王海洋，張鳳偉，宋義超

（機(jī)械工業(yè)第六設(shè)計研究院有限公司，河南 鄭州 450007）

加速器射線探傷室迷道劑量率的估算方法

王海洋，張鳳偉，宋義超

（機(jī)械工業(yè)第六設(shè)計研究院有限公司，河南 鄭州 450007）

基于NCRP第151號報告提出的醫(yī)用加速器機(jī)房屏蔽估算模式，建立了一套適用于工業(yè)加速器射線探傷室迷道劑量率估算方法，并應(yīng)用于某12 MV電子直線加速器射線探傷室的迷道設(shè)計中。對于高能加速器射線探傷室，其迷道門的設(shè)計應(yīng)同時考慮光子和中子的屏蔽。其中光子份額主要?dú)w功于主束散射、漏射散射和漏射透射，中子份額主要考慮中子俘獲γ射線和中子射線。

電子加速器；射線探傷；迷道；屏蔽設(shè)計；劑量率

0 前言

在工業(yè)射線探傷室的屏蔽設(shè)計中，人員進(jìn)出通道常常設(shè)計成迷宮形式（以下稱為迷道），使射線在迷道內(nèi)經(jīng)過多次散射而衰減，從而使其到達(dá)迷道出口處的劑量率水平低于控制值。迷道劑量率的計算方法主要有三種：一種是采用理論解析計算法[1]，即逐次計算反射射線流量來獲得迷道門口處的劑量率，該方法雖然精確度較高，但是計算繁瑣，難以應(yīng)用于較復(fù)雜的情況；第二種方法是按照NCRP（美國國家輻射防護(hù)與測量委員會）或IAEA（國際原子能機(jī)構(gòu)）所發(fā)布的報告進(jìn)行計算，最新的NCRP第151號報告[2]和IAEA第47號報告[3]中提出了針對醫(yī)用加速器機(jī)房屏蔽設(shè)計較為統(tǒng)一的估算方法，這些方法進(jìn)行了合理的近似和簡化，對于屏蔽設(shè)計來說具有較大的實(shí)際意義；第三種方法是蒙特卡羅模擬計算，可以采用MCNP、FLUKA等模擬軟件，一般情況下準(zhǔn)確性較高，但是往往建模過程復(fù)雜且耗時較長[4]。

相對于醫(yī)用加速器機(jī)房一般采用直線型或L型迷道，工業(yè)射線探傷室常常采用Z型或U型等結(jié)構(gòu)形式的多重迷道，增加射線在迷道內(nèi)的散射次數(shù)和行走路程，從而取得更好的衰減效果。本研究基于NCRP第151號報告提出的醫(yī)用加速器機(jī)房屏蔽設(shè)計方法，總結(jié)了一套適用于高能加速器（＞10 MV）射線探傷室多重迷道劑量率的估算方法，綜合考慮了光子的主束散射、漏射散射、和漏射透射，以及中子俘獲γ射線和中子射線對劑量率的貢獻(xiàn)，并將其應(yīng)用于某12 MV電子加速器射線探傷室的迷道計算。

1 對象和方法

1.1 研究對象

探傷室內(nèi)安裝有12 MV的電子直線加速器，如圖1所示，焦點(diǎn)小于等于2mm，焦距2m，距離靶1m等中心處最大X射線輸出劑量率為5 500 cGy/min，泄漏量小于0.1%，射線錐角30°。加速器移動范圍如圖1所示，A墻為主屏蔽墻，B、C墻為次屏蔽墻，迷道采用多重U型結(jié)構(gòu)?？刂剖覂?nèi)劑量率控制水平為2.5 μSv/h。

圖1 探傷室平面布置Fig.1 Layout of industrial radiography room

1.2 方法

屏蔽防護(hù)的目的在于：基于“輻射防護(hù)最優(yōu)化”和“避免過度防護(hù)”的原則，設(shè)置足夠厚度的屏蔽，使輻射防護(hù)所關(guān)心的參考點(diǎn)處由加速器運(yùn)行產(chǎn)生的X射線和中子造成的劑量當(dāng)量率綜合不超過事先規(guī)定的控制水平。對于工業(yè)加速器射線探傷室的迷道設(shè)計而言主要包括迷道墻的厚度計算，和迷道防護(hù)門厚度計算，其核心就是按照NCRP系列報告給出的估算方法確定參考點(diǎn)處的劑量當(dāng)量率。

當(dāng)入射電子能量大于（γ，n）反應(yīng)閥能時可產(chǎn)生中子，而絕大多數(shù)天然核素的（γ，n）反應(yīng)閥能都在10 MeV以上，因此一般認(rèn)為大于10 MeV的電子加速器才會產(chǎn)生中子[1]。NCRP第151號報告指出，光子散射和泄露輻射的劑量當(dāng)量率與中子俘獲γ射線的劑量當(dāng)量率相比相對較低，并且能量越高這種效應(yīng)越明顯[4]。因此對于高能加速器迷道防護(hù)來說應(yīng)主要考慮中子份額。報告中同時提出了針對能量大于10 MV的電子直線加速器的阻止中子進(jìn)入迷道的三種技術(shù)方案：①減小迷道內(nèi)入口開口尺寸；②在迷道內(nèi)入口處增加一道含有熱中子吸收劑（質(zhì)量分?jǐn)?shù)為9%的硼）的質(zhì)量較輕的門；③在迷道入口內(nèi)安裝一道BPE門[2]。

2 迷道設(shè)計

迷道的設(shè)計在滿足功能使用的前提下，盡量增加射線的散射次數(shù)并避免射線直接射向迷道口。本例中迷道如圖1所示，為多重U形迷道，內(nèi)口尺寸（寬×高）為0.9 m×2 m，迷道截面尺寸1 m×2 m，外口尺寸1 m×2 m。

2.1 迷道墻厚度計算

參照NCRP第151號報告中直線型迷道墻厚度確定方法，迷道墻外的劑量水平只考慮迷道墻的透射劑量貢獻(xiàn)。本例中透射迷道墻E、F的源射線為加速器的泄露射線，透射線估算為

式中 HLT，F(xiàn)為透射F墻到達(dá)關(guān)注點(diǎn)處的射線劑量當(dāng)量率（單位：Sv·h-1）；tE和tF分別為E墻和F墻厚度（單位：m）；TVL為平均10值層厚度（單位：m），保守估計泄露射線和透射線能量均與主射線一致；R1和R2分別為源點(diǎn)到墻E的距離和墻E到墻F的距離（單位：m）。

參照次屏蔽墻厚度，迷道墻E和F厚度均取為1 m，按照式（1）計算參考點(diǎn)處劑量率低于控制水平。考慮到混凝土澆筑孔洞等缺陷，為安全起見，E墻厚度取1.3 m，F(xiàn)墻為1 m，可將控制室內(nèi)劑量率降低至控制水平的1/10以下。

2.2 迷道門處劑量率

對于低能加速器（＜10 MV），迷道門處劑量當(dāng)量率主要考慮光子劑量的貢獻(xiàn),包括主束散射和漏射線的份額；對于高能加速器（＞10 MV），還需考慮中子俘獲γ射線以及光中子的份額[2]。

2.2.1 光子份額

針對射線探傷室迷道設(shè)計，本研究綜合了NCRP第49、51、151號報告[2，5-6]的思想和方法，將到達(dá)迷道門M點(diǎn)處的光子劑量貢獻(xiàn)歸結(jié)為三部分：主束散射、漏射線散射、漏射線透射。其中主束散射考慮主射線經(jīng)探傷工件一次散射之后，又被迷道多次散射；漏射線散射考慮加速器泄露射線在迷道內(nèi)的多次散射；漏射線透射考慮的是加速器泄露射線穿透迷道內(nèi)墻到達(dá)門口的劑量。

式中 D0為加速器X射線輸出劑量率，為3 300 Gy·h-1；α1為入射到第一個反射材料的X射線的反射系數(shù)，查NCRP第51號報告附錄[6]，入射線高于10 MeV時，鐵的散射系數(shù)保守估計取0.01（垂直入射）；α2為一次反射線對反射材料的反射系數(shù)（假設(shè)后續(xù)散射過程中能量不再改變），按照NCRP第51號報告[6]關(guān)于反射線能量的估計，鐵的一次散射線能量取0.5MeV，本研究中后續(xù)的混凝土散射系數(shù)保守取為0.02；A1為X射線入射到第一反射物質(zhì)的碰撞面積，在此為0.9m2；A2為迷道的截面積，取值為2m2；dr1·dr2…drj為沿著迷路長軸的中心線距離（單位：m）；j為第j個反射過程；t為迷道內(nèi)墻厚度（單位：m）；TVL為平均10值層厚度（單位：m）；R為源距離參考點(diǎn)的距離（單位：m）。

本研究中主射線至少需經(jīng)過5次反射才能到達(dá)迷道門，漏射線至少需經(jīng)過4次散射到達(dá)迷道門，迷道內(nèi)墻E的透射線不能直接到達(dá)門口，射線在迷道內(nèi)散射路線如圖1所示。經(jīng)過計算，HPS=8.29× 10-4μSv/h，HLS=3.69×10-4μSv/h?？梢?，通過合理設(shè)計的多重迷道，光子經(jīng)過三次以上的散射到達(dá)門口的劑量率已經(jīng)遠(yuǎn)小于控制水平。

2.2.2 中子份額

對于高能加速器（＞10 MV），中子引起的射線主要包括中子俘獲γ射線和中子射線。NCRP第151號報告給出了直線型迷道劑量當(dāng)量率近似估算方法。

（1）中子俘獲γ射線。

式中 K為中子俘獲γ射線在迷道內(nèi)口處的劑量當(dāng)量（Sv）與總中子通量的比值，基于實(shí)測的平均值為6.9×10-16Sv.m2.neutron-1[4]；φA為單位吸收劑量（Gy）產(chǎn)生的總中子通量（單位：neutron-1），可由式（6）求得；d為迷道內(nèi)口中心點(diǎn)至迷道門的距離（單位：m）；中子劑量當(dāng)量每衰減10倍時在迷道中經(jīng)過的距離，對18～25MV的X射線束為5.4m，對15MV的X射線束為3.9 m[2]，在此取3.9 m；β為機(jī)頭屏蔽體對中子的透射因子，對于Pb=1，對于W=0.85，在此取1；d0為加速器等中心點(diǎn)經(jīng)迷道內(nèi)墻邊緣與迷道內(nèi)口中心點(diǎn)的距離（單位：m），如圖2所示；Qn為在焦點(diǎn)每單位X射線的吸收劑量所產(chǎn)生的中子源強(qiáng)（單位：neutron·Gy-1），查IEAE第47號報告[3]可知12 MV加速器Qn=2.4×1011neutron·Gy-1；Sr為探傷室的室內(nèi)總表面積，在此為2 413 m2。上式是針對直線型的迷道，對于多重迷道，保守估算可由迷道內(nèi)長度之和d1+d2+d3+d4替代d，并將計算結(jié)果減為1/3[7]。經(jīng)計算Hcg=0.46 μSv/h。

圖2 多重迷道內(nèi)的中子散射Fig.2 Neutron scatter in multi-maze

（2）中子射線。

采用修正的Kersey方法

式中 Hn，D為對于等中心點(diǎn)單位X射線的吸收劑量，迷道口的中子劑量當(dāng)量（單位：Sv·Gy-1）；S0/S1為迷道內(nèi)口的截面積（S0）和迷道徑向截面積（S1）之比，在此為0.9；TVD為中子劑量當(dāng)量每衰減10倍時在迷道中經(jīng)過的距離（單位：m），與迷道截面積有關(guān)本研究中計算有Hn=0.76μSv/h。

綜上，迷道門處光子劑量率遠(yuǎn)小于中子劑量率，可以忽略不計。迷道門M點(diǎn)處劑量率HM=Hcg+Hn= 1.22 μSv/h＜2.5μSv/h，經(jīng)迷道多次反射衰減后，迷道門處的劑量率已經(jīng)降至控制水平以下。

2.3 迷道防護(hù)門

對于低能加速器（＜10 MV），迷道防護(hù)門主要考慮對光子的屏蔽，一般選用鉛門。如果迷道內(nèi)墻不是太薄，迷道防護(hù)門處的光子能量可按照0.2 MeV估算[2]。

對于高能加速器（＞10 MV），中子俘獲γ射線和中子射線相對于光子劑量高很多，且有更高的能量，一般主要考慮中子俘獲γ射線和中子屏蔽。防護(hù)門一般采用鉛門加BPE（含5%硼的聚乙烯）的雙層結(jié)構(gòu)門，其中BPE對中子具有更好的屏蔽效果。NCRP第151號報告指出到達(dá)迷道門處的中子俘獲γ射線平均能量約為3.6 MeV，在迷道較短（＜5 m）時可取10 MeV，NCRP第151號報告保守的引用鉛的TVL=61 mm[2]；對于大于5 m的迷道，IAEA第47號報告建議TVL=6mm鉛當(dāng)量[3]。中子經(jīng)迷道多次散射后，在迷道門處的平均能量約為0.1 MeV，屏蔽計算中保守的取BPE的TVL=45 mm[2]。

迷道門處光子、中子俘獲γ射線和中子射線的劑量率均不超過控制水平，因此迷道防護(hù)門采用普通鐵質(zhì)推拉門即可，安全起見，防護(hù)門應(yīng)與加速器聯(lián)鎖。

3 結(jié)論

基于NCRP第151號報告，介紹電子加速器射線探傷室迷道的設(shè)計方法，能為探傷室的輻射防護(hù)及評價提供參考。

[1]李德平，潘自強(qiáng).輻射防護(hù)手冊第一分冊輻射源與屏蔽[M].北京：原子能出版社，1987：352-403.

[2]NCRP Report No.151.Structural shielding design and evaluation for megavoltage X-an d gamma ray radiotherapy facilities[R].Bethesda，Maryland，American.National Council on Radiation Protection and Measurements，2005：1-246.

[3]IAEA Safety Reports Series No.47.Radiation Protection in the DesignofRadiotherapyFacilites[R].International Atomic Energy Agency，2006：1-129.

[4]李文茜，李君利，李鵬宇.迷宮屏蔽劑量計算方法的比較研究[J].輻射防護(hù)，2009（1）：1-7.

[5]NCRP Report No.49.Structural shielding design and evaluationfor medical use of X rays and gamma rays of energies up to10MeV.NCRP Report 49.1976

[6]NCRP Report No.51.Radiation protection design guidelines for 0.1-80 MeV particle accelerator facilities[R].Bethesda，Maryland，American.NationalCouncilofRadiationProtection and Measurements，1977：1-159.

[7]中華人民共和國衛(wèi)生部.GBZT 201.2-2011放射治療機(jī)房的輻射屏蔽規(guī)范（第2部分）：電子直線加速器放射治療機(jī)房[S].北京：中國標(biāo)準(zhǔn)出版社，2011.

Calculation method of maze dose rate for electron accelerator radiographic inspection room

WANG Haiyang，ZHANG Fengwei，SONG Yichao
（SIPPR Engineering Group Co.，Ltd.，Zhengzhou 450007，China）

Based on the calculation model of shielding design for megavoltage medical electron linear accelerator treatment rooms proposed by the NCRP No.151 report，a calculation method of maze dose rate for electron accelerator radiographic inspection room is built and applied to a 12 MV electron linear accelerator radiographic inspection room maze design.The shielding of photon and neutron should be considered for the design of maze door of the high-energy electron linear accelerator radiographic inspection room. The photon dose mainly owes to the scattering of the main beam，the scattering and transmission of the leakage radiation.And the neutron dose mainly owes to neutron capture gamma ray and neutron ray.

electron accelerator；radiographic inspection；maze；shielding design；dose rate

TG444

：A

1001-2303（2015）09-0193-04

10.7512/j.issn.1001-2303.2015.09.44

2015-04-15

王海洋（1983—），男，湖北襄陽人，碩士，工程師，主要從事工廠規(guī)劃與設(shè)計工作。