近年来, 我国的辐照加工事业取得较大的发展。截止2014年10月, 我国共有辐照装置100余座, 总装源量5.2E+18 Bq (1.4E+08 Ci)。随着一批高活度源的辐照装置投入使用, 为了保证工作人员和公众的健康, 进行剂量计算, 评估辐射安全非常必要。辐照装置一般采用主防护墙透射和迷道散射来降低射线剂量。计算主防护墙后面和迷道出口处人员所受的剂量可以验证防护墙和迷道设置的有效性。本文计算了某典型辐照装置防护墙外的透射剂量率和入口处的散射剂量率, 并把散射剂量率的计算值和实测值进行了比较。

1 材料与方法 1.1 评价依据

《γ辐照装置的辐射防护与安全规范》(GB 10252-2009)规定, 在辐照装置工程设计、运行和退役时辐射防护的剂量约束值规定为:a)辐射工作人员个人年有效剂量值为5 mSv; b)公众成员个人年有效剂量值为0.1 mSv, 下面将以此标准对屏蔽效果进行评价。

1.2 装置情况

某公司的辐照加工装置设计源活度为1.48E+17Bq (400万Ci), 辐照源为Co-60, 所发射的γ射线平均能量为1.25 MeV。具体辐照流程为:将需要辐照的产品运至操作大厅装料段, 由人工装至输送道上的辐照箱内, 经由迷道入口自动输入辐照室进行辐照, 在辐照室内自动换层接受辐照, 完成辐照后经由迷道出口输出辐照室, 在操作大厅卸料段由人工卸出。

1.3 通道情况

辐照室的进出口采用迷宫式通道。防护主体为混凝土(密度为2.30 g/cm³)结构, 包括主防护墙和迷道防护墙, 主防护墙厚度为2.15 m~2.25 m, 辐照室顶部防护层厚度1.95 m。通道的结构见图 1。

2 剂量计算 2.1 穿透辐射

装置正常运行时, 放射源发出的γ射线穿透屏蔽墙壁, 会对公众产生一定辐射剂量。我们取屏蔽外与放射源最近的三个位置, 分别标记为东墙外、南墙外和西墙外(见图 1)。根据文献[1], 穿透辐射的计算可以按照以下公式:

(1)

其中, H是测量点的剂量率, Sv/h; A是放射源的活度, 这里取最大装源量, 1.48E+17 Bq; Г是空气比释动能率常数, Sv·m²·Bq^-1·h^-1; μ是线性衰减系数, cm^-1; X是屏蔽层的厚度, cm; d是放射源到测量点的距离, m; B是累积因子, 其计算可以根据Taylor公式, 如下:

(2)

其中A_n是与能量有关的系数。对混凝土, A₁= 23.65, A₂=-22.65, a₁=-0.065, a₂=-0.012^[2], 据此结合屏蔽的厚度, 可计算得到西、东和南墙外的累积因子和剂量率, 结果列于表 1。

表 1显示, 透射剂量率的最大值在东墙外, 为4.72 E-08 Sv/h。对公众来说, 取居留因子为1/16, 时间取2000h/a, 这样一年所受的辐射剂量就是5.9E-03 mSv, 远小于GB 10252-2009规定的公众剂量约束值0.1 mSv。

2.2 天空反散射的剂量

天空反散射是指射线经过天空到达地面的散射(见图 2), 所导致的剂量对厂房外部的公众有重要意义。根据参考文献[1], 天空反散射剂量的计算按照公式(3)进行, 结果列于表 3。

(3)

其中, P是厂房外公众所在的点, D_P是P点的剂量率, μSv/h; A是辐射源的放射性活度, 这里取最大装源量1.48E+11 MBq; Ω是放射源对辐照室屋顶所张的立体角, Sr (球面度); k是屏蔽层对射线的有效减弱倍数, 其值为e^μd; H是放射源到屋顶上方2 m处的距离, m; X是放射源到p点的距离, m。

天空反散射的最大值出现在南面厂区路, 其剂量率为8.59E-06 μSv/h, 以每年2000h, 公众的居留因子为1/16计算, 可以得到公众的剂量为1.1E-06 mSv, 远小于GB 10252-2009规定的公众剂量约束值0.1 mSv。

2.3 墙壁散射的剂量

γ射线在迷道中经辐照室屏蔽墙的多次散射, 到达辐照室出入口, 路径如图 2所示, 其中实线表示人员通道的散射路径, 虚线表示货物通道的散射路径。尽量选取散射次数最少的路径估算人员通道和货物通道入口处的最大剂量率。

散射剂量的计算如公式(4)所示, 入射角和散射角如图 4所示, 散射计算结果列于表 3。

(4)

其中, D_i是经过i次散射后某测点位置处的反散射剂量率, mSv/h; S是散射面积, m²; r_i是第i次散射、从散射点到计算点的距离, m; D_i-1是入射到面积元S处的剂量率, mSv/h; α_d是微分反照率。

表 3显示, 人员通道和货物通道出口处的散射剂量率分别是5.03E-06 mSv/h和6.12E-06 mSv/h, 时间取2000 h, 可以得到人员出口和货物出口处的散射年剂量分别是0.010 mSv和0.012 mSv, 均远低于GB 10252-2009规定的工作人员剂量约束值5 mSv。

3 讨论

在迷道的人员通道和货物通道处各安装了一台剂量率仪, 其具体位置见图 1。其中剂量率仪1位于人员通道, 其位置经过2次辐射散射; 剂量率仪2位于货物通道, 其位置经过4次辐射散射。在实际装源量为3.33E+16 Bq (90万Ci)时, 剂量率仪1、2的读数分别为156.71 μSv/h和0.18 μSv/h。在几何条件不变的情况下, 可以认为剂量率与装源量是成正比的。根据公式(4)可以方便的计算出装源量为3.33E +16Bq (90万Ci)时的剂量率, 见表 4。

从中可见, 剂量率仪1和剂量率仪2处的实测值均明显低于计算值, 原因主要是:①模型本身的偏差, 本计算公式所依据的模型建立在源项是点源的基础上, 与实际有差别; ②计算参数的选取偏保守, 如散射距离、散射面积等。第一个原因是主要的, 下面进行具体分析。

实际的放射源, 分为一根根小源, 其尺寸为直径11.1 mm长451.5 mm, 并排装在1.86 m (宽)× 1.99 m (高)的源架中。源架垂直地面、沿南北方向进行辐照, 其中心距地面高度为2.225 m。源架在辐照室内的几何条件如图所示。由于源棒的直径远小于源架的尺寸, 所以整个源架可以作为面源对待。

根据参考文献[4], 可以计算出面源对人员通道入射点(图 1的A点)和货物通道入射点(图 1的B点)的剂量率为1.97E-01 mSv/h和2.32E-04 mSv/h, 与实测值相差不大(见表 4), 但小于应用点源模型的计算结果, 说明点源模型的计算是偏保守的。

总之, 穿透辐射、天空反散射和墙壁散射的剂量率最大值分别为4.72E-08 Sv/h、8.59E-12 Sv/h和6.12E-09 Sv/h, 产生的年剂量分别为5.9E-03 mSv (公众)、1.1E-06 mSv (公众)和1.2E-03 mSv (工作人员), 均远小于《γ辐照装置的辐射防护与安全规范》(GB 10252-2009)的规定。