60Co放射源照射裝置研制及輻射場測量

高 飛, 肖雪夫，侯金兵，宋明哲，倪 寧，王紅玉

(中國原子能科學研究院， 北京 102413)

采用準直設計的60Co源照射裝置具有良好的輻射特性，但是在參考輻射場中仍然存在散射光子的影響，主要來源有準直器、源屏蔽容器、地面、墻壁以及刻度車等。散射貢獻無法避免，只能通過優(yōu)化設計將其控制在合理范圍內(nèi)，由于設計思想和實驗方法不同，散射輻射的影響也不同[1]。降低參考輻射場中的散射光子的輻射貢獻是關鍵[2]。研究輻射場特性的傳統(tǒng)方法是“影錐法”[3]，即將足夠厚的鉛磚置于次級標準電離室和60Co源照射裝置之間，用以阻擋輻射場中的直射射束，此時電離室測得的劑量率全部來源于周圍物體的散射輻射。“影錐法”只能籠統(tǒng)確定輻射場中散射輻射的劑量率，不能區(qū)分散射來源，而且只能用于測量已建成的參考輻射場，不能用于60Co源照射裝置的優(yōu)化設計。隨著計算機速度的提高和蒙特卡羅程序的不斷發(fā)展，可采用數(shù)學方法模擬計算刻度室中劑量的分布情況成[4-16]，該方法能區(qū)分參考輻射場中的散射來源，為60Co源照射裝置的設計提供了理論依據(jù)，也為計量檢定用輻射場性能的研究提供數(shù)據(jù)和手段。某核電站檢定室現(xiàn)有的60Co放射源經(jīng)過8年的衰變，活度已經(jīng)減少至約130 GBq，不能滿足防護儀表高量程段的校準要求[17]，需要研制一套新型60Co源照射裝置。新裝置能夠安裝最大活度為740 GBq的60Co放射源，表面接觸劑量率不大于2.5 μGy/h，產(chǎn)生的準直輻射場中散射輻射的劑量率不大于5%，以滿足國家標準GB/T12162.1-2000《用于校準劑量儀和劑量率及確定其能量響應的X和γ參考輻射第1部分：輻射特性及產(chǎn)生方法》的要求[18]。本研究以該核電站新研制的新型60Co源照射裝置為例，闡述采用蒙特卡羅模擬方法對60Co源照射裝置的模擬計算。

1 準直照射裝置原理

準直60Co源照射裝置原理圖示于圖1。60Co源照射裝置由足夠厚的鉛制成，將透過容器輻射的注量減小到有用射線束的千分之一[18]，并在源關閉時，其表面劑量率限制到可接受的水平，通常為2.5 μGy/h。

圖1 準直60Co源照射裝置原理圖Fig.1 PrincipleFigure of collimated radiation facility

2 蒙特卡羅計算模型

60Co源照射裝置由散射腔、鉛屏蔽體、輔快門、主快門、內(nèi)光闌、放射源、前光闌和底座等構成。現(xiàn)利用蒙特卡羅程序MCNP對60Co源裝置進行建模，通過模擬和研究裝置產(chǎn)生的參考輻射的散射輻射和均勻性來優(yōu)化設計。計算模型主要包括：輻照裝置、水泥臺、墻壁、地面、刻度車、絲杠及支架等；其中輻照裝置又包括：鉛容器、散射腔、內(nèi)光闌、快門光闌、外光闌等。為了簡化計算，節(jié)省計算時間，對上述幾何結構均作了適當?shù)母呕幚怼CNP繪制概化后的60Co源照射裝置計算模型示于圖2。

圖2 MCNP程序繪制概化后60Co源照射裝置圖Fig.2 60Co radiation facility model built by MCNP

照射裝置采用三組共十片光闌，均由鎢合金(W89%、Ni7%、Cu4%)制成，密度為17 g/cm3,厚度為1.5 cm。實驗室中水泥墻壁的密度為2.35 g/cm3，由氧(52.9%)、硅(33.7%)、鐵(1.3%)和其他元素(12.1%)所組成。空氣密度為0.001 293 g/cm3，由氧(23.2%)、氮(76%)以及碳和氬(0.8%)等元素組成。計算模型包括：照射裝置、墻壁、地面、天花板、空氣、水泥臺和刻度車等。60Co源照射裝置坐落在高度為1.2 m高的水泥臺上，放射源距離地面1.25 m。刻度車由車體和轉臺構成，高度為1.1 m至1.5 m連續(xù)可調(diào)。刻度車到放射源之間的距離由1.0 m至6.5 m連續(xù)可調(diào)，升降臺具有升降功能，確保實驗儀器位于輻射場軸心位置，MCNP繪制的簡化后刻度車示于圖3。

圖3 MCNP繪制的簡化后刻度車Fig.3 Calibration mobile platform builded by MCNP

圖3中，圓球是為計數(shù)而設置的球形柵元，下邊依次為放置被照物品的支架、絲杠、轉盤、滑軌和小車。放射源支架材料為鋁合金，鋁合金由鋁(93.5%)、硅(0.5%)和其他元素如：鐵和銅等(總共6%)組成，密度為2.78 g/cm3。60Co源的活性區(qū)為φ3 mm×6 mm的圓柱，材料為金屬鈷元素，密度為8.9 g/cm3，放射源活性區(qū)外部包有不銹鋼包殼，放射源外形尺寸為φ6 mm×11 mm的圓柱體。

3 散射輻射模擬計算

為了確保輻射場中散射輻射的劑量率不超過總劑量率的5%，利用MCNP程序中F4命令計算參考點處的光子注量率φ，利用DE/DF命令將計算得到的光子注量率乘以Ka/φ換算因子換算為空氣比釋動能率[19]，Ka/φ為光子注量率-空氣比釋動能率換算因子，表示輻射場中某一能量光子的注量率產(chǎn)生的劑量率[20]，單位為pGy·cm2，再配合使用CF計數(shù)命令計算參考輻射場中來自不同物體(包括：刻度車、準直器、鉛容器、地面和墻壁等)的散射貢獻[19]，計算結果示于圖4。

圖4 60Co參考輻射場中散射劑量的模擬計算Fig.4 Scattered dose simulation in 60Co reference radiation filed

由于鉛容器中散射腔的吸收作用使得散射光子進入計數(shù)柵元的量很小，因此在整個輻射場中鉛容器的散射作用很微弱，不足總劑量的0.1%。另外，由于放射源距離地面較高，因此，在距離放射源6.5 m處準直束并未接觸地面，散射貢獻微弱，不足總劑量的0.1%。在60Co輻射場中鉛容器和地面的散射貢獻都很小，散射腔和地面的散射貢獻可忽略。

由圖4可以看出，隨著距離繼續(xù)增加，當準直射束照射到地面上時，地面的散射貢獻就會明顯上升。小車的散射貢獻隨著距離的增大而增加，由最初不足總劑量的0.05%上升到0.55%，這是由于隨著距離的增大，光子直射小車體并散射造成的。墻壁的散射貢獻隨著參考點到放射源之間距離的增大，其到輻射場墻壁的距離在減小，因此墻壁的散射貢獻才逐漸的顯現(xiàn)出來。準直光闌的散射貢獻最大，而且變化趨勢也相反，從最初的3.32%下降到2.52%。

參考輻射場中總的散射劑量先降低后又隨著距離的增大而上升，在3.04%～3.85%之間變化，60Co源照射裝置產(chǎn)生的參考輻射中散射輻射不大于總劑量的5%，滿足國家標準GB/T12162.1-2000的要求。

4 均勻性模擬計算

利用MCNP蒙特卡羅程序模擬了參考輻射場的橫向均勻性，計算結果示于圖5。

圖5 距離放射源1.16 m處輻射場均勻性模擬結果Fig.5 Uniformity result of reference radiation filed in the distance of 1 metre

由圖5結果可知，由于準直光闌對輻射場的塑型作用，距離輻射源1.16 m處，±12 cm范圍劑量率相對于照射裝置出口軸線位置的偏差不大于2%，滿足設計要求。

5 結果與分析

利用PTWUnidos劑量計配30cc柱形電離室對所研制的60Co源照射裝置產(chǎn)生的輻射場劑量率分布和均勻性進行實驗測量，測量結果列于表1。

由表1可見，最小相對誤差為-4.3%。按照國家標準GB/T12162.1-2000中提供的計算方法，將輻射場中不同距離的劑量率進行空氣減弱修正，修正后的空氣比釋動能率≤2%與放射源中心到探測器中心距離平方的倒數(shù)成正比，滿足國家標準(5%)要求。

表1 參考輻射場中劑量率的分布測量結果Table 1 Dose rate distribution in the reference radiation filed

注：以上數(shù)據(jù)已扣除“天然本底”(0.15 μGy/h)

表2 距離放射源1.16 m處的均勻性Table 2 Uniformity of reference radiation filed in the distance of 1.16 metre

注：“-”為該點位于照射裝置出射口軸線的左側，“+”為位于右側，0表示測量點正對照射裝置出口的軸線位置。

距離放射源1.16 m輻射場均勻性的測量結果列于表2，劑量率的模擬值與測量值的相對誤差在±3%以內(nèi)。以輻射場軸線為中心，±125 mm范圍內(nèi)的空氣比釋動能率的測量值相對于軸線中心位置空氣比釋動能率測量值的偏差為3.3%，滿足國家標準(5%)的設計要求。

6 小結

利用蒙特卡羅方法對60Co源照射裝置產(chǎn)生的參考輻射進行模擬計算，果表明，設計截面積為φ6 cm×8 cm圓柱形散射腔和鎢合金準直光闌的60Co源照射裝置能夠有效的將參考輻射場中的散射輻射貢獻降低5%以下，并確保輻射場的均勻性，滿足國家標準的要求。蒙特卡羅研究為60Co源照射裝置的設計提供了理論依據(jù)，可有效避免因設計失誤而造成的經(jīng)濟損失，并為刻度室輻射場性能的研究提供數(shù)據(jù)和手段。

參考文獻：

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

[2] PATEL NP, Majumdar B, Vijayan V. Study of scattered radiation for in-air calibration by a multiple distance method using ionization chambers and an HDR192Ir brachytherapy source[J].The British journal of radiology, 2006，79：347-352.

[3] 高飛. Co-60、Cs-137光子參考輻射場中散射輻射問題的蒙特卡羅方法研究[D]. 北京：中國原子能科學研究院，2009.

[4] Ferreira LM.Dose determination by Monte Carlo-a useful tool in gamma radiation process[J]. Radiation Physics and Chemistry,2000, 57: 667-670.

[5] Sohrabpoura M, Hassanzadehb M, Shahriarib M. Gamma irradiator dose mapping simulation using the MCNP code and benchmarking with dosimetry[J]. Applied Radiation and Isotopes,2002, 57:537-542.

[6] Seidel K, Chen Y, Fischer U, et al.Measurement and analysis of dose rates and gamma-ray fluxes in an ITER shut-down dose rate experiment[J]. Fusion Engineering and Design,2002,63-64:211-215.

[7] Mark SW , Laurence FM.A comparison of Monte Carlo and model-based dose calculations in radiotherapy using MCNPTV[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A ,2006,562:1 013-1 016.

[8] Hranitzky C, Stadtmann H. Monte Carlo Study of a60Co Calibration Field of the Dosimetry Laboratory SEIBERSDORF[J]. Radiation Protection Dosimetry,2007, 125(1):153-156.

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

[10] Sclc J. Monte Carlo study of reference photon fields in the irradiation halls of the Czech Metrology Institute[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 2007,580:141-144.

[11] Hranitzky C, Stadtmann H. Scatter radiation influences in nuclide calibration fields[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 2007,580:230-233.

[12] Mora G, Maio M. Monte carlo simulation of a typical60Co therapy source[J]. Med Phys, 1999,26:2 494-2 502.

[13] Mainergra-Hing, Kawrakow E. Calculations for plane-parallel ion chambers in60Co beams using the EGSnrc Monte Carlo code[J]. Med Phys, 2003,30:179-189.

[14] Hranitzky CS. Monte Carlo simulation of the radiation fields of a 137Cs and60Co reference irradiation facility (in German) [C]. Gmunden:Austria, 2001:30-33.

[15] 談春明,劉以思. 用蒙特卡羅方法對60Co數(shù)字輻射成像系統(tǒng)檢測射線束的準直研究[J]. 同位素，2003，16(2)：96-99.

[16] Palani ST, Govindarajan KN, Nagarajan PS. Monte Carlo aided room scatter studies in the primary air kerma strength standardization of a remote afterloading192Ir HDR source[J]. Phys Med Biol, 2001,46: 299-315.

[17] 國家質量監(jiān)督檢驗檢疫總局.環(huán)境監(jiān)測用X、γ輻射空氣比釋動能(吸收劑量)率儀JJG521-2006[S].北京：中國計量出版社出版,2006.

[18] 國家質量技術監(jiān)督局. 用于校準劑量儀和劑量率及確定其能量響應的X和γ參考輻射第1部分：輻射特性及產(chǎn)生方法GB/T12162.1-2000[S]. 北京：中國標準出版社，2000.

[19] Judith FB. MCNPTM-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code[M].Los Alamos National Laboratory Los Alamos, New Mexico.

[20] International Commission on Radiation Units and Measurement. Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection against External Radiation：ICRU Report 57 [R]. Bethesda MD:ICRU, 1998.