曲 鵬, 劉澤華, 張冀巖, 呂澤宇

(1. 南華大學(xué) 環(huán)境保護(hù)與安全工程學(xué)院, 湖南 衡陽(yáng) 421001; 2. 核工業(yè)理化工程研究院 安防處, 天津 300180; 3. 南華大學(xué) 城市建設(shè)學(xué)院, 湖南 衡陽(yáng) 421001; 4. 西安理工大學(xué) 自動(dòng)化與信息工程學(xué)院, 西安 710048)

移動(dòng)式放射性廢水處理實(shí)驗(yàn)裝置輻射防護(hù)設(shè)計(jì)

曲 鵬1,2, 劉澤華3, 張冀巖2, 呂澤宇4

(1. 南華大學(xué) 環(huán)境保護(hù)與安全工程學(xué)院, 湖南 衡陽(yáng) 421001; 2. 核工業(yè)理化工程研究院 安防處, 天津 300180; 3. 南華大學(xué) 城市建設(shè)學(xué)院, 湖南 衡陽(yáng) 421001; 4. 西安理工大學(xué) 自動(dòng)化與信息工程學(xué)院, 西安 710048)

移動(dòng)式放射性廢水處理實(shí)驗(yàn)裝置中的放射性核素分布較分散, 各凈化設(shè)備在截留放射性物質(zhì)后成為眾多體源,并且γ射線(xiàn)與物質(zhì)作用時(shí)會(huì)發(fā)生散射效應(yīng), 因此在進(jìn)行輻射防護(hù)工作時(shí)必須了解裝置周?chē)臻g的劑量分布. 本文創(chuàng)建了實(shí)驗(yàn)裝置的三維模型, 利用MCNP模擬出了移動(dòng)式放射性廢水處理實(shí)驗(yàn)裝置周?chē)目臻g劑量, 給出了劑量場(chǎng)的分布, 制定出現(xiàn)場(chǎng)防護(hù)方案, 并為后續(xù)的中放實(shí)驗(yàn)及應(yīng)用于環(huán)境中的車(chē)載移動(dòng)式放射性廢水處理裝置的輻射防護(hù)提供指導(dǎo)性的依據(jù).

放射性廢水處理; 輻射防護(hù); MCNP

引言

移動(dòng)式放射性廢水處理實(shí)驗(yàn)裝置是核應(yīng)急污水處理裝置的研制平臺(tái), 研究過(guò)程中需要對(duì)235U、90Sr、137Cs等放射性核素進(jìn)行攔截實(shí)驗(yàn), 以檢測(cè)裝置的處理能力.235U和90Sr衰變時(shí)主要發(fā)射α和β粒子, 這兩種粒子的穿透能力較弱, 而137Cs衰變時(shí)會(huì)發(fā)射出能量為0.662MeV的γ射線(xiàn), 其穿透能力較強(qiáng), 雖然進(jìn)行低放實(shí)驗(yàn)時(shí)137Cs的使用量較小, 但若控制不當(dāng), 仍可能造成輻射事故, 對(duì)周?chē)巳寒a(chǎn)生過(guò)量照射. 由于實(shí)驗(yàn)過(guò)程中要對(duì)裝置進(jìn)行調(diào)試和切換, 同時(shí)還要對(duì)實(shí)驗(yàn)裝置進(jìn)行觀(guān)察, 考慮到實(shí)驗(yàn)裝置的實(shí)際操作情況, 無(wú)法做到完全密閉的屏蔽模式. 若進(jìn)行開(kāi)放式操作, 則需要對(duì)操作環(huán)境的輻射劑量水平進(jìn)行較為詳細(xì)的分析, 根據(jù)分析結(jié)果和現(xiàn)場(chǎng)操作情況進(jìn)行具體的輻射防護(hù)設(shè)計(jì). 同時(shí), 在低放實(shí)驗(yàn)完成后可借助該平臺(tái)進(jìn)行中放實(shí)驗(yàn), 以更好的驗(yàn)證處理裝置的性能并在市場(chǎng)上進(jìn)行推廣.

1 多源放射性分析方法

進(jìn)行γ射線(xiàn)的屏蔽計(jì)算時(shí), 必須合理地處理源和屏蔽體的幾何模型, 正確選取相應(yīng)的參數(shù), 以及對(duì)多次碰撞、吸收、射線(xiàn)能譜和角分布隨貫穿厚度的變化等影響因素進(jìn)行仔細(xì)分析并加以修正. 否則, 計(jì)算得到的屏蔽體厚度與實(shí)際所需的會(huì)有較大出入, 也無(wú)法得到正確的劑量分布場(chǎng).

由于實(shí)驗(yàn)裝置的凈化設(shè)備較多、放射性核素的分布較分散, 凈化設(shè)備在截留放射性物質(zhì)后會(huì)成為眾多體源, 并且γ射線(xiàn)與物質(zhì)作用時(shí)會(huì)發(fā)生散射效應(yīng), 因此在進(jìn)行輻射防護(hù)工作時(shí)必須考慮到裝置周?chē)臻g各個(gè)部分的劑量水平. 傳統(tǒng)的計(jì)算方法可針對(duì)單一點(diǎn)源、線(xiàn)源、面源和體源情況, 對(duì)空間中某一關(guān)心點(diǎn)進(jìn)行劑量估算, 但本實(shí)驗(yàn)裝置布局較復(fù)雜, 過(guò)濾設(shè)備作為體源的同時(shí)又會(huì)將周?chē)渚€(xiàn)散射到其它方向, 因此若要得到裝置周?chē)臻g中連續(xù)的劑量分布, 必須在進(jìn)行輻射防護(hù)設(shè)計(jì)時(shí)建立實(shí)驗(yàn)場(chǎng)所的數(shù)值模型, 對(duì)粒子在空間中的輸運(yùn)過(guò)程進(jìn)行模擬, 幫助輻射防護(hù)的設(shè)計(jì)工作.

MCNP是由美國(guó)Los Alamos實(shí)驗(yàn)室設(shè)計(jì)的大型多功能蒙特卡羅粒子輸運(yùn)程序, 可用于解決中子、光子、電子等粒子在空間中的輸運(yùn)問(wèn)題. 本文根據(jù)實(shí)驗(yàn)裝置自身的設(shè)計(jì)及周?chē)沫h(huán)境狀況, 建立了符合實(shí)際情況的數(shù)值模型, 經(jīng)過(guò)計(jì)算機(jī)模擬, 得出了較詳細(xì)的估算結(jié)果. 在對(duì)結(jié)果數(shù)據(jù)進(jìn)行整理后, 使用Matlab制作了實(shí)驗(yàn)裝置的劑量分布場(chǎng), 可直觀(guān)對(duì)劑量場(chǎng)進(jìn)行分析, 給出了具體的低放實(shí)驗(yàn)的防護(hù)設(shè)計(jì)方案, 并為中放實(shí)驗(yàn)的防護(hù)設(shè)計(jì)工作提供了指導(dǎo)性的依據(jù).

2 劑量模擬

在進(jìn)行模擬前需要得到各項(xiàng)參數(shù), 包括實(shí)驗(yàn)裝置的空間三維參數(shù)、源項(xiàng)參數(shù)及各設(shè)備的材質(zhì)等.

2.1 三維參數(shù)

經(jīng)過(guò)實(shí)驗(yàn)現(xiàn)場(chǎng)的多次復(fù)合后, 最終確定了構(gòu)建三維模型所需的基礎(chǔ)參數(shù). 為便于構(gòu)建曲面方程, 在采集各設(shè)備的空間參數(shù)后, 制作了裝置的三維模型, 同時(shí)也可檢驗(yàn)構(gòu)建模型使用參數(shù)的準(zhǔn)確性. 三維模型如圖1所示.

圖1 實(shí)驗(yàn)裝置三維圖

2.2 源項(xiàng)分析

本次實(shí)驗(yàn)過(guò)程中使用的模擬廢水含235U、137Cs和90Sr三種放射性核素, 其中137Cs衰變時(shí)會(huì)產(chǎn)生較強(qiáng)的外照射, 對(duì)周?chē)娜藛T造成外照射影響. 因此, 在進(jìn)行劑量模擬時(shí)需要明確源項(xiàng)的活度濃度和質(zhì)量濃度,并且結(jié)合裝置的工藝參數(shù), 估算出實(shí)驗(yàn)裝置各凈化設(shè)備放射性物質(zhì)的殘留量. 在確定參數(shù)時(shí), 各吸附凈化裝置中放射性物質(zhì)的殘留量參照137Cs的總使用量來(lái)估算, 管路中放射性物質(zhì)的量參照單次實(shí)驗(yàn)最大量來(lái)估算, 具體情況根據(jù)各設(shè)備和管路自身的設(shè)計(jì)進(jìn)行分析計(jì)算確定.

2.3 其他參數(shù)分析

除對(duì)源項(xiàng)進(jìn)行詳細(xì)分析外, 還要明確周?chē)h(huán)境的其他各項(xiàng)可能影響輻射劑量水平的因素, 包括實(shí)驗(yàn)裝置所處三廢處理大廳的平面布局、實(shí)驗(yàn)裝置自身的平面布局、各凈化設(shè)備和儲(chǔ)罐的材質(zhì)及厚度等. 實(shí)驗(yàn)裝置各凈化設(shè)備的外殼材質(zhì)見(jiàn)表1.

表1 設(shè)備材質(zhì)及壁厚

2.4 模擬計(jì)算結(jié)果與分析

在得到具體的實(shí)驗(yàn)裝置的三維參數(shù)、源項(xiàng)參數(shù)及周?chē)h(huán)境參數(shù)后, 便可開(kāi)始構(gòu)建三維模型, 然后填充源項(xiàng), 對(duì)實(shí)驗(yàn)裝置進(jìn)行模擬. 模擬結(jié)果如圖2和圖3所示.

圖2 Z軸坐標(biāo)-36—134空間內(nèi)的劑量分布圖

圖3 Z軸坐標(biāo)134—200空間內(nèi)的劑量分布圖

由圖2和圖3可知, Z軸坐標(biāo)-36—134空間范圍內(nèi)的劑量值比134—200空間范圍內(nèi)的劑量值高出一個(gè)數(shù)量級(jí), 因此Z軸坐標(biāo)在134以上的空間(即距地面高度170cm以上的空間)隨著高度的增加劑量呈下降趨勢(shì).

3 輻射防護(hù)設(shè)計(jì)

對(duì)于外照射的影響主要從受照時(shí)間、照射距離、屏蔽設(shè)施三方面來(lái)進(jìn)行控制. 在較易實(shí)現(xiàn)的情況下,控制受照時(shí)間和照射距離顯然是最經(jīng)濟(jì)合理的方式. 在前兩種方式都無(wú)法實(shí)現(xiàn)或不易實(shí)現(xiàn)的情況下, 應(yīng)進(jìn)行適當(dāng)?shù)钠帘? 使外照射影響降至輻射劑量管理限值之下. 根據(jù)模擬結(jié)果可知, 劑量最高值出現(xiàn)在2號(hào)吸附柱表面區(qū)域, 劑量水平約為3.16×10-3mSv/h～5.0×10-3mSv/h. 由于存在實(shí)際工況變動(dòng)及其他未知情況的可能性, 應(yīng)對(duì)劑量管理限值增加一個(gè)30%的安全系數(shù), 因此, 可將職業(yè)人員和公眾的輻射劑量管理限值再降低30%, 即職業(yè)人員輻射劑量管理限值為1.4mSv/a, 公眾輻射劑量管理限值為0.7mSv/a. 三廢處理大廳墻外的劑量率仍參考執(zhí)行2.5μGy/h.

首先應(yīng)從控制受照時(shí)間和受照距離的方面來(lái)考慮輻射防護(hù)的設(shè)計(jì). 由于本實(shí)驗(yàn)裝置的特殊性, 讓工作人員與裝置保持一定的距離是不太現(xiàn)實(shí)的, 因此只能從控制受照時(shí)間的角度來(lái)進(jìn)行分析.

根據(jù)模擬結(jié)果, 在保證工作人員操作的前提下來(lái)劃定幾個(gè)區(qū)域的停留時(shí)間, 圖4中紅色虛框以?xún)?nèi)、實(shí)驗(yàn)裝置車(chē)體以外的部分為①號(hào)區(qū)域; 黑色虛框以?xún)?nèi)、實(shí)驗(yàn)裝置車(chē)體以外的部分為②號(hào)區(qū)域; 黑色虛框以外至三廢處理大廳內(nèi)的邊界處為③號(hào)區(qū)域. 職業(yè)人員和公眾在不同區(qū)域內(nèi)的停留時(shí)間見(jiàn)表2.

圖4 劑量分區(qū)圖

圖5 三廢處理大廳內(nèi)停留區(qū)域劃分示意圖

表2 停留時(shí)間估算表

由表2的相關(guān)數(shù)據(jù)可知, 劃分幾個(gè)區(qū)域, 按照受照時(shí)間來(lái)控制受照劑量的方法是可行的, 因此, 只要實(shí)驗(yàn)裝置對(duì)三廢處理大廳外的外照射影響在標(biāo)準(zhǔn)限值以?xún)?nèi)的話(huà), 則可認(rèn)為實(shí)驗(yàn)裝置對(duì)周?chē)耐庹丈溆绊懯强山邮艿? 職業(yè)人員及公眾的年工作時(shí)間按照2000h來(lái)估算. 由表5可知, 工作人員在3號(hào)區(qū)域內(nèi)是不限制停留時(shí)間的, 在1號(hào)區(qū)域內(nèi)年工作時(shí)間不得超過(guò)280h. 如果同一名職業(yè)人員或公眾在不同區(qū)域內(nèi)都有停留時(shí)間, 則可將停留時(shí)間換算為劑量值來(lái)進(jìn)行累計(jì), 當(dāng)累計(jì)劑量超過(guò)相關(guān)要求時(shí)則不能繼續(xù)操作. 原則上公眾不能進(jìn)入該區(qū)域, 但實(shí)驗(yàn)過(guò)程中可能會(huì)有相關(guān)專(zhuān)家或技術(shù)人員對(duì)實(shí)驗(yàn)裝置進(jìn)行操作. 因此為了保護(hù)有關(guān)公眾, 將公眾的停留時(shí)間也進(jìn)行了限定, 同時(shí)還便于管理.

在評(píng)價(jià)三廢處理大廳外公眾所受劑量時(shí), 應(yīng)使用公眾所受的劑量與輻射劑量約束值來(lái)進(jìn)行比較得出結(jié)果. 由于距離三廢處理大廳及實(shí)驗(yàn)裝置最近的環(huán)境敏感點(diǎn)為北側(cè)的武警營(yíng)房, 同時(shí)三廢處理大廳北側(cè)和東側(cè)墻外的劑量值高于其它地方. 因此三廢處理大廳北側(cè)武警營(yíng)房、北墻外和東墻外的劑量值若達(dá)標(biāo),則實(shí)驗(yàn)裝置對(duì)周?chē)h(huán)境是安全的. 在估算三廢處理大廳外的劑量時(shí)應(yīng)設(shè)置停留因子. 三廢處理大廳北墻外為綠地和便道, 無(wú)人員固定停留地點(diǎn), 因此停留因子應(yīng)設(shè)置為; 三廢處理大廳東墻外為便道, 無(wú)人員固定停留地點(diǎn), 且少有人經(jīng)過(guò), 因此停留因子應(yīng)設(shè)置為; 武警營(yíng)房處的停留因子可取1. 估算公式為

其中H為環(huán)境關(guān)心點(diǎn)處的年劑量當(dāng)量, mSv/h; H0為源項(xiàng)在距離某點(diǎn)處的劑量當(dāng)量, mSv/h, 此處計(jì)算武警營(yíng)房和三廢處理大廳北墻外的劑量時(shí)取H0=1.0×10-4mSv/h; 計(jì)算三廢處理大廳東墻外的劑量時(shí)取H0=3.16×10-4mSv/h; R0為源項(xiàng)至某點(diǎn)處的距離, m; R為源項(xiàng)至環(huán)境關(guān)心點(diǎn)處的距離, m, 此處計(jì)算武警營(yíng)房時(shí), 取R=4R0; 在計(jì)算三廢處理大廳北墻外和東墻外便道處的環(huán)境關(guān)心點(diǎn)時(shí), 取R=R0; t為停留時(shí)間, 此處在計(jì)算三廢處理大廳北墻外和東墻外的劑量時(shí), t=2000, 在計(jì)算武警營(yíng)房時(shí)取t=8670h ; T為停留因子, 此處在計(jì)算三廢處理大廳北墻外的劑量時(shí),T=; 在計(jì)算三廢處理大廳東墻外的劑量時(shí),T=;在計(jì)算武警營(yíng)房時(shí)取T=1.

將各參數(shù)代入式(1)進(jìn)行計(jì)算, 結(jié)果見(jiàn)表3.

表3 劑量估算結(jié)果

由估算結(jié)果可知, 三廢處理大廳外的空氣比釋動(dòng)能均可達(dá)到相應(yīng)要求, 各環(huán)境關(guān)心點(diǎn)處的年劑量當(dāng)量均低于輻射劑量管理限值, 因此在進(jìn)行低放實(shí)驗(yàn)時(shí)實(shí)驗(yàn)裝置對(duì)三廢處理大廳外的外照射影響滿(mǎn)足相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定要求. 同時(shí), 無(wú)關(guān)公眾禁止進(jìn)入三廢處理大廳.

4 結(jié)論

移動(dòng)式放射性廢水處理實(shí)驗(yàn)裝置中的各凈化設(shè)備在截留放射性核素后成會(huì)為眾多體源, 且分布較分散, 很難使用簡(jiǎn)單的點(diǎn)源或體源計(jì)算公式計(jì)算出周?chē)妮椛鋭┝克? 由于實(shí)驗(yàn)需要, 又不能對(duì)裝置進(jìn)行整體屏蔽, 因此須找到合適的方法估算出實(shí)驗(yàn)裝置周?chē)膭┝糠植? 從而為輻射防護(hù)設(shè)計(jì)提供依據(jù). MCNP可解決中子、光子、電子等粒子在空間中的輸運(yùn)問(wèn)題, 在臨界計(jì)算、輻射防護(hù)等領(lǐng)域已有較成熟的應(yīng)用, 因此本文通過(guò)創(chuàng)建實(shí)驗(yàn)裝置的三維模型, 利用MCNP模擬出了移動(dòng)式放射性廢水處理實(shí)驗(yàn)裝置周?chē)目臻g劑量, 給出了劑量場(chǎng)的分布, 并結(jié)合相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定制定出現(xiàn)場(chǎng)防護(hù)方案, 為后續(xù)的中放實(shí)驗(yàn)及應(yīng)用于環(huán)境中的車(chē)載移動(dòng)式放射性廢水處理裝置的輻射防護(hù)提供指導(dǎo)性的依據(jù).

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Design for the Protection Against Radiation of the Experiment Device of Mobile Radioactive Wastewater Treatment

QU Peng1,2, LIU Ze-hua3, ZHANG Ji-yan2, LV Ze-yu4
(1. Environmental Protection and Safety Engineering Institute, University of South China, Hengyang 421001, China; 2. Safety Protection Department, Research Institute of Physical and Chemical Engineering of Nuclear Industry, Tianjing 300180, China; 3. Urban Construction Institute, University of South China, Hengyang 421001, China; 4. School of Automation and Information Engineering, Xi’an University of Technology, Xi’an 710048, China)

The radionuclides in the experiment device of mobile radioactive wastewater treatment are distributed in a scattered manner. The purification equipment becomes source after they intercept radioactive materials, and scattering effect is generated when the gamma ray reacts with the material. So when taking radiation protection, we must make clear the dose distribution surrounding the equipment. This article created a three-dimensional model of the experiment device, simulates the space dose surrounding the experiment device of mobile radioactive wastewater treatment by using MCNP, gave the distribution of dose field, works out the protection scheme, and provided guiding basis for the follow-up experiment and protection against radiation of the experiment device of vehicle-mounted mobile radioactive wastewater treatment.

radioactive wastewater treatment; radiation protection; MCNP

TL77

A

1672-5298(2015)03-0064-05

2015-06-19

國(guó)家自然科學(xué)基金項(xiàng)目(11275093)

曲 鵬(1984- ), 男, 天津人, 南華大學(xué)環(huán)境保護(hù)與安全工程學(xué)院在職碩士. 主要研究方向: 輻射防護(hù)