随着放射性同位素和射线装置的广泛应用，放射防护工作越来越受到人们的重视，放射防护不到位将造成重大风险[1]。某高校放射源库存放供教学、科研所用的各类放射源 20余枚，包括 226Ra(γ)、137Cs(γ)、60Co(β-γ)、226Ra-Be 中子源和 241Am-Be 中子源，若防护不到位，将对师生健康产生威胁，因此，对该高校放射源库进行辐射场重建并给出分析结果，必要时给出优化建议具有重要意义。

本研究根据该高校放射源库施工图以及现场调查进行源库建模，模拟该放射源库及周围环境辐射场，计算放射源库内及源库上方楼层辐射场分布，与关注点处实地测量值对比，并依据国家标准GB18871-2002[2]和 GBZ114-2006[3]给出分析结果。为避免放射源库超负荷存储给相关工作人员造成健康影响，本研究还给出该放射源库的最大存储量，以保证源库及源库周围辐射剂量率处于正常水平。

1 源库及周围环境空间建模

该高校的放射源库建在地下一层，平面布置如图1所示。图1中编号1～22为γ射线源坑，编号29～36为中子源库。各储源位中放射源的种类及活度见表1。

图1 放射源库平面示意图 Fig.1 Plane sketch of radioactive sources storehouse

表1 各储源位放射源具体参数 Table 1 Parameters of radioactive source in each pit

存放地Places放射源Radioactive sources射线类型Types总活度Activity/ Bq总发射率[4-5]Emissivity/ s−1屏蔽情况Shield半衰期Half-time/ a检定日期Appraisal date 1# 镭源226Ra γ 7.71×108 7.48×108 Φ 9 cm铅罐Lead tank with a diameter of 9 cm 5.85×105 1959.06 2# 镭源226Ra γ 1.26×1010 1.23×1010 Φ 9 cm铅罐Lead tank with a diameter of 9 cm 5.85×105 1959.11 3# 镭源226Ra γ 3.40×108 3.32×108 Φ 9 cm铅罐Lead tank with a Diameter of 9 cm 5.85×105 1959.11 8# 铯源137Cs γ 3.15×108 1.39×108 Φ 9 cm铅罐Lead tank with a diameter of 9 cm 1.10×104 1979.12钴源 60Co β-γ 7.40×107 1.93×103 1979.07镭源 226Ra γ 1.11×108 5.85×105 1960.01 9# 铯源137Cs γ 1.85 ×109 8.25×108 Φ 9 cm铅罐Lead tank with a diameter of 9 cm 1.10×104 1960.01 10# 铯源137Cs γ 1.85 ×109 8.25×108 Φ 9 cm铅罐Lead tank with a diameter of 9 cm 1.10×104 1960.01 15# 铯源137Cs γ 5.00×108 3.19×108 Φ 9 cm铅罐Lead tank with a diameter of 9 cm 1.10×104 1979.12 16# 铯源137Cs γ 4.44×109 2.93×109 Φ 9 cm铅罐Lead tank with a diameter of 9 cm 1.10×104 1997 17# 镭源226Ra γ 3.70×107 2.30×107 Φ 9 cm铅罐Lead tank with a diameter of 9 cm 5.85×105 1960

存放地Places放射源Radioactive sources 29# Ra-Be中子源Neutron source 33# Ra-Be中子源Neutron source 34# Am-Be中子源Neutron source 35# Ra-Be中子源Neutron source射线类型Types中子Neutron中子Neutron中子Neutron中子Neutron总活度Activity/ Bq总发射率[4-5]Emissivity/ s−1屏蔽情况Shield半衰期Half-time/ a检定日期Appraisal date 1.85 ×109 6.35×105 Φ 76 cm 石蜡桶Paraffin barrel with a diameter of 76 cm— 1960 3.70×109 1.27×106 Φ 76 cm石蜡桶Paraffin barrel with a diameter of 76 cm— 1960 1.85×1010 1.06×106 Φ 76 cm石蜡桶Paraffin barrel with a diameter of 76 cm— 1997 9.25×108 3.17×105 Φ 76 cm石蜡桶Paraffin barrel with a diameter of 76 cm— 1960

根据给定的放射源库施工图、放射源位置和活度等信息编写程序，建立空间模型，构建源库立体图（见图 2）。为了便于建模和剂量计算，做适当简化：(1)人体简化为Φ 30 cm×170 cm的圆柱型等效组织水体模型[6-7]；(2) γ射线源坑的若干钢盖简化为3条并排的长方体钢，厚度10 mm；(3)放射源库防护门简化为一个长方体，材料为10 cm厚钢+3 mm厚铅；(4)中子源库防护门简化为10 cm厚混凝土；(5)放射源库四周防护墙与上方楼层各墙壁简化为30 cm厚混凝土。

信息技术背景下大力开展慕课、微课、翻转课堂等新的教学模式，很大程度上提高学生学习自主性，意在逐渐将课堂变为学生为主体，教学改革有效的提高学生学习主动性，但学生潜在创新力还有待激发，同时传统课堂也不具备创新能力实践场地，“创客教育”应时而生。目前创客教育正处在理论到实践探索阶段，以美国STEAM课为背景的创客教育模式正在逐渐发展起来。

图2 源库空间立体示意图 Fig.2 Stereo sketch of radioactive sources storehouse

2 源库及周围环境辐射场重建

有灰色底纹的部分代表了当前连接的数据库名称、角色名、密码，在项目里添加好之前写好的连接数据库的工具类文件就可以连接数据库了[5]。

观察图3、图4，结合图1放射源存放位置可看出：在2号储源位置处剂量率较高，放射源库内此处最高剂量率可达 6～7 μSv·h−1，满足时当量剂量率限值 10 μSv·h−1；放射源库上方楼层相对位置处最高可达 0.40 μSv·h−1，满足时当量剂量率限值 2.5 μSv·h−1；放射源库内其他非最强辐射区域，剂量率小于 0.50 μSv·h−1；放射源库上方楼层剂量率除最强区域外均小于 0.30 μSv·h−1，接近γ射线剂量率本底值 0.29 μSv·h−1。

利用 MCNP程序[8-9]对该高校放射源库及周围环境辐射场进行模拟，主要使用MCNP程序中F6计数卡，此卡为栅元能量沉积计数卡，能给出统计时间内所有能量范围的粒子在所定义栅元内的粒子平均能量沉积，其结果在程序数据输出文件中被归一成单位源粒子所对应的相对平均沉积能量。

在对应于中子源库位置上方楼层的实测值均低于仪器探测下限，接近于天然本底，模拟值也基本为 0.000 1 μSv·h−1。

图3 放射源库内γ射线辐射场分布 Fig.3 γ-ray radiation field of radioactive sources storehouse

图4 放射源库上方楼层γ射线辐射场分布 Fig.4 γ-ray radiation field of the upper floor of radioactive sources storehouse

为得到当量剂量率，引进一种换算方法[10]：对于 γ射 线 ， 当 量 剂 量 率 (μSv·h−1)=F6 计 数 ×1.60×10−10×源总活度×3 600×辐射权重因子（光子为1）×1.00×10−6；对于中子，当量剂量率(μSv·h−1)=F6计数×1.60×10−10×中子总产额×3 600×辐射权重因子（能量在 2～20 MeV 的中子为 10）×1.00×10−6。将人体等效模型摆放在源库及源库上方楼层内任意位置，经程序计算得到任意位置处模拟数值，再利用上述公式将其转化为当量剂量率，绘制出整个空间辐射场分布。图 3为放射源库内γ射线辐射场分布图，图4为放射源库上方楼层γ射线辐射场分布图。

各关注点剂量率实测值与模拟值对比结果如表2所示。

图5 放射源库内中子辐射场分布 Fig.5 Neutron radiation field of the radioactive sources storehouse

图6 放射源库上方楼层中子辐射场分布 Fig.6 Neutron radiation field of the upper floor of radioactive sources storehouse

由表2可知，用MCNP对放射源库辐射场进行建模，在建模过程中采取了一些合理简化，基本能还原放射源库真实情况，模拟值与实测值保持较好的一致性。通过对放射源库以及源库周围环境辐射场重建，得知目前放射源库对γ射线源和中子源的屏蔽措施能够满足防护要求。

“宇宙浩瀚，北斗七星，人力何微，亦可生生。大唐有万花谷，万花谷有逍遥阵，皆作如是观。”僧一行怅然出神，喃喃自语。宇晴擦着脸上喜悦的泪水，对东方宇轩讲：“所谓聚如明月、散若花树，宇晴我也要用此阵的阵法，去种万花谷的树，以后弟子们在三星望月俯视万花谷，也可由园林得窥万花武学‘生生不息’的大概。”

为验证以上仿真结果的可靠性，选取若干关注点进行辐射场剂量率实测，测量仪器为山西中辐科技有限公司生产的“环境级 χ、γ射线辐射测量仪(FJ1200)”和“MULTI-FUNCTION SURVEY METER (ADM- 300)+Neutron Probe(NP-100)”。关注点选取如图1所示：1～8为γ射线剂量率实测点；9～10为中子剂量率实测点；2’和8’为放射源库上方楼层实测点，竖向位置对应放射源库内2和8实测点。

图5为放射源库内中子辐射场分布图，图6放射源库上方楼层中子辐射场分布图。

表2 关注点剂量率的模拟值与实测值 Table 2 Measured and simulated values of the dose rate of concerned points

关注点序号Concerned points实测值 / μSv·h−1 Measured valves模拟值 / μSv·h−1 Simulated values误差 / %Deviations放射源库内Inside of sources storehouse 1 3.00 2.39 20.33 2 7.59 7.81 2.90 3 0.51 0.57 11.76 4 1.02 0.98 3.92 5 0.31 0.31 0 6 0.53 0.50 5.66 7 0.47 0.55 17.02 8 0.29 0.30 3.44 9 0.01 0.01 0 10 0.01 0.01 0放射源库上方楼层Upper floor of sources storehouse 2’ 0.37 0.37 0 8’ 0.29 0.29 0

Substihoting Equation(4) into Equation(1) to obtain the line velocity in the following

由图5、图6可知，放射源库内中子剂量率最高约 0.02 μSv·h−1，放射源库上方楼层内中子剂量率均几乎为零，表明放射源库内和源库周围中子辐射很小。

3 源库内最大存储量估算

高等院校常用放射源为137Cs和60Co，了解源库对这两种常用源的存储能力十分必要。根据国家标准GBZ114-2006，屏蔽体表面当量剂量率应小于25 μSv·h−1。假设γ射线源屏蔽体均为Φ =9 cm 的铅罐，通过模拟可知，此铅罐可封装活度为1.85×1011 Bq的137Cs源或3.33×108 Bq的60Co源。

按照上述活度将源封装在每一个屏蔽罐中，然后放置在各源坑中，模拟放射源库内剂量率分布。由模拟结果可知，当各源坑只放置一枚封装好的137Cs源时，放射源库内剂量率最大处达到 0.80 μSv·h−1。按照源坑容积和铅屏蔽罐体积计算，对于1～10号源坑，每个源坑中最多可放置12枚封装好的137Cs源；对于11～22号源坑，每个最多可放置15枚137Cs源。如果均以单个源产生的最大剂量率为 0.80 μSv·h−1来计算，当每个源坑中均放置 12枚源时，工作人员在任意位置接受的剂量率均约为9.60 μSv·h−1，满足时当量剂量率限值 10 μSv·h−1。因此，该放射源库共可存放264枚137Cs源，总存储量约为4.88×1013 Bq。

当各源坑只放置一枚封装好的60Co源时，放射源库内剂量率最大处达到 0.60 μSv·h−1。当源坑中放置15枚源时，工作者在某一处接受的总剂量率达到9.00 μSv·h−1，满足时当量剂量率限值 10 μSv·h−1。因此，放射源库内共可存放300枚封装好的60Co源，总存储量约为9.99×1010 Bq。

4 结论

针对某高校放射源库及源库周围环境进行了辐射场模拟，给出了具体的γ射线和中子辐射场分布。通过与国家标准比较，目前放射源库内以及源库周围的剂量率均在剂量限值内，做到了对γ射线源和中子源的有效防护。放射源库对于 137Cs源的最大存储能力为4.88×1013 Bq，对于60Co源的最大存储能力为9.99×1010 Bq。

证明 任取(S,I)Γ,只需证明 Fj(S,I)Γ, j=1,2。由 Fj 的定义易知 Fj(S,I)C(R)。下面证明对任意的 R,

参考文献

1 徐希杰, 吕坤祥, 邹新农, 等. 含金属聚合材料屏蔽 γ射线效果的测定[J]. 中国辐射卫生, 2001, 10(1): 23-24.DOI: 1004-714X(2001)01-0023-02.XU Xijie, LYU Kunxiang, ZOU Xinnong, et al.Determination of the effect of shielding γ-ray for polymer materials containing metal[J]. China Radio Health, 2001,10(1): 23-24. DOI: 1004-714X(2001)01-0023-02.

2 中华人民共和国卫生部. 电离辐射防护与辐射源安全基本标准: GB18871-2002[S]. 北京: 中国标准出版社.2002.Ministry of Health of the People's Republic of China.Basic standards for the safety of radiation protection and radiation source: GB18871-2002[S]. Beijing: Standards Press of China. 2002.

3 中华人民共和国卫生部. 密封放射源及密封 γ放射源容器的放射卫生防护标准: GBZ114-2006[S]. 北京: 人民卫生出版社. 2006.Ministry of Health of the People's Republic of China.Radiation protection standards for sealed radioactive sources and sealed Container of γ source:GBZ114-2006[S]. Beijing: People’s medical publishing house. 2006.

4 潘自强. 辐射安全手册[M]. 北京: 科学出版社. 2011.PAN Ziqing. Radiation safety manual[M]. Beijing:Science Press. 2011.

5 刘玉国, 刘永民. 核测井用密封放射源辐射防护方法和安全性分析[J]. 石油仪器, 2007, 21(3): 91-96. DOI:1004-9134(2007)03-0091-03.LIU Yuguo, LIU Yongmin. Radiation protection method and safety analysis of sealed radioactive sources in nuclear logging[J]. Petroleum Instruments, 2007, 21(3):91-96. DOI: 1004-9134(2007)03-0091-03.

6 Valentin J. Basic anatomical and physiological data for use in radiological protection reference values[J]. Annals of the ICRP, 2002, 32(3/4): 1-277.

7 耿长冉, 汤晓斌, 谢芹, 等. 空间辐射环境及人体剂量蒙特卡罗模拟[J]. 强激光与粒子束, 2012, 24(30): 28-32.DOI: 10.3.3788/HPLPB20122412.3028.GENG Changran, TANG Xiaobin, XIE qin, et al. Space radiation environment and human dose calculation based on Monte Carlo method[J]. High Power Laser and Particle Beams, 2012, 24(30): 28-32. DOI: 10.3.3788/HPLPB20122412.3028.

8 Briesmeister J F. MCNP-a general Monte Carlo N-particle transport code: Version 4C[M]. Los Alamos: Los Alamos National Laboratory. 2000.

9 高彦锋, 王瑞宏, 张孝泽, 等. MCNP程序在核技术中的应用研究[J]. 计算物理, 1995, 12(2): 234-240. DOI:10.19596/j.cnki.1001-246x.1995.02.016.GAO Yanfeng, WANG Ruihong, ZHANG Xiaoze, et al.Research on the application of MCNP program in nuclear technology[J]. Chinese Journal of Computational, 1995,12(2): 234-240. DOI: 10.19596/j.cnki.1001-246x.1995.02.016.

10 张胜生. UF6储存运输容器的辐射剂量模拟研究[D].甘肃: 兰州大学. 2013: 31-36.ZHANG Shengsheng. Simulation study on the radiation dose from the UF6 package[D]. Gansu: Lanzhou University. 2013: 31-36.