γ辐照装置照射场计算的程序设计方法与C语言程序实现

方法创新科技创斯与应用Technology Innovation and Application2017年21期典型酌辐射剂量计算方法甘业福(中核四川环保工程有限责任公司，四川广元628000)摘要:酌辐射剂量计算是为辐射防护提供设计输入数据，判定屏蔽材料选择是否满足人员和公众辐射防护要求。

文章介绍了几种典型 模型的酌辐射剂量计算方法，为同类核设施或核技术运行设施辐射防护屏蔽计算提供参考。

关键词：典型；辐射;计算中图分类号:TL72 文献标志码:A文章编号=2095-2945 (2017)21-0096-02引言通常在进行屏蔽计算时还会用到另一个参数半厚度值在国内外核技术应用和核设施中，存在大量酌放射性核 素，酌放射性核素会发出一定能量的酌射线。

人员接触后，会 产生受照剂量，在不采取辐射防护措施的情况下，一旦超过限 值，可能对人员产生辐射损伤。

在已建成的核技术运用设施和核设施，通常设置有固定 式或者便携式酌剂量测量设备，用于监测工作现场酌剂量率，根据监测数据确定工作人员辐射防护措施，确保工作人员辐 射安全。

但新建的核技术运用设施和核设施，需要通过新建设 施内的源项进行酌剂量理论计算，计算结果作为设计输人，进 行辐射防护屏蔽设计，确保设施运行过程中工作人员辐射安 全。

目前国内外酌辐射剂量计算多数采用蒙卡计算，计算软 件较为复杂，而且需要专业技术人员计算，科研研究院所使用 较多，厂矿企业使用较少。

因此，为方便厂矿企业开展辐射剂 量计算，特开展较为典型模型的辐射剂量计算开展研究。

对于 较为复杂的模型，可采用点核计算后进行积分或叠加。

1酌外照射辐射防护计算原理1.1祝常数放射性同位素的祝常数表示从1m C i点源释放出的未经 屏蔽的酌射线在距源1c m处所造成的剂量率(R/h)。

祝常数分 为微分祝常数和总祝常数，对某一给定放射性同位素的某一 单能酌射线所计算的祝常数为微分祝常数，以祝表示，放射性同位素的总r常数简称r常数，等于r;之和。

Science and Technology &Innovation ┃科技与创新2018年第10期·33·文章编号：2095－6835（2018）10－0033－02浅谈计算伽马剂量场中的点核积分方法伍盛煜，肖刚（北京应用物理与计算数学研究所，北京100094）摘要：计算伽马辐射场在很多场景下，比如辐射防护、核医学、核设施退役、辐射屏蔽设计等具有很重要的意义。

伽马辐射场的计算原理是基于光子输运理论，但基于光子输运方程我们无法得到伽马辐射场解析解，因此伽马剂量场的计算主要依赖于数值计算方法。

点核积分方法是用一种半经验性的解析计算方法来计算伽马剂量场。

点核积分方法在快速计算伽马剂量场中有很重要的应用。

关键词：伽马剂量场；光子输运；点核积分；积累因子中图分类号：TL328文献标识码：ADOI ：10.15913/ki.kjycx.2018.10.033随着科技的发展与进步，人们对于涉核方面的辐射剂量越来越关心。

人体在不同场景下辐射剂量的计算包括是否有辐射热点、辐射屏蔽是否到位，这些都属于对不同场景下伽马辐射剂量场的计算。

伽马辐射剂量场由光子的输运方程来描述，但光子输运方程很难给出一个精确的解析解，通常计算实际场景下的伽马辐射剂量场是通过实际的数值方法来得出较为精确的数值解。

1光子输运1.1光子输运方程[1]光子输运方程为：[].t E Ωr q t E Ωr q Ωd t E Ωr ΦΩΩE E rdEt E Ωr S t E Ωr ΦE rt E Ωr Φgrad Ωt t E Ωr Φv ''''a ），，，（），，，（），，，（），，（），，，（），，，（），（），，，（），，，（1d f 2s π4ext a ++→→+=++∂∂⎰⎰∞σσ（1）式（1）中：t t E Ωr Φv ∂∂），，，（ 1为光子的角通量变化；gradΩ ] [），，，（t E Ωr Φ为目标（体积为v ）进出产生的光子变化；），，，（），（t E Ωr ΦE ra σ为光子吸收；），，，（t E Ωr S ext 为外部源强（不包括目标v ）；→⎰⎰∞''a E rdE，（s π4σ），ΩΩE '→'Ωd t E Ωr Φ2 ），，，（为散射光子（即不通过目标v ，来自其他各方向、各能量的光子）；），，，（t E Ωr q f 为裂变产生的光子；），，，（t E Ωr q d 为延迟光子。

辐射场计算的算法和方法辐射场计算是指对放射性核素在空间中源-传输-受体过程的影响进行模拟和计算。

这种计算是为了评估放射性物质排放对环境和人类健康造成的影响。

辐射场计算的主要任务是给出污染源在环境中传播的路径、范围和影响。

本文将介绍一些在辐射场计算中常用的算法和方法。

一、传输模型传输模型可以用来模拟放射性核素在水、土壤和大气中的传输过程。

这里介绍其中的三种传输模型。

1. 大气传输模型大气传输模型主要用于预测空气中放射性物质的分布和扩散。

大气传输模型按照不同的应用和场合可以分为区域模型和局部模型。

区域模型主要用于大范围地区的污染传输预测，如基于气象条件对某地区的污染物进行监测和评估。

而局部模型则主要用于一些小范围内复杂的空气质量模拟，如模拟工厂周围的排放物扩散过程。

2. 水文传输模型水文传输模型主要用于预测水体中放射性物质的传输过程，如湖泊、河流、海洋等的污染物传输预测。

这种模型需要考虑流域的各种因素如水流、水位、流速等，以及环境中的氧化还原环境、PH值等因素的影响。

3. 土壤传输模型土壤传输模型主要用于评估放射性物质在土壤中的迁移和转化过程。

在这种模型中，需要考虑土壤中物质的吸附、沉积、弥散等过程，以及地下水的污染问题。

针对不同的土壤类型、含水条件等，可以建立不同的模型。

二、地核转移模型地核转移模型主要用于评估放射性物质在生态系统中的迁移和生物聚集过程。

这种模型从源质量到人体摄取通过不同介质的影响过程中，所需计算的步骤包括建立核素地核转移模型、污染物与生态转移模型、生态人核模型等。

这类模型的应用是评估核事故以及放射性污染情况对生态环境的影响。

三、核素迁移模型核素迁移模型主要模拟放射性污染物在自然环境中的传播过程和人体对污染物的摄入途径，可以应用在评估原子能和辐射安全，辐射监测和污染区域修复方面。

1. 快速核素迁移模型快速核素迁移模型适用于污染物向人体生物摄取方向和地下水摄取方向的迅速传输问题，其作用在于预测核素污染源的污染情况以及对人体健康的影响。

典型γ辐射剂量计算方法作者：甘业福来源：《科技创新与应用》2017年第21期摘要：γ辐射剂量计算是为辐射防护提供设计输入数据，判定屏蔽材料选择是否满足人员和公众辐射防护要求。

文章介绍了几种典型模型的γ辐射剂量计算方法，为同类核设施或核技术运行设施辐射防护屏蔽计算提供参考。

关键词：典型；辐射；计算中图分类号：TL72 文献标志码：A 文章编号：2095-2945（2017）21-0096-02引言在国内外核技术应用和核设施中，存在大量γ放射性核素，γ放射性核素会发出一定能量的γ射线。

人员接触后，会产生受照剂量，在不采取辐射防护措施的情况下，一旦超过限值，可能对人员产生辐射损伤。

在已建成的核技术运用设施和核设施，通常设置有固定式或者便携式γ剂量测量设备，用于监测工作现场γ剂量率，根据监测数据确定工作人员辐射防护措施，确保工作人员辐射安全。

但新建的核技术运用设施和核设施，需要通过新建设施内的源项进行γ剂量理论计算，计算结果作为设计输入，进行辐射防护屏蔽设计，确保设施运行过程中工作人员辐射安全。

目前国内外γ辐射剂量计算多数采用蒙卡计算，计算软件较为复杂，而且需要专业技术人员计算，科研研究院所使用较多，厂矿企业使用较少。

因此，为方便厂矿企业开展辐射剂量计算，特开展较为典型模型的辐射剂量计算开展研究。

对于较为复杂的模型，可采用点核计算后进行积分或叠加。

1 γ外照射辐射防护计算原理1.1 Γ常数放射性同位素的Γ常数表示从1mCi点源释放出的未经屏蔽的γ射线在距源1cm处所造成的剂量率（R/h）。

Γ常数分为微分Γ常数和总Γ常数，对某一给定放射性同位素的某一单能γ射线所计算的Γ常数为微分Γ常数，以Γi表示，放射性同位素的总Γ常数简称Γ常数，等于Γi之和。

即：上式可简化为：。

经计算，Cs-137的Γ常数为8.51E-14Gy.m2/（h.Bq），Co-60的Γ常数为3.42E-13Gy.m2/（h.Bq）。

1.2 γ屏蔽计算γ射线与物质的相互作用，主要是光电效应、电子对效应和康普顿散射。

γ射线和电子束辐照装置防护检测规范前言本标准第4～7章为强制性的，其余为推荐性的。

根据《中华人民共和国职业病防治法》制定本标准。

本标准是GB10252-1996《钴-60辐照装置的辐射防护标准》、GB17279-1998《水池贮源型γ辐照装置设计安全准则》、GB17568-1998《γ辐照装置设计建造和使用规范》配套的放射防护检测规范。

本标准适用于各种类型的γ源辐照装置和能量小于或等于10MeV 的电子加速器辐照装置。

本标准规定了辐照装置的分类，各类辐照装置外照射泄漏辐射剂量水平、放射性物质表面污染、贮源井水放射污染相放射源泄漏等项放射防护检测的仪器、方法及评价，也规定了辐射安全设施的检测方法。

本标准的附录A和附录B是资料性附录。

本标准由中华人民共和国卫生部提出并归口。

本标准起草单位:北京市放射卫生防护所。

本标准主要起草人: 王时进娄云。

本标准由中华人民共和国卫生部负责解释。

γ射线和电子束辐照装置防护检测规范Specifications for radialogical protection test of γ-rays and electron irradiation facilitiesGBZ141-20021 范围本标准推荐了用于γ射线和电子束辐照装置的放射防护检测项目、频率、方法及评价的技术规范。

本标准适用于γ射线和能量小于或等于10MeV的电子加速器辐照装置。

2 规范性引用文件下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。

凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可适用这些文件的最新版本。

凡不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。

GB5750 生活饮用水标准检验万法GB16140 水中放射性核素的γ能谱分析方法GB/T10252 钴-60辐照装置的辐射防护与安全标准GB17279 水池贮源型γ辐照装置设计安全准则GB17568 γ辐照装置设计建造和使用规范3 辐照装置分类3.1 γ射线辐照装置按γ放射源的贮源和照射方式分为:Ⅰ类自屏蔽(整装)式干法贮源辐照装置(见附录A图A.1)。

第43卷第5期(总第257期)辐射防护通讯2023年10月•研究通报•γ辐照装置屏蔽方案评价陶由之,赵红(四川省核工业辐射测试防护院,成都,610051)摘㊀要㊀依据‘γ辐照装置的辐射防护与安全规范“,针对典型γ辐照装置升源状态不同辐射照射途经进行计算分析,以验证屏蔽设计的可靠性;对不同照射途经的辐射剂量率进行比较,提出优化屏蔽计算及设计建议㊂结果表明:①该γ辐照装置屏蔽设计方案满足辐射屏蔽要求;②屏蔽计算过程中,屏蔽体外天空反散射剂量率贡献大于直射辐射剂量率,迷道入口散射辐射剂量率贡献大于直射辐射剂量率;③考虑γ辐照装置工作负荷较大,并遵循辐射防护最优化原则:在屏蔽设计过程中应考虑一次散射照射剂量率贡献,必要时进行局部加厚处理,对于迷道散射设计次数应在5次以上,楼顶区域不建议布置长期人员居留场所㊂关键词:㊀γ辐照装置;屏蔽计算;辐射防护中图分类号:R144㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀文献标识码:A㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀文章编号:1004-6356(2023)05-0001-00100㊀引言γ辐照加工中使用的放射源属Ⅰ类放射源[1],γ辐照装置须设计足够的实体屏蔽㊂考虑到经济性及适用性,γ辐照装置实体屏蔽首选材料为混凝土㊂实践中需对其屏蔽结构进行校核,确保其外辐射剂量率满足相关标准限值要求㊂本文采用‘γ辐照装置的辐射防护与安全规范“[2]中的计算方法对某单位SQ(H)型移动式悬挂γ辐照装置典型辐射屏蔽结构进行量化分析,验证其屏蔽可靠性;通过对比各种辐射照射途经的剂量率贡献,优化计算程序,为同类型γ辐照装置的屏蔽设计和辐射环境影响评价提供参考㊂1㊀γ辐照装置概况某单位设计的SQ(H)移动式悬挂γ辐照装置采用水井贮源,属于固定辐照室湿法贮源γ辐照装置[3],设计额定装源量为400万Ci(1.48ˑ1017Bq),共装载1200枚60Co放射源㊂γ辐照装置辐照室设计为单层结构,建造面积446.5m2,主要包括:辐照大厅㊁贮源水井㊁货物迷道㊁人员迷道等,配套功能区包括:控制室㊁水处理间㊁工具间㊁收发室等㊂2㊀不同照射途经辐射剂量率计算对于γ辐照装置屏蔽体外关注点的照射途经包括:升源后直射辐射㊁迷道散射辐射(一次散射㊁多次散射)㊁天空反散射及降源后贮源水井表面直射辐射等,各照射途经对周围关注点的辐射剂量率计算方法不同,不同辐射途经计算分析如下㊂2.1㊀关注点设定对于关注点依据最不利照射途经进行设定,即人员可到达的最短照射路径,根据辐照室的设计方案,设定的计算关注点包括:A㊁B㊁C1㊁C2㊁D㊁E㊁F㊁G㊁H㊁I㊁J㊁P㊁Q㊁R,如图1㊁图2所示㊂2.2㊀直射辐射剂量率计算在放射源与计算点之间无屏蔽介质的情况下,计算点的γ射线能通量密度的计算公式为:Φ=S04πR2(1)式中,Φ为γ射线能通量密度,MeV/(cm2㊃s);S0为点源能量强度,S0=A0ˑ2.5MeV(γ射线总能量)=2.5MeVˑ4ˑ106Ciˑ3.7ˑ1010衰变/s=3.7ˑ1017MeV/s;R为点源与计算点之间的距离,cm㊂1㊀收稿日期:2023-05-23作者简介:陶由之(1989 ),男,2012年毕业于四川农业大学环境科学专业,本科;工程师㊂从事核与辐射类环境影响评价方面工作㊂E-mail:457417090@图1㊀一层计算关注点图2㊀屋顶计算关注点示意图2 辐射防护通讯㊀2023年10月第43卷第5期㊀㊀由式(2)~(4)计算该关注点有屏蔽体时的剂量率大小:D m =D K=Φ㊃H pK(2)K =1B e -μx(3)B =A 1e-a 1μx+(1-A 1)e -a 2μx(4)式中,D m 为有屏蔽体情况下计算点的剂量率,μSv /h;D 为无屏蔽体情况下计算点的剂量率,μSv /h;H p 为γ光子对应能量为1.25MeV 时的通量密度与剂量率的转换因子,取1.765ˑ10-5(mSv /h)/(MeV /cm 2s)[4];K 为屏蔽体的有效减弱倍数;μ为线性减弱系数,混凝土取0.127cm -1[5];x 为屏蔽厚度,cm;B 为累积因子;a 1㊁a 2㊁A 1是γ射线能量的函数,E γ=1.25MeV 时,对混凝土,取a 1=-0.06485,a 2=-0.0117,A 1=23.3615[5]㊂屏蔽体外不同关注点的直射辐射剂量率计算结果列于表1㊂表1㊀辐照室四周关注点剂量率计算参数取值及计算结果表参考点距离(cm)屏蔽厚度(cm)累积因子减弱倍数通量密度(MeV /cm 2s)辐射剂量率(μSv /h)㊀A 1275260165.9 1.32ˑ1012 1.81ˑ1010 2.42ˑ10-4㊀B 1358309262.3 4.21ˑ1014 1.60ˑ1010 6.70ˑ10-7㊀C 11148342353.5 2.06ˑ1016 2.24ˑ1010 1.91ˑ10-8㊀C 21488326306.1 3.12ˑ1015 1.33ˑ10107.52ˑ10-8㊀D 888262169.1 1.67ˑ1012 3.74ˑ1010 3.95ˑ10-4㊀E 880260165.9 1.32ˑ1012 3.80ˑ1010 5.09ˑ10-4㊀F931275191.37.69ˑ1012 3.40ˑ10107.80ˑ10-5㊀G 1260308259.9 3.74ˑ1014 1.86ˑ10108.75ˑ10-7㊀H 1325210101.2 3.78ˑ109 1.68ˑ10107.83ˑ10-2㊀I 888260165.9 1.32ˑ1012 3.74ˑ1010 5.00ˑ10-4㊀J1463333326.17.14ˑ1015 1.38ˑ1010 3.40ˑ10-8㊀P54020091.21.18ˑ109 1.01ˑ1011 1.51ˑ100㊀Q 1255380494.9 1.84ˑ10181.78ˑ10101.71ˑ10-102.3㊀迷道多次散射剂量率计算γ射线在迷道中经辐照室屏蔽墙㊁屋顶和地板的多次散射,到达辐照室出入口㊂迷道多次散射计算的路径如图3所示㊂散射剂量率的计算公式为:D i =D i -1㊃αd ㊃cos θ㊃Sr i 2(5)式中,D i 为经过i 次散射后某测点位置处的反散射剂量率,Sv /h;S 为散射面积,m 2;r i 为从散射点到计算点的距离,m;D i -1为入射到面积元S 处的剂量率,Sv /h;αd 为微分反照率㊂αd 计算公式为:αd =c ㊃k (θs )ˑ1026+cᶄ1+cos θ0cos θ(6)式中,θ0为入射γ射线的入射角;θ为散射γ射线的反射角;k (θs )为公式换算中间量,见式(7);c ㊁cᶄ为与入射γ射线能量和散射介质有关的系数,由‘γ辐照装置的辐射防护与安全规范“表A.2取值㊂k (θs )=r 022p [1+p 2-p (1-cos 2θs )](7)p =E E 0(8)E =E 01+E 00.511(1-cos θs )(9)式中,r 0为经典电子半径,取2.818ˑ10-13cm;p为公式换算中间量;θs 为散射方向与入射方向的夹角,θs =180ʎ-(θ0+θ);E 0为入射γ射线能量,MeV;E 为一次散射后γ射线能量,MeV㊂γ射线反射简化示意如图4所示㊂迷道多次散射计算结果见表2和表3㊂根据表3,为使迷道入口辐射剂量率控制在2.5μSv /h 限值以下,其散射次数须大于5次㊂3 γ辐照装置屏蔽方案评价㊀陶由之图3㊀迷道散射路径(多次散射至迷道口)示意图图4㊀计算反散射示意图表2㊀到达第一次散射点的辐射剂量率散射路径参考点距离(cm)通量密度(MeV /cm 2s)辐射剂量率(μSv /h)货物入口散射路径a 物12451.90ˑ1010 3.35ˑ108货物出口散射路径a 物10952.46ˑ1010 4.34ˑ108人员通道散射路径a 人4641.37ˑ10112.42ˑ1094 辐射防护通讯㊀2023年10月第43卷第5期表3㊀迷道散射计算所用参数及结果散射线路散射次数θ0θθs 散射面积(m 2)距离(m )散射后能量(M e V )pk (θs )c c ᶄαd 剂量率(μS v /h )㊀人员通道散射路径1㊀(O ңa ңb ңc ңd ңe ңC 2)㊀人员通道散射路径2㊀(O ңa ᶄңb ᶄңc ᶄңd ᶄңf ңC 2)㊀货物出口散射路径㊀(O ңa ᶄңb ᶄңc ᶄңd ᶄңe ᶄңB )㊀货物入口散射路径㊀(O ңa ᵡңb ᵡңc ᵡңd ᵡңe ᵡңJ )第1次232713041.56.00.250.208.23ˑ10-272.78ˑ10-22.77ˑ10-22.49ˑ10-28.56ˑ106第2次62843414.615.20.230.926.79ˑ10-272.78ˑ10-22.77ˑ10-23.94ˑ10-22.23ˑ103第3次67110319.64.300.150.643.62ˑ10-262.39ˑ10-23.38ˑ10-22.97ˑ10-22.28ˑ101第4次71406925.22.350.120.845.73ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-29.50ˑ10-27.58ˑ100第5次205011011.27.390.090.754.68ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-24.86ˑ10-24.86ˑ10-2第1次221913939.56.340.240.197.77ˑ10-272.78ˑ10-22.77ˑ10-22.49ˑ10-21.00ˑ107第2次71832625.213.80.230.967.25ˑ10-262.78ˑ10-22.77ˑ10-26.25ˑ10-21.01ˑ104第3次76810520.73.840.150.643.61ˑ10-262.39ˑ10-23.38ˑ10-23.29ˑ10-21.75ˑ102第4次69169526.31.800.110.764.81ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-28.85ˑ10-21.21ˑ102第5次25609510.46.460.090.815.32ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-24.59ˑ10-26.90ˑ10-1第1次74412927.515.90.250.208.28ˑ10-272.78ˑ10-22.77ˑ10-22.13ˑ10-24.04ˑ106第2次4660746.383.160.180.744.52ˑ10-262.04ˑ10-24.09ˑ10-25.57ˑ10-27.19ˑ104第3次302712312.32.970.120.643.59ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-25.23ˑ10-24.67ˑ103第4次27876618.520.50.100.886.19ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-27.90ˑ10-28.50ˑ10-2第5次3581198.40.760.080.774.84ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-24.23ˑ10-22.77ˑ10-2第1次221913939.56.340.240.197.77ˑ10-272.78ˑ10-22.77ˑ10-22.49ˑ10-21.00ˑ107第2次71832625.213.80.230.967.25ˑ10-262.78ˑ10-22.77ˑ10-26.25ˑ10-21.01ˑ104第3次76810520.73.840.150.643.61ˑ10-262.39ˑ10-23.38ˑ10-23.29ˑ10-21.75ˑ102第4次69248726.32.250.120.785.01ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-28.94ˑ10-27.42ˑ101第5次86610610.28.420.090.774.91ˑ10-261.51ˑ10-24.89ˑ10-23.58ˑ10-21.60ˑ10-15 γ辐照装置屏蔽方案评价㊀陶由之2.4㊀迷道一次散射透射剂量率γ射线在辐照室内第一次散射后能量及剂量仍然较大,可以以最短的路径穿过屏蔽墙体到达G点和Q点,其路径如图5所示㊂迷道一次散射透射剂量率的计算结果列于表4㊁表5㊂2.5㊀天空反散射剂量率计算γ光子会在屏蔽室上方散射产生比直射屏蔽体更大的辐射圆柱体,这种散射是从建筑物的天花板或者上方空气镜面反射产生,散射后γ光子会在地面形成二次辐射场,即成为 天空反散射 [6]㊂天空反散射如图6所示㊂天空反散射剂量率由式(10)计算:D z=8.775ˑ10-3AΩ1.3kH2X2(10)式中,D Z为图中Z点的剂量率,μSv/h;A为辐射源的放射性活度,取1.48ˑ1011MBq;Ω为放射源对辐照室屋顶所张得立体角,Sr;k为屏蔽层对γ射线的有效减弱倍数,根据表1取1.18ˑ109;H 为放射源到屋顶上方2m处的距离,取7.1m;X 为放射源到Z点的距离,m㊂放射源对辐照室屋顶所张得立体角Ω如图7所示㊂对于图7(a),a㊁b分别为O点至A点㊁B点的距离;c㊁d分别为放射源Y点至O点㊁E点的距离㊂平面OAEB对Y点所张的立体角Ω为:Ω=arctan ab cd(11)㊀㊀放射源对屏蔽墙所张立立体角经常为图7 (b)所示的情况,这可把平面EFGH对Y点所张立体角视为S E㊁S F㊁S G㊁S H对Y点所张立体角ΩE㊁ΩF㊁ΩG㊁ΩH之和:Ω=ΩE+ΩF+ΩG+ΩH(12)㊀㊀天空反散射剂量率计算参数见表6,计算结果列于表7㊂图5㊀一次散射穿墙透射的路径示意图6辐射防护通讯㊀2023年10月第43卷第5期表4㊀到达第一次散射点的辐射剂量率路径距离(cm)通量密度(MeV/cm2s)辐射剂量率(μSv/h) Oңgᵡ468.4 1.34ˑ1011 2.37ˑ109Oңgᶄ463.9 1.37ˑ1011 2.42ˑ109表5㊀散射一次穿过墙体透射剂量率参数参考点Q G㊀㊀㊀路径OңgᵡңQ OңgᶄңG㊀㊀㊀θ04250㊀㊀㊀θ3719㊀㊀㊀θs101111㊀㊀㊀散射面积(m2)21.07.5㊀㊀㊀距离(m)15.416.2㊀㊀㊀散射后能量(MeV)0.32(保守取0.5MeV)0.29(保守取0.5MeV)㊀㊀㊀p0.260.23㊀㊀㊀k(θs) 1.08ˑ10-269.68ˑ10-27㊀㊀㊀αd 2.99ˑ10-2 3.25ˑ10-2㊀㊀㊀屏蔽前辐射剂量率(μSv/h)9.91ˑ106 2.13ˑ106㊀㊀㊀屏蔽厚度(cm)162.1148.4㊀㊀㊀a11)-0.148-0.148㊀㊀㊀a21)-0.106-0.106㊀㊀㊀A11)38.238.2㊀㊀㊀μ(cm-1)2)0.2060.206㊀㊀㊀累积因子 4.07ˑ103 2.57ˑ103㊀㊀㊀减弱倍数7.81ˑ10107.35ˑ109㊀㊀㊀屏蔽后辐射剂量率(μSv/h) 1.27ˑ10-4 2.90ˑ10-4㊀1)a1㊁a2㊁A1由‘辐射防护导论“[5]表3.4查得;2)μ由‘辐射防护导论“附表1查得,一次散射能量保守按0.5MeV进行计算㊂图6㊀天空反散射示意图7γ辐照装置屏蔽方案评价㊀陶由之图7㊀放射源对屋顶屏蔽墙所张立体角示意图表6㊀放射源对屋顶屏蔽墙所张立体角计算表点位立体角核算参数(m)a b c dΩ(Sr)E 3.5 6.1558.670.46F 3.510.85512.50.55G 6.15 4.5159.120.55H 6.1510.85513.40.78合计 2.34表7㊀天空反散射剂量率计算结果表关注点辐射源到关注点的距离(m)剂量率(μSv/h)㊀A12.75 4.02ˑ10-4㊀B13.58 3.55ˑ10-4㊀C111.48 4.96ˑ10-4㊀C214.88 2.95ˑ10-4㊀D8.888.29ˑ10-4㊀E8.888.29ˑ10-4㊀F9.317.54ˑ10-4㊀G12.60 4.12ˑ10-4㊀H13.25 3.72ˑ10-4㊀I8.888.29ˑ10-4㊀J14.63 3.05ˑ10-4㊀Q12.55 4.15ˑ10-4㊀P 2.00 1.65ˑ10-2 2.6㊀贮源状态水井表面剂量率计算贮源井设计深度为7.5m,贮源井内设置有水位报警系统,当水位线低于7.0m将进行报警,并进行自动补水,本次评价保守考虑7.0m极限水位时贮源井表面(R点)辐射剂量率水平,源架在贮存位置时的几何关系如图8所示㊂采用式(1)~式(4)进行计算,计算参数和结果见表8㊂图8㊀源架贮源井中的几何示意图8辐射防护通讯㊀2023年10月第43卷第5期表8㊀贮源状态水井表面剂量取值及结果放射源状态㊀㊀㊀贮存㊀放射源活度(Bq)1.48ˑ1017㊀水屏蔽层厚度(cm)415㊀距井口外30cm 处距离(cm)495㊀减弱倍数1)5.70ˑ109㊀通量密度(MeV /cm 2s) 1.11ˑ1011㊀剂量率(μSv /h)1.17㊀1)根据‘辐射防护导论“附表1查得,水的线性减弱系数取0.063cm -1,对于水,根据‘辐射防护导论“表3.4,取a 1=-0.08108,a 2=-0.01409,A 1=17.8538㊂2.7㊀辐射剂量率汇总根据前述分析,源架升起后屏蔽体外各关注点辐射剂量率汇总情况见表9㊂3㊀讨论(1)SQ(H)移动式悬挂γ辐照装置典型屏蔽结构外辐射剂量率满足‘γ辐照装置设计建造和使用规范“[3]规定的在距屏蔽体表面30cm处,由放射源辐射产生的平均剂量率不大于2.5μSv /h 限值要求;在迷道口外30cm 处平均剂量表9㊀辐射剂量率汇总表关注点辐射途经剂量率(μSv /h)合计(μSv /h)㊀㊀A 直射辐射天空反散射 2.42ˑ10-44.02ˑ10-4 6.44ˑ10-4㊀㊀B 直射辐射货物迷道多次散射辐射天空反散射 6.70ˑ10-70.693.55ˑ10-40.69㊀㊀C 1直射辐射天空反散射 1.91ˑ10-84.96ˑ10-44.96ˑ10-4㊀㊀C 2直射辐射人员迷道多次散射辐射货物迷道多次散射辐射天空反散射7.52ˑ10-82.77ˑ10-20.162.95ˑ10-40.19㊀㊀D 直射辐射天空反散射 3.95ˑ10-48.29ˑ10-4 1.22ˑ10-3㊀㊀E 直射辐射天空反散射 5.09ˑ10-48.29ˑ10-41.34ˑ10-3㊀㊀F 直射辐射天空反散射7.80ˑ10-57.54ˑ10-48.32ˑ10-4㊀㊀G 直射辐射一次散射透射辐射天空反散射8.75ˑ10-72.90ˑ10-44.12ˑ10-47.03ˑ10-4㊀㊀H 直射辐射天空反散射7.83ˑ10-23.72ˑ10-47.87ˑ10-2㊀㊀I 直射辐射天空反散射 5.00ˑ10-48.29ˑ10-41.33ˑ10-3㊀㊀J 直射辐射货物迷道多次散射辐射天空反散射 3.40ˑ10-84.86ˑ10-23.05ˑ10-4 4.80ˑ10-2㊀㊀P 直射辐射天空反散射 1.511.65ˑ10-2 1.53㊀㊀Q 直射辐射一次散射辐射天空反散射 1.71ˑ10-101.27ˑ10-44.15ˑ10-45.42ˑ10-4㊀㊀R直射辐射1.12 1.129 γ辐照装置屏蔽方案评价㊀陶由之率不应大于2.5μSv/h限值要求;贮源井在极限水位时,井口表面30cm处平均剂量率不大于2.5μSv/h限值要求㊂(2)在进行辐照室迷道设计时,第一次散射后因其剂量率及能量可能较高,应在对应的一次散射照射野墙体进行局部加厚处理,同时为使迷道入口达到辐射屏蔽要求,迷道设计应充分考虑弯折次数,γ射线在迷道中的设计散射次数至少应在5次以上㊂(3)通过各辐射照射途经分析,屏蔽体外主要辐射剂量率贡献来源于天空反散射,部分区域远大于直射辐射剂量率贡献,因此在辐射环境影响评价中对于周围职业人员及公众的受照剂量计算不可忽略天空反散射的贡献计算,若设计过程中存在天空反射辐射剂量率偏大的情况,可通过加厚辐照大厅顶部屏蔽体的措施进行处理;迷道入口(人员㊁货物)辐射剂量率贡献主要来源多次散射辐射,在辐射屏蔽计算过程中为简化计算程序,可忽略穿过墙体的直射辐射剂量率贡献㊂(4)该典型γ辐照装置屏蔽体外最大辐射剂量率关注点位于辐照大厅屋顶,在实际运行过程中,考虑γ辐照装置工作负荷较大,在辐照大厅楼顶不建议布置长时间人员居留场所(如:办公室㊁控制室等)㊂(5)本文以实际案例对典型γ辐照装置屏蔽结构进行了详细的计算,可为同类大型γ辐照装置辐射环境影响评价提供参考及比对㊂参考文献:[1]国家环境保护总局:公告2005年第62号.放射源分类办法[S].2005.[2]中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局,中国国家标准化管理委员会.γ辐照装置的辐射防护与安全规范:附录A:GB10252 2009[S].2009.[3]国家市场监督管理总局,中国国家标准化管理委员会.γ辐照装置设计建造和使用规范:GB/T17568 2019[S].2019.[4]ICRP.Conversion coefficients for use in radiologicalprotection against external radiation[R].ICRP Publi-cation74.1996:179.[5]方杰.辐射防护导论[M].北京:原子能出版社,1988.[6]NCRP.Radiation protection for particle accelerator fa-cilities[R].NCRP Report No.144.2003:311.Evaluation of Shielding Scheme for Gamma Irradiation FacilitiesTao Youzhi,Zhao Hong(Radiation Detection&Protection Institute of Nuclear Industry,Chengdu610051) Abstract㊀Based on‘Radiation protection and safety regulations for Gamma irradiation facilities“,a detailed quantitative calculation and analysis were carried out for the different radiation paths of the typical gamma irradiation facilities in the source up-state,in order to verify the reliability of the shield design.Radiation dose rates of different radiation paths were compared,and the optimization of the shield calculation and design suggestions were put forward.The results show that:①the design scheme of the typical gamma irradiation facilities meets the requirements of radiation shielding;②During the shielding calculation,the contribution of sky back scattering dose rate outside the shielding is greater than that of direct radiation,and the contribution of scattered radiation dose rate at the entrance of the labyrinth is greater than that of direct radiation;③Considering the large work load at gamma irradiation facilities, and follow the optimization principle of radiation protection:in the shielding design process the contribution of a scattering radiation dose rate should be considered;and if necessary,some local thickening should be added;for the scattering design the scattering number should be more than5times; the roof area is not recommended for long term personnel residencet.Key words:㊀Gamma irradiation facilities;Shielding computation;Radiation protection(责任编辑:赵宁)01辐射防护通讯㊀2023年10月第43卷第5期。

γ射线和电子束辐照装置防护检测规范前言本标准第4～7章为强制性的，其余为推荐性的。

根据《中华人民共和国职业病防治法》制定本标准。

本标准是GB10252-1996《钴-60辐照装置的辐射防护标准》、GB17279-1998《水池贮源型γ辐照装置设计安全准则》、GB17568-1998《γ辐照装置设计建造和使用规范》配套的放射防护检测规范。

本标准适用于各种类型的γ源辐照装置和能量小于或等于10MeV 的电子加速器辐照装置。

本标准规定了辐照装置的分类，各类辐照装置外照射泄漏辐射剂量水平、放射性物质表面污染、贮源井水放射污染相放射源泄漏等项放射防护检测的仪器、方法及评价，也规定了辐射安全设施的检测方法。

本标准的附录A和附录B是资料性附录。

本标准由中华人民共和国卫生部提出并归口。

本标准起草单位:北京市放射卫生防护所。

本标准主要起草人: 王时进娄云。

本标准由中华人民共和国卫生部负责解释。

γ射线和电子束辐照装置防护检测规范Specifications for radialogical protection test of γ-rays and electron irradiation facilitiesGBZ141-20021 范围本标准推荐了用于γ射线和电子束辐照装置的放射防护检测项目、频率、方法及评价的技术规范。

本标准适用于γ射线和能量小于或等于10MeV的电子加速器辐照装置。

2 规范性引用文件下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。

凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可适用这些文件的最新版本。

凡不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。

GB5750 生活饮用水标准检验万法GB16140 水中放射性核素的γ能谱分析方法GB/T10252 钴-60辐照装置的辐射防护与安全标准GB17279 水池贮源型γ辐照装置设计安全准则GB17568 γ辐照装置设计建造和使用规范3 辐照装置分类3.1 γ射线辐照装置按γ放射源的贮源和照射方式分为:Ⅰ类自屏蔽(整装)式干法贮源辐照装置(见附录A图A.1)。

自屏蔽式γ辐照器自查技术程序
1. 自查目的
自屏蔽式γ辐照器主要用于血液、细胞辐照等。

按 IAEA 对实践的分类，这类辐照器应归入Ⅰ类放射源实践，潜在危险较大。

采取措施防止放射源被盗或者失控，避免人员受到意外照射是本项自查的目的。

2. 自查程序适用范围
本程序适用于自屏蔽式γ辐照装置。

3. 引用标准和文件
（1）《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）。

4. 自查内容
自查的具体内容见自查表。

5. 自查意见
核实上次检查意见的落实及改进情况，提出本次检查中存在的问题和意见。

自屏蔽式γ辐照器自查表
1 辐照器基本情况（每个辐照器填 1 份）装置编号/型号：
2 辐射安全防护设施与运行
注：加*的项目是重点项，检查合格划√，不合格划×，不适用或无法验证划 /。

不能详尽的在备注中说明。

3 法规执行情况
4 管理制度与执行情况
5 上次检查改进情况已完成：未完成（说明理由）：
6 存在的主要问题自查日期
自查人员签字
自查单位代表签字。

第43卷　增刊1　2023年　8月　辐　射　防　护Radiation ProtectionVol.43　No.S1 Aug.2023·剂量学基础·空间辐射粒子致航天员辐射剂量的蒙特卡罗模拟计算沈江燕袁闫聪冲(苏州大学放射医学与辐射防护国家重点实验室、放射医学与防护学院、放射医学及交叉学科研究院、江苏高校放射医学协同创新中心,江苏苏州215123)　摘　要:空间辐射是航天员执行空间站飞行任务过程中面临的主要风险之一。

空间辐射粒子组成复杂,能量范围广泛,研究空间辐射粒子能谱对航天员的辐射剂量能够更好地辅助研究空间辐射粒子效应,进一步完善航天员安全保护机制。

采用山东高等技术研究院阿尔法磁谱仪(AMS )测量的空间辐射粒子能谱和ICRP 成人男性体素模型,基于蒙特卡罗工具包Geant4构建“天和”核心舱等比例模型,完成了模拟计算空间辐射粒子能谱对核心舱内航天员的辐射剂量,并通过粒子能谱通量数据估算了航天员于近地轨道空间站长期飞行所受到的空间辐射剂量。

结果表明,空间辐射163天后皮肤剂量吸收率达到2.22mGy ·d -1,空间辐射粒子谱中占比仅0.5%的高能重离子贡献了空间辐射剂量的14.6%。

该研究对航天员长期飞行辐射剂量的模拟计算、航天员健康风险评估和高能重离子辐射生物效应具有一定指导和参考意义。

关键词:空间辐射;航天员;辐射剂量;蒙特卡罗中图分类号:TL72文献标识码:A 收稿日期:2023-01-08基金项目:国家自然科学基金(K112800122)、江苏省“双创博士”和苏州大学“优秀青年学者”资助。

作者简介:沈江燕(1998—),女,2020年毕业于徐州医科大学生物医学工程,现为苏州大学生物医学工程在读硕士研究生。

E -mail:20214220012@通信作者:闫聪冲。

E -mail:cchyan@ 中国航天工程砥砺前行三十余年,从“神舟”系列飞船到“天宫”空间站航天三人组6个月的轮转值班任务,我国载人航天事业实现了质的飞跃。

医疗机构医院放射治疗设备放射防护要求医疗机构医院放射治疗设备放射防护要求1 范围本标准规定了放射治疗的放射防护要求，包括放射治疗设备、场所、设备操作和相关检测涉及的放射防护要求。

本标准适用于医用电子加速器、钴-60治疗机、X射线治疗机、中子放射源及γ放射源后装治疗机、γ刀、陀螺刀等放射治疗设备。

Cyber knife、螺旋断层治疗机、质子重离子放射治疗设备等新型放射治疗设备参照执行。

本标准不适用于放射性敷贴治疗的放射防护要求。

2 规范性引用文件下列文件对于本文件的应用是必不可少的。

凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本文件。

凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。

GBZ/T 201.1 放射治疗机房辐射屏蔽规范第1部分：一般原则GBZ/T 201.2 放射治疗机房的辐射屏蔽规范第2部分：电子直线加速器放射治疗机房GBZ/T 201.3 放射治疗机房的辐射屏蔽规范第3部分：γ射线源放射治疗机房GBZ/T 201.4 放射治疗机房的辐射屏蔽规范第4部分：锎-252中子后装放射治疗机房3 术语和定义3.1 正常治疗距离 normal treatment distance；NTD对于加速器的电子辐照，规定为沿着有用线束轴，从电子窗到电子束限束器末端或某一规定平面的距离；对于加速器的X射线辐照，规定为沿着有用线束轴，从靶的前表面到等中心的距离；对γ射束治疗设备规定为沿辐射束轴从辐射源到等中心的距离；对没有等中心的设备，则是到某一规定平面的距离。

3.2 等中心 isocentre同中心 isocentre放射学设备中，各种运动的基准轴线围绕一个公共中心点运动，辐射束从以此为中心的最小球体内通过，此点即为等中心。

3.3 主/次剂量监测组合primary/secondary dose monitoring combination一种双道剂量监测系统的组合。

其中一道作为主剂量监测系统，另一道作为次剂量监测系统。

典型γ辐射剂量计算方法γ辐射剂量计算是为辐射防护提供设计输入数据，判定屏蔽材料选择是否满足人员和公众辐射防护要求。

文章介绍了几种典型模型的γ辐射剂量计算方法，为同类核设施或核技术运行设施辐射防护屏蔽计算提供参考。

标签：典型；辐射；计算引言在国内外核技术应用和核设施中，存在大量γ放射性核素，γ放射性核素会发出一定能量的γ射线。

人员接触后，会产生受照剂量，在不采取辐射防护措施的情况下，一旦超过限值，可能对人员产生辐射损伤。

在已建成的核技术运用设施和核设施，通常设置有固定式或者便携式γ剂量测量设备，用于监测工作现场γ剂量率，根据监测数据确定工作人员辐射防护措施，确保工作人员辐射安全。

但新建的核技术运用设施和核设施，需要通过新建设施内的源项进行γ剂量理论计算，计算结果作为设计输入，进行辐射防护屏蔽设计，确保设施运行过程中工作人员辐射安全。

目前国内外γ辐射剂量计算多数采用蒙卡计算，计算软件较为复杂，而且需要专业技术人员计算，科研研究院所使用较多，厂矿企业使用较少。

因此，为方便厂矿企业开展辐射剂量计算，特开展较为典型模型的辐射剂量计算开展研究。

对于较为复杂的模型，可采用点核计算后进行积分或叠加。

1 γ外照射辐射防护计算原理1.1 Γ常数放射性同位素的Γ常数表示从1mCi点源释放出的未经屏蔽的γ射线在距源1cm处所造成的剂量率（R/h）。

Γ常数分为微分Γ常数和总Γ常数，对某一给定放射性同位素的某一单能γ射线所计算的Γ常数为微分Γ常数，以Γi表示，放射性同位素的总Γ常数简称Γ常数，等于Γi之和。

即：上式可简化为：。

经计算，Cs-137的Γ常数为8.51E-14Gy.m2/（h.Bq），Co-60的Γ常数为3.42E-13Gy.m2/（h.Bq）。

1.2 γ屏蔽计算γ射线与物质的相互作用，主要是光电效应、电子对效应和康普顿散射。

究竟哪种效应是主要的，决定于射线的能量和屏蔽材料的原子序数，三种效应均随屏蔽材料原子序数的增加而不同程度的增加。