孫洪超，李國強，閆 峰，莊大杰，孫樹堂，王學(xué)新

(中國輻射防護研究院，山西 太原 030006)

60Co放射源運輸容器屏蔽性能檢測

孫洪超，李國強，閆 峰，莊大杰，孫樹堂，王學(xué)新

(中國輻射防護研究院，山西 太原 030006)

工業(yè)及醫(yī)療用放射源主要包括60Co、137Cs、131I、32P、153Sm、99Mo、90Sr、89Sr等核素，射線形式有α、β、γ、中子等。本文針對運輸活動中γ輻射，使用現(xiàn)有的60Co放射源運輸容器，開展輻射屏蔽性能檢測技術(shù)研究。通過模擬計算和實驗測量，得到運輸容器最大裝載活動情況下外部輻射水平，并對計算和實驗結(jié)果進行了比較。針對放射源在屏蔽容器中安放位置發(fā)生偏移和放射源在容器中安放方式不同對容器外部的輻射水平影響進行了相關(guān)研究。研究結(jié)果可對今后完善放射性物質(zhì)運輸容器的輻射屏蔽性能檢測提供一定的借鑒。

輻射水平監(jiān)測；輻射屏蔽性能檢測；放射源運輸容器

隨著核技術(shù)在工業(yè)、醫(yī)療等應(yīng)用領(lǐng)域的快速發(fā)展，利用電離輻射與物質(zhì)相互作用產(chǎn)生的物理效應(yīng)、化學(xué)效應(yīng)和生物效應(yīng)，對物質(zhì)和材料進行加工處理的輻照加工技術(shù)得到了廣泛的應(yīng)用，如醫(yī)療用品的滅菌消毒 、食品保鮮 、輻射化工、輻照育種、環(huán)境治理等。到2009年，全世界已有200多座大型γ輻照裝置，總裝源量超過2億居里，其中美國已設(shè)計建造了單座裝源能力超過1000萬居里的大型輻射滅菌裝置。我國共有各類γ輻照裝置近200座,其中設(shè)計裝源能力30萬居里以上的100余座，100萬居里以上的40余座，累計設(shè)計裝源能力超過1億居里，實際裝源活度約3 600萬居里[1]。

工業(yè)及醫(yī)療用放射源主要包括60Co、137Cs、131I、32P、153Sm、99Mo、90Sr、89Sr等核素，射線形式有α、β、γ、中子等。例如60Co放射源是一種主要的工業(yè)輻照輻射密封源[2]。目前，大型輻照站的工業(yè)60Co放射源，每枚放射源的活度約8 000～14 000 Ci。運輸容器裝載的放射源活度較高，潛在危險大?！峨婋x輻射防護與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》是我國輻射防護領(lǐng)域中最重要的技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)[3]，其中規(guī)定了職業(yè)照射工作人員和公眾的個人劑量限值。要保證放射源運輸對各類人員所致的輻射劑量均低于劑量限值，一方面要采取相應(yīng)的輻射防護措施，另一方面還必須通過對貨包的輻射測量來確保貨包的輻射水平滿足《放射性物質(zhì)安全運輸規(guī)程》(GB 11806—2004)(以下簡稱《規(guī)程》)的相關(guān)要求[4]。在國務(wù)

院562號令《放射性物品運輸安全管理條例》(以下簡稱《條例》)頒布后[5]，我國放射性物質(zhì)運輸貨包的安全監(jiān)管得到了進一步的重視和落實。本研究擬對某種型號的60Co放射源運輸容器輻射水平監(jiān)測和輻射屏蔽性能檢測進行討論，以期能夠?qū)窈笸晟品派湫晕镔|(zhì)運輸貨包的輻射監(jiān)測和管理工作提供一定的借鑒和幫助。

1 輻射屏蔽性能MCNP模擬

隨著計算機科學(xué)的發(fā)展，運算速度的不斷提高，MCNP[6]的應(yīng)用越來越廣泛。本文中涉及到伽瑪源在厚鋼鉛材料中的輸運主要有兩方面的問題：(1) 所需的計算時間很長；(2) 深穿透使得計數(shù)統(tǒng)計偏低，誤差較大。為了解決上述問題，通過設(shè)置WWG、WWP和MESH卡相應(yīng)的減小方差、節(jié)省計算時間，首先通過設(shè)置MESH卡和WWG卡，運行一次得到基于MESH卡設(shè)置的模型區(qū)域的優(yōu)化權(quán)重窗，設(shè)置WWP卡讀取第一次運行得到的優(yōu)化權(quán)重窗，并運行生產(chǎn)進一步的優(yōu)化權(quán)重窗。最后再利用WWP卡讀取前一次產(chǎn)生的優(yōu)化權(quán)重窗進行計算。利用計數(shù)卡Fn記錄感興趣位置的輻射水平。

1.1 運輸容器結(jié)構(gòu)

運輸容器的源容器為鋼-鉛-鋼結(jié)構(gòu)，利用內(nèi)外殼體的鋼結(jié)構(gòu)材料及其中間填充的鉛屏蔽層實現(xiàn)運輸容器的屏蔽功能。具體結(jié)構(gòu)如圖1(左)所示。

圖1 容器原型(左為側(cè)面結(jié)構(gòu)示意圖，右為屏蔽計算模型)Fig.1 The profile of prototype container (left) and MCNP model of container (right)

1.2 屏蔽計算模型

屏蔽計算中將實際的容器模型進行了概化，圖1(右)為容器概化模型及容器計算點位置分布示意圖。具體概化如下。

(1) 沒有考慮容器內(nèi)部和外部的吊耳，沒有考慮螺栓、螺釘?shù)炔考?/p>

(2) 沒有考慮容器內(nèi)部的吊籃，并假定源項在吊籃區(qū)域均勻分布抽樣。

(3) 簡化模型中沒有考慮排水管和排氣孔，由于排水管和排氣孔呈“S”型，且孔徑很小，不降低防護能力。

(4) 容器內(nèi)腔下部不銹鋼錐板簡化為不銹鋼平板，不降低防護能力。

1.3 注量率-周圍劑量當(dāng)量率轉(zhuǎn)換

注量率-周圍劑量當(dāng)量率的轉(zhuǎn)換采用了現(xiàn)行有效的國家標(biāo)準(zhǔn)GBZ/T 144-2002 《用于光子外照射放射防護的劑量轉(zhuǎn)換系數(shù)》中附錄B給出的數(shù)據(jù)[7]，利用不同能量的光子注量-周圍劑量當(dāng)量H*(10)的轉(zhuǎn)換系數(shù)進行換算，見表1。由于該表數(shù)據(jù)引自ICRP74號出版物[8]，因此也與ICRP給出的數(shù)據(jù)相一致。

記錄某個位置點的注量， 結(jié)合MCNP程序提供的劑量能量/函數(shù)卡和ICRP推薦的注量—周圍劑量當(dāng)量轉(zhuǎn)換因子(pSv/cm-2)，把計算得到的注量率轉(zhuǎn)換成周圍劑量當(dāng)量率。

表1 光子注量-周圍劑量當(dāng)量H*(10)的轉(zhuǎn)換系數(shù)Table 1 Conversion coefficients for the ambient dose equivalent H*(10) from photon fluence

2 輻射屏蔽性能檢測

2.1 MCNP模擬結(jié)果

程序計算中考慮了軔致輻射的影響，并且使程序模擬輸運的粒子數(shù)足夠多以保證大部分計算結(jié)果相對誤差小于10%。蒙特卡羅程序MCNP模擬容器裝載5 500 Ci的60Co源時的計算結(jié)果列于表2。

表2 容器裝載5 500 Ci的60Co源時容器外部輻射水平Table 2 The outer radiation level of container loaded with 60Co(5 500 Ci)

程序計算時為了計算保守和方便沒有考慮吊籃，且源粒子在吊籃區(qū)域均勻抽樣。在計算容器側(cè)面劑量率時，由于60Co源在吊籃區(qū)域360°均勻分布和容器結(jié)構(gòu)的對稱性，因此使用了環(huán)探測器，得出容器側(cè)面外部的輻射水平。

2.2 輻射屏蔽性能檢測

待檢新容器輻射屏蔽檢測共進行了兩次，分別在該容器經(jīng)過《放射性物質(zhì)安全運輸規(guī)程》(GB 11806)規(guī)定的驗證經(jīng)受運輸正常情況和事故情況的試驗項目試驗前、后。檢測儀器為AT6102A型核素識別儀，監(jiān)測點的位置示于圖2，監(jiān)測點1～4表示該容器側(cè)表面自頂部至底部1/4區(qū)域，監(jiān)測點5表示頂部區(qū)域，6表示底部區(qū)域。

第一次屏蔽檢測使用5 500 Ci60Co源，第二次輻射屏蔽性能檢測使用總活度為5 400 Ci(2×1014Bq)的60Co源裝入吊籃。試驗檢測了容器表面、距離容器表面1 m和2 m位置處劑量率。表3為新容器兩次γ輻射水平檢測結(jié)果。

圖2 新容器測點分布(左圖為俯視圖，右圖為側(cè)視圖)Fig.2 Layout of monitoring position (left: planform, right: side elevation)

表3 容器兩次γ輻射水平檢測結(jié)果Table 3 The measurement results of radiation level of container outer before and after test

將兩次測量結(jié)果換算為12 000 Ci 的裝載量后(第一次測量結(jié)果乘以12 000 Ci/5 500 Ci，第二次測量結(jié)果乘以12 000 Ci/5 400 Ci)，結(jié)果見表4。比較兩次測量結(jié)果可知。經(jīng)過《規(guī)程》要求的驗證試驗后，容器側(cè)面輻射水平變化較小，頂部輻射水平變化較大。跌落試驗前，容器頂部鉛塞與容器本體間存在一定的間隙，跌落試驗后容器鉛塞與本體間的間隙較小，使得測量時儀器距離源的距離減小，測量值增大；另外，火燒試驗使得上蓋夾層間的木材等燃燒，減小了屏蔽能力，也會使測量值增大?？梢?，在對運輸容器進行輻射屏蔽性能檢測時，要注意貫穿性或部分貫穿性輻射產(chǎn)生的條件。

2.3 結(jié)果比較

第一次測量結(jié)果與MCNP計算結(jié)果比較見表5。

由表5可知，MCNP計算值與測量值之間存在一定的差異。由于MCNP計算時進行了部分簡化，計算屏蔽模型與真實條件有一定的偏差，特別是在設(shè)置MCNP源卡時，假定源項在吊籃區(qū)域均勻分布抽樣，而實際測量時采用60Co源棒安插在吊籃中，使得模擬源項和實際源項存在差異。針對上述問題進一步計算分析放射源裝載位置、擺放方式的差異(源項形式差異)等因素對檢測結(jié)果產(chǎn)生影響。

表4 容器兩次γ輻射水平檢測結(jié)果(12 000 Ci)Table 4 The measurement results of the outer radiation level of container before and after test (12 000 Ci)

表5 容器第一次γ輻射水平測量值與MCNP計算值比較(5 500 Ci)Table 5 The comparison of first measurement results and the MCNP simulation results of the outer radiation level of container

注：MCNP計算值格式為：輻射水平(相對誤差)；相對偏差是相對于測量值。

3 影響檢測結(jié)果的因素

在實際放射源運輸容器屏蔽性能檢測過程中，模擬放射源的活度并不都與容器最大裝載活度相近，結(jié)構(gòu)尺寸也可能與實際運輸時真實裝載的內(nèi)容物有所差別。從而在放射性物質(zhì)運輸容器屏蔽性能檢測中，模擬計算結(jié)果、試驗測量結(jié)果存在一定的差異，影響運輸容器輻射屏蔽性能檢測結(jié)果。

3.1 放射源位置偏移模擬計算結(jié)果

為了研究放射源在容器中的安放位置發(fā)生偏移時，容器表面輻射水平變化情況。分別模擬了放射源從源容器內(nèi)腔中軸線沿徑向偏移時，容器表面的輻射水平，模擬結(jié)果見表6(裝源活度12 000 Ci)。容器內(nèi)腔高484 mm，直徑φ=98 mm，60Co源尺寸高360 mm，直徑7.5 mm。

從表6的數(shù)據(jù)和圖3放射源位置偏移模擬結(jié)果可知，當(dāng)放射源位置偏移達(dá)到4 cm時，容器表面輻射水平增加2.6×10-2mSv/h，相對于放射源位置不發(fā)生偏移時的表面輻射水平增加18.98%。

3.2 放射源擺放方式

為了研究放射源擺放在中心位置與分散擺放方式對輻射屏蔽測量結(jié)果的影響，在總活度不變的情況下，分別模擬計算了集中放置與分散放置擺放方式時，容器外部的輻射水平。容器擺放方式示于圖4。12 000 Ci的60Co放射源模擬為1根源擺放在中心位置時，容器表面輻射水平為0.137 mSv/h；模擬總活度12 000 Ci為20根放射源分散擺放在周向距離中心3.8 cm位置時，容器表面輻射水平為0.096 mSv/h。集中于中心放置與分散放置兩者模擬計算容器表面輻射水平相差0.043 mSv/h，是放射源分散擺放時容器表面輻射水平的44.8%(表7)。

表6 放射源位置偏移時容器表面的輻射水平Table 6 The simulation results of the outer radiation level of container when the location of radioactive sources change

圖3 放射源位置偏移模擬結(jié)果Fig.3 The simulation results of the outer radiation level of container when the location of radioactive sources change

a——集中放置；b——分散放置圖4 放射源放置MCNP計算模型a——centralization; b——decentralizationFig.4 The loading mode of the radioactive sources in container

表7 放射源擺放在中心位置與分散擺放方式對輻射屏蔽測量結(jié)果的影響Table 7 The simulation results of the outer radiation level of container for different loading mode of the radioactive sources in container

由上述模擬計算結(jié)果可知，放射源擺放位置及擺放方式不同能夠使得容器表面輻射水平有較大的差異，影響放射源運輸容器輻射屏蔽性能檢測結(jié)果的認(rèn)定。

4 結(jié)論

本文針對60Co放射源運輸容器開展屏蔽性能檢測。通過分析比較經(jīng)受《規(guī)程》要求的驗證試驗前后容器外部的輻射水平測量結(jié)果可知，經(jīng)過跌落試驗，容器結(jié)構(gòu)的細(xì)微改變和局部形變使得容器外局部的輻射水平增加。經(jīng)過火燒試驗，容器結(jié)構(gòu)材料部分失效也會導(dǎo)致容器外部輻射水平增加。因此，在對放射源運輸容器進行屏蔽性能檢測時，應(yīng)充分考慮上述因素，開展有針對性的測量。

通過MCNP模擬，放射源擺放位置及擺放方式不同能夠使得容器表面輻射水平有較大的差異，往往能夠影響放射源運輸容器輻射屏蔽性能檢測結(jié)果的認(rèn)定。因此，實際容器屏蔽性能檢測過程中，模擬放射源的活度應(yīng)盡可能與容器最大裝載活度相近，結(jié)構(gòu)尺寸、擺放位置方式也盡可能與實際運輸時真實裝載的內(nèi)容物相近。在針對容器輻射屏蔽性能評價進行模擬計算時，模型應(yīng)該盡量模擬真實裝載情況，尤其源卡設(shè)置應(yīng)符合實際。

[1] 何仕均. 電離輻射工業(yè)應(yīng)用的防護與安全[M]. 北京：原子能出版社，2009:12-13.

[2] 中國核動力研究設(shè)計院. GB 7465 高活度鈷-60密封放射源[S]. 北京：中國標(biāo)準(zhǔn)出版社，2009：1-2.

[3] 核工業(yè)標(biāo)準(zhǔn)化研究所. GB 18871—2002 電離輻射防護與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)[S]. 北京：中國標(biāo)準(zhǔn)化出版社，2002:35-36.

[4] 國家環(huán)?？偩趾税踩行暮秃斯I(yè)第二研究設(shè)計院. GB 11806 放射性物質(zhì)安全運輸規(guī)程[S]. 北京：中國標(biāo)準(zhǔn)出版社，2004:39-40.

[5] 中華人民共和國國務(wù)院. 第562號令 放射性物品運輸安全管理條例[S]. [s.n.],2010.

[6] Briesmeister J F(Ed.).MCNP-A General monte Carlo N-Particle transport code, version 4B, La-12625-M[R]. [s.n.]: Los Alamos National Laboratory, 1997.

[7] 軍事醫(yī)學(xué)科學(xué)院放射醫(yī)學(xué)研究所. BGZ/T 144 用于光子外照射放射防護的劑量轉(zhuǎn)換系數(shù)[S]. 北京：中國標(biāo)準(zhǔn)出版社，2002：6-7.

[8] ICRP. Conversion coefficients for use in Radiological protection against external radiation. No. 74 in ICRP publication[R]. [s.n.]: ICRP, 1997: 159-160.

Shielding Performance Measurements on Container for60Co Radioactive Sources Transport

SUN Hong-chao, LI Guo-qiang, YAN Feng, ZHUANG Da-jie, SUN Shu-tang, WANG Xue-xin

(ChinaInstituteforRadiationProtection,Taiyuan030006,China)

Some radioactive sources are often used in irradiation industry and radiotherapy, such as60Co,137Cs,131I,32P,153Sm,99Mo,90Sr,89Sr and so on. The radiation include α、β、γ and n. The radiation from γ sources are the mostly concerned during the transporting of radioactive sources. The shielding performance measurements on container for60Co radioactive sources transport were discussed by using both Monte Carlo method simulation calculation and experiment measurement. Some important factors was discussed which could affect the results of shielding performance measurements. The layout of radioactive sources had a important impact on the monitoring results of the external radiation levels of radiation sources transport container. The results afforded the contribution to the improvement of the radiation monitoring and management of radioactive material transportation package.

radiation levels monitoring; shielding performance measurements; radioactive sources transport container

10.7538/tws.2015.28.02.0075

2014-10-21;

2014-12-19

孫洪超(1983—)，男，遼寧省人，粒子物理與原子核物理專業(yè)

TL816+，2

A

1000-7512(2015)02-0075-06