ПРИБОРЫ И ТЕХНИКА ЭКСПЕРИМЕНТА, 2010, № 6, с. 117-120
ФИЗИЧЕСКИЕ ПРИБОРЫ ДЛЯ ЭКОЛОГИИ, МЕДИЦИНЫ, БИОЛОГИИ
УДК 539.16.07
ЗАЩИТНЫЙ ЗАГЛУБЛЕННЫЙ КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ВЫДЕРЖКИ И ВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ АКТИВИРОВАННЫХ МИШЕНЕЙ
© 2010 г. Б. Ф. Баянов, Я. З. Кандиев*, Е. А. Кашаева*, Г. Н. Малышкин*,
С. Ю. Таскаев, В. Я. Чудаев
Институт ядерной физики им. Г.И. Будкера СО РАН Россия, 630090, Новосибирск, просп. Академика Лаврентьева, 11 *РФЯЦ "ВНИИ технической физики им. Е.И. Забабахина" Россия, 456770, Снежинск, ул. Васильева, 13 Поступила в редакцию 20.05.2010 г.
В Институте ядерной физики (ИЯФ) СО РАН создан ускорительный источник эпитепловых нейтронов для проведения исследований в области нейтронозахватной терапии злокачественных опухолей. Одной из проблем, возникающих при генерации нейтронов по реакции 7Ы(р, я)7Ве, является обеспечение безопасности при обращении с мишенями с накопленным в них радионуклидом 7Ве. Предлагается осуществлять дезактивацию мишеней естественным путем, помещая их в заглубленный контейнер, находящийся в помещении ускорительной установки. Оценена максимально возможная активность мишеней, помещаемых в контейнер после плановой генерации нейтронов на установке. Для определения оптимальных размеров контейнера, обеспечивающих снижение уровня у-излучения от его содержимого до приемлемых значений, выполнены аналитические оценки и проведены расчеты методом Монте-Карло переноса у-излучения. Представлены технический проект контейнера и его реализация.
В 1998 году для нейтронозахватной терапии злокачественных опухолей в клинике был предложен источник эпитепловых нейтронов на основе ускорителя-тандема с вакуумной изоляцией с использованием пороговой реакции 7Ы(р, п)7Ве [1]. В настоящее время в ИЯФ СО РАН на созданном пилотном варианте источника ведутся работы по обеспечению длительной генерации нейтронов и формированию пучка эпитепловых нейтронов. Одна из проблем, требующих решения, связана с активацией мишени в результате реакции 7Ы(р, п)7Ве. Генерация нейтронов в результате этой реакции сопровождается накоплением радиоактивного изотопа 7Ве внутри литиевого слоя. Эффективный теплосъем [2] позволяет поддерживать литиевый слой в твердом состоянии (ниже температуры плавления лития, равной 180°С) при его нагреве протонным пучком мощностью до 25 кВт. Тем самым обеспечивается удержание радионуклида внутри литиевого слоя и его нераспространение по всей установке. После достижения некоторой величины активности, препятствующей проведению экспериментов или терапии, либо при достижении предельного времени эксплуатации мишени под радиационным воздействием протонного пучка предполагается снятие мишени и перемещение части мишени, а именно, приемника пучка с литиевым слоем (см. рис. 1 в [3]), в защитный заглубленный контейнер для выдержки и временного хранения. Такая процедура представляется оптимальной, поскольку, с
одной стороны, период полураспада 7Ве (53.3 сут.) не слишком велик для реализации простой возможности дезактивации мишени в контейнере естественным путем, с другой стороны, он достаточно велик для проведения превентивных кратковременных операций по снятию мишени с установки и помещению ее в контейнер.
Для подготовки технического проекта защитного заглубленного контейнера и его последующего изготовления была определена максимальная активность активированных мишеней, выполнены аналитические оценки и методом Монте-Карло по программе ПРИЗМА [4] проведены расчеты переноса у-излучения для определения оптимальных размеров контейнера, обеспечивающих безопасное его использование.
Для генерации нейтронов на установке используются два варианта: стандартный (при энергии протонного пучка 2.5 МэВ) и припороговый (при 1.915 МэВ). В первом случае выход нейтронов равен 8.9 • 1012 с-1 при токе протонов 10 мА, во втором — почти в 30 раз меньше [5]. С точки зрения активации мишени худшим является режим генерации при энергии 2.5 МэВ, который и рассмотрим.
С каждым нейтроном связано образование ядра 7Ве, превращающегося с периодом полураспада 53.3 сут. в стабильное ядро 7Ы. В 10.3% случаев распад сопровождается испусканием фотона с энергией 0.4776 МэВ [6].
Мощность дозы, мкЗв/ч
Распределение по радиусу Я от оси трубы мощности дозы над контейнером на высоте 0.5 м для свинцового диска толщиной 40 (1), 50 (2) и 60 мм (3).
Для оценки активации мишени будем полагать, что источник генерирует нейтроны не круглосуточно, а только 1/10 времени, что представляется достаточно реалистичным и даже вряд ли достижимым. В последующих расчетах для простоты будем считать, что генерация нейтронов непрерывна, но ток протонного пучка равен 1 мА. Наработка бериллия происходит с характерным временем 77 дней, и примерно через год активность 7Ве выходит на стационарное значение 8.9 • 1011 Бк, численно равное скорости генерации нейтронов при токе 1 мА. При такой активности из мишени в секунду будут испускаться 9.2 • 1010 фотонов с энергией 0.4776 МэВ.
Следует учесть, что предполагаемое время эксплуатации мишени заметно меньше периода полураспада 7Ве, поэтому состояние насыщения для каждой отдельной мишени достигаться не будет. Полученное же выше значение насыщения может быть отнесено к суммарной активности всех мишеней, последовательно эксплуатировавшихся на установке.
При оценке защитных требований к контейнеру полагаем, что полное количество 7Ве в мишенях, находящихся в контейнере, соответствует состоянию насыщения, т.е. суммарная активность равна 8.9 • 1011 Бк.
Расчет керма-постоянной 7Ве (по воздушной керме) в соответствии со справочником [7] дает значение 1.86 • 10-18 Гр • м2/(с • Бк). Значение насыщения керма-эквивалента 7Ве, достигаемое через год, составит 6 • 103 мкГр • м2/ч. На расстоянии
2 м от точечного источника такой активности, не окруженного никакими материалами, мощность кермы составит 1.5 • 103 мкГр/ч. В помещениях временного нахождения персонала проектная мощность эквивалентной дозы для стандартных условий в соответствии с [8] составляет 12 мкЗв/ч. Пренебрегая небольшим для нашего случая различием соответствующих численных значений мощностей эквивалентной дозы и воздушной кермы, можно видеть, что требуется ослабление по керме примерно в 125 раз. В соответствии с данными универсальных таблиц [7, табл. 5.41 и 5.43] такое ослабление для точечного изотропного источника и бесконечной геометрии среды может быть обеспечено защитой из 3-см свинца либо 40-см бетона.
Контейнер для выдержки и временного хранения активированных мишеней предложено реализовать в виде погруженного в грунт длинного стального стакана внешним диаметром 219 мм и высотой 2 м, на дно которого (толщина днища 10 мм) будут помещаться активированные мишени. Сверху стакан закрывается крышкой, представляющей собой сэндвич из стального диска толщиной 10 мм и диаметром 280 мм (на 60 мм больше внешнего диаметра трубы) и смонтированного на нем более толстого диска из свинца, окончательную толщину которого следует принять после проведения дополнительных расчетов. Конструкция крышки должна предусматривать возможность герметизации для исключения попадания влаги и для напуска тяжелого инертного газа, если необходимо.
ЗАЩИТНЫЙ ЗАГЛУБЛЕННЫЙ КОНТЕЙНЕР
119
Особенностью предложенной конфигурации контейнера является то, что на защитную крышку снизу, помимо прямого потока фотонов с энергией 0.4776 МэВ из мишеней, попадает значительное количество излучения, рассеянного стальной стенкой трубы контейнера и прилегающим грунтом; кроме того, выходящий из поверхности пола в ближайшей окрестности периметра защитной крышки поток многократно рассеянного грунтом излучения также может оказывать существенное влияние на формирование поля излучения над контейнером. В этой ситуации результаты приведенных выше простых предварительных оценок защитных требований, полученные с использованием универсальных таблиц [7], выглядят недостаточными. Для более адекватного учета геометрических особенностей предложенного варианта контейнера проведено монте-карловское моделирование переноса у-излучения 7Ве.
В расчетах комплект активированных мишеней имитировали точечным изотропным источником у-излучения с энергией 0.4776 МэВ и интенсивностью 9.4 • 1010 с-1, расположенным в центре на дне трубы. Цель расчетов состояла в определении оптимальной толщины свинцового диска и достаточности выбранной величины напуска крышки над трубой. Для этого методом Монте-Карло был рассчитан радиальный ход мощности дозы над контейнером на высоте 0.5 м от поверхности пола для четырех значений толщины диска: 30, 40, 50 и 60 мм. Разбиение по радиусу проводили равномерное с шагом 2 см. Результаты расчетов для толщин диска 40, 50 и 60 мм и их статистическая погрешность приведены на рисунке.
Как видно, существенная зависимость мощности дозы от толщины свинцового диска наблюдается в области, лежащей непосредственно над самим диском (Я < 14 см), и менее существенная — во внешней области. Из полученных результатов следует, что толщина диска 30 мм, при которой мощность дозы по оси достигает 16 мкЗв/ч, и, возможно, 40 мм является недостаточной. Наиболее предпочтительной представляется толщина диска 50 мм, поскольку увеличение толщины до 60 мм приводит к снижению мощности дозы над самим диском в полтора раза при практически неизменных значениях мощности дозы над прилегающим грунтом. Таким образом, крышка контейнера со свинцовым диском толщиной 50 мм позволит удерживать мощность дозы на уровне не выше 2 мкЗв/ч, что в 6 раз меньше допустимой для помещения с временным нахождением персонала и в 3 раза меньше — с постоянным пребыванием персонала.
Слой свинца толщиной 40 мм ослабляет мощность кермы в широком пучке у-квантов 7Ве в 900 раз [7]. Результаты же расчета методом Монте-Карло для области над крышкой указывают на ослабление примерно в 300 раз. Это означает, что
при такой толщине свинцового слоя крышки вклад в дозу фотонов, рассеиваемых верхней частью трубы контейнера и прилегающим грунтом, становится сопоставимым с дозовым вкладом, обусловленным входящим в крышку снизу "прямым" потоком фотонов с энергией 0.4776 МэВ из источника, либо даже
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.