熊鐵軍,鐘丁生,蔡小杰,張艷麗,酈文忠
(1. 成都理工大學(xué)工程技術(shù)學(xué)院,樂山 614007;2. 西南科技大學(xué),綿陽 621010)
進(jìn)行核領(lǐng)域課程實驗教學(xué)時,我們需要在核輻射探測實驗室中進(jìn)行相應(yīng)的實踐操作并且對核輻射原理進(jìn)行深入研究,了解射線的產(chǎn)生、作用和強(qiáng)度??梢岳煤溯椛涮綔y器進(jìn)行測量和計算,掌握核輻射的能量及分布情況,從而依據(jù)這些數(shù)據(jù)制訂相應(yīng)的防范措施和解決辦法。實驗室中使用放射源主要有:238U、60Co、137Cs、241Am 等。本文在實驗中用MCNP5模擬計算對單枚裸源60Co產(chǎn)生的輻射通量和劑量率,得到一個趨近于實際的發(fā)生場,在不進(jìn)入輻射場的情況下得到有效的劑量率[1-3]。
核輻射探測實驗室長11.7 m,寬5.6 m,高5 m,實驗室墻體的厚度為15 cm,材質(zhì)均為最常見的混凝土。實驗室只有一個出入口,兩側(cè)有學(xué)生做實驗和統(tǒng)計數(shù)據(jù)的核儀器設(shè)備,包括NIM機(jī)箱、后備電源、多道分析器、高壓電源等。在實驗過程中,我們需要按照最簡單的方式進(jìn)行實驗室設(shè)備的空間布置。出于安全考慮,實驗時不允許多個放射源一起使用。實驗室有一個信息共享系統(tǒng),該系統(tǒng)通過放大器和共享器將放射源信息傳遞到每個實驗小組。如圖1所示。
圖1 核輻射探測信息共享示意圖Fig.1 Schematic diagram of nuclear radiation detection information sharing
本文主要研究實驗室里放射源的輻射場分布情況,采用MCNP5 模擬粒子的輸運情況,空間位置是實驗室中每個學(xué)生的座位,幾乎是均勻分布的,在輻照時間相同的情況下,輻射劑量與離放射源的遠(yuǎn)近相關(guān),與角度和輻照的部位也相關(guān)[4-8]。
實驗室是一個長11.7 m,寬度為5.6 m 的矩形區(qū)域,墻體材料為混凝土,密度為2.35 g∕cm3,可以容納約40 人。學(xué)生的座位分布在實驗室兩側(cè)和內(nèi)側(cè),在實驗室進(jìn)門處有一個操作臺,裝有點狀的放射源。實驗時,放射源將被鉛磚屏蔽,即面對人群的一側(cè)(鉛磚的厚度為5 cm)。對放射源劑量的測量主要是在大氣中進(jìn)行的,測量時將放射源看作是一個點源,用不同位置或者不同坐標(biāo)的球體探測器模擬學(xué)生上課座位的位置,從而得到實驗室的不同位置的粒子通量。實驗室的平面坐標(biāo)模型如圖2 所示(1~9分別代表空間位置分布;①~⑥分別代表屏蔽材料)。
圖2 核輻射探測實驗室平面示意圖(除去屋頂)Fig.2 Radiation detection laboratory plane diagram(excluding roof)
我們在MCNP5模擬程序的Input中輸入相關(guān)數(shù)據(jù),模擬的放射源為60Co,將它視為各向同性點源,所在位置在操作臺上的坐標(biāo)為(150 cm,280 cm,80cm),60Co發(fā)射出1.17MeV和1.32MeV的兩個γ射線,在實驗室中使用的60Co為3.7×107Bq,在MCNP5程序模擬的平面圖如3所示。
圖3 在MCNP5中模擬的平面圖Fig.3 Simulation plan in MCNP5
在MCNP5 中模擬60Co 在實驗室中的不同坐標(biāo)的粒子通量見表1。
表160Co在不同位置坐標(biāo)下的粒子通量Table 1 60Co particle flux under different location coordinates
此次模擬實驗中采用的是F5 計數(shù)卡,采集的數(shù)據(jù)是環(huán)探測器的一個粒子通量,單位是“1∕cm2”,在轉(zhuǎn)化為個點的劑量率時可以采用如下公式:
式中,φ——光子通量密度,用來計算空氣中某一點γ射線的注量率,cm-2s-1;
Eγ——放射源發(fā)出的光子能量,MeV,在這里表示的是平均能量。60Co的全能峰有兩個,分別對應(yīng)的能量是1.17 MeV和1.33 MeV,實驗中取這兩個能量的均值,即1.25 MeV;
μen∕ρ——γ射線在空氣中的質(zhì)能吸收系數(shù),單位面積吸收的質(zhì)量數(shù),cm2∕g。
表1為MCNP5模擬的通量值,這里以60Co為數(shù)據(jù)處理對象,在實驗室周圍設(shè)置了14 個球體的探測器,探測器的半徑為15 cm,與學(xué)生的整體的身體寬度相似。由于在實驗室用到的放射源的放射性活度是低能的,3.7×107Bq 的60Co 發(fā)出2 個γ光子,所以,在某一點的光子通量密度要乘以2,再結(jié)合公式算出各個點的劑量率,見表2。
表2 模擬60Co的粒子通量及空氣吸收劑量率水平Table 2 Particle flux and air absorbed dose rate of60Co
再用式(2)計算出理論值:
式中,C——放射源強(qiáng)度,這里假定該放射源的放射性強(qiáng)度為3.7×107Bq;
r2——探測器與源的距離的平方,經(jīng)過理論公式計算得出的劑量率與模擬探測得到數(shù)據(jù)之間的相對誤差見表3。
表3 理論與模擬的比較Table 3 The comparison of theory and simulation
表3中數(shù)據(jù)表明:理論計算得出的劑量率與模擬探測得到的數(shù)據(jù)之間誤差在6%以內(nèi),說明用MCNP5 模擬核輻射探測實驗的輻射情況是可行并且有效的。通過比較粒子通量在不同空間位置的分布,發(fā)現(xiàn)學(xué)生處于實驗室內(nèi)部受到的輻射劑量較低。
為了增強(qiáng)防護(hù)效果,對屏蔽材料進(jìn)行模擬比對研究,找出最佳組合,特選玻璃(SiO2)、鐵(Fe)和鉛(Pb)3種常見材料,進(jìn)行單層防護(hù)效果和組合防護(hù)效果模擬。
玻璃的主要成分為二氧化硅(SiO2),能見度較高,造價較低,可直接在原程序的基礎(chǔ)上加上屏蔽材料。此次實驗主要進(jìn)行了玻璃和鉛塊兩種單層屏蔽材料的模擬。表4是在采用單層屏蔽材料的情況下的模擬探測器吸收劑量率。模擬結(jié)果表明:在同厚度和同距離的條件下,鉛的效果要好于玻璃。
表4 使用單層屏蔽材料情況下的模擬探測器吸收劑量率Table 4 Single layer shielding materials simulation單位:Gy∕h
在原來單層屏蔽材料的基礎(chǔ)上將多種不同密度的材料組合在一起,在距離和時間相同條件下進(jìn)行模擬,結(jié)果如表5 和圖4 所示,SiO2-Fe-Pb 或SiO2-Pb-Fe 多層屏蔽材料組合效果較好。
表5 多層屏蔽材料組合的模擬Table 5 Layers of shielding material combination simulation單位:Gy∕h
圖4 不同順序屏蔽材料組合的直方圖Fig.4 Different shielding material combination of histogram sequence
在沒有屏蔽材料的情況下,實驗室兩側(cè)離源近的學(xué)生所受到的劑量最大。所以在上課時,需要對學(xué)生的座位進(jìn)行合適的調(diào)整,將學(xué)生盡量往后面安排。采用鉛塊或者SiO2-Fe-Pb組合屏蔽材料后,各點的粒子通量有所減少。所以,上課時在源面向?qū)W生的一側(cè)加入15 cm厚的鉛塊或SiO2-Fe-Pb組合屏蔽材料。
在放射性實驗過程中,盡管受到的輻射照射劑量較小,但還是要時刻注意輻射安全與防護(hù),可以采取以下措施:(1)設(shè)計實驗和實驗過程中使用密封源和弱源;(2)密封源只有在外層包殼窗口被破壞或者是在進(jìn)行測量的時候才會有放射性,要減少與放射源近距離的接觸時間,做好防護(hù);(3)密封的包殼采用極薄的鈹窗,應(yīng)避免放射性物質(zhì)對環(huán)境的污染;(4)長時間在核輻射探測實驗室或使用強(qiáng)放射源時,應(yīng)穿防護(hù)服、戴口罩、戴防護(hù)眼鏡、手套等,采取保護(hù)措施,避免帶來傷害。
在實際探測中,實驗室用到的放射源活度較低,且現(xiàn)拿現(xiàn)用。實驗完畢后,應(yīng)整理放射源,工作時將多余的放射源及時放回源庫內(nèi),并履行歸還手續(xù)。在整個的實驗過程中,在放射源的兩端,也就是在面向?qū)W生和老師的兩端,均要用鉛塊屏蔽,以保證輻射劑量最小[9-10]。
通過以上分析,本文得到如下結(jié)論:
(1)通過蒙特卡羅方法模擬的數(shù)據(jù)和理論計算數(shù)據(jù)的誤差在6%以內(nèi);
(2)點源輻射場的劑量分布是按照與源的距離由近到遠(yuǎn)逐漸遞減的,在實驗室兩側(cè)離點源近的位置劑量率比較高,在兩側(cè)的學(xué)生所受到的劑量是最高的;
(3)適當(dāng)調(diào)整學(xué)生的座位,在放射源前面加放一些鉛塊或者SiO2-Pb-Fe 組合的屏蔽材料,可將射線屏蔽掉大部分;
(4)減少受照射時間以及穿著有屏蔽效果的服裝也是減少輻射的方法。