高 飛, 肖雪夫,侯金兵,宋明哲,倪 寧,王紅玉
(中國(guó)原子能科學(xué)研究院, 北京 102413)
采用準(zhǔn)直設(shè)計(jì)的60Co源照射裝置具有良好的輻射特性,但是在參考輻射場(chǎng)中仍然存在散射光子的影響,主要來(lái)源有準(zhǔn)直器、源屏蔽容器、地面、墻壁以及刻度車等。散射貢獻(xiàn)無(wú)法避免,只能通過(guò)優(yōu)化設(shè)計(jì)將其控制在合理范圍內(nèi),由于設(shè)計(jì)思想和實(shí)驗(yàn)方法不同,散射輻射的影響也不同[1]。降低參考輻射場(chǎng)中的散射光子的輻射貢獻(xiàn)是關(guān)鍵[2]。研究輻射場(chǎng)特性的傳統(tǒng)方法是“影錐法”[3],即將足夠厚的鉛磚置于次級(jí)標(biāo)準(zhǔn)電離室和60Co源照射裝置之間,用以阻擋輻射場(chǎng)中的直射射束,此時(shí)電離室測(cè)得的劑量率全部來(lái)源于周圍物體的散射輻射?!坝板F法”只能籠統(tǒng)確定輻射場(chǎng)中散射輻射的劑量率,不能區(qū)分散射來(lái)源,而且只能用于測(cè)量已建成的參考輻射場(chǎng),不能用于60Co源照射裝置的優(yōu)化設(shè)計(jì)。隨著計(jì)算機(jī)速度的提高和蒙特卡羅程序的不斷發(fā)展,可采用數(shù)學(xué)方法模擬計(jì)算刻度室中劑量的分布情況成[4-16],該方法能區(qū)分參考輻射場(chǎng)中的散射來(lái)源,為60Co源照射裝置的設(shè)計(jì)提供了理論依據(jù),也為計(jì)量檢定用輻射場(chǎng)性能的研究提供數(shù)據(jù)和手段。某核電站檢定室現(xiàn)有的60Co放射源經(jīng)過(guò)8年的衰變,活度已經(jīng)減少至約130 GBq,不能滿足防護(hù)儀表高量程段的校準(zhǔn)要求[17],需要研制一套新型60Co源照射裝置。新裝置能夠安裝最大活度為740 GBq的60Co放射源,表面接觸劑量率不大于2.5 μGy/h,產(chǎn)生的準(zhǔn)直輻射場(chǎng)中散射輻射的劑量率不大于5%,以滿足國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)GB/T12162.1-2000《用于校準(zhǔn)劑量?jī)x和劑量率及確定其能量響應(yīng)的X和γ參考輻射第1部分:輻射特性及產(chǎn)生方法》的要求[18]。本研究以該核電站新研制的新型60Co源照射裝置為例,闡述采用蒙特卡羅模擬方法對(duì)60Co源照射裝置的模擬計(jì)算。
準(zhǔn)直60Co源照射裝置原理圖示于圖1。60Co源照射裝置由足夠厚的鉛制成,將透過(guò)容器輻射的注量減小到有用射線束的千分之一[18],并在源關(guān)閉時(shí),其表面劑量率限制到可接受的水平,通常為2.5 μGy/h。
圖1 準(zhǔn)直60Co源照射裝置原理圖Fig.1 PrincipleFigure of collimated radiation facility
60Co源照射裝置由散射腔、鉛屏蔽體、輔快門、主快門、內(nèi)光闌、放射源、前光闌和底座等構(gòu)成?,F(xiàn)利用蒙特卡羅程序MCNP對(duì)60Co源裝置進(jìn)行建模,通過(guò)模擬和研究裝置產(chǎn)生的參考輻射的散射輻射和均勻性來(lái)優(yōu)化設(shè)計(jì)。計(jì)算模型主要包括:輻照裝置、水泥臺(tái)、墻壁、地面、刻度車、絲杠及支架等;其中輻照裝置又包括:鉛容器、散射腔、內(nèi)光闌、快門光闌、外光闌等。為了簡(jiǎn)化計(jì)算,節(jié)省計(jì)算時(shí)間,對(duì)上述幾何結(jié)構(gòu)均作了適當(dāng)?shù)母呕幚?。MCNP繪制概化后的60Co源照射裝置計(jì)算模型示于圖2。
圖2 MCNP程序繪制概化后60Co源照射裝置圖Fig.2 60Co radiation facility model built by MCNP
照射裝置采用三組共十片光闌,均由鎢合金(W89%、Ni7%、Cu4%)制成,密度為17 g/cm3,厚度為1.5 cm。實(shí)驗(yàn)室中水泥墻壁的密度為2.35 g/cm3,由氧(52.9%)、硅(33.7%)、鐵(1.3%)和其他元素(12.1%)所組成。空氣密度為0.001 293 g/cm3,由氧(23.2%)、氮(76%)以及碳和氬(0.8%)等元素組成。計(jì)算模型包括:照射裝置、墻壁、地面、天花板、空氣、水泥臺(tái)和刻度車等。60Co源照射裝置坐落在高度為1.2 m高的水泥臺(tái)上,放射源距離地面1.25 m??潭溶囉绍圀w和轉(zhuǎn)臺(tái)構(gòu)成,高度為1.1 m至1.5 m連續(xù)可調(diào)??潭溶嚨椒派湓粗g的距離由1.0 m至6.5 m連續(xù)可調(diào),升降臺(tái)具有升降功能,確保實(shí)驗(yàn)儀器位于輻射場(chǎng)軸心位置,MCNP繪制的簡(jiǎn)化后刻度車示于圖3。
圖3 MCNP繪制的簡(jiǎn)化后刻度車Fig.3 Calibration mobile platform builded by MCNP
圖3中,圓球是為計(jì)數(shù)而設(shè)置的球形柵元,下邊依次為放置被照物品的支架、絲杠、轉(zhuǎn)盤、滑軌和小車。放射源支架材料為鋁合金,鋁合金由鋁(93.5%)、硅(0.5%)和其他元素如:鐵和銅等(總共6%)組成,密度為2.78 g/cm3。60Co源的活性區(qū)為φ3 mm×6 mm的圓柱,材料為金屬鈷元素,密度為8.9 g/cm3,放射源活性區(qū)外部包有不銹鋼包殼,放射源外形尺寸為φ6 mm×11 mm的圓柱體。
為了確保輻射場(chǎng)中散射輻射的劑量率不超過(guò)總劑量率的5%,利用MCNP程序中F4命令計(jì)算參考點(diǎn)處的光子注量率φ,利用DE/DF命令將計(jì)算得到的光子注量率乘以Ka/φ換算因子換算為空氣比釋動(dòng)能率[19],Ka/φ為光子注量率-空氣比釋動(dòng)能率換算因子,表示輻射場(chǎng)中某一能量光子的注量率產(chǎn)生的劑量率[20],單位為pGy·cm2,再配合使用CF計(jì)數(shù)命令計(jì)算參考輻射場(chǎng)中來(lái)自不同物體(包括:刻度車、準(zhǔn)直器、鉛容器、地面和墻壁等)的散射貢獻(xiàn)[19],計(jì)算結(jié)果示于圖4。
圖4 60Co參考輻射場(chǎng)中散射劑量的模擬計(jì)算Fig.4 Scattered dose simulation in 60Co reference radiation filed
由于鉛容器中散射腔的吸收作用使得散射光子進(jìn)入計(jì)數(shù)柵元的量很小,因此在整個(gè)輻射場(chǎng)中鉛容器的散射作用很微弱,不足總劑量的0.1%。另外,由于放射源距離地面較高,因此,在距離放射源6.5 m處準(zhǔn)直束并未接觸地面,散射貢獻(xiàn)微弱,不足總劑量的0.1%。在60Co輻射場(chǎng)中鉛容器和地面的散射貢獻(xiàn)都很小,散射腔和地面的散射貢獻(xiàn)可忽略。
由圖4可以看出,隨著距離繼續(xù)增加,當(dāng)準(zhǔn)直射束照射到地面上時(shí),地面的散射貢獻(xiàn)就會(huì)明顯上升。小車的散射貢獻(xiàn)隨著距離的增大而增加,由最初不足總劑量的0.05%上升到0.55%,這是由于隨著距離的增大,光子直射小車體并散射造成的。墻壁的散射貢獻(xiàn)隨著參考點(diǎn)到放射源之間距離的增大,其到輻射場(chǎng)墻壁的距離在減小,因此墻壁的散射貢獻(xiàn)才逐漸的顯現(xiàn)出來(lái)。準(zhǔn)直光闌的散射貢獻(xiàn)最大,而且變化趨勢(shì)也相反,從最初的3.32%下降到2.52%。
參考輻射場(chǎng)中總的散射劑量先降低后又隨著距離的增大而上升,在3.04%~3.85%之間變化,60Co源照射裝置產(chǎn)生的參考輻射中散射輻射不大于總劑量的5%,滿足國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)GB/T12162.1-2000的要求。
利用MCNP蒙特卡羅程序模擬了參考輻射場(chǎng)的橫向均勻性,計(jì)算結(jié)果示于圖5。
圖5 距離放射源1.16 m處輻射場(chǎng)均勻性模擬結(jié)果Fig.5 Uniformity result of reference radiation filed in the distance of 1 metre
由圖5結(jié)果可知,由于準(zhǔn)直光闌對(duì)輻射場(chǎng)的塑型作用,距離輻射源1.16 m處,±12 cm范圍劑量率相對(duì)于照射裝置出口軸線位置的偏差不大于2%,滿足設(shè)計(jì)要求。
利用PTWUnidos劑量計(jì)配30cc柱形電離室對(duì)所研制的60Co源照射裝置產(chǎn)生的輻射場(chǎng)劑量率分布和均勻性進(jìn)行實(shí)驗(yàn)測(cè)量,測(cè)量結(jié)果列于表1。
由表1可見(jiàn),最小相對(duì)誤差為-4.3%。按照國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)GB/T12162.1-2000中提供的計(jì)算方法,將輻射場(chǎng)中不同距離的劑量率進(jìn)行空氣減弱修正,修正后的空氣比釋動(dòng)能率≤2%與放射源中心到探測(cè)器中心距離平方的倒數(shù)成正比,滿足國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)(5%)要求。
表1 參考輻射場(chǎng)中劑量率的分布測(cè)量結(jié)果Table 1 Dose rate distribution in the reference radiation filed
注:以上數(shù)據(jù)已扣除“天然本底”(0.15 μGy/h)
表2 距離放射源1.16 m處的均勻性Table 2 Uniformity of reference radiation filed in the distance of 1.16 metre
注:“-”為該點(diǎn)位于照射裝置出射口軸線的左側(cè),“+”為位于右側(cè),0表示測(cè)量點(diǎn)正對(duì)照射裝置出口的軸線位置。
距離放射源1.16 m輻射場(chǎng)均勻性的測(cè)量結(jié)果列于表2,劑量率的模擬值與測(cè)量值的相對(duì)誤差在±3%以內(nèi)。以輻射場(chǎng)軸線為中心,±125 mm范圍內(nèi)的空氣比釋動(dòng)能率的測(cè)量值相對(duì)于軸線中心位置空氣比釋動(dòng)能率測(cè)量值的偏差為3.3%,滿足國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)(5%)的設(shè)計(jì)要求。
利用蒙特卡羅方法對(duì)60Co源照射裝置產(chǎn)生的參考輻射進(jìn)行模擬計(jì)算,果表明,設(shè)計(jì)截面積為φ6 cm×8 cm圓柱形散射腔和鎢合金準(zhǔn)直光闌的60Co源照射裝置能夠有效的將參考輻射場(chǎng)中的散射輻射貢獻(xiàn)降低5%以下,并確保輻射場(chǎng)的均勻性,滿足國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)的要求。蒙特卡羅研究為60Co源照射裝置的設(shè)計(jì)提供了理論依據(jù),可有效避免因設(shè)計(jì)失誤而造成的經(jīng)濟(jì)損失,并為刻度室輻射場(chǎng)性能的研究提供數(shù)據(jù)和手段。
參考文獻(xiàn):
[1] Bφtter-Jensen L, Hedemann Jensen H. Determination of scattered gamma radiation in the calibration of environmental dose rate meters[J]. Radiation Protection Dosimetry, 1992,(4):291-299.
[2] PATEL NP, Majumdar B, Vijayan V. Study of scattered radiation for in-air calibration by a multiple distance method using ionization chambers and an HDR192Ir brachytherapy source[J].The British journal of radiology, 2006,79:347-352.
[3] 高飛. Co-60、Cs-137光子參考輻射場(chǎng)中散射輻射問(wèn)題的蒙特卡羅方法研究[D]. 北京:中國(guó)原子能科學(xué)研究院,2009.
[4] Ferreira LM.Dose determination by Monte Carlo-a useful tool in gamma radiation process[J]. Radiation Physics and Chemistry,2000, 57: 667-670.
[5] Sohrabpoura M, Hassanzadehb M, Shahriarib M. Gamma irradiator dose mapping simulation using the MCNP code and benchmarking with dosimetry[J]. Applied Radiation and Isotopes,2002, 57:537-542.
[6] Seidel K, Chen Y, Fischer U, et al.Measurement and analysis of dose rates and gamma-ray fluxes in an ITER shut-down dose rate experiment[J]. Fusion Engineering and Design,2002,63-64:211-215.
[7] Mark SW , Laurence FM.A comparison of Monte Carlo and model-based dose calculations in radiotherapy using MCNPTV[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A ,2006,562:1 013-1 016.
[8] Hranitzky C, Stadtmann H. Monte Carlo Study of a60Co Calibration Field of the Dosimetry Laboratory SEIBERSDORF[J]. Radiation Protection Dosimetry,2007, 125(1):153-156.
[9] Bφtter-Jensen L , Hedemann Jensen P. Determination of scattered gamma radiation in the calibration of environmental dose rate meters[J]. Radiation Protection Dosimetry, 1992,42(4):291-299.
[10] Sclc J. Monte Carlo study of reference photon fields in the irradiation halls of the Czech Metrology Institute[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 2007,580:141-144.
[11] Hranitzky C, Stadtmann H. Scatter radiation influences in nuclide calibration fields[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 2007,580:230-233.
[12] Mora G, Maio M. Monte carlo simulation of a typical60Co therapy source[J]. Med Phys, 1999,26:2 494-2 502.
[13] Mainergra-Hing, Kawrakow E. Calculations for plane-parallel ion chambers in60Co beams using the EGSnrc Monte Carlo code[J]. Med Phys, 2003,30:179-189.
[14] Hranitzky CS. Monte Carlo simulation of the radiation fields of a 137Cs and60Co reference irradiation facility (in German) [C]. Gmunden:Austria, 2001:30-33.
[15] 談春明,劉以思. 用蒙特卡羅方法對(duì)60Co數(shù)字輻射成像系統(tǒng)檢測(cè)射線束的準(zhǔn)直研究[J]. 同位素,2003,16(2):96-99.
[16] Palani ST, Govindarajan KN, Nagarajan PS. Monte Carlo aided room scatter studies in the primary air kerma strength standardization of a remote afterloading192Ir HDR source[J]. Phys Med Biol, 2001,46: 299-315.
[17] 國(guó)家質(zhì)量監(jiān)督檢驗(yàn)檢疫總局.環(huán)境監(jiān)測(cè)用X、γ輻射空氣比釋動(dòng)能(吸收劑量)率儀JJG521-2006[S].北京:中國(guó)計(jì)量出版社出版,2006.
[18] 國(guó)家質(zhì)量技術(shù)監(jiān)督局. 用于校準(zhǔn)劑量?jī)x和劑量率及確定其能量響應(yīng)的X和γ參考輻射第1部分:輻射特性及產(chǎn)生方法GB/T12162.1-2000[S]. 北京:中國(guó)標(biāo)準(zhǔn)出版社,2000.
[19] Judith FB. MCNPTM-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code[M].Los Alamos National Laboratory Los Alamos, New Mexico.
[20] International Commission on Radiation Units and Measurement. Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection against External Radiation:ICRU Report 57 [R]. Bethesda MD:ICRU, 1998.