中华放射医学与防护杂志  2020, Vol. 40 Issue (4): 321-325   PDF    
引用本文
潘永祥, 李明生, 郭朝晖, 程金生. 重混凝土屏蔽质子放疗机房的感生放射性估算[J]. 中华放射医学与防护杂志, 2020, 40(4): 321-325, DOI: 10.3760/cma.j.issn.0254-5098.2020.04.013.
重混凝土屏蔽质子放疗机房的感生放射性估算
潘永祥 , 李明生 , 郭朝晖 , 程金生     
中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所 辐射防护与核应急中国疾病预防控制中心重点实验室, 北京 100088
收稿日期: 2019-12-10
通信作者: 程金生, Email:chengjs3393@163.com
[摘要] 目的 估算肿瘤质子治疗时重混凝土屏蔽墙中铁元素因中子活化产生的感生放射性56Mn及其水平。方法 采用Geant4程序构建某质子治疗机房的重混凝土屏蔽墙模型，模拟245 MeV的质子束照射水模体产生的次级中子，统计屏蔽墙内放射性核素56Mn的分布。将屏蔽墙按每10 cm厚度分层，计算前3层屏蔽墙中放射性核素56Mn产生的周围剂量当量率。结果 在最大的束流照射条件（1.872×1010个）下，前3层屏蔽墙内的放射性核素56Mn个数分别为3.10×108、1.60×108和9.33×107个；对治疗室内1 m远处产生的周围剂量当量率分别为2.13×10-3、8.82×10-4和9.10×10-4 μSv/h，总的周围剂量当量率为3.92×10-3 μSv/h。结论 在质子治疗时，距离射束中心轴越近，屏蔽墙的感生放射性越强；屏蔽墙前端中子活化铁元素产生的感生放射性最强，感生放射性随着屏蔽墙厚度增大呈指数形式减小，应主要考虑质子治疗机房屏蔽墙前端产生的感生放射性。
[关键词] 质子治疗    重混凝土    感生放射性    周围剂量当量率    
Calculation of induced radioactivity of heavy concrete shielding wall in proton therapy room
Pan Yongxiang , Li Mingsheng , Guo Zhaohui , Cheng Jinsheng     
Key Laboratory of Radiological Protection and Nuclear Emergency, China CDC, National Institute for Radiological Protection, Chinese Center for Disease Control and Prevention, Beijing 100088, China
Corresponding author: Cheng Jinsheng, E-mail:chengjs3393@163.com
[Abstract] Objective To estimate the induced radioactive 56Mn and its level of iron in heavy concrete shielding wall due to neutron activation during tumor proton therapy. Methods A Geant4 program was adopted to build the model of a heavy concrete shielding wall in a proton therapy room, simulate secondary neutrons generated by 245 MeV proton beam irradiating water phantom. The statistical distribution of radionuclide 56Mn in shielding wall was calculated. The shielding wall was layered every 10 cm thickness, the dose equivalent rate of radionuclide 56Mn in the first three shielding walls was calculated. Results Under the maximum beam irradiation conditions (1.872×1010), the number of radionuclide 56Mn in the first three layers of shielding walls are 3.10×108, 1.60×108, 9.33×107. The ambient dose equivalent rate at a distance of 1 m from the treatment room are 2.13×10-3, 8.82×10-4, 9.10×10-4 μSv/h, and the total ambient dose equivalent rate for the first three layers was 3.92×10-3 μSv/h. Conclusions During proton therapy, the shielded walls near the central axis of the beam produce more induced radioactivity. The induced radioactivity produced by the neutron-activated iron element at the ahead of the shielding wall is the strongest, and decreases exponentially as the thickness of the shield wall increases.The induced radioactivity in front of the shielding wall of proton therapy room should be concerned.
[Key words] Proton therapy    Heavy concrete    Induced radioactivity    Ambient dose equivalent rate    

1946年美国的Wilson[1]第1次提出使用质子治疗肿瘤的建议。此后，世界上越来越多的国家开始加入应用质子治疗的行列。质子治疗时产生的次级中子辐射是加速器污染源项分析的主要对象[2-3]，在设计时必须用足够厚的屏蔽材料将其减弱到可接受的水平。

质子治疗机房主要采用普通混凝土或普通混凝土加铁板作为屏蔽墙的主要材料[4]，墙体厚度达到3 ~4 m，这种厚度对于施工和设备吊装都会产生极大困难。目前有研究通过在混凝土骨料中添加诸如铁和重晶石之类的屏蔽材料，开发出不同类型的特殊混凝土，其抗辐射性能和密度得到明显提高，减小了屏蔽墙厚度，受到越来越多的欢迎[5-8]。但是，质子治疗时产生的次级中子会使重混凝土中的Fe等元素被活化[9-10]，产生Mn等放射性核素。其中56Mn的半衰期为2.58 h，衰变时会放出3种能量分别为0.847 MeV(占70%)、1.811 MeV(占20%)和2.113 MeV(占10%)的γ射线[11]，这些γ射线将对机房内工作人员产生影响，因此，对质子治疗机房重混凝土屏蔽墙的感生放射性进行研究非常重要[12-13]。

本研究结合国内某质子治疗机房的屏蔽设计方案，借助Geant4蒙特卡罗软件包[14]，模拟计算了在最保守情况下，该机房重混凝土屏蔽墙中可能产生的感生放射性核素56Mn及其水平，并借助于经验公式，估算了其在机房内产生的周围剂量当量率。

材料与方法

1.重混凝土：质子机房部分墙体采用重混凝土做屏蔽墙，重混凝土密度3.5 g/cm3，其元素组成分别为：H(0.011 g/cm3)、O(1.168 g/cm3)、Si (0.091 g/cm3)、Ca(0.251 g/cm3)、Mg(0.033 g/cm3)、Al(0.083 g/cm3)、Fe(1.676 g/cm3)、Ti(0.192 g/cm3)、Cl(0.006 g/cm3)、Mn(0.007 g/cm3)、V(0.011 g/cm3)、S(0.005 g/cm3)。

重混凝土的感生放射性主要是铁元素活化引起的，铁元素在自然界中有4种稳定的同位素54Fe、56Fe、57Fe和58Fe，丰度分别占5.85%、91.75%、2.12%和0.28%[15]。其中56Fe元素丰度最高且明显高于其余3种之和，所以选择56Fe作为研究对象。在中子束流中，中子与铁发生如下反应56Fe(n，γ)56Mn，λt(56Mn)的值为7.462 82×10-5/s。56Mn产生的γ射线在重混凝土中的线性衰减系数μ为0.244 840 8/cm，平均自由程$\lambda=\frac{1}{\mu}$=4.084 cm。

2.模拟计算：本研究采用模拟计算软件是由欧洲核子研究组织(CERN)基于C++面向对象技术开发的蒙特卡罗应用软件包Geant4 10.05 [14]。

3.几何及相关参数：本次模拟计算模型按照国内某台质子治疗设施的屏蔽墙结构，构建了几何模型，见图 1，屏蔽墙厚2.5 m，高6 m，宽12.4 m。模拟的质子束能量为245 MeV，能量分布为高斯分布，标准偏差为0.5 MeV，质子束流为3 nA，模拟的质子数为1.872×1010个，质子束直径为5 mm。Geant4采用QGSP_BIC_HP物理模型，人体模型采用了为30 cm×30 cm×30 cm水模体，密度为1.0 g/cm3，主要考虑人体与水产生的中子能谱相近，便于计算。

图 1 模型的简单几何结构 Figure 1 Simple geometry of the model

4.记录输出：本次模拟主要记录质子束打在模体中产生的次级中子能谱和重混凝土屏蔽墙中56Mn的个数Nt。

5.模拟方法：用3 nA的质子束照射水模体，在距离水模体中心4.15 m处设置一个接收体(score)，如图 2所示，用来记录反应产生的次级中子能谱。按照次级中子能谱照射屏蔽墙，采用QGSP_BIC_HP物理模型，由于中子能量为连续能谱，中子源采用General Particle Source(GPS)粒子源模式。为了保守估计，将打在接收体上的所有次级中子按照能谱在一个方向照射重混凝土屏蔽墙，记录重混凝土屏蔽墙中产生的56Mn个数Nt，计算重混凝土墙的感生放射性活度At。

图 2 记录质子与水模体反应生成中子能谱的几何模型 Figure 2 Geometric model for recording proton-water phantom reaction to generate neutron spectrum

6.模拟过程：为了保守估计，本研究首先统计不同角度θ范围内产生的56Mn个数，使用相同大小角度内的56Mn个数最多的角度归一化到整面墙，为了节省时间，设置重混凝土厚度为10 cm，建立简单模型如图 3所示。模型角度θ范围墙的宽和高为$x=y=2 \times 4.15 \tan \frac{\theta}{2} \mathrm{m}$，因为机头是垂直旋转，可认为被照射的宽度x不变，重混凝土墙从上到下被均匀照射，按几何比例计算总的56Mn个数，然后计算整面墙的活度At。

图 3 墙厚0.1 m时统计56Mn个数的简单模型 Figure 3 Simple model for counting 56Mn numbers at wall thickness of 0.1 m

在模拟实际情况时，统计实际厚度，角度θ内的56Mn的个数，建立几何模型，如图 4所示，统计体高和宽为$x=y=2 \times 4.15 \tan \frac{\theta}{2} \mathrm{m}$，厚度z=2.5 m，中子束到重混凝土墙的距离为4.15 m，将重混凝土分层，每10 cm为1层，分别统计距离中子源前10层中的56Mn的个数。

图 4 中子入射实际厚度重混凝土的几何模型 Figure 4 Geometric model of neutron incident heavy concrete with actual thickness

7.计算方法：只要γ射线在源中穿过的距离不小于两个平均自由程，即μd=2，d为γ射线穿过的厚度，m，那么可将该源认为是无限大的[16]。半无限大体源外的周围剂量率的公式为[17]：

$ \dot H = 2 \cdot \pi \cdot C \cdot {\mathit{\Gamma }_{{H^*}}}/\mu $ (1)

式中，C为放射性体密度，Bq/m3；ΓH*为周围剂量当量率常数；ΓH*(56Mn)的值为65.4×10-18 Sv·m2。

本研究中产生的γ射线经过康普顿散射后变为宽束，宽束γ射线在物质中的减弱可以用公式(2)表示[16]：

$N=N_{0} B \mathrm{e}^{-\mu d} $ (2)

式中，B为积累因子，是描述散射光子影响的物理量。可以由泰勒(Taylor)近似公式(3)计算：

$B=A \mathrm{e}^{-a_{1} \mu d}+(1-A) \mathrm{e}^{-a_{2} \mu d} $ (3)

式中，μ是减弱系数，m-1；d是介质屏蔽厚度，m；对特定材料，A、a1和a2仅仅是γ射线能量的函数，重混凝土中参数A、a1和a2的值如表 1所示[18]：

表 1 不同能量下重混凝土中的积累因子的参数 Table 1 Parameters of buildup factor in heavy concrete at different energies

宽束X或γ射线穿透屏蔽层后，描述它的周围剂量当量率时可以用衰减公式(4)表示：

$\dot{H}(d)=B_{x} \dot{H}_{0} \mathrm{e}^{-\mu d} $ (4)

式中，Ḣ0、Ḣ分别表示X或γ射线通过厚度d的屏蔽层前、后在辐射场中某一点上的周围剂量当量率，μSv/h。

结果

1.次级中子产额及56Mn的角分布：经过模拟统计，当使用固定束照射时，1.872×1010个质子照射水模体共产生5.03×109个次级中子。模拟次级中子照射屏蔽墙时，得到墙厚10 cm时，距离射束中心轴0°~5°、5°~10°、10°~15°、15°~20°、20°~25°、25°~30°、30°~35°、35°~40°、40°~45°范围内，56Mn个数分别为5.26×106、3.04×106、1.74×106、6.02×105、4.20×105、1.45×105、4.50×104、4.00×103和0个。在离射束中心轴0°~5°范围内的56Mn个数最多，其他部分较0°~5°范围的56Mn个数较少，为了保守计算，选择0°~5°内(θ为5°时)产生的56Mn的个数作为平均值，此时几何模型的宽和高$x=y=2 \times 4.15 \tan \frac{\theta}{2} \mathrm{m}$=0.326 m。因为0°~15°内56Mn个数明显较大，实际计算时墙宽选取0°~15°内(θ为15°时)的宽度$x=2 \times 4.15 \tan \frac{\theta}{2} \mathrm{m}$=1.093 m。

2. 56Mn在不同厚度墙内的分布：245 MeV的质子束照射水模体产生的次级中子照射屏蔽墙时，距离中子源4.15 m后第n层墙内的56Mn的个数如图 5所示，屏蔽墙前端56Mn数量较多，越往后数量越少，在前0.3 m的屏蔽墙中56Mn的个数明显高于0.3 m之后的，又因为墙的自屏蔽作用，56Mn产生的γ射线在重混凝土屏蔽墙中的平均自由程λ=4.084 cm，0.3 m约等于7.5个平均自由程，可认为0.3 m之后的γ射线对墙外产生的影响可以忽略不计。本研究只计算距离中子源前0.3 m厚重混凝土墙的活度。

图 5 距离中子源4.15 m后第n层墙内的56Mn的个数(每层10 cm) Figure 5 The number of 56Mn in the n layer wall after 4.15 m from the neutron source(10 cm per layer)

3.前3层内56Mn产生的周围剂量率：经统计第1~3层内的56Mn个数，分别为6.20×106、3.20×106和1.90×106个，56Mn的密度分别为4.72×108、2.44×108和1.45×108个/m3。当墙宽x=1.093 m，高度y=6 m时按照几何比例计算的整面墙前3层的56Mn个数Nt及活度At见表 2。

表 2 前3层内的56Mn个数及其产生的周围剂量当量率 Table 2 The number of 56Mn in the first three layers and the ambient dose equivalent rate

根据公式(3)，使用内插法，计算得能量为0.847 MeV的γ射线在屏蔽墙中的积累因子B，第1层时，B=9.279；第2层时，B=16.402；第3层时，B=22.698 8。使用公式(1)(3)(4)计算得室内0.3 m厚的重混凝土墙被中子活化后产生得周围剂量当量率Ḣ，结果见表 2。

讨论

本研究模拟计算了某质子治疗中心的重混凝土屏蔽墙中铁的感生放射性，计算结果得到质子射野内重混凝土屏蔽墙中的感生放射性在距屏蔽墙1 m处产生的周围剂量率为3.92×10-3 μSv/h，对治疗机房内的工作人员产生的附加照射很小。计算重混凝土屏蔽墙的感生放射性时应主要考虑机房屏蔽墙前端产生的感生放射性。

当屏蔽墙厚10 cm时，距离射束中心轴0°~5°内的56Mn数量最多，随着距离射束中心轴的角度θ增大，56Mn数量迅速递减，θ>40°时基本没有中子活化产生的56Mn，防护设计时应注意考虑射束中心轴周围的感生放射性。

本次研究的重混凝土屏蔽墙中铁元素的比重最大，且铁活化产生的次级粒子衰变放出的γ射线能量较高，本次研究只考虑了重混凝土屏蔽墙中的铁被中子活化后产生的感生放射性，没有考虑其他感生放射性。

对于感生放射性计算，本研究采用了保守计算的方法，采用治疗时可以达到的最大束流强度和能量，同时假定了墙面内放射性核素56Mn已到达饱和状态时的剂量率值，为了计算方便把0°~5°射野角度内的屏蔽墙的感生放射性密度视为整个射野内的感生放射性密度。这些假定条件使得计算值高于实际运行时屏蔽墙产生的周围剂量当量率值。

本文计算的重混凝土屏蔽墙产生的周围剂量当量率为可能产生的最大值，56Mn的半衰期为2.58 h，在停止质子束流后，感生放射性核素56Mn成指数衰减，正常情况下检测值要低于本文的计算值。本研究只是对质子治疗机房屏蔽墙的感生放射性进行了初步探讨，后续还可以进行检测验证。

利益冲突  无

作者贡献声明  潘永祥负责设计研究方案，执行此研究、数据整理并撰写文章；李明生、郭朝晖、程金生负责实验指导并修改论文

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