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用于中子辐射防护的剂量转换系数GBT16139—19951主题内容与适用用于中子辐射防护的剂量转换系数GB/T 16139—1995 1 主题内容与适用范围本标准规定了中子辐射防护中常用的实用量、中子注量与基本限值量之间的转换系数。
本标准只适用于成人。
不适用于因辐射事故等原因引起的剂量约在100 mSv以上的照射。
2 引用标准GB 4792—84 放射卫生防护基本标准3 术语3.1 中子注量 neutron fluence空间一给定点处的中子注量是射入以该点为中心的小球体的中子数除以该球体的截面积所得的商。
3.2 弱贯穿性辐射 weakly penetrating radiation 在均匀、单向电离辐射场中，对某一给定的人体取向，如皮肤敏感层的任何小块区域内所接受的剂量当量与有效剂量当量的比值大于10，则此种辐射称为弱贯穿性辐射。
3.3 强贯穿性辐射 strongly penetrating radiation 在均匀、单向电离辐射场中，对某一给定的人体取向，如皮肤敏感层的任何小块区域内所接受的剂量当量与有效剂量当量的比值小于10，则此种辐射称为强贯穿性辐射。
3.4 ICRU球 ICRU sphereICRU球是国际辐射单位与测量委员会(ICRU)在其33号报告中规定的组织等效球体，球的直径为30cm，密度为1g/cm(下标始)3(下标终)，元素组成按质量计为O:76.2,、H:10.1,、C:11.1,、N:2.6,。
3.5 基本限值量 primary limiting quantity基本限值量是用以表示剂量当量基本限值的量，即有效剂量当量(H(下标始)E(下标终))与器官(或组织)平均剂量当量(H(下标始)T(下标终))。
3.6 实用量 operational quantity实用量亦称运用量。
实用量是在辐射防护实践中使用并具有以下性质的量:a.可用简单的监测仪器测出;b.可作为限值量的合理近似(既不低估也不过高高估)。
放射性防护由于人体组织在受到射线照射时，能发生电离，当照射剂量低于一定数值时，射线对人体没有伤害，如果人体受到射线的过量照射，便可产生不同程度的损伤。
所以，对射线防护的基本原则是避免放射性物质或射线污染环境和侵入人体，采取多种措施，减少人体接受来自内外照射的剂量。
防止放射性电离辐射对人体危害的基本措施是：缩短接触时间，增大距离、屏蔽、遥控、机械化操作及个人防护等，以避免放射性物质污染环境和侵入人体，减少对人体的照射剂量。
对从事放射性作业或可能有放射性污染物存在场所，作业人员要进行系统的有关安全卫生防护知识的教育与训练，建立健全卫生防护制度和操作规程、设置危险信号、色标和报警设施等。
1．控制辐射源法一方面降低辐射源自身的辐射强度，另一方面采用封闭型辐射源。
使用封闭型辐射源时，建筑物应符合以下特殊要求：（1）地点选择一个较强的γ辐射源，例如强度与n×1013Bq量级的60Co相当的源，一般必须隔离在一个单独的建筑物内。
中等强度的γ辐射源，例如强度与1013Bq以上的60Co相当的源，可设在建筑物一端的底层或地下室。
但都应尽量避免建在人口稠密地区或居民的生活区，这样可以减少正常情况下和事故时受到照射的各类人员的总剂量即集体剂量(man·Sv)。
（2）屏蔽一个放射性工作场所的设计，除了要保证工作人员自身所受剂量不超过规定的标准以外，还必须保证相邻地区人员所受的剂量也不超过相应的规定。
特别是上下左右前后均有人工作或居住时，必须满足相应的辐射安全标准。
这就是说，在计算各方向所需的屏蔽厚度时，首先要确定屏蔽以后各方向的容许照射量率，这个容许的照射量率就是对在这个方向邻近地区工作和生活人员的防护标准。
但是，有时这个标准，还要根据很多因素，例如相邻场所的使用情况及人员存在因子等综合考虑确定。
有时天顶方向虽然无人居住或工作，但是强的γ射线束和中子辐射束穿过天顶后在空气中也会散射到地面上，造成此地面上辐射剂量超过相应标准。
辐射剂量与防护课程设计辐射剂量与防护课程设计一、钴-60治疗机概论钴-60也是一种人工放射性同位素，它是由普通的金属钴-59在核反应堆中经过热中子照射轰击而生成的不稳定的放射性同位素。
核内的中子不断变为质子并放出能量为0.31MeV的β射线，核中过剩的能量以γ辐射的形式释出，包括能量为1.17MeV及1.33MeV两种γ射线。
衰变的最终产物是镍的稳定性同位素镍-60。
钴的半衰期为5.27年。
钴-60放出的β射线能量低，易被容器吸收；γ射线的平均能量为1.25MeV，比镭高一点，因此钴-60也可以作为镭的代用品，如制成钴管、钴针等。
比较起来，钴-60因半衰期短且能量高，作腔内治疗放射源不如铯-137。
钴-60 治疗机钴-60远距离治疗机自1951年加拿大第一台建成以来，40多年间得到了迅速的发展和广泛的应用。
我国目前已能成批生产性能较好的旋转式钴-60治疗机。
1.钴-60γ射线的特点‘钴-60γ射线的半衰期为5．26年，平均每月约衰变1％。
外照射用的钴-60源通常由1*1mm的柱状源集合在一个不锈钢的园筒形的源套内，其源套直径一般在2.2—2.6cm范围内，其高度决定于整个源的总活度。
由于源本身的自吸收以及准直器的限束，致使一定活度的钴-60源在治疗距离处的照射量率比由照射量率常数按距离平方反比定律推算的照射量率要低；因此建议用距源lm处每分种或每小时的照射量Rmm或Rhm表示治疗机钴-60的活度。
钴-60γ射线的平均能量为1.25MeV单能，和一般深部X线机(200—400KV)相比，除能量高、单能外，还具有下列特点：(1) 穿透力强：高能射线通过吸收介质时的衰减率比低能X射线低，因此具有较高的百分深度量。
这样用钴-60治疗时，射野设计比低能X射线简单，剂量分布也比较均匀。
(2) 防护皮肤：钴一60γ射线最大能量吸收发生在皮下4—5mm 深度，皮肤剂量相对较小。
因此给予同样的肿瘤剂量，钴-60引起的皮肤反应比X射线轻得多。
浅谈运行核电厂个人剂量的监测及管理本文简要介绍了运行核电厂个人剂量的监测与管理情况，并提出关于核电厂个人剂量监测及管理的相关建议。
标签：核电厂；个人剂量；外照射；内照射辐射防护的基本目的是保证辐射工作人员和广大公众的安全与健康，保护环境，促进核科学技术、核能和其它辐射应用实业的发展。
为了实现这一目标，必须加强辐射监测和防护，个人剂量监测和管理更是必不可少的。
1、核电厂个人监测的意义及基本原则1.1意义根据我国法律法规要求，放射工作单位应当安排本单位的放射工作人员接受个人剂量监测。
个人剂量监测与管理是辐射防护监测与管理的重要组成部分，通过对个人剂量监测数据的分析，可以判断工程设计标准是否满意，安全监督和工作人员的辐射培训是否有效，同时，个人剂量数据也是改善辐射监控措施，提高辐射防护效能和研究辐射危害及进行医学处置的重要依据，还能为辐射防护最优化提供基础资料，因此开展个人剂量监测和管理及个人剂量评价工作是极为重要且意义重大的。
1.2基本原则核电厂个人监测的基本原则主要包括以下两点：（1）个人剂量监测所得的数据应有助于改进操作程序和改善工作条件，优化对工作人员的防护措施；（2）个人剂量监测计划的制定应遵循辐射防护最优化的原则。
2、个人剂量监测方法介绍2.1外照射监测方法就常规外照射监测而言，原则上在辐射控制区工作人员的监测至少要佩戴一种法定的剂量计，即热释光剂量计。
为了能及时发现非正常情况，特别是在照射上限不明的场合及时指示受到的剂量和现场辐射水平，还应佩戴实时剂量计，即电子剂量计。
2.1.1 热释光剂量计由一个或多个不同形状的热释光探测器装于适用的容器内，以便佩带于人体或置于环境中用作个人或环境的剂量监测，称为热释光剂量计（以下简称为TLD）。
2.1.2 电子剂量计电子剂量计（以下简称EPD）是直读式实时测量装置，超过阈值时能发出声光报警信号。
就现场防护而言，对辐射防护最优化具有非常重要的意义，所有从事放射性工作的人员在进行放射性工作时需同时佩戴TLD和EPD。
中子周围剂量当量率检定规程1.引言概述部分的内容如下：1.1 概述中子周围剂量当量率检定规程是用于测定和评估中子辐射环境下人体周围剂量当量率的一种标准化方法。
中子辐射是一种高能量辐射，具有穿透力强、能量沉积高等特点，对人体产生的辐射效应较大。
中子周围剂量当量率是评估中子辐射对周围环境和人体健康的影响的重要指标。
在核工业、航天航空、辐射医学等领域，中子周围剂量当量率的准确测定和评估对于保护工作人员和公众的健康至关重要。
本文将从以下几个方面对中子周围剂量当量率检定规程进行探讨。
首先，我们将介绍中子周围剂量当量率的含义和重要性，明确中子辐射对人体的危害以及为什么需要进行中子周围剂量当量率的检定。
其次，我们将详细解析中子周围剂量当量率检定的原理和方法，包括检测设备的选择、检测方法的介绍以及数据处理和分析的方法。
最后，我们将总结中子周围剂量当量率检定规程的重要性，并展望其未来发展的方向。
通过本文的阐述，我们希望能够加深人们对中子周围剂量当量率检定规程的了解，并为相关领域的从业人员提供一个准确、可靠的指导，以保护他们的健康和安全。
文章结构文章的结构是指文章按照一定的逻辑顺序和章节组织，使读者能够清晰地理解文章的内容和思路。
本文将按照以下章节组织进行阐述。
第一章引言1.1 概述在这一部分，我们将对中子周围剂量当量率检定规程的背景和意义进行简要介绍，以便读者对文章的主题和内容有一个初步的了解。
1.2 文章结构本章将对整篇文章的结构进行介绍。
通过介绍各章节的内容和目的，读者可以更好地把握文章的整体架构。
1.3 目的本部分将明确本文的研究目的和研究主题，为后续章节的论述提供一个明确的目标和方向。
第二章正文2.1 中子周围剂量当量率的含义和重要性在这一部分，我们将详细介绍中子周围剂量当量率的定义、测量方法和其在辐射防护领域的重要性。
通过深入了解中子周围剂量当量率，读者可以更好地理解本文的研究内容。
2.2 中子周围剂量当量率检定的原理和方法本章将介绍中子周围剂量当量率检定的基本原理和常用方法。
辐射防护概论第一章1、为什么定义粒子注量时，要用一个小球体？粒子注量定义：单向辐射场：粒子注量φ，数值上等于通过与粒子入射方向垂直的单位面积的粒子数。
多向辐射场：以P 点为中心画一个小圆，其面积为da 。
保持da 的圆心在P 点不变，而改变da 的取向，以正面迎接从各方向射来并垂直穿过面积元da 的粒子。
da 在改变取向的过程中即扫描出一个以P 点为球心，以da 为截面的回旋球。
da dN =φ 球体过球心的截面面积(da)相等，粒子注量计算最容易，故而用一个小球体定义粒子注量。
2、质量减弱系数（μ/ρ）、质量能量转移系数（μtr /ρ）和质量能量吸收系数（μen /ρ）三者之间有什么联系和区别？相同点：都针对不带电粒子（X 、γ射线和中子）穿过物质时发生的物理现象而定义的；不同点：质量减弱系数（μ/ρ）：描述物质中入射不带电粒子数目的减小，不涉及具体物理过程。
质量能量转移系数（μtr /ρ）：描述不带电粒子穿过物质时，其能量转移给带电粒子数值。
只涉及带电粒子获得的能量，而不涉及这些能量是否被物质吸收。
质量能量吸收系数（μen /ρ）：描述不带电粒子穿过物质时，不带电粒子被物质吸收的能量。
数值上：质量减弱系数（μ/ρ）>质量能量转移系数（μtr /ρ）>质量能量吸收系数（μen /ρ）3、吸收剂量、比释动能和照射量三者之间有什么联系和区别？吸收剂量（D ）：同授与能（ε）相联系，单位质量受照物质中所吸收的平均辐射能量。
dm d D /ε=单位Gy 。
适用于任何类型的辐射和受照物质，与一个无限小体积相联系的辐射量。
受照物质中每一点都有特定的吸收剂量数值。
比释动能（K ）：同转移能（εtr ）相联系，不带电粒子在质量dm 的物质中释放出的全部带电粒子的初始动能总和的平均值。
dm d K tr /ε=单位Gy 。
针对不带电粒子；对受照物质整体，而不对受照物质的某点而言。
φ⋅=k f K实用时可先查比释动能因子表（国际上给出比释动能因子的推荐值），进而求得比释动能。
放射性测井安全防护本标准规定了石油测井放射性工作人员的剂量限值，放射性物质污染表面的导出限值及放射性工作场所的划分，开放型放射性工作单位的分类及其工作场所的分级，开放型放射性工作单位的卫生防护要求。
适用于石油测井放射性作业及其放射性物质的贮运。
1．石油测井放射性工作人员的剂量限值石油测井放射性工作人员的剂量限值应符合GB 4792－84《放射卫生防护基本标准》第2章“放射工作人员的剂量限值”的规定。
在石油测井放射性作业中，特殊作业（如封装放射源及装放射源体等）受辐射剂量较大，属特殊照射。
从事这种特殊作业的石油测井放射性作业人员应符合GB 4792－84中2.7、2.8条的规定。
2．放射性物质污染表面的导出限值石油测井开放型放射性作业人员的体表、衣物及工作场所的设备、墙壁、地面等表面污染导出限值应符合GB 4792－84第6章“放射性物质污染表面的导出限值”的规定。
3．石油测井放射性工作场所的划分石油测井放射性工作场所的划分应符合GB 4792－84第9章“放射工作场所的划分“的规定。
4．石油测井开放型放射性工作单位的分类及其工作场所的分级石油测井开放型放射性工作单位的分类及其工作场所的分级应符合GB 4792－84第10章“开放型放射性工作单位的分级及其工作场所的分级“的规定。
5．石油测井开放型放射性工作单位的卫生防护要求石油测井开放型放射工作单位的卫生防护要求应符合GB 4792－84第11章“开放型放射工作单位的卫生防护要求“的规定。
5．1从事开放型放射性作业的单位，都必须根据本单位放射性核素的等效年用量及工作场所的最大等效日操作量，确定本单位的类别及工作场所的级别。
5．2石油测井开放型工作单位，应按GB 4792－84中11.2条的规定确立防护监测区，并定期监测。
5．3从事开放型放射性作业人员，作业时必须穿戴符合规定的个人防护衣具。
在甲、乙级开放型放射性工作场所出、入口处，应设置更衣室、沐浴室，并定期进行表面污染情况的监测。
中子剂量和防护-正文中子剂量通常指中子吸收剂量或中子剂量当量（见辐射剂量）。
不同能量的中子同人体组织中的元素（氢、氮、氧、碳等）发生不同的相互作用（见中子核反应和宏观中子物理），所产生的具有一定能量的次级带电粒子能够引起电离和激发，从而使肌体受到损伤。
剂量学涉及的主要物理问题是散射、核裂变和辐射俘获等.研究中子在生物组织中不同深度的吸收剂量和剂量当量的模型有：半无穷大板块、有限圆柱体（直径为30厘米，高为60厘米）和椭圆柱体（长半轴为18厘米，短半轴为12厘米，高为60厘米）模型。
模型的材料组成应同软组织的相当,密度为1g/cm3。
能量范围从10-2eV延伸至 2000MeV。
其中对半无穷大板块模型和有限圆柱体模型研究的结果,是目前确定中子注量率-剂量当量率换算系数的基础。
平行中子束垂直入射到一块物质上时，该物质的吸收剂量D随深度的分布（示意图见图1）同γ辐射的情形相似：吸收剂量的最大值并不出现在表面，而是出现在某个深度处，这个深度取决于中子的能量。
医学上就是通过调节辐射的能量，把这个最大值对准病变组织的部位进行放射治疗。
放射防护规定：对个人所受剂量的限制是由剂量当量决定的。
不同能量中子的有效品质因数坴(见辐射剂量)的数值示于图2。
此外，由测得的中子注量率可以换算到剂量当量率。
目前各国都采用图3所示的数值。
中子剂量测定主要指中子吸收剂量和剂量当量的测量。
此外还包括表示剂量分布的微剂量测量。
通常使用组织等效电离室，乙烯-聚乙烯正比计数器,硫酸亚铁剂量计以及量热计等测量吸收剂量。
在多数情况下，组织等效电离室是测定快中子吸收剂量最准确的装置仪器。
剂量当量测量仅适用于辐射防护，所采用的方法分场所监测和个人监测两类，其响应正比于最大剂量当量。
微剂量测定的目的在于从实验上研究辐射在直径为微米量级或更小的球体内能量沉积的空间分布和谱分布。
微剂量学所考虑的体积应同生物细胞的大小相当，借以模拟辐射在生物细胞、细胞组分和生物大分子中的能量沉积。
常用的测量仪器是低压组织等效气体的“无壁”计数器，但测量方法和数据处理牵涉到很复杂的技术。
中子防护目的在于减少工作人员所受的辐射剂量，并尽可能将它控制在放射防护标准规定的限值以下。
职业性放射性工作人员每年所受的剂量当量限值为50mSv(5rem)。
表中给出对不同能量的中子相当于25μSv(2.5mrem)每小时的中子注量率以及1mSv（0.1rem）的中子注量。
减少防护工作人员受中子照射的措施除了尽量缩短受照时间、尽可能远离中子源以外，还需对中子源进行有效的屏蔽。
不同能量的中子同物质相互作用有不同的特点（见中子核反应和宏观中子物理）。
因此屏蔽热中子要用含吸收截面大、俘获辐射γ光子能量低的材料，如硼、锂以及它们的化合物等。
屏蔽快中子时首先需要用慢化能力强的材料将快中子的能量降低,然后用吸收截面大、俘获辐射γ光子能量低的材料加以吸收。
快中子慢化的主要过程对于重核及中重核是非弹性散射；对于轻核是同原子核发生弹性散射。
对于一次弹性散射，靶原子核的质量越接近中子的质量，中子损失的能量也就越大。
因此屏蔽能量不很高的快中子最有效的元素是氢，通常采用的是含氢成分较多的水、石蜡、聚乙烯等轻材料。
对于几兆电子伏以上能量的中子，可以用含重核或中重核的材料通过非弹性散射使其能量迅速降低然后再用含氢材料进一步使其慢化,最后被含10B或6Li材料吸收。
因此，在规划屏蔽层的布局和确定屏蔽层厚度时必须知道中子能谱及各类材料的不同中子能量的有关反应截面数据，并根据上述特点对屏蔽层填料作合理安排，据某种理论模型进行数学运算。
对大型中子源常用的屏蔽计算方法有双群法、多群法和移出扩散法等。
放射性同位素中子源的屏蔽计算常用分出截面法和半（或1/10）值层减弱法。
若屏蔽层足够厚，又含有足够量的氢时，可用分出截面法进行计算。
在近似计算中，可用裂变中子谱的分出截面。
半（或1/10）值层减弱系指将辐射量（注量、吸收剂量或剂量当量等）降至1/2（或1/10）时所需的屏蔽层厚度。
半值层厚度(HVT)同1/10值层厚度(TVT)的换算关系式是：H VT＝0.301TVT。
普通混凝土对单能中子的1/10值厚度示于图4。
屏蔽放射性中子源，可以单独使用水、石蜡等；也可兼用其他慢化材料和吸收材料，或将慢化材料和吸收材料混合使用（如含硼聚乙烯、含硼石蜡等）。
对大型中子源（如加速器、反应堆）的屏蔽比较复杂，常以普通混凝土和重混凝土等屏蔽材料为主，还要采用铁一类的物质屏蔽γ辐射和快中子。
在中子辐射防护中，除了中子以外还应当特别注意对γ辐射的防护。
这是因为反应堆、加速器和很多放射性同位素中子源都伴有很强的γ辐射。
在很多情况下，γ辐射的剂量当量大大超过中子的剂量当量。
例如,镭-铍中子源的γ剂量当量率约比中子剂量当量率高50倍。
即使是被认为γ剂量较少的镅-铍中子源,γ辐射剂量当量率也占总剂量当量率的百分之几十。
在使用放射性同位素中子源时，要严格防止放射性物质的泄漏。
特别是使用镭-铍中子源时应经常检查是否有氡气漏出。
一旦发现有漏出，就应及时采取措施。
辐射剂量-正文包括计算媒质在辐射场中吸收辐射的能量和推断辐射对人体健康造成的危害两个方面。
吸收剂量媒质在辐射场中吸收辐射能量的度量,用D表示。
D＝d劔/d m，式中d劔是电离辐射授予某一体积元中物质的平均能量，d m为该体积元中物质的质量。
它的国际制(SI)单位是戈瑞(Gy)，1Gy＝1J/kg，暂时并用单位是拉德(rad)，1rad=10-2Gy。
剂量当量辐射对人体产生的危害，不仅与所受的吸收剂量有关，而且还与辐射的品质以及其他因素有关。
为了以同一种尺度衡量不同品质的辐射对人体产生的效应，辐射防护上引进了剂量当量H，其定义为H=DQN，Q是用以表征辐射品质的品质因数,N是其他修正因子的乘积，目前国际辐射防护委员会指定N＝1。
剂量当量的国际制单位为希〔沃特〕(Sv)，1Sv=1J/kg,暂时并用单位是雷姆(rem)，1rem=10-2/Sv。
Q值是在所关心的一点处的水中碰撞阻止本领(L)的函数，国际辐射单位和测量委员会规定的Q与L∞的关系如表所示。
而最大剂量∞当量与最大剂量当量所处深度的吸收剂量的比称为有效品质因数，记作坴.辐射对人体的伤害直接与随机性效应的发生率相关，评价吸收剂量对人体的伤害时，常假定随机性效应的发生率与吸收剂量成线性关系。
许多资料表明，剂量在几戈瑞以下随机效应发生率E与D的关系可以表示为：E＝aD+bD2，其中a和b是常量。
对E的贡献在高剂量（1Gy以上）和高剂量率（1Gy/min以上）时，以bD2为主，低剂量时，以aD为主。
因此剂量当量不能用于评价事故性高吸收剂量照射所引起的人体有害效应。
集体剂量当量由于某种实践或辐射源而使某一群体全体成员接受的剂量当量的总和。
用以评价这一组人员所受的危害。
用S k表示，定义式为。
式中p(H)是群体中按剂量当量H的微分分布函数。
剂量当量负担在某些情况下，群体长期受某种辐射源的照射，例如核爆炸落下尘埃或核工厂排放的放射性废物所产生的照射，剂量当量负担用以评价这种情形对将来所造成的照射危害，用H e表示，其定义式为，式中是某一群体中每人的某一器官或组织所受的平均剂量当量率。
约定剂量当量是剂量当量负担的一个特例，是人体单次摄入的放射性物质对某一器官或组织在此后终止摄入放射性物质的50年内产生的累积剂量当量。
中子核反应neutron induced nuclear reaction中子同原子核相互作用引起的核反应。
中子的重要特征是不带电，不存在库仑势垒的阻挡，这就使得几乎任何能量的中子同任何核素都能发生反应，在实际应用中，低能中子的反应起更重要的作用。
中子核反应主要有：①中子裂变反应。
某些重核如235U俘获中子发生裂变，记作（n，f），裂变同时还放出2～3个瞬发中子，并释放很大的裂变能，这种中子的增殖可使裂变反应持续不断进行，形成裂变链式反应，这是获取核能的重要途径。
②中子辐射俘获。
中子被核俘获后形成复合核，然后通过放出一个或多个γ光子退激，记作（ n，γ）研究γ射线的能谱可以得到复合核能级结构、辐射过程性质的信息，（ n，γ）反应对一切稳定核都是重要的，甚至中子能量很低时也能发生，（n，γ）反应还是生产核燃料、超铀元素等的重要反应。
此外，还有中子的弹性散射和非弹性散射；中子被核吸收可放出 2个、3 个…中子的（ n，2n ），（ n ，3n）…反应；发射带电粒子的（n，X）反应以及吸收中子不放出中子的中子吸收等等。
中子核反应在研究核结构和核反应机制及核能利用中占重要地位。
宏观中子物理-正文研究中子同大块媒质相互作用的核物理分支。
它着眼于大量中子在单一媒质中的平均行为。
它首先是由于裂变反应堆的要求而发展的，但它对于裂变能源，对于中子束的应用以及各种中子物理实验技术的发展都有重要的作用。
宏观截面和平均自由程以一定速度在大块媒质中运动的中子，不断地同周围的原子核（称为靶核）发生碰撞，发生散射或吸收两类中子核反应。
散射时，中子本身并不消失，只是能量发生变化，以新的速度继续在媒质中运动。
吸收时，中子被原子核俘获，从而在媒质中消失。
原子吸收中子以后将发出γ射线、发出次级粒子或发生原子核裂变，核裂变将产生新的中子。
这些核反应的发生几率用各种反应截面（微观截面，见核反应截面）描述，截面大，表示产生核反应的几率大。
不同能量的中子，与原子核产生各种反应的截面也不同。
为了便于表述中子同宏观物质的作用，引入宏观反应截面这一物理量，用符号Σ表示。
它是靶核的微观截面和单位体积内的靶核数N的乘积Σ＝Nσ。
与微观截面不同,宏观截面的量纲是【L-1】。
宏观截面是一个中子同单位体积内的原子核发生核反应的平均几率大小的量度，它等于中子在媒质内飞行单位距离时发生某种核反应的几率。
宏观总截面用Σt表示，Σt=Σa+Σs，Σa为宏观吸收截面,Σs为宏观散射截面。
中子在连续两次碰撞之间的平均飞行距离称为平均自由程，用符号λ表示。
显然,在一个平均自由程之内发生某种碰撞的平均数为1。
参照宏观截面的定义,容易得出λΣ＝1，即平均自由程等于宏观截面的倒数。
相应的有散射平均自由程，吸收平均自由程。
中子在媒质中的各种运动规律(无论空间时间变量的,还是能量变量的)都同宏观截面或平均自由程有关,宏观截面或平均自由程是描述物质中子物理特性的最基本的物理量。
宏观参量及其实验研究无论是核裂变，还是其他核反应产生的中子，一般能量都在兆电子伏量级，这些快中子在大块媒质中不断通过散射损失能量，直到和媒质中靶核的能量交换处于平衡状态为止。
散射可分为弹性散射和非弹性散射两种。
发生弹性散射时，中子和靶核间只有动能交换，是一种弹性球式碰撞，靶核内能不发生变化。
发生非弹性散射时，靶核内能发生变化。
