工业料位计辐射场剂量分布研究硕士学位论文.doc

a成都理工大学硕士学位论文工业料位计辐射场剂量分布研究申请学位级别：硕士专业：辐射防护及环境保护接要工业料位计辐射场剂量分布研究作者简介：谢斐，男，1983年9月生，2005每9月师从于成都理工大学核 技术与叁动化工程学院葛良全教授，2008年6月毕业于成都理王大学辐射防护 与环境保护专业，获工学硕士学位。摘要随着科学的发展和普及，核技术的优点日益显现，其应用的范围也越来越广， 在国民经济和社会生产中的重要地位越发明显。同时，由核技术的推广和应用所 带来的辐射环境污染问题也日益严重，已经成为制约、限制核技术发展的主要因 素。了解核设施周围辐射剂量场的分布是辐射防护设计工作的前提，具有一定的理论价值和实践指导作用。 本文依据射线与物质相互作用的原理以及料位计的结构特点，设计进行了散射障碍物辐射场分布实验，说明散射障碍物辐射场剂量主要是由散射射线贡献。 同时，依据工业料位计周围辐射场的特点，对料位计辐射场的空气吸收剂量率进 行7多点现场测量。最后，运用mcnp蒙特卡罗计算软件，建立了料位计空阕 模型，对料位计周围辐射剂量场进行了模拟计算，并与实测结果进行了对比；通 过模拟实验测量与mcnp理论计算检验，最后得出料位计周围辐射剂量分布规 律。主要研究内容和取得的成果有：(1)依据料位计结构设计散射障碍物实验，研究出料位计辐射场的形成机 理，说明散射障碍物辐射场剂量主要来自散射射线的贡献；(2)通过实际点位测量，得出料位计空间辐射裁量的分布情况：在有放射 源的一侧，存在一个剂量异常区，异常区范围随源的活度增大丽增大。放射源两 个侧后方剂量最高，放射源正后方剂量略小；探测器一侧剂量较小：(3)建立料位计模拟模型，运用蒙特卡罗方法对料位计周围空间辐射剂量 分布进行模拟，模拟结果与实际测量结果符合，仅少数测点偏差较大。分析导致 偏差较大的原因，认为主要是由于仪器测量误差、模型建立误差引起的。(4)依据本次研究成果，建议对料位计的辐射防护设计重点应放在有放射 源的一侧，实际生产中工作人员应该避免在有放射源的一侧对仪器进行操作。建 立更准确的物理模型对料位计周围辐射场剂量分布进行模拟计算，可以弥补实际 测量受环境条件制约的弊端，为辐射防护设计提供更加准确和详细的参考依据。关键词：剂量分布mcnp软件料位计蒙特卡罗成都毽工大学硕士学位论文r繁search on industrial level meter in量he凇dia耄io扛|ield dos菇ge distributionintroduc矗on of畦：le舭r：xiefei，ma差e，was酗嫩讯seembl 983嫡ose锕的r磁瞧p国怒ssor(造li熊瓣黼琏。b黟舭d舶勰c魏e稳g&u嫩vo蔽够of融赫l杂拶遗黼藏lti锄p妁tection m苟or删剃g饿ltcd the m勰鼢degree in june，2008abs量raetas seie黼evel印s鑫嫩pop醢l碰勰s，镪e甜v躐埝ges of艄cle甜钯c虹ology 蛔creasingly eme堪en豫scope ofits aplplication becomes wider and wider，and it plays a mo勰d more糯po渤n专le遮n孤ona薹eco躺蠲7 a趟soc潍pfo幽cti锨。壬owev粼黟e文n h然搦沁si如s。翻德镤w掐p懋微f￥舔弘蟹ble戳of捌i蕊。爨poll躐io鑫嘲辩姆po叫嚣比蕊on and use of也e nucli。ar technology is dcterioratmg day by day and has already become me main fktor of restricting a芏ld lim磁ngdevciopment of nuclear谂穗掇olo豁：also，量t融s at撇d搬蹒h蕺埝嫩io蕻offesearca烈瓢prod醢r鑫蘸莲粥e搭。魏is嚣pre愆q娃is埝l摭础i旋。觳黜e畦on designe耀协燃迅默sl锻避也e d主s城bu黩on of也emdiation dosage playground aild it hals implications for practicesbas荫on专he p曲iples of i赋鼹戳t主on妖ltwn芏芏la毫e蘸越s a簸d rays，as we珏as她斑黼羲勰叛髓res西氇昭l蹰el班鲤壤畦羚e删辫嚣邀辩醍黼鼹pe嫩辩燃醴obs乜lcle sc娥ring僦iation field蕾o illuslcl锨e that the obstacle radiaition fleld dosage of me scattering is m赫nly co疵buted 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rays；the dosage is relatively small because oftlle material absorption on the one side of me detector；(3)we s豉印也e level me参娌simulatio魏mo如l a积a辨li甜龇me饿od ofmo疵carlo to calculate t11e radiation dosage distribmion of space arouild me level mcter龇m缸le results showed that me deviation was lower thall 20白dm the actual measurement(4)aceo撼堍约妇羚s武of蕊s跫se撤h，we s蝣ged像融戚i蠢。鼗p峨ec鼍desi霉阻sl埘uld eyes on the one side of the刎iation sourcexeywo砖s：面s琴ge出赋b醛on m烈p so襄嘲 融el m阳 mo舭c碰oiil独创性声明本入声明所呈交的学位论文是本人在导师指导下进行的研究工作及取得的 研究成果。据我所知，除了文中特别加以标注和致谢的地方外，论文中不包含其 他人已经发表或撰写过的研究成果，也不包含为获得盛都堡王太堂或其他教育机构的学位或证粥而使用过的材料。与我一同工作的同志对本研究所做的任何贡献均已在论文中作了明确的说明并表示谢意。学位论文作者签名：毒p硅2。召年6月，日学位论文版权使用授权书本学位论文作者完全了解盛整理王太堂有关保留、使用学位论文的规 定，有权保留并向国家有关部门或机构送交论文的复印件和磁盘，允许论文被查 阅和借阗。本人授权盛整堡至盍堂可以将学位论文的全部或部分内容编入有 关数据库进行检索，可以采用影印、缩印或扫攒等复制手段保存、汇编学位论文。(保密的学位论文在解密后适用本授权书)学位论文作者签名：徽学位论文作者导师签羔：奄r修，珈器年6月，j日第l章弓|畜第1章引言近年来，由于核辐射所特有的性质，可以实现其他技术手段所难以实现的功 能，所以核技术在国民经济生产的工业、农业、医疗等各个领域都得到了广泛的 应用，为促进各行业的发晨提供了有效的技术支持。例如：辐照制种是核技术在 农业中应用的一个典型例子；在医疗行业核技术的应用随处可见，x射线机、ct、 “伽玛刀”已经成为人们耳熟能详的医疗设备；密度计、湿度计、料位计等仪器 已经成为众多工监企监在线检测仪器的首选，其同时还具有在线分析、控制的功 能，极大程度上提高了生产效率和产品质量。核技术的应用已经渗透到人们的日常生活中，起着越来越重要的作用。 然而，由于人们缺乏对核技术的正确认识，在心理上对放射性充满了害怕和恐惧，使得核技术在推广的过程中受到了各种阻碍。有些地方的人们甚至谈核色 变，把核技术的概念与核武器等同起来，无形地限制了核技术在国民经济生产中 作用的发挥。这就要求我们在应用核技术的时候要充分考虑核辐射的防护问题， 减小辐射对环境的污染，减小辐射对人翻身体的损害，加强对环境的保护，提升 大众对核科学的认识水平，消除人们对核的恐惧心理，让核技术能更好更快地发 展，为人们的生产生活服务。由予料位计具有在线检测、分析、控制的特点，越来越多的企业为了提高生 产效率焉选择了料位计用于日常生产。料位计是剩雳射线穿过物质时，物质对射 线的吸收，通过测量透射出的射线强度来计算原料厚度的仪器。和其他核仪器一 样，由于物质对射线还具有散射的作用以及仪器不可避免的会泄露一部分的射 线，在仪器周潺将会辐射剂量异常区，的对周圈环境和工作人员具有一定的污染 和危害。因此，研究料位计周围的辐射剂量的分布情况不仅直接关系到环境质量 以及工作人员的身体健康，而且是进行辐射防护设计工作的首要前提。本文通过 实验模拟、实际测量以及蒙特卡罗计算等措施，对料位计周围的辐射翔量分布进 行研究，为生产操作提供建议，防止从业人员接受过量照射，并作为今后防护设 计的参考依据。1重国内外研究现状由于放射性射线的特点以及与物质相互作用的规律，任何放射性核设施在工 作时，都将对其周围的辐射环境产生影响，形成一定范围内的辐射剂量异常区。 料位计是十分常见的核仪器，已经被广泛地应用于水泥厂枫立窑的料位鲁动控制 乜1料位计对环境存在着辐射污染，危害着人们的身体健康。在上个世纪80年代料位计刚应用不久的时候，人们缺乏对料位计的正确认识，不了解料位计周围辐成都理工大学硕士学位论文射场的剂量分布情况，工作人员经常由于操作不当而引起多种放射性职业病。甚 至存在丢失放射源而至今未能找到的事件。进入21世纪以来，辐射污染更多地 受到人们的关注，各国相继出台各种法规规范涉源仪器的使用。在我国，从2003 年10月起，国务院决定将放射源和射线装置的审批和监管工作由卫生部门转交 环境保护部门，特别是2005年12月国务院第499号令颁布实施了放射性同位 素与射线装置安全和防护条例规范了放射源的使用和监管，有效的保护了从业 人员的身体健康。对料位计周围的辐射剂量分布情况的研究以及对料位计进行辐 射防护设计也成为核辐射防护领域的一个热点问题。上个世纪，人们只能通过传统的人工现场测量方法来了解料位计辐射场剂量 分布的情况。这种方法由于受到现场测量条件的制约，不能给出完整的剂量分布 结果；传统的辐射防护设计方法是利用简单的经验公式和表格进行辐射漏射的估 算，未能考虑到物体对射线的散射作用而对环境产生的剂量贡献1，而利用实验 手段确定辐射剂量分布又受制于客观条件，不利于在实际设计过程中利用。随着蒙特卡罗方法在核技术中的应用越来越成熟，许多研究者开始尝试利用 蒙特卡罗方法来研究核仪器周围辐射场剂量分布情况。在此过程中，产生了多种 基于蒙特卡罗方法的运用软件，mcnp就是其中较为流行的模拟软件。mcnp软件 在世界范围内得到了广泛地应用，已用于分析物理实验、反应堆设计、辐射屏蔽、 核仪器设计、计算核临界安全分析、保健物理问题的研究等。它可以很好地用于 跟踪计算、决定辐射剂量、物理实验模拟、宇宙辐射模拟、辐射损伤研究等。在 国内，mcnp程序主要用于核保障技术、核临界、核聚变、反应堆等方面的计算h。 国内主要是由环境保护部门对料位计辐射场剂量分布进行测量，测量结果多 用于控制工作人员的照射剂量。将蒙特卡罗方法和实际测量结合起来研究料位计辐射场的剂量分布，是辐射防护研究的一个新课题。12选题依据与研究意义作者参与了云南省环保局委托四川省核工业地质调查院对云南9个州、市的 涉源单位进行辐射环境影响评价工作，对企业进行了现场的空间各位置辐射剂量 率的测量。实际工作中发现，对料位计的防护方法是应用射线在空气中的衰减， 用增加距源距离来控制操作人员的受照剂量。如果这个控制距离划得过长，虽然 减小了从业人员的照射剂量，确也为工作带来了不便；反之如果距离划得不够， 则会影响到工人的健康。研究料位计周围的辐射剂量分布情况就能有效地把着两 方面的矛盾处理好，达到最优的效果：即方便生产又能确保工人的健康。因此本 次研究具有较强的现实意义。2第l章引畜梭据本人情况鸯有关条髂，禳援上述顼鬻进行了黧筑井姿料的搜集与整理， 在导师的指导下，充分借鉴已有科研成粜，最终选择“工业料使计辐射场刹量分 布研究”为本a硕士毕逝论文主要研究内容。3主要王俸与研究内容本文的主要研究内容是料链计瘸围辐射裁量场静分布情况，隽下一步的辐射 防护设计工髂提供饭据，主要工作包括：(羔)模拟料位计工作原理进行实验测量，初步探明觏律； (2)进行多个料馑计餍圈空气吸收裁量率的现场布点测量，与实验测量结果比较。总结料位计周围辐射剂量分布舰律，分析原因；3)采震燃p大型蒙特卡罗计算较俘，建立辩毽计鹩计算模燮，褥巍料位计周围的辐射剂量分布状况图，并与实际测量结果比较。(4)依据研究结果，对企业生产搡律、辐射防护设计以及今爝进一步研究 提爨建议。成都瑾工大学硕士学位论文第二章理论基础21环境辐射剂量的来源与水平我们知道，繇境皆的辐射剂量是由于环境中存在着各类放射性射线所产生 的。射线本身带有能量，对人体组织与细胞具有伤害性，伤害性大小与射线产生 匏辐射剂量大小窍关。环境中放射性射线煮天然放jl砉性射线和人工放射性射线两 种，则环境巾辐射剂量也有两种来源。2。il。环境中的天然辐射剂量的来源环境中天然辐射剂量本赢是由天然放射性射线产生的，主要有字宙射线、字 生放射性核素和原生放射性核素发射的辐射3部分组成。宇宙射线主要来源于地球的於层空间。宇宙射线有初级和次级之分。初级宇 宙射线是搀扶黔层空翔射到地球大气屡戆嵩能辐射。裙级宇宙薯搴线接其来源不 同，又可分必“初级银河系宇宙射线和“初级太阳宇宙射线。初级宇宙射线主要是高能质子组成(约87)，并伴有10左右的氦核，其余 为少量的重粒子、电子、光子和中微子。初级宇宙射线具有极大的动能，其平均 能量为10捧ev，最大熊量可达王0玲e￥。因此，它们的贯穿熊力极强。次级字害射线是高能初级宇宙射线与大气作用的产物。初级宇宙射线进入大 气时，具有极大能量的粒子与大气中酶原子核发生剧烈的碰撞俸黑，致使原子核 透分五裂，这类核反应一般称为“敖裂反癜或者“碎裂反应。散裂反应的产 物有串子、质子、嚣介子、髫介予以及些放射性核素。总的来说，宇宙射线是一种高能量、低强度的辐射。影响宇宙射线强度的三 个重要因素有：海拔高度、纬度和太阳活动。2。1，2环境中辐射剂量的人工来源环境中辐射剂量的人工来源主要是由人工放射性射线产生。人工放射性射线 可以焰纳为两类：一是工泣、医疗、军队、核规艇，或研究霜静放射源衰变产生 豹；二是一般屠民消费用赫，包括含有天然或人工敖射性核素熬产晶，如放射性 发光表盘、夜光表以及彩色电视机所产生的照射。当今，世界人口受到的人工辐射源的照射中，医疗照射居于首位。医疗照射 来源予x射线，诊断检查，体内辱|入放射性核素的核医学诊断以及放射治疗过程。 其次，核技术在工业中的应耀耩使用的各类放射源是人们所受辐射剂量来源的重要途径4第二章理论基础另外，核实验在大气中形成的人工放射性物覆是环境广泛受到污染的原嚣， 以及核电站使用的核燃料在产生、使用与回收、核燃料循环的各个阶段均会产生 “三废”，也将对周围环境带来一定程度的污染。由此我们可_以看出，久类生活在一个到处充满放射性辐射的空闻。在这个空间中，辐射剂量大小各不相同，对人们身体的影响也各不一样：在没有人工辐射 污染源的区域，人们只接受小剂量的放射性照射，由于人的自身修复能力而并不 会对入的健康形成威胁；而在存在人工辐射污染源的区域，由于接受了额外的放 射性照射，射线对人体鲍损伤超过了人叁身修复的麓力范围，就将对健康造成影 响，甚至威胁生命。接下来，介绍辐射剂量的大小的定义和单位，以及国家对放 射性剂量的限值。2。2电离辐射的常用单位与限值2。21描述辐射场的量(1)粒子注量描述辐射场性质最简单的方法就是计算粒子的数目。粒子注量，就是根据入射粒子数的多少来描述辐射场特性的一个量。在单向平行辐射场中，粒子注量咖数值上等于通过与粒子入射方向垂直的平面内单位面积的粒子数。对于曩单向平行辐射场，辐射场中菜一点的粒子注量，是进入以该点为球心的一个小球的粒子数洲除以该球截面积幽丽得的商，即：积妒2面(2一1)粒子注量痧的单位是m-2。事实上，粒子注量多可以理解为进入单位截面积小球的粒子数。 (2)能量注量能量注量，就是利用辐射场中某点的粒子能量来定量描述辐射场的性质的一个量。进入辐射场中菜一点处的能量注量，是以该点为球心的小球的所有粒子能量(不包括静止能量)之和媳除以该球截蘧积毖所得的商，帮：缈=_锄(22)如成都递工大学硕士学位论文能量注量拶的单位是j对2。2，2。2电离辐射剂量的单位王)放射性活度 放射性活度是爱来表链放射性核素爨发辐射量的一种量度，其物理意义是单位时闻内放射性核素的自发衰变次数，活度的si单位是秒的倒数(s1)，称为贝 克勃尔】(风)。(2)照射量与照射量率照射量是一个专门描述x或v射线特性的一个物理量，它用来表示x或y射 线在空气中产生电离的能力，不适用于电子、质子、中子等其它粒子。照射量x 定义失：x：塑(23)矗瓣其中鲤翡值是在质量必巍空气中，癫光子释放的全都电子在空气中完全被阻止时所产生的离子总电荷的绝对量，单位：库仑千克qe脉g)。 照射量只表示特定辐射(x，￥射线)在特定介质(空气)特定条件下的电离能力，与被照物质吸收多少辐射能量无关。照射量拳是表示单位时间内照射量的增量，即：，承盖=一(24)盛式中，出是时间间隔，剃是该时间间隔内照射置的增量。照射量率不仅与 辐射源的活度、电磁辐射的能量、辐射的环境条件有关，而且与被照射位置与辐 射源的距离有关。一个点状￥源在空间一点处造成的照射量率x(单位为c姆s4)淹：童=_万7尸2(25)式中：卜舞￥源的放射性滔度，单镶先b鹰；p测量点到源的距离，单位为m；艿y放射性核素的照射量率常数，单位为c-磁2一姆_(3)吸收剩量与吸收剂量率6第二章璎论基磁吸收剂量d是一个基本的剂量学量，定义为：d：塑(26)d渤式中，如是电离辐射授予某一体积元中的物质的平均能量；锄是在这个体积元中的物质的质量。吸收剂量的s王单位是焦耳每于克(歹堙。)，称麓戈瑞(gy)。吸收剂量率定义为单位时间内的吸收剂量：刍：塑(27)式中，奶是时间间隔磙内吸收剂量的增量。吸收剂量率的单位为戈瑞每秒，g少s。(4)照射量与吸收剂量的关系 照射量x与吸收剂量d是两个意义完全不同的辐射量。照射量只能作为x或y射线辐射场的量度，描述电离辐射在空气中的电离本领：焉吸收剂量则可以翔 于任何类型的电离辐射，反映被照介质吸收辐射能量的程度。但是，在两个不同 量之间，在一定条件下相互可以换算。对于同种类、同能量的射线和同一种被照 物质来说，吸收剂量是与照射量成正比的。照射量很容易用电离室测量。在空气 中照射量与吸收剂量有如下关系：忍扣(gy)=3385盖el(g)(28)(5)剂量当量与剂量当量率 国际辐射单位与测量委员会(王cru)所使用的一个量，用以定义实用量一周围剂量当量、定向剂量当量和个人剂量当量。组织中某点处的剂量当量是虏p和的乘积，即：h=dqn(29)式中，移是该点处的吸收剂量；譬是辐射的品质因数，其值取决于致电离粒 子的初始动能、种类及照射类型；是其它修正因数的乘积。剂量当量h的si 单位为焦耳每千克(，堙。)，称为希沃特(sv)。剂量当量率定义为单位时闻内的翔量当量：7成都理工大学硕士学位论文：，dh露一前(2一王0)单链为希沃特每秒，黪葶。 (6)集体裁量塞量集体剂量当量的定义是：s警臻。俄(2一11)j；一式中，s隽集体赛鞋量当量，嚣毙受照射群体第主组藏员每人全身或者餐意特 定组织受到的平均剂量当量；只为群体中第主组中的人数。2。2。3剂量限值我国电离辐射豁护与辐射源安全基本安全标准(瞄圭887王一2002)揽定， 为了将隧机性效应的发生率限制到可以接受的水平，应对任何工作人员的职业照 射水平进行控制，按五年平均，每年为20msv的平均有效剂量限值，而对公众为 每年重msv有效剂量限值，此处规定的剂量限值不包括医疗照射及天然本底照射。 在外照射防护中，屏蔽防护是最主要黧一种方法，根据上述辐射防护标准，以剂量当量限值作为屏蔽层外表面的荆量控制的参考僮，即：娃；聪蠹照射时，则程￥。英次是照射部位和面积：因为与各部位对应的器官对辐射的敏感性不同；另 一方面，不同器窝受损伤矮对整个人体带来的影响也不尽相同。照射剂量相同， 受照面积愈大，产生的效应也愈严重。再有就是剂蹙率和分次照射：在吸收剂量相同情况下，剂量率越大，生物效 应越显著。同时，生物效应还与给予剂量的分次情况有关。一次大剂量急性照射 与相同剂量下分次慢性照射产生静生物效应是翘然不网的。分次越多，各次照射 阗隔时阀越长，生物效应就越小。影响辐射生物效应也有来自枫体方嚣的原因，不阔细胞、组织和器官对辐射 有着不隧的辐射敏感性。辐射生物学研究表明，当辐射照射的各种物理因素相同 时，不豳的细胞、组织、器宫或含体对辐射的反应有着很大的差界，这里，把在 照射条件完全一致的情况下，细胞、组织、器官或个体对辐射作用反应的强弱或 其迅速程度，称为所论细胞、组织、器官或个体的辐射敏感性。具体情况见下表 3一l所汞：表扣人体冬器害敏臻度剂量表器官剂量一次照射剂量生物效疵嚣髓0，25奄752gv受照豁像导致造壶枧能障碍，通常钒|矗可以由非照射部位造巍功能来於充 鬻g蚓3d8gy肾炎、荔盘压四15gv20d10gv黏膜萎缩、无胃酸25g稍od翳39g奶醚15姆肝炎40gv42d脑翻脊髓50gv焰od22gv坏死性萎缩磊蛰gy缮2d翳40gv络od22研膊闻质炎、纤维纯60gv42d蛊肠s(；55d27斜萎缩腾虢lgv56巷34gy萎缩输尿管1 20gy，56d40gv萎