60Co放射源运输容器屏蔽性能检测

孙洪超，李国强，闫 峰，庄大杰，孙树堂，王学新

(中国辐射防护研究院，山西 太原 030006)

60Co放射源运输容器屏蔽性能检测

孙洪超，李国强，闫 峰，庄大杰，孙树堂，王学新

(中国辐射防护研究院，山西 太原 030006)

工业及医疗用放射源主要包括60Co、137Cs、131I、32P、153Sm、99Mo、90Sr、89Sr等核素，射线形式有α、β、γ、中子等。本文针对运输活动中γ辐射，使用现有的60Co放射源运输容器，开展辐射屏蔽性能检测技术研究。通过模拟计算和实验测量，得到运输容器最大装载活动情况下外部辐射水平，并对计算和实验结果进行了比较。针对放射源在屏蔽容器中安放位置发生偏移和放射源在容器中安放方式不同对容器外部的辐射水平影响进行了相关研究。研究结果可对今后完善放射性物质运输容器的辐射屏蔽性能检测提供一定的借鉴。

辐射水平监测；辐射屏蔽性能检测；放射源运输容器

随着核技术在工业、医疗等应用领域的快速发展，利用电离辐射与物质相互作用产生的物理效应、化学效应和生物效应，对物质和材料进行加工处理的辐照加工技术得到了广泛的应用，如医疗用品的灭菌消毒 、食品保鲜 、辐射化工、辐照育种、环境治理等。到2009年，全世界已有200多座大型γ辐照装置，总装源量超过2亿居里，其中美国已设计建造了单座装源能力超过1000万居里的大型辐射灭菌装置。我国共有各类γ辐照装置近200座,其中设计装源能力30万居里以上的100余座，100万居里以上的40余座，累计设计装源能力超过1亿居里，实际装源活度约3 600万居里[1]。

工业及医疗用放射源主要包括60Co、137Cs、131I、32P、153Sm、99Mo、90Sr、89Sr等核素，射线形式有α、β、γ、中子等。例如60Co放射源是一种主要的工业辐照辐射密封源[2]。目前，大型辐照站的工业60Co放射源，每枚放射源的活度约8 000～14 000 Ci。运输容器装载的放射源活度较高，潜在危险大。《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》是我国辐射防护领域中最重要的技术标准[3]，其中规定了职业照射工作人员和公众的个人剂量限值。要保证放射源运输对各类人员所致的辐射剂量均低于剂量限值，一方面要采取相应的辐射防护措施，另一方面还必须通过对货包的辐射测量来确保货包的辐射水平满足《放射性物质安全运输规程》(GB 11806—2004)(以下简称《规程》)的相关要求[4]。在国务

院562号令《放射性物品运输安全管理条例》(以下简称《条例》)颁布后[5]，我国放射性物质运输货包的安全监管得到了进一步的重视和落实。本研究拟对某种型号的60Co放射源运输容器辐射水平监测和辐射屏蔽性能检测进行讨论，以期能够对今后完善放射性物质运输货包的辐射监测和管理工作提供一定的借鉴和帮助。

1 辐射屏蔽性能MCNP模拟

随着计算机科学的发展，运算速度的不断提高，MCNP[6]的应用越来越广泛。本文中涉及到伽玛源在厚钢铅材料中的输运主要有两方面的问题：(1) 所需的计算时间很长；(2) 深穿透使得计数统计偏低，误差较大。为了解决上述问题，通过设置WWG、WWP和MESH卡相应的减小方差、节省计算时间，首先通过设置MESH卡和WWG卡，运行一次得到基于MESH卡设置的模型区域的优化权重窗，设置WWP卡读取第一次运行得到的优化权重窗，并运行生产进一步的优化权重窗。最后再利用WWP卡读取前一次产生的优化权重窗进行计算。利用计数卡Fn记录感兴趣位置的辐射水平。

1.1 运输容器结构

运输容器的源容器为钢-铅-钢结构，利用内外壳体的钢结构材料及其中间填充的铅屏蔽层实现运输容器的屏蔽功能。具体结构如图1(左)所示。

图1 容器原型(左为侧面结构示意图，右为屏蔽计算模型)Fig.1 The profile of prototype container (left) and MCNP model of container (right)

1.2 屏蔽计算模型

屏蔽计算中将实际的容器模型进行了概化，图1(右)为容器概化模型及容器计算点位置分布示意图。具体概化如下。

(1) 没有考虑容器内部和外部的吊耳，没有考虑螺栓、螺钉等部件。

(2) 没有考虑容器内部的吊篮，并假定源项在吊篮区域均匀分布抽样。

(3) 简化模型中没有考虑排水管和排气孔，由于排水管和排气孔呈“S”型，且孔径很小，不降低防护能力。

(4) 容器内腔下部不锈钢锥板简化为不锈钢平板，不降低防护能力。

1.3 注量率-周围剂量当量率转换

注量率-周围剂量当量率的转换采用了现行有效的国家标准GBZ/T 144-2002 《用于光子外照射放射防护的剂量转换系数》中附录B给出的数据[7]，利用不同能量的光子注量-周围剂量当量H*(10)的转换系数进行换算，见表1。由于该表数据引自ICRP74号出版物[8]，因此也与ICRP给出的数据相一致。

记录某个位置点的注量， 结合MCNP程序提供的剂量能量/函数卡和ICRP推荐的注量—周围剂量当量转换因子(pSv/cm-2)，把计算得到的注量率转换成周围剂量当量率。

表1 光子注量-周围剂量当量H*(10)的转换系数Table 1 Conversion coefficients for the ambient dose equivalent H*(10) from photon fluence

2 辐射屏蔽性能检测

2.1 MCNP模拟结果

程序计算中考虑了轫致辐射的影响，并且使程序模拟输运的粒子数足够多以保证大部分计算结果相对误差小于10%。蒙特卡罗程序MCNP模拟容器装载5 500 Ci的60Co源时的计算结果列于表2。

表2 容器装载5 500 Ci的60Co源时容器外部辐射水平Table 2 The outer radiation level of container loaded with 60Co(5 500 Ci)

程序计算时为了计算保守和方便没有考虑吊篮，且源粒子在吊篮区域均匀抽样。在计算容器侧面剂量率时，由于60Co源在吊篮区域360°均匀分布和容器结构的对称性，因此使用了环探测器，得出容器侧面外部的辐射水平。

2.2 辐射屏蔽性能检测

待检新容器辐射屏蔽检测共进行了两次，分别在该容器经过《放射性物质安全运输规程》(GB 11806)规定的验证经受运输正常情况和事故情况的试验项目试验前、后。检测仪器为AT6102A型核素识别仪，监测点的位置示于图2，监测点1～4表示该容器侧表面自顶部至底部1/4区域，监测点5表示顶部区域，6表示底部区域。

第一次屏蔽检测使用5 500 Ci60Co源，第二次辐射屏蔽性能检测使用总活度为5 400 Ci(2×1014Bq)的60Co源装入吊篮。试验检测了容器表面、距离容器表面1 m和2 m位置处剂量率。表3为新容器两次γ辐射水平检测结果。

图2 新容器测点分布(左图为俯视图，右图为侧视图)Fig.2 Layout of monitoring position (left: planform, right: side elevation)

表3 容器两次γ辐射水平检测结果Table 3 The measurement results of radiation level of container outer before and after test

将两次测量结果换算为12 000 Ci 的装载量后(第一次测量结果乘以12 000 Ci/5 500 Ci，第二次测量结果乘以12 000 Ci/5 400 Ci)，结果见表4。比较两次测量结果可知。经过《规程》要求的验证试验后，容器侧面辐射水平变化较小，顶部辐射水平变化较大。跌落试验前，容器顶部铅塞与容器本体间存在一定的间隙，跌落试验后容器铅塞与本体间的间隙较小，使得测量时仪器距离源的距离减小，测量值增大；另外，火烧试验使得上盖夹层间的木材等燃烧，减小了屏蔽能力，也会使测量值增大。可见，在对运输容器进行辐射屏蔽性能检测时，要注意贯穿性或部分贯穿性辐射产生的条件。

2.3 结果比较

第一次测量结果与MCNP计算结果比较见表5。

由表5可知，MCNP计算值与测量值之间存在一定的差异。由于MCNP计算时进行了部分简化，计算屏蔽模型与真实条件有一定的偏差，特别是在设置MCNP源卡时，假定源项在吊篮区域均匀分布抽样，而实际测量时采用60Co源棒安插在吊篮中，使得模拟源项和实际源项存在差异。针对上述问题进一步计算分析放射源装载位置、摆放方式的差异(源项形式差异)等因素对检测结果产生影响。

表4 容器两次γ辐射水平检测结果(12 000 Ci)Table 4 The measurement results of the outer radiation level of container before and after test (12 000 Ci)

表5 容器第一次γ辐射水平测量值与MCNP计算值比较(5 500 Ci)Table 5 The comparison of first measurement results and the MCNP simulation results of the outer radiation level of container

注：MCNP计算值格式为：辐射水平(相对误差)；相对偏差是相对于测量值。

3 影响检测结果的因素

在实际放射源运输容器屏蔽性能检测过程中，模拟放射源的活度并不都与容器最大装载活度相近，结构尺寸也可能与实际运输时真实装载的内容物有所差别。从而在放射性物质运输容器屏蔽性能检测中，模拟计算结果、试验测量结果存在一定的差异，影响运输容器辐射屏蔽性能检测结果。

3.1 放射源位置偏移模拟计算结果

为了研究放射源在容器中的安放位置发生偏移时，容器表面辐射水平变化情况。分别模拟了放射源从源容器内腔中轴线沿径向偏移时，容器表面的辐射水平，模拟结果见表6(装源活度12 000 Ci)。容器内腔高484 mm，直径φ=98 mm，60Co源尺寸高360 mm，直径7.5 mm。

从表6的数据和图3放射源位置偏移模拟结果可知，当放射源位置偏移达到4 cm时，容器表面辐射水平增加2.6×10-2mSv/h，相对于放射源位置不发生偏移时的表面辐射水平增加18.98%。

3.2 放射源摆放方式

为了研究放射源摆放在中心位置与分散摆放方式对辐射屏蔽测量结果的影响，在总活度不变的情况下，分别模拟计算了集中放置与分散放置摆放方式时，容器外部的辐射水平。容器摆放方式示于图4。12 000 Ci的60Co放射源模拟为1根源摆放在中心位置时，容器表面辐射水平为0.137 mSv/h；模拟总活度12 000 Ci为20根放射源分散摆放在周向距离中心3.8 cm位置时，容器表面辐射水平为0.096 mSv/h。集中于中心放置与分散放置两者模拟计算容器表面辐射水平相差0.043 mSv/h，是放射源分散摆放时容器表面辐射水平的44.8%(表7)。

表6 放射源位置偏移时容器表面的辐射水平Table 6 The simulation results of the outer radiation level of container when the location of radioactive sources change

图3 放射源位置偏移模拟结果Fig.3 The simulation results of the outer radiation level of container when the location of radioactive sources change

a——集中放置；b——分散放置图4 放射源放置MCNP计算模型a——centralization; b——decentralizationFig.4 The loading mode of the radioactive sources in container

表7 放射源摆放在中心位置与分散摆放方式对辐射屏蔽测量结果的影响Table 7 The simulation results of the outer radiation level of container for different loading mode of the radioactive sources in container

由上述模拟计算结果可知，放射源摆放位置及摆放方式不同能够使得容器表面辐射水平有较大的差异，影响放射源运输容器辐射屏蔽性能检测结果的认定。

4 结论

本文针对60Co放射源运输容器开展屏蔽性能检测。通过分析比较经受《规程》要求的验证试验前后容器外部的辐射水平测量结果可知，经过跌落试验，容器结构的细微改变和局部形变使得容器外局部的辐射水平增加。经过火烧试验，容器结构材料部分失效也会导致容器外部辐射水平增加。因此，在对放射源运输容器进行屏蔽性能检测时，应充分考虑上述因素，开展有针对性的测量。

通过MCNP模拟，放射源摆放位置及摆放方式不同能够使得容器表面辐射水平有较大的差异，往往能够影响放射源运输容器辐射屏蔽性能检测结果的认定。因此，实际容器屏蔽性能检测过程中，模拟放射源的活度应尽可能与容器最大装载活度相近，结构尺寸、摆放位置方式也尽可能与实际运输时真实装载的内容物相近。在针对容器辐射屏蔽性能评价进行模拟计算时，模型应该尽量模拟真实装载情况，尤其源卡设置应符合实际。

[1] 何仕均. 电离辐射工业应用的防护与安全[M]. 北京：原子能出版社，2009:12-13.

[2] 中国核动力研究设计院. GB 7465 高活度钴-60密封放射源[S]. 北京：中国标准出版社，2009：1-2.

[3] 核工业标准化研究所. GB 18871—2002 电离辐射防护与辐射源安全基本标准[S]. 北京：中国标准化出版社，2002:35-36.

[4] 国家环保总局核安全中心和核工业第二研究设计院. GB 11806 放射性物质安全运输规程[S]. 北京：中国标准出版社，2004:39-40.

[5] 中华人民共和国国务院. 第562号令 放射性物品运输安全管理条例[S]. [s.n.],2010.

[6] Briesmeister J F(Ed.).MCNP-A General monte Carlo N-Particle transport code, version 4B, La-12625-M[R]. [s.n.]: Los Alamos National Laboratory, 1997.

[7] 军事医学科学院放射医学研究所. BGZ/T 144 用于光子外照射放射防护的剂量转换系数[S]. 北京：中国标准出版社，2002：6-7.

[8] ICRP. Conversion coefficients for use in Radiological protection against external radiation. No. 74 in ICRP publication[R]. [s.n.]: ICRP, 1997: 159-160.

Shielding Performance Measurements on Container for60Co Radioactive Sources Transport

SUN Hong-chao, LI Guo-qiang, YAN Feng, ZHUANG Da-jie, SUN Shu-tang, WANG Xue-xin

(ChinaInstituteforRadiationProtection,Taiyuan030006,China)

Some radioactive sources are often used in irradiation industry and radiotherapy, such as60Co,137Cs,131I,32P,153Sm,99Mo,90Sr,89Sr and so on. The radiation include α、β、γ and n. The radiation from γ sources are the mostly concerned during the transporting of radioactive sources. The shielding performance measurements on container for60Co radioactive sources transport were discussed by using both Monte Carlo method simulation calculation and experiment measurement. Some important factors was discussed which could affect the results of shielding performance measurements. The layout of radioactive sources had a important impact on the monitoring results of the external radiation levels of radiation sources transport container. The results afforded the contribution to the improvement of the radiation monitoring and management of radioactive material transportation package.

radiation levels monitoring; shielding performance measurements; radioactive sources transport container

10.7538/tws.2015.28.02.0075

2014-10-21;

2014-12-19

孙洪超(1983—)，男，辽宁省人，粒子物理与原子核物理专业

TL816+，2

A

1000-7512(2015)02-0075-06