这一可能的情况下作出的，所以引起的后果并不十分严重。
辐射场特点：
1.辐射场随机器运行状态的改变而变化 。
在储存环每个运行循环内的五个不同阶段,大厅内的辐射场与机器运行状态保持同步变化,且各具特点 。 注入阶段它是一个占空因子极小 (5× 10-7)而辐射水平很高的瞬发辐射场,
注入结束辐射水平急剧下降；在慢加速过程中辐射水平略有上升；正常存储束流阶段是一个接近稳恒场的慢变化场；束流的剔除或突然丢失会引起辐射水平的突然上升；标准化磁铁阶段辐射场降至本底水平,这与停机时的状况相同 (储存环大厅内的残余放射性水平可以忽略 )。
2.是一个韧致辐射射束与中子的混合场,能谱很宽 。
3.具有方向性,尤其是注入阶段更为明显 。 在注入阶段,由于受注入效率的影响,注入电子束大量损失在注入点附近,其下游的辐射水平明显高于大厅内其它方向 。 即使在正常存储束流阶段,由于各处的 β 函数不同,束流延环损失也是不均匀的 。
测量位臵测量位臵：
图中的 A,B,C,D,E,F,G分别表示大厅内七个监测点的位臵,每个监测点放臵 Gamma和中子探测器各一台,
高度与束流平面一致 。 选定这些位臵是因为它们在储存环大厅内具有一定的代表性 。 注入的 200MeV的电子碰撞到不锈钢的真空室壁上相当于打靶,产生的韧致辐射射束具有很强的前向分布 。 A位于储存环注入点的正下游,注入阶段应有比其他位臵都高的辐射水平 。 该位臵又在第一块弯转磁铁的后面,正常运行阶段的辐射水平亦较高 。 在它附近是光刻实验站,所以在此监测所得数据很有意义 。 B是在第二个直线段高频腔附近 。 C靠近大厅边墙,在它的前面我们加了一堵混凝土墙,可考查屏蔽效果 。 D在储存环第二象限下游,此处集中了三个实验站,平时实验人员最多 。 E,F在第三象限 。 G在第四象限位于注入点上游的地方,它与 F之间有光电子能谱实验站 。
除了用探测器进行测量外,我们还采用热释光测量法对整个储存环大厅作了剂量分布测量 。
调试初期大多数电子损失在注入点附近,
造成周围区域的剂量率水平达到几千 μSv/h 。
沿注入方向即使到大厅边缘 （ 离注入点约 30米 ）
剂量率水平仍有几百 μSv/h 。 但在其反方向上的剂量当量率水平却低 2至 3个数量级 。 在大厅内的另外一些地方,辐射剂量水平接近本底 。
辐射场显示了极明显的方向性 。 这些测量结果对了解当时大厅内辐射场分布特点是非常有帮助的 。
图中的 (a)和 (b)显示了在只有 5cm铅屏蔽情况下监测点 D处同一天内的轫致辐射和中子剂量当量率的变化情况 （ CH4对应轫致辐射剂量当量率,CH12对应中子剂量当量率 。 ）
(c)和 (d)是在铅屏蔽外增加 20 cm厚,180 cm高混凝土墙前后监测点 A的轫致辐射剂量率水平比较 。
(e)和 (f)则分别是与 (c)和 (d)对应时间内 A点的中子剂量当量率水平比较。
从以上这些图中我们可以分析得出如下结果：
1.辐射水平，尤其是正常存储束流期间的辐射水平逐年明显下降（正常存储束流期间辐射水平的比较请参看图中的 (c)和 (d)。注入期间辐射水平的比较请参看图 2中的 (c),(d)
,(e),(f)及热释光测量结果图）。这除了运行条件变好、束流寿命延长这一因素外，
主要是屏蔽水平提高所起的作用。
2.虽然在储存环调试结束后注入阶段储存环大厅内各处辐射水平还是相差很大 (比较图 (a)，
(c)可以看出这一点 )，但注入点附近的电子丢失情况比调试初期有了很大改善，这说明注入水平有了大幅度提高。这一阶段的剂量率水平与调试初期相比变化不大是由这台加速器现在的注入方式决定的（注入器提供的不是 ns的脉冲，因此注入效率极低。），待机器改进后注入效率提高，辐射水平便会随之下降。
3.剂量当量率与机器运行状况有清楚的对应关系 。 以图 (a)
中间一个循环为例来分析一下：注入一开始,辐射水平从本底值立即跃升几个量级形成一个峰,峰高反映了监测点此时的剂量率水平 （ 曲线上任何一点对应的值,实际上是
5分钟积分时间内的平均剂量率,所以比瞬时值要低 ） 。
注入结束后曲线立即下降到某一较低的值,但在慢加速过程中剂量率水平又略有上升 。 这是因为随着存储电子能量的增加,每损失相同数量的电子会产生更多的剂量贡献 。
慢加速结束后剂量当量率随着存储束流的不断减少,束流寿命的不断上升呈缓慢下降的趋势 。 这段曲线上每一点的斜率正好是存储束流在对应时间的微分寿命 。 该段曲线的尾部有一个小尖峰,这是由于剔除 50mA残余束流时瞬时剂量当量率上升造成的 。 当标准化磁铁时辐射水平又回落到天然本底水平,一个循环结束 。 自从增加了 20cm厚的混凝土屏蔽墙后,在正常储存束流阶段,本来就不高的辐射水平,由于又经过一层屏蔽,就更接近本底值了 。
4.中子剂量率变化曲线与轫致辐射水平变化曲线的趋势相似，但有两处不同：一是绝对值不同，原因是显而易见的。二是这条曲线不如韧致辐射的平滑，原因是中子辐射水平较低，但为顾及其他因素不宜将积分域加大，因此造成各个积分区间的脉冲计数涨落较大，从而使作出的中子剂量当量率变化曲线显得不那么光滑。
5.在剔除束流的瞬间记录下的尖峰值比实际值要小得多。我们认为束流被剔除时沿环的总损失应与等量束流在正常存储期间累计损失大致相等。那么这尖峰下面所包含的面积积分值应等于正常存储束流期间流强衰减相等值时辐射水平变化的那一部分的积分面积。但从图中可以看出这二者间是有差异的。
这除了曾在以上提及的曲线上的值要比瞬时剂量率值低的原因和探测器本身在这种场合可能产生的
,复合,效应外，还因为这时脉冲频率高，而经过整形输入 DDL 的电流脉冲信号脉宽为 1ms，因此可能会有一部分信号被,吞食,,造成计数减少。
感生放射性对个人剂量贡献的问题感生放射性的产生在不同类型的加速器上，感生放射性的产生机理、产生的放射性核素种类、放射性强度和衰变速度都有很大的不同。托克马克等装臵的情况也类似。
子体核素核素 半衰期主要反应母体 类型 阈值 (MeV)
截面
(?b?MeV-1)
饱和放射性
(GBq?kW-1)
Be-7 53.6 d
C-11 20.34 min
N-13 9.96 min
O-15 123 s
F-18 109.7 min
Ne-24 3.38 min
Na-22 2.62 a
Na-24 14.96 h
Al-25 7.24 s
Al-26 7.4?105 a
Al-26m 6.37 s
Mg-27 9.64 min
Al-27 (?,sp) 32.95
Al-27 (?,sp) 33.53
Al-27 (?,sp) 25.56
Al-27 (?,sp) 33.43
Al-27 (?,sp) 34.39
Al-27 (?,3p) 33.11
Al-27 (?,3n2p) 22.51
Al-27 (?,1n2p) 23.71
Al-27 (?,2n) 24.41
Al-27 (?,n) 13.03
同上
Al-27 (?,?)?140
2.3
1.0
0.3
1.4
2.8
0.07
4.7
5.4
0.75
420 (为 Al-26
与 Al-26m之和 )
0.3
4.8
1.9
0.5
2.5
5.2
0.11
9.3
10.0
1.4
330 (为 Al-26
与 Al-26m之和 )
0.59
加速器结构中铝产生的部分光核反应子体核素核素 半衰期主要反应母体 类型 阈值 (MeV)
截面
(?b?MeV-1)
饱和放射性
(GBq?kW-1)
Sc-46 83.9 d
V-48 16.0 d
Cr-51 27.8 d
Mn-52 5.60 d
Mn-52m 21.1 min
Mn-54 303 d
Mn-56 2.576 h
Fe-52 8.2 h
Fe-53 8.51 min
Fe-55 2.60 a
Fe-54 (?,sp) 37.41
Fe-54 (?,sp) 25.86
Fe-54 (?,sp) 19.74
Fe-54 (?,np) 20.89
Fe-54 (?,np) 20.89
Fe-56 (?,np) 20.42
Fe-57 (?,p) 10.57
Fe-54 (?,2n) 20.06
Fe-54 (?,n) 13.62
Fe-56 (?,n) 11.21
(15)
30
(30)
(7.4)
(15)
(15)
1.3 (为 Mn-52
与 Mn-52m之和
)
22
1.2
2.1
27
490
加速器结构中不锈钢产生的部分光核反应子体核素核素 半衰期主要反应母体 类型 阈值 (MeV)
截面
(?b?MeV-1)
饱和放射性
(GBq?kW-1)
Ni-56 6.10 d
Co-56 77.3 d
Ni-57 36.0 h
Co-57 270 d
Co-60 5.263 a
Ni-58 (?,2n) 22.45
Ni-58 (?,n) 12.19
Ni-61 (?,p) 9.86
3.7
3.7
218
218
(3.7)
子体核素核素 半衰期主要反应母体 类型 阈值
(MeV)
截面
(?b?MeV-1)
饱和放射性
(GBq?kW-1)
Co-58 71.3 d
Co-58m 9.2 h
Co-60 5.263 a
Ni-63 92 a
Cu-61 3.32 h
Cu-62 9.76
min
Cu-64 12.80 h
Cu-63 (?,sp) 41.75
同上
Cu-63 (?,n2p) 18.86
Cu-65 (?,np) 17.11
Cu-63 (?,2n) 19.73
Cu-63 (?,n) 10.84
Cu-65 (?,n) 9.91
24 (为 Co-58
与 Co-58m 之和 )
24
17
32
407
185
加速器结构中铜产生的部分光核反应对于能量高于几十 MeV的电子加速器、
任何能量的质子和离子加速器、实验型的托克马克装臵等射线产生装臵，在有了合理的屏蔽设施后，工作人员个人剂量的主要来源就是感生放射性。感生放射性中的短寿命核素在停机后不长的时间内就衰减到一个低水平了。所以 停机一段时间后，
部件上的长寿命核素就是这些工作场所的主要辐照源。由于检修的需要，人员必须在此环境下工作，也就不可避免地会接受一定剂量的辐照。
位臵号 刚 停 机 停机后 30分 停机后 65分 停机后 95分 停机后 155分
A 2.5 0.42 0.28 0.21
B 1.4 0.18
C 7.0 6.0 3.2 2.5
D 15.0 14.0 12.0 11.0
E 5.0 5.0 4.0 3.1
F 120 110 95 85
G 60 47 40 37
H 13 12 10 9.0
I 15 12 10 9.0
J 19 16 15 14
K 32 30 28 24
L 39 35 32 30
M 36 24 20 18
N 47 45 42 41
O 27 24 22 20
国家同步辐射实验室直线加速器感生放射性测量结果 （单位为 mR/h ）
HT-7U停机后装置感生放射性水平的衰减所以应该经过计算后制定规章制度，保证这类工作场所的检修在短寿命核素衰变到低水平后再进行，并根据长寿命核素的具体情况，采取辐射安全人员监测、标定热点、限制连续工作时间、携带积累剂量报警器等措施。
Mini DDL 简介及应用举例安徽省立医院1 5 M e V 加速器运行时辐射水平监测结果图
( 2 0 0 6 年２月1 7 日）
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0.9
1
17:00 17:05 17:10 17:15 17:20 17:25 17:30 17:35
时 间
uSv/h
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8
10
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16
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东控制室GA MM A
加速器门外G A M M A
加速器迷道内中子加速器迷道内
GAMMA
安徽省立医院1 5 M e V 加速器运行时辐射水平监测结果图
( 2 0 0 6 年1 2 月1 7 日)
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17:40 17:45 17:50 17:55 18:00
时 间
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东控制室G A M M A
加速器门外2,5 米处
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加速器门外中子
加速器迷道内G A M M A
漯河8MeV 辐照加速器重点区域辐射监测结果（05年12 月24-2 5号）
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16:00 18:00 20:00 22:00 00:00 02:00 04:00 06:00 08:00 10:00 12:00
时间当量剂量率(
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输送带出口处伽玛 装、卸料处伽玛 加速器门口处伽玛 输送带出口处中子国家同步辐射实验室环境监测A 站监测结果
（2 0 0 8 年1 月）
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日 期
(29 －31日未开机，因停电丢失部分本底数据）
uSv/h
Gamma
中子
