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(duì)，北京 100095)

放射源是開展核科學(xué)研究的重要工具，對(duì)放射源庫的科學(xué)設(shè)計(jì)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(duì)放射源庫進(jìn)行重新設(shè)計(jì)，包含有中子、γ、α、β多類型輻射源，并存在著擬建設(shè)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(hù)標(biāo)準(zhǔn)，優(yōu)選放射源庫位置，設(shè)計(jì)屏蔽結(jié)構(gòu)，確保輻射安全。

1 設(shè)計(jì)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(shí)驗(yàn)等工作。其中，按照放射源對(duì)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(duì)個(gè)人和群體造成的輻射危險(xiǎn)足夠低，通常不需要進(jìn)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(duì)放射源庫設(shè)計(jì)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(shè)計(jì)應(yīng)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?yàn)榉窍拗茀^(qū)。放射源庫各分區(qū)屏蔽計(jì)算采用如下劑量率管理目標(biāo)限值：

1)控制區(qū)人員進(jìn)入時(shí)的劑量當(dāng)量率限值設(shè)為5 mSv/a，在最大設(shè)計(jì)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(shí)間為200 h/a(取源、存源等)，則其安全劑量當(dāng)量率為25 μSv/h。

2)監(jiān)督區(qū)的劑量當(dāng)量率限值設(shè)為5 mSv/a，放射性工作人員在監(jiān)督區(qū)的工作時(shí)間按照2 000 h/a計(jì)算，則安全劑量當(dāng)量率為2.5 μSv/h。

3)非限制區(qū)的公眾劑量當(dāng)量率限值設(shè)為0.5 mSv/a，按照2 000 h/a計(jì)算，則安全劑量當(dāng)量率為0.25 μSv/h。

以上規(guī)定同放射源貯存相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)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(hù)標(biāo)準(zhǔn)》規(guī)定，貯源坑防護(hù)蓋表面的空氣比釋動(dòng)能率應(yīng)小于25 μGy/h，源庫外空氣比釋動(dòng)能率應(yīng)小于2.5 μGy/h[2]。GBZ 125—2009《含密封源儀表的放射衛(wèi)生防護(hù)要求》也規(guī)定，放射源具有屏蔽防護(hù)措施，使非放射工作人員可能到達(dá)的任何位置上的周圍劑量當(dāng)量率小于2.5 μSv/h[3]。

1.3 設(shè)計(jì)原則

1)安全第一原則，嚴(yán)格按照國家標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行設(shè)計(jì)、環(huán)評(píng)、施工與運(yùn)行，確保放射源安全、人員與環(huán)境的輻射安全。

2)輻射防護(hù)最優(yōu)化原則，盡量將放射源庫設(shè)置于遠(yuǎn)離人員活動(dòng)區(qū)域，充分利用巖土自身屏蔽性能，將個(gè)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(dá)到的盡量低的水平。

3)冗余性原則，放射源庫設(shè)計(jì)應(yīng)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(shè)計(jì)方案

2.1 放射源庫選址

放射源源庫房選址于實(shí)驗(yàn)樓地下1層(地下共1層)西南角相鄰2個(gè)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(shè)計(jì)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(shè)計(jì)為工作間，用于開展放射源實(shí)驗(yàn)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(shè)計(jì)方案

豁免源輻射強(qiáng)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(xiǎn)柜存放，柜內(nèi)設(shè)置隔板和帶鎖抽屜，每個(gè)放射源放置于單獨(dú)抽屜；γ射線穿透能力強(qiáng)，通常采用水泥、鐵、鉛等高質(zhì)量數(shù)材料進(jìn)行屏蔽，設(shè)計(jì)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(gè)圓形地坑與5個(gè)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(gè)圓坑與4個(gè)方坑用于貯存γ源，配套鐵質(zhì)坑蓋，剩余2個(gè)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(gè)邊長10 cm方形開孔，并設(shè)計(jì)活動(dòng)屏蔽塊，同時(shí)在貯源間正對(duì)開口處設(shè)置高1 m放射源架，在開展輻照實(shí)驗(yàn)時(shí)，可將放射源放置于源架上，移去活動(dòng)屏蔽快，在工作間開展操作。在工作間設(shè)置監(jiān)控臺(tái)、工作臺(tái)與洗手池，監(jiān)控臺(tái)用于監(jiān)測源庫間的中子、γ輻射水平，以及控制通風(fēng)等操作，工作臺(tái)用于開展簡易輻照實(shí)驗(yàn)。

圖2 放射源庫設(shè)計(jì)Fig.2 Design of radioactive source storehouses

3 屏蔽計(jì)算

需要設(shè)計(jì)確定的參數(shù)包括坑蓋、墻體、活動(dòng)屏蔽塊的材料與尺寸，屏蔽計(jì)算只考慮非豁免γ源與中子源。計(jì)算方法采用理論計(jì)算與MCNP模擬相結(jié)合，首先利用理論計(jì)算通過模型簡化，快速對(duì)設(shè)計(jì)參數(shù)進(jìn)行初步確定，然后利用MCNP程序通過放射源庫建模計(jì)算，對(duì)理論計(jì)算復(fù)核，并獲得感興趣點(diǎn)位劑量水平。

3.1 理論計(jì)算

理論計(jì)算流程如圖3所示，利用放射源注量率向比釋動(dòng)能率轉(zhuǎn)換系數(shù)，計(jì)算一定距離處的比釋動(dòng)能率，而在自由電子平衡條件下，比釋動(dòng)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(jì)算經(jīng)屏蔽后的比釋動(dòng)能率，進(jìn)而確定屏蔽體厚度與材料。

圖3 屏蔽設(shè)計(jì)的理論計(jì)算流程Fig.3 Theoretical calculation flow of shielding design

γ源、中子源比釋動(dòng)能率計(jì)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(dòng)能率；A為源強(qiáng)；Γ為γ射線空氣比釋動(dòng)能率常數(shù)；r為計(jì)算點(diǎn)同源距離；K為中子注量-比釋動(dòng)能換算系數(shù)；f為镅鈹源中子產(chǎn)額。

對(duì)γ源屏蔽能力采用半減弱厚度計(jì)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(dòng)能率。研究院γ源對(duì)典型屏蔽材料的半減弱厚度匯總?cè)绫?。

表2 γ源對(duì)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(shè)情況，γ源設(shè)計(jì)貯存于1 m深水泥地坑，坑蓋采用鋼制，首先需要計(jì)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(jī)械強(qiáng)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(zhǔn)確掌握，首先計(jì)算了γ裸源1 m處空氣比釋動(dòng)能率水平，如表3所示，可見2枚活度最大Co-60源達(dá)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(hù)標(biāo)準(zhǔn)》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(diǎn)輻射的空氣比釋動(dòng)能率不得超過50 μGy/h[5]。因此，保守估計(jì)經(jīng)源罐屏蔽衰減后，距離1 m處空氣比釋動(dòng)能率最大為50 μGy/h，并據(jù)此計(jì)算增加5 cm厚鐵質(zhì)坑蓋后1 m處空氣比釋動(dòng)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(jì)。并按照各γ源空氣比釋動(dòng)能率直接疊加，不考慮射線穿過源坑的衰減，總空氣比釋動(dòng)能率為19.59 μGy/h，低于規(guī)定要求的25 μGy/h。并計(jì)算了源罐為3 cm厚鉛時(shí)，經(jīng)5 cm厚鐵制坑蓋屏蔽后1 m處總空氣比釋動(dòng)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(dòng)能率計(jì)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(qiáng)度遠(yuǎn)低于豎直向上方向，庫外輻射敏感點(diǎn)考慮房間A層頂。

計(jì)算源庫房頂γ射線比釋動(dòng)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(jì)，即距離源罐1 m處最大空氣比釋動(dòng)能率為50 μGy/h?？梢钥闯觯宽敽穸炔捎?0 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(dòng)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(dòng)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(jì)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(shè)計(jì)，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(duì)應(yīng)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(biāo)準(zhǔn)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(shí)，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?？紤]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(jì)，不需要針對(duì)中子輻射進(jìn)行特殊墻體屏蔽設(shè)計(jì)。

4)活動(dòng)屏蔽塊尺寸。

活動(dòng)屏蔽塊應(yīng)能達(dá)到混凝土墻體同樣的屏蔽能力。由表1可以看出，對(duì)γ射線5 cm厚鉛磚相當(dāng)于25 cm厚混凝土屏蔽能力，含硼聚乙烯對(duì)中子的屏蔽能力大于混凝土，因此設(shè)計(jì)活動(dòng)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(yùn)方法的MCNP程序?qū)ι渚€屏蔽計(jì)算，具有能夠計(jì)算復(fù)雜屏蔽結(jié)構(gòu)、綜合考慮次生射線、計(jì)算準(zhǔn)確度高等優(yōu)點(diǎn)。根據(jù)上述理論計(jì)算分析，模擬計(jì)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(xiàng)。

放射源項(xiàng)設(shè)計(jì)考慮一下2種場景：

①放射源罐按照保守估計(jì)，即γ源罐外1 m處劑量率最大為50 μGy/h，對(duì)應(yīng)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(duì)應(yīng)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(jì)算模型。

計(jì)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(shè)計(jì)為充分厚的尺寸，只考慮對(duì)射線的散射效應(yīng)。模擬設(shè)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(gè)源坑中，蓋上對(duì)應(yīng)屏蔽射線坑蓋。可移動(dòng)屏蔽快為同墻體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(jì)算模型的如圖4所示。

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

MCNP模擬計(jì)算選擇13個(gè)敏感點(diǎn)位用于設(shè)置探測器，分別是4個(gè)存放源坑的坑蓋表面，4個(gè)距離坑蓋表面數(shù)值向上1 m處，1個(gè)貯源間北墻外10 cm處，1個(gè)貯源間門外10 cm處，1個(gè)貯源間東墻外10 cm處，1個(gè)貯源間東墻活動(dòng)屏蔽塊外10 cm處，1個(gè)貯源間房頂外10 cm處。并分別計(jì)算了放射源罐保守估計(jì)(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(gè)探測點(diǎn)都設(shè)置中子和γ劑量率記錄，計(jì)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(dòng)能率最大值(15.7 μGy/h)低于理論估計(jì)最大值(19.6 μGy/h)，這是因?yàn)槔碚撚?jì)算的最大值為各放射源1 m處比釋動(dòng)能率的直接相加，沒有考慮衰減效應(yīng)造成的。而源坑坑蓋上方1 m處的γ比釋動(dòng)能率，只有在貯存2枚活度較強(qiáng)Co-60源上方，達(dá)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(dòng)能率MCNP計(jì)算結(jié)果同理論分析基本一致，同本底水平相當(dāng)。

表5 MCNP計(jì)算放射源庫敏感點(diǎn)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(duì)研究院現(xiàn)有放射源的類型、強(qiáng)度和數(shù)量，對(duì)放射源庫進(jìn)行了優(yōu)化設(shè)計(jì)。結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)方面，對(duì)非豁免類γ源與中子源設(shè)計(jì)為地坑存放，α源、β源及豁免源采用鐵質(zhì)保險(xiǎn)柜存放。

2)屏蔽設(shè)計(jì)方面，考慮到放射源庫位于實(shí)驗(yàn)樓內(nèi)，對(duì)輻射防護(hù)進(jìn)行了充分的保守設(shè)計(jì)，對(duì)γ源源坑增加5 cm厚鐵質(zhì)坑蓋，對(duì)中子源源坑增加20 cm厚含硼聚乙烯質(zhì)坑蓋，并對(duì)源庫間墻體設(shè)計(jì)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(jì)算，能夠使得源庫間內(nèi)部最大比釋動(dòng)能率低于25 μGy/h，并且源庫間高1 m處的最大比釋動(dòng)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(dòng)能率MCNP計(jì)算結(jié)果同理論分析基本一致，同本底水平相當(dāng)，中子比釋動(dòng)能率可忽略，使得放射源庫不對(duì)實(shí)驗(yàn)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。