核辐射探测实验中核辐射场模拟与安全研究

熊铁军，钟丁生，蔡小杰，张艳丽，郦文忠

（1. 成都理工大学工程技术学院，乐山 614007；2. 西南科技大学，绵阳 621010）

进行核领域课程实验教学时，我们需要在核辐射探测实验室中进行相应的实践操作并且对核辐射原理进行深入研究，了解射线的产生、作用和强度。可以利用核辐射探测器进行测量和计算，掌握核辐射的能量及分布情况，从而依据这些数据制订相应的防范措施和解决办法。实验室中使用放射源主要有：238U、60Co、137Cs、241Am 等。本文在实验中用MCNP5模拟计算对单枚裸源60Co产生的辐射通量和剂量率，得到一个趋近于实际的发生场，在不进入辐射场的情况下得到有效的剂量率[1-3]。

1 核辐射探测实验的构成

核辐射探测实验室长11.7 m，宽5.6 m，高5 m，实验室墙体的厚度为15 cm，材质均为最常见的混凝土。实验室只有一个出入口，两侧有学生做实验和统计数据的核仪器设备，包括NIM机箱、后备电源、多道分析器、高压电源等。在实验过程中，我们需要按照最简单的方式进行实验室设备的空间布置。出于安全考虑，实验时不允许多个放射源一起使用。实验室有一个信息共享系统，该系统通过放大器和共享器将放射源信息传递到每个实验小组。如图1所示。

图1 核辐射探测信息共享示意图Fig.1 Schematic diagram of nuclear radiation detection information sharing

2 蒙特卡罗模拟

本文主要研究实验室里放射源的辐射场分布情况，采用MCNP5 模拟粒子的输运情况，空间位置是实验室中每个学生的座位，几乎是均匀分布的，在辐照时间相同的情况下，辐射剂量与离放射源的远近相关，与角度和辐照的部位也相关[4-8]。

2.1 实验室模型的建立

实验室是一个长11.7 m，宽度为5.6 m 的矩形区域，墙体材料为混凝土，密度为2.35 g∕cm3，可以容纳约40 人。学生的座位分布在实验室两侧和内侧，在实验室进门处有一个操作台，装有点状的放射源。实验时，放射源将被铅砖屏蔽，即面对人群的一侧（铅砖的厚度为5 cm）。对放射源剂量的测量主要是在大气中进行的，测量时将放射源看作是一个点源，用不同位置或者不同坐标的球体探测器模拟学生上课座位的位置，从而得到实验室的不同位置的粒子通量。实验室的平面坐标模型如图2 所示（1～9分别代表空间位置分布；①～⑥分别代表屏蔽材料）。

图2 核辐射探测实验室平面示意图（除去屋顶）Fig.2 Radiation detection laboratory plane diagram(excluding roof)

2.2 MCNP5模拟程序的编写

我们在MCNP5模拟程序的Input中输入相关数据，模拟的放射源为60Co，将它视为各向同性点源，所在位置在操作台上的坐标为（150 cm，280 cm，80cm），60Co发射出1.17MeV和1.32MeV的两个γ射线，在实验室中使用的60Co为3.7×107Bq，在MCNP5程序模拟的平面图如3所示。

图3 在MCNP5中模拟的平面图Fig.3 Simulation plan in MCNP5

2.3 空间模拟

在MCNP5 中模拟60Co 在实验室中的不同坐标的粒子通量见表1。

表160Co在不同位置坐标下的粒子通量Table 1 60Co particle flux under different location coordinates

此次模拟实验中采用的是F5 计数卡，采集的数据是环探测器的一个粒子通量，单位是“1∕cm2”，在转化为个点的剂量率时可以采用如下公式：

式中，φ——光子通量密度，用来计算空气中某一点γ射线的注量率，cm-2s-1；

Eγ——放射源发出的光子能量，MeV，在这里表示的是平均能量。60Co的全能峰有两个，分别对应的能量是1.17 MeV和1.33 MeV，实验中取这两个能量的均值，即1.25 MeV；

μen∕ρ——γ射线在空气中的质能吸收系数，单位面积吸收的质量数，cm2∕g。

表1为MCNP5模拟的通量值，这里以60Co为数据处理对象，在实验室周围设置了14 个球体的探测器，探测器的半径为15 cm，与学生的整体的身体宽度相似。由于在实验室用到的放射源的放射性活度是低能的，3.7×107Bq 的60Co 发出2 个γ光子，所以，在某一点的光子通量密度要乘以2，再结合公式算出各个点的剂量率，见表2。

表2 模拟60Co的粒子通量及空气吸收剂量率水平Table 2 Particle flux and air absorbed dose rate of60Co

再用式（2）计算出理论值：

式中，C——放射源强度，这里假定该放射源的放射性强度为3.7×107Bq；

r2——探测器与源的距离的平方，经过理论公式计算得出的剂量率与模拟探测得到数据之间的相对误差见表3。

表3 理论与模拟的比较Table 3 The comparison of theory and simulation

表3中数据表明：理论计算得出的剂量率与模拟探测得到的数据之间误差在6%以内，说明用MCNP5 模拟核辐射探测实验的辐射情况是可行并且有效的。通过比较粒子通量在不同空间位置的分布，发现学生处于实验室内部受到的辐射剂量较低。

3 屏蔽材料的模拟

为了增强防护效果，对屏蔽材料进行模拟比对研究，找出最佳组合，特选玻璃（SiO2）、铁（Fe）和铅（Pb）3种常见材料，进行单层防护效果和组合防护效果模拟。

3.1 单层屏蔽材料的模拟

玻璃的主要成分为二氧化硅（SiO2），能见度较高，造价较低，可直接在原程序的基础上加上屏蔽材料。此次实验主要进行了玻璃和铅块两种单层屏蔽材料的模拟。表4是在采用单层屏蔽材料的情况下的模拟探测器吸收剂量率。模拟结果表明：在同厚度和同距离的条件下，铅的效果要好于玻璃。

表4 使用单层屏蔽材料情况下的模拟探测器吸收剂量率Table 4 Single layer shielding materials simulation单位：Gy∕h

3.2 在多层组合屏蔽材料下的模拟

在原来单层屏蔽材料的基础上将多种不同密度的材料组合在一起，在距离和时间相同条件下进行模拟，结果如表5 和图4 所示，SiO2-Fe-Pb 或SiO2-Pb-Fe 多层屏蔽材料组合效果较好。

表5 多层屏蔽材料组合的模拟Table 5 Layers of shielding material combination simulation单位：Gy∕h

图4 不同顺序屏蔽材料组合的直方图Fig.4 Different shielding material combination of histogram sequence

4 核辐射探测实验的安全

在没有屏蔽材料的情况下，实验室两侧离源近的学生所受到的剂量最大。所以在上课时，需要对学生的座位进行合适的调整，将学生尽量往后面安排。采用铅块或者SiO2-Fe-Pb组合屏蔽材料后，各点的粒子通量有所减少。所以，上课时在源面向学生的一侧加入15 cm厚的铅块或SiO2-Fe-Pb组合屏蔽材料。

在放射性实验过程中，尽管受到的辐射照射剂量较小，但还是要时刻注意辐射安全与防护，可以采取以下措施：（1）设计实验和实验过程中使用密封源和弱源；（2）密封源只有在外层包壳窗口被破坏或者是在进行测量的时候才会有放射性，要减少与放射源近距离的接触时间，做好防护；（3）密封的包壳采用极薄的铍窗，应避免放射性物质对环境的污染；（4）长时间在核辐射探测实验室或使用强放射源时，应穿防护服、戴口罩、戴防护眼镜、手套等，采取保护措施，避免带来伤害。

在实际探测中，实验室用到的放射源活度较低，且现拿现用。实验完毕后，应整理放射源，工作时将多余的放射源及时放回源库内，并履行归还手续。在整个的实验过程中，在放射源的两端，也就是在面向学生和老师的两端，均要用铅块屏蔽，以保证辐射剂量最小[9-10]。

5 结论

通过以上分析，本文得到如下结论：

（1）通过蒙特卡罗方法模拟的数据和理论计算数据的误差在6%以内；

（2）点源辐射场的剂量分布是按照与源的距离由近到远逐渐递减的，在实验室两侧离点源近的位置剂量率比较高，在两侧的学生所受到的剂量是最高的；

（3）适当调整学生的座位，在放射源前面加放一些铅块或者SiO2-Pb-Fe 组合的屏蔽材料，可将射线屏蔽掉大部分；

（4）减少受照射时间以及穿着有屏蔽效果的服装也是减少辐射的方法。