放射源庫設計與屏蔽計算

溫偉偉， 程金星， 王慶波， 吳友朋， 鄭承銀

(中國人民解放軍96901部隊，北京 100095)

放射源是開展核科學研究的重要工具，對放射源庫的科學設計是保證放射源安全貯存、有效利用的基本前提。某研究院由于單位搬遷需對放射源庫進行重新設計，包含有中子、γ、α、β多類型輻射源，并存在著擬建設放射源庫與人員辦公處在同一建筑物的特殊需求。因此，需要確定防護標準，優(yōu)選放射源庫位置，設計屏蔽結(jié)構(gòu)，確保輻射安全。

1 設計基本要求

1.1 貯存放射源情況

某研究院保管的放射源共40枚，主要用于核輻射探測技術(shù)研究、儀器調(diào)試與輻照實驗等工作。其中，按照放射源對人體健康和環(huán)境的潛在危害程度分類，可分為Ⅳ類放射源2枚，Ⅴ類放射源16枚，豁免源22枚；按照輻射類型分類，可分為γ輻射源8枚，α輻射源28枚，β輻射源3枚，中子輻射源1枚。由于豁免源為對個人和群體造成的輻射危險足夠低，通常不需要進行管理控制的放射源，而α輻射源與β輻射源由于較γ輻射源發(fā)射粒子射程短易于屏蔽，因此對放射源庫設計主要考慮Ⅳ類、Ⅴ類的γ輻射源和中子輻射源，共6枚放射源匯總于表1。

表1 某研究院放射源庫設計應考慮的放射源

1.2 劑量限值

依據(jù)GB 18871—2002的規(guī)定，工作人員連續(xù)5 a的年平均有效劑量限值為20 mSv，公眾的年有效劑量限值為1 mSv[1]。遵循分區(qū)原則，將全部場所分為控制區(qū)、監(jiān)督區(qū)和非限制區(qū)，其中放射源貯存間為控制區(qū)，放射源監(jiān)控工作間為監(jiān)督區(qū)，其他區(qū)域為非限制區(qū)。放射源庫各分區(qū)屏蔽計算采用如下劑量率管理目標限值：

1)控制區(qū)人員進入時的劑量當量率限值設為5 mSv/a，在最大設計劑量率條件下放射性工作人員在控制區(qū)的最大允許工作時間為200 h/a(取源、存源等)，則其安全劑量當量率為25 μSv/h。

2)監(jiān)督區(qū)的劑量當量率限值設為5 mSv/a，放射性工作人員在監(jiān)督區(qū)的工作時間按照2 000 h/a計算，則安全劑量當量率為2.5 μSv/h。

3)非限制區(qū)的公眾劑量當量率限值設為0.5 mSv/a，按照2 000 h/a計算，則安全劑量當量率為0.25 μSv/h。

以上規(guī)定同放射源貯存相關標準基本一致，如GBZ 142—2002《油(氣)田測井用密封型放射源衛(wèi)生防護標準》規(guī)定，貯源坑防護蓋表面的空氣比釋動能率應小于25 μGy/h，源庫外空氣比釋動能率應小于2.5 μGy/h[2]。GBZ 125—2009《含密封源儀表的放射衛(wèi)生防護要求》也規(guī)定，放射源具有屏蔽防護措施，使非放射工作人員可能到達的任何位置上的周圍劑量當量率小于2.5 μSv/h[3]。

1.3 設計原則

1)安全第一原則，嚴格按照國家標準進行設計、環(huán)評、施工與運行，確保放射源安全、人員與環(huán)境的輻射安全。

2)輻射防護最優(yōu)化原則，盡量將放射源庫設置于遠離人員活動區(qū)域，充分利用巖土自身屏蔽性能，將個人受放射源照射劑量、受照射的人數(shù)以及受照射的可能性均保持在可合理達到的盡量低的水平。

3)冗余性原則，放射源庫設計應為將來放射源數(shù)量、種類增多留有安全余量和空間余量。

2 設計方案

2.1 放射源庫選址

放射源源庫房選址于實驗樓地下1層(地下共1層)西南角相鄰2個房間，房間尺寸均為6.3 m×3.7 m×3 m，如圖1，其中房間A位于西南角落，為全地下、無開窗，房間B為半地下、南面開窗。將房間A設計為源庫間，用于貯存放射源，可充分利用西側(cè)與南側(cè)巖土自身屏蔽特性，房間B設計為工作間，用于開展放射源實驗操作與監(jiān)控等工作。

圖1 放射源庫選址布局Fig.1 Layout plan of radioactive source storehouses

2.2 設計方案

豁免源輻射強度低，α源與β源射線易屏蔽，因此豁免源、α源與β源采用加厚鐵質(zhì)保險柜存放，柜內(nèi)設置隔板和帶鎖抽屜，每個放射源放置于單獨抽屜；γ射線穿透能力強，通常采用水泥、鐵、鉛等高質(zhì)量數(shù)材料進行屏蔽，設計地坑貯存Ⅳ類與Ⅴ類γ源，并配套鐵質(zhì)坑蓋；中子屏蔽困難，需要采用低質(zhì)量數(shù)材料慢化吸收，同樣采用地坑貯存，并配套聚乙烯制坑蓋。

依據(jù)上述不同類型放射源貯存方式，繪制放射源庫布局如圖2所示。源庫間挖5個圓形地坑與5個方形地坑用于貯存中子源和γ源，源坑深1 m，圓形地坑直徑為25 cm，方形地坑邊長為25 cm。其中4個圓坑與4個方坑用于貯存γ源，配套鐵質(zhì)坑蓋，剩余2個地坑用于貯存中子源，配套聚乙烯制坑蓋。房間東側(cè)放置加厚保密柜用于存放豁免源以及α源、β源。在工作間與源庫間連接墻體上南側(cè)高1 m處挖一個邊長10 cm方形開孔，并設計活動屏蔽塊，同時在貯源間正對開口處設置高1 m放射源架，在開展輻照實驗時，可將放射源放置于源架上，移去活動屏蔽快，在工作間開展操作。在工作間設置監(jiān)控臺、工作臺與洗手池，監(jiān)控臺用于監(jiān)測源庫間的中子、γ輻射水平，以及控制通風等操作，工作臺用于開展簡易輻照實驗。

圖2 放射源庫設計Fig.2 Design of radioactive source storehouses

3 屏蔽計算

需要設計確定的參數(shù)包括坑蓋、墻體、活動屏蔽塊的材料與尺寸，屏蔽計算只考慮非豁免γ源與中子源。計算方法采用理論計算與MCNP模擬相結(jié)合，首先利用理論計算通過模型簡化，快速對設計參數(shù)進行初步確定，然后利用MCNP程序通過放射源庫建模計算，對理論計算復核，并獲得感興趣點位劑量水平。

3.1 理論計算

理論計算流程如圖3所示，利用放射源注量率向比釋動能率轉(zhuǎn)換系數(shù)，計算一定距離處的比釋動能率，而在自由電子平衡條件下，比釋動能率同吸收劑量率一致。然后在根據(jù)不同屏蔽材料的屏蔽參數(shù)，計算經(jīng)屏蔽后的比釋動能率，進而確定屏蔽體厚度與材料。

圖3 屏蔽設計的理論計算流程Fig.3 Theoretical calculation flow of shielding design

γ源、中子源比釋動能率計算為[4]：

γ源：

E=AΓ/r2

(1)

中子源：

E=KAf/4πr2

(2)

式中：E為空氣比釋動能率；A為源強；Γ為γ射線空氣比釋動能率常數(shù)；r為計算點同源距離；K為中子注量-比釋動能換算系數(shù)；f為镅鈹源中子產(chǎn)額。

對γ源屏蔽能力采用半減弱厚度計算，半減弱厚度Δ1/2是射線衰減一半所需屏蔽層的厚度，如果屏蔽層厚度R=nΔ1/2，那么減弱倍數(shù)K=2n，則可求出經(jīng)屏蔽體衰減后的比釋動能率。研究院γ源對典型屏蔽材料的半減弱厚度匯總?cè)绫?。

表2 γ源對典型屏蔽材料的半減弱厚度

1)坑蓋厚度確定。

參照研究院原有放射源建設情況，γ源設計貯存于1 m深水泥地坑，坑蓋采用鋼制，首先需要計算確定坑蓋厚度以滿足房間內(nèi)輻射安全要求。

考慮到屏蔽能力與機械強度要求，將γ放射源的坑蓋采用鐵制。由于γ源源罐尺寸不準確掌握，首先計算了γ裸源1 m處空氣比釋動能率水平，如表3所示，可見2枚活度最大Co-60源達到了211 μGy/h與77 μGy/h。根據(jù)GBZ 114—2006《密封放射源及密封γ放射源容器的放射衛(wèi)生防護標準》要求[2]，距離裝有活度3.7×1010Bq以下的密封γ源容器外表面100 cm處任意一點輻射的空氣比釋動能率不得超過50 μGy/h[5]。因此，保守估計經(jīng)源罐屏蔽衰減后，距離1 m處空氣比釋動能率最大為50 μGy/h，并據(jù)此計算增加5 cm厚鐵質(zhì)坑蓋后1 m處空氣比釋動能率水平?？梢钥闯?，輻射危害最大的為2枚高活度Co-60源，其他γ源的輻射劑量可忽略不計。并按照各γ源空氣比釋動能率直接疊加，不考慮射線穿過源坑的衰減，總空氣比釋動能率為19.59 μGy/h，低于規(guī)定要求的25 μGy/h。并計算了源罐為3 cm厚鉛時，經(jīng)5 cm厚鐵制坑蓋屏蔽后1 m處總空氣比釋動能率為9.93 μGy/h，留有一定的安全余量。

表3 庫內(nèi)γ源屏蔽比釋動能率計算

2)墻體厚度確定。

用于存放放射源的房間A位于地下一層西南角落，因此五面墻體有兩面不用考慮增加屏蔽，只需考慮頂層、北面和東面墻體的屏蔽效果。源庫北面和東面經(jīng)過1 m深源坑水泥屏蔽后，γ輻射強度遠低于豎直向上方向，庫外輻射敏感點考慮房間A層頂。

計算源庫房頂γ射線比釋動能率隨頂層墻體厚度與材質(zhì)變化，如表4，其中源罐屏蔽能力按照保守估計，即距離源罐1 m處最大空氣比釋動能率為50 μGy/h。可以看出，房頂厚度采用20 cm厚混凝土，或者10 cm厚混凝土加3 cm厚鐵板，能夠使得房頂γ射線空氣比釋動能率處于本底水平。北側(cè)墻體與東側(cè)墻體采用同頂層一致的屏蔽結(jié)構(gòu)。

表4 源庫房頂γ比釋動能率隨墻體厚度及材質(zhì)變化Table 4 Calculation of roof γ kinetic energy rate after shielding μGy/h

3)中子源屏蔽計算。

中子源為單枚Am-Be源，活度為2.620×1010Bq(Am-241的活度)。Am-241同樣釋放能量為0.06 MeV的低能γ射線，通常中子源罐采用雙層設計，外層為重金屬材料用于吸收這些低能γ射線，因此中子源的γ輻射危害不用考慮。

根據(jù)GB/T 12714—2009《镅鈹中子源》，活度為2.620×1010Bq的Am-Be源對應的中子發(fā)射率為1.42×106n/s，Am-Be源發(fā)射中子的劑量換算因子為39.5×10-15Sv/n/m2，因此該中子源裸源狀態(tài)1 m處的劑量為16.1 μSv/h[6]。根據(jù)Am-Be中子源穿過聚乙烯屏蔽層的減弱曲線，采用20 cm厚聚乙烯制作中子貯源坑的坑蓋，中子衰減系數(shù)為0.09，能夠使得坑蓋表面中子劑量率為1.45 μSv/h，滿足安全標準要求。并且為了能夠?qū)β鬅嶂凶拥某浞治?，聚乙烯坑蓋材質(zhì)中添加硼元素，或者在坑蓋上端5 cm厚度采用含硼聚乙烯。

在不考慮源庫房頂水泥墻屏蔽作用時，距離Am-Be中子源4 m正上方處中子劑量率為0.09 μSv/h，已經(jīng)處于本底水平。考慮水泥墻體屏蔽后，10 cm厚墻體可使中子劑量率降為0.045 μSv/h，20 cm厚墻體可使中子劑量率降為0.023 μSv/h，中子劑量率影響可忽略不計，不需要針對中子輻射進行特殊墻體屏蔽設計。

4)活動屏蔽塊尺寸。

活動屏蔽塊應能達到混凝土墻體同樣的屏蔽能力。由表1可以看出，對γ射線5 cm厚鉛磚相當于25 cm厚混凝土屏蔽能力，含硼聚乙烯對中子的屏蔽能力大于混凝土，因此設計活動屏蔽塊為5 cm厚鉛磚外加同墻體等厚度的含硼聚乙烯。

3.2 MCNP模擬

采用基于蒙特卡羅粒子輸運方法的MCNP程序?qū)ι渚€屏蔽計算，具有能夠計算復雜屏蔽結(jié)構(gòu)、綜合考慮次生射線、計算準確度高等優(yōu)點。根據(jù)上述理論計算分析，模擬計算中只考慮Co-60(6.893×108Bq)、Co-60(2.523×108Bq)、Cs-137(4.081×107Bq)3枚γ源，以及1枚Am-Be中子源(中子發(fā)射率為1.42×106n/s)。

1)放射源項。

放射源項設計考慮一下2種場景：

①放射源罐按照保守估計，即γ源罐外1 m處劑量率最大為50 μGy/h，對應的4枚放射源產(chǎn)額分別為Co-60(1.611×108Bq)、Co-60(1.611×108Bq)、Cs-137(4.081×107Bq)、Am-Be(中子發(fā)射率為1.42×106n/s)；

②γ源罐按照3 cm厚鉛屏蔽體考慮，中子源罐不考慮屏蔽體，對應的4枚放射源產(chǎn)額分別為Co-60(6.893×108Bq)、Co-60(2.523×108Bq)、Cs-137(4.081×107Bq)、Am-Be(中子發(fā)射率為1.42×106n/s)。

2)計算模型。

計算模型以房間A為參照，房間南北長6.3 m、東西寬3.7 m、高3 m，其中西墻與南墻外為全地下，模擬可設計為充分厚的尺寸，只考慮對射線的散射效應。模擬設置西墻與南墻為50 cm厚混凝土、北墻20 cm厚混凝土、東墻10 cm厚混凝土、頂層為20 cm厚混凝土。圓形貯源坑直徑25 cm、深1 m，方形貯源坑邊長25 cm、深1 m，γ源坑坑蓋為5 cm厚鐵質(zhì)材料，中子源坑坑蓋為20 cm厚含硼聚乙烯材料，上述4枚放射源分別放置于4個源坑中，蓋上對應屏蔽射線坑蓋?？梢苿悠帘慰鞛橥瑝w等厚度的含硼聚乙烯外加5 cm厚鉛磚，屏蔽門按照2 cm厚鐵屏蔽體模擬，高2 m、寬0.8 m。MCNP計算模型的如圖4所示。

圖4 MCNP計算模型側(cè)視圖Fig.4 Side view of MCNP computing model

MCNP模擬計算選擇13個敏感點位用于設置探測器，分別是4個存放源坑的坑蓋表面，4個距離坑蓋表面數(shù)值向上1 m處，1個貯源間北墻外10 cm處，1個貯源間門外10 cm處，1個貯源間東墻外10 cm處，1個貯源間東墻活動屏蔽塊外10 cm處，1個貯源間房頂外10 cm處。并分別計算了放射源罐保守估計(即距源1 m處劑量率為50 μGy/h)與源罐為3 cm厚鉛2種模型，每個探測點都設置中子和γ劑量率記錄，計算結(jié)果如表5所示。

由表5可以看出，在存放有放射源的坑蓋表面γ比釋動能率最大值(15.7 μGy/h)低于理論估計最大值(19.6 μGy/h)，這是因為理論計算的最大值為各放射源1 m處比釋動能率的直接相加，沒有考慮衰減效應造成的。而源坑坑蓋上方1 m處的γ比釋動能率，只有在貯存2枚活度較強Co-60源上方，達到1.5 μGy/h左右，其余地方則處于可忽略水平。北墻和東墻外的中子、γ劑量率處于可忽略本底水平，頂層處的γ比釋動能率MCNP計算結(jié)果同理論分析基本一致，同本底水平相當。

表5 MCNP計算放射源庫敏感點劑量率水平Table 5 Dose rate level at sensitive point of source storehouses by MCNP μGy/h

4 結(jié)論

1)針對研究院現(xiàn)有放射源的類型、強度和數(shù)量，對放射源庫進行了優(yōu)化設計。結(jié)構(gòu)設計方面，對非豁免類γ源與中子源設計為地坑存放，α源、β源及豁免源采用鐵質(zhì)保險柜存放。

2)屏蔽設計方面，考慮到放射源庫位于實驗樓內(nèi)，對輻射防護進行了充分的保守設計，對γ源源坑增加5 cm厚鐵質(zhì)坑蓋，對中子源源坑增加20 cm厚含硼聚乙烯質(zhì)坑蓋，并對源庫間墻體設計為20 cm厚混凝土結(jié)構(gòu)。

3)輻射安全方面，通過理論分析與MCNP模擬計算，能夠使得源庫間內(nèi)部最大比釋動能率低于25 μGy/h，并且源庫間高1 m處的最大比釋動能率為1.5 μGy/h左右，具有加大安全余量。而源庫間外γ比釋動能率MCNP計算結(jié)果同理論分析基本一致，同本底水平相當，中子比釋動能率可忽略，使得放射源庫不對實驗室其他區(qū)域產(chǎn)生明顯輻射，降低工作人員的輻射安全疑慮。