王新華 安力 何鐵 鄭普 郭海萍 陽劍 牟云峰 楊小飛 朱傳新

(中國工程物理研究院核物理與化學(xué)研究所 綿陽 621900)

用14 MeV D-T中子伴隨α粒子技術(shù)檢測爆炸物，是為新形勢下反恐而發(fā)展的新安檢技術(shù)[1–6]。14 MeV D-T中子源的外形尺寸為280 mm×132 mm×265 mm，用直流工作方法，最大中子產(chǎn)額5×107s–1，由中子管產(chǎn)生[7]。D-T中子及γ射線對人員造成電離輻射，同時透射中子作用于檢測設(shè)備的γ射線探測器上，成為測量本底的重要來源。為確工作人員的職業(yè)性照射不超過5 rem /年的當(dāng)量劑量，旅客則不超過公眾人員的0.1 rem/年[8]，并減少本底干擾提高檢測的準(zhǔn)確性和精確度，且節(jié)省空間以利于檢測系統(tǒng)的安裝、轉(zhuǎn)移和維護(hù)，須對中子和伴生γ射線有效屏蔽，以及屏蔽體的尺寸、材料和結(jié)構(gòu)等，進(jìn)行系統(tǒng)研究。蒙特卡羅方法能準(zhǔn)確描述物理模型和物理過程，常用于核武器研究、反應(yīng)堆設(shè)計、核物理實驗和輻射屏蔽等[9,10]。本文用MCNP5蒙特卡羅程序[11]設(shè)計爆炸物檢測系統(tǒng)中的中子和γ射線屏蔽體。

1 NaI探測器屏蔽

伴隨α粒子技術(shù)爆炸物檢測原理[12]，是氘粒子在氚靶上發(fā)生的T(d,n)α核反應(yīng)，在質(zhì)心坐標(biāo)系中，α與 n在 180°方向一一對應(yīng)，時間上相關(guān)聯(lián)。與 α相關(guān)聯(lián)的中子與物質(zhì)發(fā)生反應(yīng)后產(chǎn)生瞬發(fā)γ也相關(guān)聯(lián)，通過γ與α信號符合測量獲得特征γ譜。中子束的束斑有一定大小，與α探測器探測到的α粒子關(guān)聯(lián)的中子，分布在圖1的高中子注量率的實線區(qū)域和低中子注量率的虛線區(qū)域。為增加探測器接受樣品特征γ射線的立體角，探測器要盡可能接近樣品(圖1虛線區(qū)域)，則NaI探測器需屏蔽。與α粒子關(guān)聯(lián)的源中子，以及源中子與屏蔽體相互作用產(chǎn)生的次級中子和γ射線，均須屏蔽，以免產(chǎn)生嚴(yán)重本底。

圖1 爆炸物檢測原理示意圖Fig.1 The principle of explosive inspection system.

常用屏蔽材料有鋁、鐵、銅、鎢、鉛、貧化鈾等，根據(jù)快中子宏觀截面[13](ENDF/B-6庫評價中子數(shù)據(jù))，鎢為最好屏蔽材料，其次為貧化鈾、銅和鐵。但是，鎢的成本高，且加工困難；貧化鈾有放射性，鋁的屏蔽性能較差，鉛較軟易變形，故將銅和鐵作屏蔽錐的備選材料。我們用 MCNP5計算了 10和15 cm厚的鐵、銅錐型屏蔽體后的中子和γ射線能譜，結(jié)果如圖2。γ射線能譜較軟，銅的特征峰不明顯，鐵的明顯特征峰能量為～0.9 MeV，與爆炸物中C、N、O的特征峰能量(＞1.5 MeV)差別較大，不會干擾檢測數(shù)據(jù)。中子能譜差別主要在 0.5和 14.5 MeV，前者為14.5 MeV中子經(jīng)多次散射后的中子，時間上比14.5 MeV中子慢一些，可從時間譜上甄別掉，不會對檢測結(jié)果造成影響。14.5 MeV中子則會形成干擾本底，分析不同厚度的銅、鐵屏蔽后的14.5 MeV中子數(shù)據(jù)(表1)，10 cm銅、鐵的透射中子分別為源中子的11.6%和14.9%，15 cm銅、鐵屏蔽后分別降為3.44%和5.04%。故選擇15 cm厚銅錐屏蔽體。

圖2 源中子屏蔽后泄漏中子(a)和γ能譜(b)Fig.2 Leaked neutron (a) and gamma (b) spectra from different shielding materials to the source neutrons.○ 10 cm Cu △ 10 cm Fe ☆ 15 cm Cu □ 15 cm Fe

表1 銅和鐵快中子屏蔽參數(shù)Table 1 Shielding neutron parameter of iron and copper.

2 生物劑量屏蔽

若無屏蔽體，距中子源 R(cm)處的有效劑量 D(rem/h)可計算如下[14]：

式中，Φ是中子通量，Y = 5.7×107/s是該中子發(fā)生器的最大中子產(chǎn)額。由式(1)，離源中心位置～6.5 m處方能滿足輻射工作人員的個人劑量當(dāng)量要求，而安檢過程工作人員需近距離操作，因此需對中子源屏蔽。

銅的快中子屏蔽性能優(yōu)于鐵，但權(quán)衡性價比，用鐵作內(nèi)層快中子的生物屏蔽層，外層用吸收截面高且易于加工的含硼聚乙烯材料吸收慢化中子。考慮到檢測裝置安裝、使用和維護(hù)，屏蔽裝置不能太大。屏蔽體為模塊化設(shè)計，模塊厚度為5 cm，前后端面均有兩道倒角楔形槽和倒角楔形棱，這樣可根據(jù)劑量當(dāng)量改變屏蔽體的整體尺寸。對鐵厚度、含硼聚乙烯厚度及其含硼比，我們用MCNP5進(jìn)行了優(yōu)化設(shè)計。簡化聚乙烯含硼比模擬計算模型為，各向同性點中子源位于置于15 cm鐵球殼球心，鐵球殼外有10 cm含硼聚乙烯球殼，聚乙烯含硼分別為0、15wt%、30wt%和45wt%。聚乙烯球殼外表面的中子和γ劑量的計算結(jié)果如圖3。

硼對熱中子的吸收很強(qiáng)，圖3的中子劑量在含硼量從0增加到10wt%時明顯下降，但由于截面大的低能中子在含硼量10 wt %時幾乎吸收殆盡，此后的中子劑量由高能中子貢獻(xiàn)，硼對高能中子吸收截面小，再加大含硼量的這一效果不明顯。γ射線則隨含硼量增加而連續(xù)穩(wěn)定下降，是由于含硼聚乙烯密度相對增加造成的。為了更好的屏蔽效果，在經(jīng)費(fèi)充足情況下選用含硼量為45 wt %的聚乙烯。

圖3 不同含硼量聚乙烯的屏蔽效果Fig.3 Shielding effect of different B4C content in polyethylene.

確定聚乙烯中碳化硼百分含量后，對總屏蔽厚度30、35和40 cm下，鐵與含硼聚乙烯厚度變化的中子和γ射線在屏蔽體外表面計量當(dāng)量進(jìn)行模擬計算。歸一化的計算結(jié)果如表2。根據(jù)表2確定鐵與含硼聚乙烯厚度的最佳比例為～3:2，模塊化設(shè)計不同總厚度的比例存在一定差異。

表2 不同屏蔽模型下中子和γ劑量(單位：rem)Table 2 Neutron and gamma rays dose equivalent (in rem) from different model.

根據(jù)最佳厚度比的鐵和含硼聚乙烯，計算了10–25 cm Fe和5–15 cm PE的各種組合的年有效劑量當(dāng)量：設(shè)工作人員年工作時間2000 h，中子管最大中子產(chǎn)額5×107s–1，模擬計算模型如圖4所示，屏蔽體為立方體性，上方為開口銅屏蔽影錐，下方內(nèi)壁為鐵，外壁為含硼(45%)聚乙烯，置于 9 m×9 m×8 m厚30 cm混凝土房間中心位置。表3是計算不同距離下的個人年計量當(dāng)量。

圖4 屏蔽體幾何結(jié)構(gòu)圖Fig.4 Diagram of shielding geometry.

表3 不同屏蔽模式下不同位置處的中子和γ射線年有效劑量當(dāng)量(單位：rem)Table 3 Neutron and γ-ray annual dose equivalent (in rem) at different positions from different models.

由表3，根據(jù)1988年頒布的輻射防護(hù)規(guī)定，輻射工作人員的年有效劑量當(dāng)量限值為 5 rem，在不同屏蔽模型中，設(shè)定相應(yīng)的活動區(qū)域就可滿足輻射防護(hù)規(guī)定；公眾人員的年有效劑量當(dāng)量不超過 0.1 rem，因公眾人員在安檢過程中時間極短，只要在設(shè)定區(qū)域內(nèi)活動，其劑量當(dāng)量會遠(yuǎn)低于輻射防護(hù)規(guī)定的年限。

3 環(huán)境影響

中子源周圍環(huán)境長時間被中子照射，環(huán)境中核素與中子作用會產(chǎn)生新核素，其中一些長壽命有放射性的同位素不斷累積后會對人員輻射劑量產(chǎn)生一定作用。周圍環(huán)境主要包括中子源屏蔽體及支撐房間的混泥土墻壁。主要成分由銅、鐵、含硼聚乙烯和硅酸鹽組成。其中在中子輻照下可能會產(chǎn)生放射性產(chǎn)物 O16、O17、Fe54、Fe56和 Cu63等。

反應(yīng)方程式分別為：

用MCNP5模擬計算25 cm鐵和15 cm含硼聚乙烯模型屏蔽體及墻壁中的上述核素反應(yīng)率，并根據(jù)計算數(shù)據(jù)及核素原子總數(shù)推算出每年(365×24×3600×5×107中子)產(chǎn)生的新的各放射性核素總量。最大新核素為63Cu產(chǎn)生的60Co總量為8.01×1011個，根據(jù)各新核素半衰期及活化過程中同時衰變，按照檢測設(shè)別8年壽命計算，中子產(chǎn)生的放射性低于國家輻射防護(hù)規(guī)定的放射性廢物規(guī)定(2×104–7×104)Bq/kg[8]，無需額外處理。

4 結(jié)論

用蒙特卡羅方法模擬計算D-T中子和伴生γ射線在爆炸物檢測系統(tǒng)中的輸運(yùn)過程，計算銅和鐵在不同厚度下NaI探測器的快中子屏蔽效果，及用鐵和含硼聚乙烯組合屏蔽體在幾種屏蔽厚度下的人員吸收劑量當(dāng)量。計算結(jié)果表明，銅在屏蔽快中子方面優(yōu)于鐵，用15 cm銅就可滿足檢測中對NaI探測器的屏蔽；在人員劑量當(dāng)量方面，組合屏蔽體厚度為15、25、30、35、40 cm條件下，工作人員分別在離源中子距離為400、250、200、150、100 cm外區(qū)域活動可滿足國家輻射劑量當(dāng)量標(biāo)準(zhǔn)；中子活化產(chǎn)生新的放射性核素的量遠(yuǎn)低于國家放射性廢物標(biāo)準(zhǔn)，可忽略不計。該計算結(jié)果為檢測系統(tǒng)的設(shè)計制造提供依據(jù)。

1 Gozani T.Nucl Instr Meth, 2004, B213:460

2 Kuznetsov A, Evsenin A, Osetrov O, et al.Proc of SPIE,2006, 6213: 621306

3 Adrienne L Lehnert, Zachary D Whetstone, Tomasz Zak,et al.IEEE Nuclear Science Symposium Conference,2007.N24-8

4 Nebbia G, Lunardon M, Moretto S, et al.IEEE Nuclear Science Symposium Conference, 2005.N7-7

5 Pesente S, Nebbia G, Viesti G.Nucl Instr Meth, 2004,B261: 268

6 Micha G, Tadeusz B, Marek M.IEEE Trans on Nucl Sci,2006, 53(3): 1737

7 Neutron generator with built-in alpha-detector ING-27 Operating manual.2009

8 輻射防護(hù)規(guī)定.GB8703-88, 1988 Regulations for radiation and protection.GB8703-88,1988

9 Team Hagars, Jonathan D, Matt G, et al.D-T Neutron Generator Shielding Design Proposal, //alyesk.engin.umich.edu/engineeringeduction/specail/hagars-final-report.pdf

10 Derek G, Mike R, Shane R, et al.Desing and Analysis of a neutron Generator shild, NERS 554 Senior Design Project 2005,//alyesk.engin.umich.edu/engineeringeduction/specail/TeamFantastic.pdf

11 Thomas E, Booth John T, Goorley A S, et al.MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code Version 5 LA-CP-03-0245 Los Alamos USA, 2003

12 王新華, 安 力, 鄭 普, 等.核技術(shù), 2010, 33(1): 39–43 WANG Xinhua, AN Li, ZHENG Pu, et al.Nucl Tech,2010, 33(1): 39–43

13 Cullen Dermott E.POINT 2003: Temperature Dependent ENDF/B-VI, Release 8 Cross Section Library, Report UCRL-ID-127776, Rev.2

14 Protection against Neutron Radiation, NCRP Report 38,National Council on Radiation Protection and Measurements, Washington D C, 1971