曲 鵬, 劉澤華, 張冀巖, 呂澤宇

(1. 南華大學 環(huán)境保護與安全工程學院, 湖南 衡陽 421001; 2. 核工業(yè)理化工程研究院 安防處, 天津 300180; 3. 南華大學 城市建設學院, 湖南 衡陽 421001; 4. 西安理工大學 自動化與信息工程學院, 西安 710048)

移動式放射性廢水處理實驗裝置輻射防護設計

曲 鵬1,2, 劉澤華3, 張冀巖2, 呂澤宇4

(1. 南華大學 環(huán)境保護與安全工程學院, 湖南 衡陽 421001; 2. 核工業(yè)理化工程研究院 安防處, 天津 300180; 3. 南華大學 城市建設學院, 湖南 衡陽 421001; 4. 西安理工大學 自動化與信息工程學院, 西安 710048)

移動式放射性廢水處理實驗裝置中的放射性核素分布較分散, 各凈化設備在截留放射性物質后成為眾多體源,并且γ射線與物質作用時會發(fā)生散射效應, 因此在進行輻射防護工作時必須了解裝置周圍空間的劑量分布. 本文創(chuàng)建了實驗裝置的三維模型, 利用MCNP模擬出了移動式放射性廢水處理實驗裝置周圍的空間劑量, 給出了劑量場的分布, 制定出現場防護方案, 并為后續(xù)的中放實驗及應用于環(huán)境中的車載移動式放射性廢水處理裝置的輻射防護提供指導性的依據.

放射性廢水處理; 輻射防護; MCNP

引言

移動式放射性廢水處理實驗裝置是核應急污水處理裝置的研制平臺, 研究過程中需要對235U、90Sr、137Cs等放射性核素進行攔截實驗, 以檢測裝置的處理能力.235U和90Sr衰變時主要發(fā)射α和β粒子, 這兩種粒子的穿透能力較弱, 而137Cs衰變時會發(fā)射出能量為0.662MeV的γ射線, 其穿透能力較強, 雖然進行低放實驗時137Cs的使用量較小, 但若控制不當, 仍可能造成輻射事故, 對周圍人群產生過量照射. 由于實驗過程中要對裝置進行調試和切換, 同時還要對實驗裝置進行觀察, 考慮到實驗裝置的實際操作情況, 無法做到完全密閉的屏蔽模式. 若進行開放式操作, 則需要對操作環(huán)境的輻射劑量水平進行較為詳細的分析, 根據分析結果和現場操作情況進行具體的輻射防護設計. 同時, 在低放實驗完成后可借助該平臺進行中放實驗, 以更好的驗證處理裝置的性能并在市場上進行推廣.

1 多源放射性分析方法

進行γ射線的屏蔽計算時, 必須合理地處理源和屏蔽體的幾何模型, 正確選取相應的參數, 以及對多次碰撞、吸收、射線能譜和角分布隨貫穿厚度的變化等影響因素進行仔細分析并加以修正. 否則, 計算得到的屏蔽體厚度與實際所需的會有較大出入, 也無法得到正確的劑量分布場.

由于實驗裝置的凈化設備較多、放射性核素的分布較分散, 凈化設備在截留放射性物質后會成為眾多體源, 并且γ射線與物質作用時會發(fā)生散射效應, 因此在進行輻射防護工作時必須考慮到裝置周圍空間各個部分的劑量水平. 傳統(tǒng)的計算方法可針對單一點源、線源、面源和體源情況, 對空間中某一關心點進行劑量估算, 但本實驗裝置布局較復雜, 過濾設備作為體源的同時又會將周圍射線散射到其它方向, 因此若要得到裝置周圍空間中連續(xù)的劑量分布, 必須在進行輻射防護設計時建立實驗場所的數值模型, 對粒子在空間中的輸運過程進行模擬, 幫助輻射防護的設計工作.

MCNP是由美國Los Alamos實驗室設計的大型多功能蒙特卡羅粒子輸運程序, 可用于解決中子、光子、電子等粒子在空間中的輸運問題. 本文根據實驗裝置自身的設計及周圍的環(huán)境狀況, 建立了符合實際情況的數值模型, 經過計算機模擬, 得出了較詳細的估算結果. 在對結果數據進行整理后, 使用Matlab制作了實驗裝置的劑量分布場, 可直觀對劑量場進行分析, 給出了具體的低放實驗的防護設計方案, 并為中放實驗的防護設計工作提供了指導性的依據.

2 劑量模擬

在進行模擬前需要得到各項參數, 包括實驗裝置的空間三維參數、源項參數及各設備的材質等.

2.1 三維參數

經過實驗現場的多次復合后, 最終確定了構建三維模型所需的基礎參數. 為便于構建曲面方程, 在采集各設備的空間參數后, 制作了裝置的三維模型, 同時也可檢驗構建模型使用參數的準確性. 三維模型如圖1所示.

圖1 實驗裝置三維圖

2.2 源項分析

本次實驗過程中使用的模擬廢水含235U、137Cs和90Sr三種放射性核素, 其中137Cs衰變時會產生較強的外照射, 對周圍的人員造成外照射影響. 因此, 在進行劑量模擬時需要明確源項的活度濃度和質量濃度,并且結合裝置的工藝參數, 估算出實驗裝置各凈化設備放射性物質的殘留量. 在確定參數時, 各吸附凈化裝置中放射性物質的殘留量參照137Cs的總使用量來估算, 管路中放射性物質的量參照單次實驗最大量來估算, 具體情況根據各設備和管路自身的設計進行分析計算確定.

2.3 其他參數分析

除對源項進行詳細分析外, 還要明確周圍環(huán)境的其他各項可能影響輻射劑量水平的因素, 包括實驗裝置所處三廢處理大廳的平面布局、實驗裝置自身的平面布局、各凈化設備和儲罐的材質及厚度等. 實驗裝置各凈化設備的外殼材質見表1.

表1 設備材質及壁厚

2.4 模擬計算結果與分析

在得到具體的實驗裝置的三維參數、源項參數及周圍環(huán)境參數后, 便可開始構建三維模型, 然后填充源項, 對實驗裝置進行模擬. 模擬結果如圖2和圖3所示.

圖2 Z軸坐標-36—134空間內的劑量分布圖

圖3 Z軸坐標134—200空間內的劑量分布圖

由圖2和圖3可知, Z軸坐標-36—134空間范圍內的劑量值比134—200空間范圍內的劑量值高出一個數量級, 因此Z軸坐標在134以上的空間(即距地面高度170cm以上的空間)隨著高度的增加劑量呈下降趨勢.

3 輻射防護設計

對于外照射的影響主要從受照時間、照射距離、屏蔽設施三方面來進行控制. 在較易實現的情況下,控制受照時間和照射距離顯然是最經濟合理的方式. 在前兩種方式都無法實現或不易實現的情況下, 應進行適當的屏蔽, 使外照射影響降至輻射劑量管理限值之下. 根據模擬結果可知, 劑量最高值出現在2號吸附柱表面區(qū)域, 劑量水平約為3.16×10-3mSv/h～5.0×10-3mSv/h. 由于存在實際工況變動及其他未知情況的可能性, 應對劑量管理限值增加一個30%的安全系數, 因此, 可將職業(yè)人員和公眾的輻射劑量管理限值再降低30%, 即職業(yè)人員輻射劑量管理限值為1.4mSv/a, 公眾輻射劑量管理限值為0.7mSv/a. 三廢處理大廳墻外的劑量率仍參考執(zhí)行2.5μGy/h.

首先應從控制受照時間和受照距離的方面來考慮輻射防護的設計. 由于本實驗裝置的特殊性, 讓工作人員與裝置保持一定的距離是不太現實的, 因此只能從控制受照時間的角度來進行分析.

根據模擬結果, 在保證工作人員操作的前提下來劃定幾個區(qū)域的停留時間, 圖4中紅色虛框以內、實驗裝置車體以外的部分為①號區(qū)域; 黑色虛框以內、實驗裝置車體以外的部分為②號區(qū)域; 黑色虛框以外至三廢處理大廳內的邊界處為③號區(qū)域. 職業(yè)人員和公眾在不同區(qū)域內的停留時間見表2.

圖4 劑量分區(qū)圖

圖5 三廢處理大廳內停留區(qū)域劃分示意圖

表2 停留時間估算表

由表2的相關數據可知, 劃分幾個區(qū)域, 按照受照時間來控制受照劑量的方法是可行的, 因此, 只要實驗裝置對三廢處理大廳外的外照射影響在標準限值以內的話, 則可認為實驗裝置對周圍的外照射影響是可接受的. 職業(yè)人員及公眾的年工作時間按照2000h來估算. 由表5可知, 工作人員在3號區(qū)域內是不限制停留時間的, 在1號區(qū)域內年工作時間不得超過280h. 如果同一名職業(yè)人員或公眾在不同區(qū)域內都有停留時間, 則可將停留時間換算為劑量值來進行累計, 當累計劑量超過相關要求時則不能繼續(xù)操作. 原則上公眾不能進入該區(qū)域, 但實驗過程中可能會有相關專家或技術人員對實驗裝置進行操作. 因此為了保護有關公眾, 將公眾的停留時間也進行了限定, 同時還便于管理.

在評價三廢處理大廳外公眾所受劑量時, 應使用公眾所受的劑量與輻射劑量約束值來進行比較得出結果. 由于距離三廢處理大廳及實驗裝置最近的環(huán)境敏感點為北側的武警營房, 同時三廢處理大廳北側和東側墻外的劑量值高于其它地方. 因此三廢處理大廳北側武警營房、北墻外和東墻外的劑量值若達標,則實驗裝置對周圍環(huán)境是安全的. 在估算三廢處理大廳外的劑量時應設置停留因子. 三廢處理大廳北墻外為綠地和便道, 無人員固定停留地點, 因此停留因子應設置為; 三廢處理大廳東墻外為便道, 無人員固定停留地點, 且少有人經過, 因此停留因子應設置為; 武警營房處的停留因子可取1. 估算公式為

其中H為環(huán)境關心點處的年劑量當量, mSv/h; H0為源項在距離某點處的劑量當量, mSv/h, 此處計算武警營房和三廢處理大廳北墻外的劑量時取H0=1.0×10-4mSv/h; 計算三廢處理大廳東墻外的劑量時取H0=3.16×10-4mSv/h; R0為源項至某點處的距離, m; R為源項至環(huán)境關心點處的距離, m, 此處計算武警營房時, 取R=4R0; 在計算三廢處理大廳北墻外和東墻外便道處的環(huán)境關心點時, 取R=R0; t為停留時間, 此處在計算三廢處理大廳北墻外和東墻外的劑量時, t=2000, 在計算武警營房時取t=8670h ; T為停留因子, 此處在計算三廢處理大廳北墻外的劑量時,T=; 在計算三廢處理大廳東墻外的劑量時,T=;在計算武警營房時取T=1.

將各參數代入式(1)進行計算, 結果見表3.

表3 劑量估算結果

由估算結果可知, 三廢處理大廳外的空氣比釋動能均可達到相應要求, 各環(huán)境關心點處的年劑量當量均低于輻射劑量管理限值, 因此在進行低放實驗時實驗裝置對三廢處理大廳外的外照射影響滿足相關標準規(guī)定要求. 同時, 無關公眾禁止進入三廢處理大廳.

4 結論

移動式放射性廢水處理實驗裝置中的各凈化設備在截留放射性核素后成會為眾多體源, 且分布較分散, 很難使用簡單的點源或體源計算公式計算出周圍的輻射劑量水平. 由于實驗需要, 又不能對裝置進行整體屏蔽, 因此須找到合適的方法估算出實驗裝置周圍的劑量分布, 從而為輻射防護設計提供依據. MCNP可解決中子、光子、電子等粒子在空間中的輸運問題, 在臨界計算、輻射防護等領域已有較成熟的應用, 因此本文通過創(chuàng)建實驗裝置的三維模型, 利用MCNP模擬出了移動式放射性廢水處理實驗裝置周圍的空間劑量, 給出了劑量場的分布, 并結合相關標準規(guī)定制定出現場防護方案, 為后續(xù)的中放實驗及應用于環(huán)境中的車載移動式放射性廢水處理裝置的輻射防護提供指導性的依據.

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Design for the Protection Against Radiation of the Experiment Device of Mobile Radioactive Wastewater Treatment

QU Peng1,2, LIU Ze-hua3, ZHANG Ji-yan2, LV Ze-yu4
(1. Environmental Protection and Safety Engineering Institute, University of South China, Hengyang 421001, China; 2. Safety Protection Department, Research Institute of Physical and Chemical Engineering of Nuclear Industry, Tianjing 300180, China; 3. Urban Construction Institute, University of South China, Hengyang 421001, China; 4. School of Automation and Information Engineering, Xi’an University of Technology, Xi’an 710048, China)

The radionuclides in the experiment device of mobile radioactive wastewater treatment are distributed in a scattered manner. The purification equipment becomes source after they intercept radioactive materials, and scattering effect is generated when the gamma ray reacts with the material. So when taking radiation protection, we must make clear the dose distribution surrounding the equipment. This article created a three-dimensional model of the experiment device, simulates the space dose surrounding the experiment device of mobile radioactive wastewater treatment by using MCNP, gave the distribution of dose field, works out the protection scheme, and provided guiding basis for the follow-up experiment and protection against radiation of the experiment device of vehicle-mounted mobile radioactive wastewater treatment.

radioactive wastewater treatment; radiation protection; MCNP

TL77

A

1672-5298(2015)03-0064-05

2015-06-19

國家自然科學基金項目(11275093)

曲 鵬(1984- ), 男, 天津人, 南華大學環(huán)境保護與安全工程學院在職碩士. 主要研究方向: 輻射防護