核电子学与探测技术  2012年08期

摘    要：

根据中国原子能科学研究院铱-192工业探伤源物理参数, 采用蒙特卡罗方法程序 (MCNP) 计算了铱-192源在典型居民区的空间剂量分布和居民的吸收剂量率。结果表明:水平方向1 200 cm处在“有”和“无”混凝土墙防护情况下的吸收剂量率分别为12.2000和2 090.000 0μGy/h, 垂直方向吸收剂量率随位置呈指数衰减;铱-192源所存放2#居民楼3楼层以上住户的吸收剂量率低于USNRC限值。计算结果将为铱-192放射源事故的评估和受照人群的医学治疗提供参考。

放射性同位素铱-192放射源具有“铱靶截面大, 铱源生产成本低、物理化学性质稳定、废源易处理, γ射线能量适中、种类丰富, 放射性比活度大”的特点, 大量应用于工业探伤机[1]。铱-192探伤机因其体积小、轻便、无需电源与水源、灵敏度高、性能稳定、曝光角度大而广泛应用于工业探伤[2]。我国共有放射源使用单位12 400多家, 使用放射源107 000枚。使用过程当中, 每年以5%～10%的速度递增。放射源的管理不善造成的丢失、被盗现象时有发生。1992年11月, 山西省忻州钴-60源放射事故, 2005年6月, 哈尔滨市北头道街8号楼居民区的铱-192放射源事故, 都给公众造成了一定的恐慌情绪[3]。本文根据中国原子能科学研究院原子高科股份有限公司生产的铱-192工业探伤源参数、城市居住区规划设计规范和中国辐射仿真人体模型, 利用MonteCarlo N-Particle Transport Code (以下简称MC-NP) 程序构建了铱-192放射源模型、典型居民区的建筑模型、简单人体模型, 并开展了铱-192放射源对居民区的空间剂量场分布、各楼层居民在不同材料防护下吸收剂量率的计算。

1材料和物理参数

1.1放射源材料和物理参数

ГИ192M56.125源由源壳、活性区、钢制活塞组成;活性区直径和高度均为3 mm;源壳直径和高度分别为5和6 mm;钢制活塞直径和高度分别为3和2 mm;活性区材料为圆柱铱实体, 其密度为22.42 g/cm³,周围由AISI 316L型不锈钢包裹[4]。AISI 316L型不锈钢材料的化学成分及质量份额为:Mn2.00%、Si 1.00%、Cr 17.00%、Ni 12.00%、Fe 68.00%, 密度8.02 g/cm³[5]。¹⁹²Ir源的能量为0.40 MeV、活度为4.6×10¹²Bq。

1.2混凝土墙、土壤、玻璃、空气材料和物理参数

混凝土墙厚30 cm, 其化学成分及质量份额分别为:H 2.20%、C 0.30%、O 57.50%、Na1.50%、Mg 0.10%、Al 2.00%、Si 30.50%、K1.00%、Ca 4.30%、Fe 0.60%, 密度为2.3 g/cm³。土壤的化学成分及质量份额分别为:O49.52%、Si 25.75%、Al 7.51%、Fe 4.70%、Ca3.39%、Na 2.64%、K 2.40%、Mg 1.94%、H0.88%、Ti 0.58%、Cl 0.19%、P 0.12%、C0.09%、Mn 0.08%、S 0.05%, 密度为1.6 g/cm³。建筑用普通玻璃化学成分及质量份额分别为:O60.39%、Na 8.81%、Si 25.18%、Ca 5.62%, 密度为2.4 g/cm³, 厚度为1.0 cm。空气化学成分质量份额为:C 0.01%、N 75.53%、O23.18%、Ar 1.28%、密度为1.2×10^-3g/cm³[6]。

2计算模型的建立

2.1铱-192放射源模型

根据中国原子能科学研究院原子高科股份有限公司生产的铱-192工业探伤源参数, 采用MCNP程序建立放射源的模型如图1所示。

图1 铱-192工业探伤源的模拟图   

2.2空间剂量场模型

取放射源所处的水平地面为坐标原点, 竖直向上方向为空气, 竖直向下方向为土壤, 水平向左为空气, 水平向右1 020 cm处存在一30 cm厚的混凝土墙。

2.3简单人体模型

本文根据“中国辐射仿真人体模型”参数对人体模型进行简化[7]。该人体身高170cm, 体重65 kg, 人体主要器官的简化模型及参数如表1所示。建立好简单人体模型的MCNP输入文件后, 将输入文件导入MCAM软件。简单人体三维模型图如图2所示。

表1人体主要器官简化模型及参数    

图2  MCAM软件显示的简单人体三维图   

2.4居民区模型

本文根据“城市居住区规划设计规范”构建了3栋居民楼模型。每栋楼房建筑风格和方位相同, 共7层楼、第1层为地下贮藏室 (煤房) , 2-7楼为居民住宅、每层楼高3.6 m、房间长5.8 m、宽4.6 m、玻璃窗宽和高均为1.5 m。3栋居民楼平行排列, 相邻两栋居民楼间距为17 m。铱-192放射源因丢失原因存放于中间2#居民楼的第1楼层贮藏室内。1#居民楼中的混凝土侧墙面对着2#楼铱-192放射源, 3#居民楼的玻璃窗面对着2#楼。典型居民区内铱-192源与居民分布情况如图3所示。由于受2#楼显示效果最优化的限制, 图3未能将1#和3#居民楼显示出来。

图3 典型居民楼铱-192源与居民分布模型图   

1-土壤;2-混凝土地面;3-铱-192源;4-居民;5-玻璃窗;6-混凝土侧墙;7-2#居民楼; 8-天花板;9-1#居民楼;10-3#居民楼。

3计算结果与结果分析

3.1空间剂量场分布

水平方向的空气吸收剂量率如图4所示。从图可知:水平方向无墙防护时的空间内剂量率呈指数衰减律变化;1 020 cm出现混凝土墙后, 吸收剂量率突变小。墙后的吸收剂量率与无墙时相比均减小。距铱-192放射源1 200 cm处的吸收剂量率在“有”和“无”混凝土墙情况下分别为2 090.000 0和12.200 0 μGy/h, 两者相差2个数量级, 与美国核管会United States Nuclear Regulatory  Commission (以下简称USNRC) 对大众的有效吸收剂量率限值20.0000 μGy/h相比, 前者小于限值[8]。混凝土墙含铁等重金属元素对γ射线起了屏蔽作用, 造成墙后空间剂量率减少。竖直方向的空间剂量率如图5所示。由于空间物质的化学成分均匀且无障碍物阻挡, 吸收剂量率与指数变化规律吻合较好并无突变情况。

3.2居民的吸收剂量率

根据所建立的居民区模型, 3栋楼中各层居民的吸收剂量率如表2所示。结果表明:3栋居民楼随着楼层的增加, 居民的吸收剂量率呈衰减律变化;同一楼层相比1#居民楼的剂量率大于3#居民楼, 这是因为3#居民楼中的居民与放射源间为玻璃窗, 2#居民楼则为混凝土, 混凝土对γ射线的屏蔽效果比玻璃好;居民与铱-192源间为玻璃窗的3#居民楼内第5楼层内居民的吸收剂量率为14.300 0 μGy/h, 居民与铱-192源间直线距离为25 m;居民与铱-192源间为混凝土的2#居民楼内第4楼层居民的吸收剂量率为13.000 0 μGy/h,居民与铱-192源间直线距离为23 m;存放铱-192源的2#居民楼第2和3楼层居民的吸收剂量率为68.000 0和0.314 0 μGy/h, 居民与铱-192源间直线距离为3.6和7.2 m, 由于此居民楼的居民与放射源间存在多层混凝土天花板,对γ射线的辐射屏蔽效果好。3#居民楼2楼住户的吸收剂量率约为USNRC规定吸收剂量率限值20.000 μGy/h的3.9倍, 将受到严重的辐射损伤, 3楼层上居民的吸收剂量率远小于USNRC的规定限值, 与2005年哈尔滨铱-192放射源事故受害者情况类似。

表2各楼层受照居民的吸收剂量率     

4结论

空间无障碍物时铱-192源空间剂量率按指数衰减律变化;1020 cm处存在混凝土墙情况下的剂量率突然变小, 表明混凝土墙对γ射线具有非常好的屏蔽能力。居住铱-192源存放处2#居民楼第3层以上住户的吸收剂量率均小于USNRC规定的限值20.000 0 μGy/h;与2#楼相邻的1#和3#楼住户在4楼和5楼的剂量率分别为13.000 0和14.3000 μGy/h, 略低于USNRC规定的限值, 表明玻璃对γ射线防护能力比混凝土墙的差;2#居民楼第3楼层以上同层住户的吸收剂量率比1#、3#居民楼的小2个数量级, 此楼层间的混凝土天花板对1楼铱-192源发射的γ射线起了较好的防护作用。本文对受照人体进行了简化, 未考虑含复杂器官的人体模型, 受照3栋居民楼中不同楼层的居民吸收剂量率能大致反映受照居民的剂量水平。计算结果将对铱-192放射源事故评估、评价和受照人群的医学治疗有一定的参考价值。