全景γ参考辐射场中散射辐射的蒙特卡罗模拟

高 飞，肖雪夫，倪 宁，张 力

(中国原子能科学研究院，北京 102413)

用于辐射监测仪器校准检定的光子参考辐射及校准方法通常有两种，为准直束法和全景法。准直束法是指辐射场经过准直限束后沿一个有限的范围和方向出射，按照相关标准的要求，参考辐射准直束应具有良好的辐射场特性，在辐射野内辐射场均匀，散射贡献小；全景法是将放射源暴露在旷野或很大的房间内(最小尺寸为3 m×3 m×4 m)，辐射源周围没有任何屏蔽，将放射源置于某一高度(通常为1 m以上)，在一定的距离上校准仪表。全景法的优点是辐射场均匀性较好而且能同时校准多台仪表。缺点是被校仪表除了会受到来自辐射源的有用辐射(初级辐射)以外，还会受到周围物质(如地面、墙壁和支架等)散射辐射。因此，用全景法检定仪表时，要求辐射场周围必须有一定的空间，并对散射辐射进行修正。全景法在我国20世纪80年代广泛用于环境γ剂量仪表的校准[1-2]，并在1983年至1990年间的全国环境天然放射性水平调查中得到广泛应用，但之后并没有系统的建立校准用途的环境水平参考辐射场[3]。全景γ参考辐射场在γ剂量仪表的校准中具有重要的作用。本研究拟利用蒙特卡罗方法对开放和封闭两种几何条件下的γ全景参考辐射场中的剂量率分布情况进行模拟计算，并对辐射场中散射辐射情况进行研究。将封闭几何条件下的计算结果与实验数据比较后建立并完善计算全景γ参考辐射场中散射辐射的蒙特卡罗方法。

1 模拟计算

蒙特卡罗方法通过对粒子与物质相互作用过程的随机模拟，跟踪每一个粒子的输运过程，来获得物理量。此方法的精确度很高，尤其对放射性剂量的计算，被公认为是当前所有剂量计算方法中最精确的一种。

MCNP(Monte Carlo N-Particle transport code)软件是由美国Los Alamos国家实验室研制的一个大型的、多功能的粒子输运程序[4]。MCNP简单易操作，本工作采用MCNP程序对γ全景参考辐射场的剂量分布和散射情况进行模拟计算。

1.1 开放空间γ全景参考辐射场

开放空间γ全景辐射场结构简单易于搭建，通常将刻度源和仪表置于地势平坦的户外，待检仪表和放射源处在同一高度上，距离地面高于1.5 m，通过调整待检仪表到放射源之间的距离来获得不同的剂量率。随着距离的增加，辐射场的散射贡献将会变大，成分也将更加复杂，散射来源如图1所示[5]。

图1 开放空间γ全景参考辐射场示意图Fig.1 Open geometries free-field gamma reference radiation field

辐射场主要由直射光子、空气散射、地面散射和本底等构成[5]。利用MCNP蒙特卡罗程序计算了137Cs和60Co刻度源产生的开放空间γ全景参考辐射场中不同距离上的散射分布，并对计算结果进行了分析比较。

在MCNP计算模型中，土壤由O(53.5%)、Si (34.3%)、Al(3.8%)、Fe(1.8%)、K(1.7%)，Ca(1.6%)和Mg(1.4%)等元素构成，密度为1.37 g/cm3。空气则由N(75.7%)、O(24.3%)两种元素构成，密度为1.29 mg/cm3。放射源为137Cs(能量0.661 6 MeV)和60Co(能量分别为1.173 3 MeV和1.332 5 MeV)，距离地面1.5 m。表1和表2分别列出了137Cs和60Co全景辐射场中，距离放射源0.5 m～50 m范围内，散射空气比释动能率占总空气比释动能率的百分比。

利用MCNP程序中F4命令计算参考点处的光子注量率Φ，利用DE/DF命令将计算得到的光子注量率乘以Ka/Φ换算因子换算为空气比释动能率。Ka/Φ为光子注量率-空气比释动能率换算因子，表示辐射场中某一能量光子的注量率产生的剂量率[6]，单位为pGy·cm2。为了满足统计需要，球形计数栅元的半径从5 cm(距离源为0.5 m)增加到40 cm(距离源为50 m)，并通过设置不同重要性来计算辐射场中地面的散射贡献。在模拟计算过程中将地面介质的重要性设置为零，所有经地面散射并进入计数栅元的光子将被“杀死”，则剩余的散射贡献全部由空气造成，由此区分辐射场中地面和空气的散射剂量率。另外，MCNP程序能够计算直射光子的空气比释动能率，从而可以得到参考辐射场中的总散贡献。

表1 137Cs全景辐射场中散射辐射剂量率占直射辐射剂量率的百分比Table 1 Scattered dose in 137Cs free-field gamma reference radiation field

表2 60Co全景辐射场中散射辐射剂量率占直射辐射剂量率的百分比Table 2 Scattered dose in 60Co free-field gamma reference radiation field

表1和表2计算结果表明，在放射源距离地面高1.5 m的情况下，地面散射贡献在距离放射源10 m～15 m范围内最大，空气散射贡献则随着距离的增加而增大。比较可知，在相同距离上，60Co辐射场中总散射比137Cs辐射场中总散射小，散射贡献随光子能量的升高而减小。计算过程中输运粒子数为109，用时0.5 h～1 h，计算结果的不确定度≤2%。

1.2 封闭空间γ全景参考辐射场

开放空间γ全景参考辐射场的搭建会受到温度、湿度、气候和场所等诸多因素的限制。相比较而言，在实验室中搭建全景参考辐射场更为方便。用于搭建封闭空间γ全景参考辐射场的实验室内部尺寸不小于4 m×4 m×3 m(高)[7]，封闭空间γ全景参考辐射场示意图示于图2，辐射场主要由直射光子、空气散射、地面散射和本底等构成。

图2 封闭空间γ全景参考辐射场Fig.2 Closed geometries free-field gamma reference radiation field

由图2可知，封闭空间γ全景参考辐射场中散射情况更为复杂，除了地面、空气和本底辐射以外，还有墙壁、屋顶和其他设备的散射。为研究其散射辐射分布情况，在国防科技工业电离辐射一级计量站的低能X照射量标准实验室中搭建了临时的γ全景参考辐射场，并进行模拟研究。利用MCNP程序计算了距离放射源1、1.25、1.5、1.75、2、2.25、2.5、2.75和3 m处的剂量率，并对辐射场中的散射成分进行模拟研究。MCNP计算程序的栅元标记(CF)命令能够区分来自不同物体的散射光子，从而能够确定辐射场中不同物体对参考点处总剂量率的散射贡献。

MCNP计算模型包括：实验室墙壁、刻度车、X光机和储物柜等重要散射物体，模型尺寸和实际物体尺寸一致，计算过程中放射源距离地面1.5 m高，位于房间中央，实验室的尺寸为5.6 m(宽)×6 m(高)×11 m(长)，墙壁材料为水泥，厚度为30 cm。刻度车用于承载探测器，能够在轨道上自由移动，以调节探测器到放射源的距离。另外，小车上有高度可调的铝制平台，以确保探测器与放射源保持在同一高度，辐射场中散射分布的计算结果示于图3。

图3 137Cs封闭空间全景辐射场中散射分布模拟Fig.3 Scattered dose in 137Cs closed free-field gamma reference radiation field

由图3可知，随探测器与放射源距离由1 m增加到3 m，总散射占总空气比释动能率由3.3%增加到18%。在探测器与放射源间距约1.3 m处，散射超过5%。散射主要来源于墙壁、空气、小车和储物柜等物体。而其中墙壁的散射最大，约占总散射的65%，并且随着距离的增加而增加，由60.6%(距离源为1 m)增加到67.7%(距离源为3 m)，地面散射由1%增加到5.5%，其他散射物体(储物柜和X光机等)的散射并不明显，可以忽略。在距离放射源3 m处，封闭空间137Cs γ射线全景参考辐射场中的散射贡献比开放空间的散射贡献高出约10%。

图4 137Cs封闭空间全景辐射场中剂量分布的模拟Fig.4 Dose distribution in 137Cs closed free-field gamma reference radiation field

137Cs(活度为1.66×108Bq)剂量率分布的MCNP蒙特卡罗模拟结果示于图4。由图4可知，随着距离的增加，剂量率由14 μGy/h(距离源1 m处)下降到1.8 μGy/h(距离源3 m处)。

2 结果

采用PTWUNIDOS主机和PTW32003球形电离室测量距离放射源1、1.5、2、2.5 m处的剂量率，并将测量结果与计算结果进行比较，结果示于图5。此电离室灵敏体积较大，测量效率高，统计涨落较小，测量结果合成标准不确定度(k=2)为3.9%。

图5 实验测量与模拟计算对比Fig.5 Comparison of experimentation and calculation

由图5可知，137Cs(活度为1.66×108Bq)封闭全景参考辐射场中剂量分布情况模拟结果和实验结果符合较好，最大相对误差出现在距离放射源1 m处(为-4.4%)，最小误差为-1.8%(距离为2.5 m)。分析发现，在不同的距离上实验测量数据高于MCNP模拟计算结果，因为实验测量结果未扣除环境本底剂量率0.12 μGy/h。另外，为了缩短计算时间，计算模型做了适当简化，可能对散射成分估计不足，从而造成计算结果偏小。

3 结论

利用蒙特卡罗方法对封闭和开放几何条件下的全景γ参考辐射场特性进行了研究，模拟计算了辐射场中空气比释动能率的分布和散射情况，建立了研究全景辐射场性质的蒙特卡罗模型和研究方法。通过对刻度室中辐射场性质的研究，为日后相关参考辐射场的设计与建造提供优化设计意见。为刻度室辐射场性能的提高提供理论数据。

参考文献：

[1]金花，岳清宇.高压电离室灵敏度因子的刻度和估算[J].辐射防护，1984，4(6)：412-417.

Jin Hua,Yue Qingyu. Calibration and Estimation of the Sensitivity Factor for a Pressurized Ionization Chamber[J].Radiation Protection,1984,4(6)：412-417(in Chinese).

[2]丁民德.测定环境天然本底辐射的高气压电离室[J].辐射防护，1980，1：11-16.

Ding Minde. High Pressure Ionization Chamber Used in Determination of Natural Background Radiation[J].Radiation Protection. 1980，1：11-16(in Chinese).

[3]何振芸，罗国桢，黄家矩.全国环境天然放射性水平调查研究(1983-1990年)概况[J].辐射防护，1992,12(2)：81-95.

He Zhenyun,Luo Guozhen,Huang Jiaju. National Survey of Environmental Natural Radioactivity Level in China[J].Radiation Protection. 1992,12(2)：81-95(in Chinese).

[4]Judith F. Briesmeister. MCNPTM-A General Mo-nte Carlo N-Particle Transport Code[J].Los Alamos National Laboratory Los Alamos, New Mexico.

[5]L.Bφtter-Jensen and P.Hedemann Jensen. Determination of scattered gamma radiation in the calibration of environmental dose rate meters[J].Radiation Protection Dosimetry, 1992，42(4)：291-299(1992).

[6]International Commission on Radiation Units and Measurement. Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection against External Radiation. ICRU Report 57[R]. Bethesda Maryland USA:ICRU Publications Office, 1998.

[7]International Organization for Standardization. X and Gamma Reference Radiations for Calibrating Dosemeters and Doserate Meters and for Determining their Response as a Function of Photon Energy—Part1: Radiation Characteristics and Production Method[R]. Geneva Suitzerland: ISO Publication Office, 1997: 4 037-4 038.