放射源库设计与屏蔽计算

温伟伟， 程金星， 王庆波， 吴友朋， 郑承银

(中国人民解放军96901部队，北京 100095)

放射源是开展核科学研究的重要工具，对放射源库的科学设计是保证放射源安全贮存、有效利用的基本前提。某研究院由于单位搬迁需对放射源库进行重新设计，包含有中子、γ、α、β多类型辐射源，并存在着拟建设放射源库与人员办公处在同一建筑物的特殊需求。因此，需要确定防护标准，优选放射源库位置，设计屏蔽结构，确保辐射安全。

1 设计基本要求

1.1 贮存放射源情况

某研究院保管的放射源共40枚，主要用于核辐射探测技术研究、仪器调试与辐照实验等工作。其中，按照放射源对人体健康和环境的潜在危害程度分类，可分为Ⅳ类放射源2枚，Ⅴ类放射源16枚，豁免源22枚；按照辐射类型分类，可分为γ辐射源8枚，α辐射源28枚，β辐射源3枚，中子辐射源1枚。由于豁免源为对个人和群体造成的辐射危险足够低，通常不需要进行管理控制的放射源，而α辐射源与β辐射源由于较γ辐射源发射粒子射程短易于屏蔽，因此对放射源库设计主要考虑Ⅳ类、Ⅴ类的γ辐射源和中子辐射源，共6枚放射源汇总于表1。

表1 某研究院放射源库设计应考虑的放射源

1.2 剂量限值

依据GB 18871—2002的规定，工作人员连续5 a的年平均有效剂量限值为20 mSv，公众的年有效剂量限值为1 mSv[1]。遵循分区原则，将全部场所分为控制区、监督区和非限制区，其中放射源贮存间为控制区，放射源监控工作间为监督区，其他区域为非限制区。放射源库各分区屏蔽计算采用如下剂量率管理目标限值：

1)控制区人员进入时的剂量当量率限值设为5 mSv/a，在最大设计剂量率条件下放射性工作人员在控制区的最大允许工作时间为200 h/a(取源、存源等)，则其安全剂量当量率为25 μSv/h。

2)监督区的剂量当量率限值设为5 mSv/a，放射性工作人员在监督区的工作时间按照2 000 h/a计算，则安全剂量当量率为2.5 μSv/h。

3)非限制区的公众剂量当量率限值设为0.5 mSv/a，按照2 000 h/a计算，则安全剂量当量率为0.25 μSv/h。

以上规定同放射源贮存相关标准基本一致，如GBZ 142—2002《油(气)田测井用密封型放射源卫生防护标准》规定，贮源坑防护盖表面的空气比释动能率应小于25 μGy/h，源库外空气比释动能率应小于2.5 μGy/h[2]。GBZ 125—2009《含密封源仪表的放射卫生防护要求》也规定，放射源具有屏蔽防护措施，使非放射工作人员可能到达的任何位置上的周围剂量当量率小于2.5 μSv/h[3]。

1.3 设计原则

1)安全第一原则，严格按照国家标准进行设计、环评、施工与运行，确保放射源安全、人员与环境的辐射安全。

2)辐射防护最优化原则，尽量将放射源库设置于远离人员活动区域，充分利用岩土自身屏蔽性能，将个人受放射源照射剂量、受照射的人数以及受照射的可能性均保持在可合理达到的尽量低的水平。

3)冗余性原则，放射源库设计应为将来放射源数量、种类增多留有安全余量和空间余量。

2 设计方案

2.1 放射源库选址

放射源源库房选址于实验楼地下1层(地下共1层)西南角相邻2个房间，房间尺寸均为6.3 m×3.7 m×3 m，如图1，其中房间A位于西南角落，为全地下、无开窗，房间B为半地下、南面开窗。将房间A设计为源库间，用于贮存放射源，可充分利用西侧与南侧岩土自身屏蔽特性，房间B设计为工作间，用于开展放射源实验操作与监控等工作。

图1 放射源库选址布局Fig.1 Layout plan of radioactive source storehouses

2.2 设计方案

豁免源辐射强度低，α源与β源射线易屏蔽，因此豁免源、α源与β源采用加厚铁质保险柜存放，柜内设置隔板和带锁抽屉，每个放射源放置于单独抽屉；γ射线穿透能力强，通常采用水泥、铁、铅等高质量数材料进行屏蔽，设计地坑贮存Ⅳ类与Ⅴ类γ源，并配套铁质坑盖；中子屏蔽困难，需要采用低质量数材料慢化吸收，同样采用地坑贮存，并配套聚乙烯制坑盖。

依据上述不同类型放射源贮存方式，绘制放射源库布局如图2所示。源库间挖5个圆形地坑与5个方形地坑用于贮存中子源和γ源，源坑深1 m，圆形地坑直径为25 cm，方形地坑边长为25 cm。其中4个圆坑与4个方坑用于贮存γ源，配套铁质坑盖，剩余2个地坑用于贮存中子源，配套聚乙烯制坑盖。房间东侧放置加厚保密柜用于存放豁免源以及α源、β源。在工作间与源库间连接墙体上南侧高1 m处挖一个边长10 cm方形开孔，并设计活动屏蔽块，同时在贮源间正对开口处设置高1 m放射源架，在开展辐照实验时，可将放射源放置于源架上，移去活动屏蔽快，在工作间开展操作。在工作间设置监控台、工作台与洗手池，监控台用于监测源库间的中子、γ辐射水平，以及控制通风等操作，工作台用于开展简易辐照实验。

图2 放射源库设计Fig.2 Design of radioactive source storehouses

3 屏蔽计算

需要设计确定的参数包括坑盖、墙体、活动屏蔽块的材料与尺寸，屏蔽计算只考虑非豁免γ源与中子源。计算方法采用理论计算与MCNP模拟相结合，首先利用理论计算通过模型简化，快速对设计参数进行初步确定，然后利用MCNP程序通过放射源库建模计算，对理论计算复核，并获得感兴趣点位剂量水平。

3.1 理论计算

理论计算流程如图3所示，利用放射源注量率向比释动能率转换系数，计算一定距离处的比释动能率，而在自由电子平衡条件下，比释动能率同吸收剂量率一致。然后在根据不同屏蔽材料的屏蔽参数，计算经屏蔽后的比释动能率，进而确定屏蔽体厚度与材料。

图3 屏蔽设计的理论计算流程Fig.3 Theoretical calculation flow of shielding design

γ源、中子源比释动能率计算为[4]：

γ源：

E=AΓ/r2

(1)

中子源：

E=KAf/4πr2

(2)

式中：E为空气比释动能率；A为源强；Γ为γ射线空气比释动能率常数；r为计算点同源距离；K为中子注量-比释动能换算系数；f为镅铍源中子产额。

对γ源屏蔽能力采用半减弱厚度计算，半减弱厚度Δ1/2是射线衰减一半所需屏蔽层的厚度，如果屏蔽层厚度R=nΔ1/2，那么减弱倍数K=2n，则可求出经屏蔽体衰减后的比释动能率。研究院γ源对典型屏蔽材料的半减弱厚度汇总如表2。

表2 γ源对典型屏蔽材料的半减弱厚度

1)坑盖厚度确定。

参照研究院原有放射源建设情况，γ源设计贮存于1 m深水泥地坑，坑盖采用钢制，首先需要计算确定坑盖厚度以满足房间内辐射安全要求。

考虑到屏蔽能力与机械强度要求，将γ放射源的坑盖采用铁制。由于γ源源罐尺寸不准确掌握，首先计算了γ裸源1 m处空气比释动能率水平，如表3所示，可见2枚活度最大Co-60源达到了211 μGy/h与77 μGy/h。根据GBZ 114—2006《密封放射源及密封γ放射源容器的放射卫生防护标准》要求[2]，距离装有活度3.7×1010Bq以下的密封γ源容器外表面100 cm处任意一点辐射的空气比释动能率不得超过50 μGy/h[5]。因此，保守估计经源罐屏蔽衰减后，距离1 m处空气比释动能率最大为50 μGy/h，并据此计算增加5 cm厚铁质坑盖后1 m处空气比释动能率水平。可以看出，辐射危害最大的为2枚高活度Co-60源，其他γ源的辐射剂量可忽略不计。并按照各γ源空气比释动能率直接叠加，不考虑射线穿过源坑的衰减，总空气比释动能率为19.59 μGy/h，低于规定要求的25 μGy/h。并计算了源罐为3 cm厚铅时，经5 cm厚铁制坑盖屏蔽后1 m处总空气比释动能率为9.93 μGy/h，留有一定的安全余量。

表3 库内γ源屏蔽比释动能率计算

2)墙体厚度确定。

用于存放放射源的房间A位于地下一层西南角落，因此五面墙体有两面不用考虑增加屏蔽，只需考虑顶层、北面和东面墙体的屏蔽效果。源库北面和东面经过1 m深源坑水泥屏蔽后，γ辐射强度远低于竖直向上方向，库外辐射敏感点考虑房间A层顶。

计算源库房顶γ射线比释动能率随顶层墙体厚度与材质变化，如表4，其中源罐屏蔽能力按照保守估计，即距离源罐1 m处最大空气比释动能率为50 μGy/h。可以看出，房顶厚度采用20 cm厚混凝土，或者10 cm厚混凝土加3 cm厚铁板，能够使得房顶γ射线空气比释动能率处于本底水平。北侧墙体与东侧墙体采用同顶层一致的屏蔽结构。

表4 源库房顶γ比释动能率随墙体厚度及材质变化Table 4 Calculation of roof γ kinetic energy rate after shielding μGy/h

3)中子源屏蔽计算。

中子源为单枚Am-Be源，活度为2.620×1010Bq(Am-241的活度)。Am-241同样释放能量为0.06 MeV的低能γ射线，通常中子源罐采用双层设计，外层为重金属材料用于吸收这些低能γ射线，因此中子源的γ辐射危害不用考虑。

根据GB/T 12714—2009《镅铍中子源》，活度为2.620×1010Bq的Am-Be源对应的中子发射率为1.42×106n/s，Am-Be源发射中子的剂量换算因子为39.5×10-15Sv/n/m2，因此该中子源裸源状态1 m处的剂量为16.1 μSv/h[6]。根据Am-Be中子源穿过聚乙烯屏蔽层的减弱曲线，采用20 cm厚聚乙烯制作中子贮源坑的坑盖，中子衰减系数为0.09，能够使得坑盖表面中子剂量率为1.45 μSv/h，满足安全标准要求。并且为了能够对慢化后热中子的充分吸收，聚乙烯坑盖材质中添加硼元素，或者在坑盖上端5 cm厚度采用含硼聚乙烯。

在不考虑源库房顶水泥墙屏蔽作用时，距离Am-Be中子源4 m正上方处中子剂量率为0.09 μSv/h，已经处于本底水平。考虑水泥墙体屏蔽后，10 cm厚墙体可使中子剂量率降为0.045 μSv/h，20 cm厚墙体可使中子剂量率降为0.023 μSv/h，中子剂量率影响可忽略不计，不需要针对中子辐射进行特殊墙体屏蔽设计。

4)活动屏蔽块尺寸。

活动屏蔽块应能达到混凝土墙体同样的屏蔽能力。由表1可以看出，对γ射线5 cm厚铅砖相当于25 cm厚混凝土屏蔽能力，含硼聚乙烯对中子的屏蔽能力大于混凝土，因此设计活动屏蔽块为5 cm厚铅砖外加同墙体等厚度的含硼聚乙烯。

3.2 MCNP模拟

采用基于蒙特卡罗粒子输运方法的MCNP程序对射线屏蔽计算，具有能够计算复杂屏蔽结构、综合考虑次生射线、计算准确度高等优点。根据上述理论计算分析，模拟计算中只考虑Co-60(6.893×108Bq)、Co-60(2.523×108Bq)、Cs-137(4.081×107Bq)3枚γ源，以及1枚Am-Be中子源(中子发射率为1.42×106n/s)。

1)放射源项。

放射源项设计考虑一下2种场景：

①放射源罐按照保守估计，即γ源罐外1 m处剂量率最大为50 μGy/h，对应的4枚放射源产额分别为Co-60(1.611×108Bq)、Co-60(1.611×108Bq)、Cs-137(4.081×107Bq)、Am-Be(中子发射率为1.42×106n/s)；

②γ源罐按照3 cm厚铅屏蔽体考虑，中子源罐不考虑屏蔽体，对应的4枚放射源产额分别为Co-60(6.893×108Bq)、Co-60(2.523×108Bq)、Cs-137(4.081×107Bq)、Am-Be(中子发射率为1.42×106n/s)。

2)计算模型。

计算模型以房间A为参照，房间南北长6.3 m、东西宽3.7 m、高3 m，其中西墙与南墙外为全地下，模拟可设计为充分厚的尺寸，只考虑对射线的散射效应。模拟设置西墙与南墙为50 cm厚混凝土、北墙20 cm厚混凝土、东墙10 cm厚混凝土、顶层为20 cm厚混凝土。圆形贮源坑直径25 cm、深1 m，方形贮源坑边长25 cm、深1 m，γ源坑坑盖为5 cm厚铁质材料，中子源坑坑盖为20 cm厚含硼聚乙烯材料，上述4枚放射源分别放置于4个源坑中，盖上对应屏蔽射线坑盖。可移动屏蔽快为同墙体等厚度的含硼聚乙烯外加5 cm厚铅砖，屏蔽门按照2 cm厚铁屏蔽体模拟，高2 m、宽0.8 m。MCNP计算模型的如图4所示。

图4 MCNP计算模型侧视图Fig.4 Side view of MCNP computing model

MCNP模拟计算选择13个敏感点位用于设置探测器，分别是4个存放源坑的坑盖表面，4个距离坑盖表面数值向上1 m处，1个贮源间北墙外10 cm处，1个贮源间门外10 cm处，1个贮源间东墙外10 cm处，1个贮源间东墙活动屏蔽块外10 cm处，1个贮源间房顶外10 cm处。并分别计算了放射源罐保守估计(即距源1 m处剂量率为50 μGy/h)与源罐为3 cm厚铅2种模型，每个探测点都设置中子和γ剂量率记录，计算结果如表5所示。

由表5可以看出，在存放有放射源的坑盖表面γ比释动能率最大值(15.7 μGy/h)低于理论估计最大值(19.6 μGy/h)，这是因为理论计算的最大值为各放射源1 m处比释动能率的直接相加，没有考虑衰减效应造成的。而源坑坑盖上方1 m处的γ比释动能率，只有在贮存2枚活度较强Co-60源上方，达到1.5 μGy/h左右，其余地方则处于可忽略水平。北墙和东墙外的中子、γ剂量率处于可忽略本底水平，顶层处的γ比释动能率MCNP计算结果同理论分析基本一致，同本底水平相当。

表5 MCNP计算放射源库敏感点剂量率水平Table 5 Dose rate level at sensitive point of source storehouses by MCNP μGy/h

4 结论

1)针对研究院现有放射源的类型、强度和数量，对放射源库进行了优化设计。结构设计方面，对非豁免类γ源与中子源设计为地坑存放，α源、β源及豁免源采用铁质保险柜存放。

2)屏蔽设计方面，考虑到放射源库位于实验楼内，对辐射防护进行了充分的保守设计，对γ源源坑增加5 cm厚铁质坑盖，对中子源源坑增加20 cm厚含硼聚乙烯质坑盖，并对源库间墙体设计为20 cm厚混凝土结构。

3)辐射安全方面，通过理论分析与MCNP模拟计算，能够使得源库间内部最大比释动能率低于25 μGy/h，并且源库间高1 m处的最大比释动能率为1.5 μGy/h左右，具有加大安全余量。而源库间外γ比释动能率MCNP计算结果同理论分析基本一致，同本底水平相当，中子比释动能率可忽略，使得放射源库不对实验室其他区域产生明显辐射，降低工作人员的辐射安全疑虑。