城市庫廢放射源治理工作中的劑量控制

龔 杰，董志強，張潔萍，安蛟龍，孫瑩瑩，許書河

(中核清原環(huán)境技術工程有限責任公司，北京 100037)

城市庫廢放射源治理工作中的劑量控制

龔 杰，董志強，張潔萍，安蛟龍，孫瑩瑩，許書河

(中核清原環(huán)境技術工程有限責任公司，北京 100037)

城市放射性廢物庫廢放射源治理過程中影響工作人員受照劑量的因素較多。為實現(xiàn)輻射防護的最優(yōu)化，本文以全國城市庫治理項目統(tǒng)計結果及現(xiàn)場實施經驗為依據，分析了城市庫廢源的特點、輻射風險及劑量控制方法。并對城市庫廢源治理項目的劑量數據進行統(tǒng)計分析，發(fā)現(xiàn)劑量分布規(guī)律，為輻射防護工作提供指導和參考。

城市放射性廢物庫；廢放射源；劑量控制

廢放射源產生途徑主要有：1) 經過衰變后不適于原功能，實踐中大多數廢放射源屬于這種情況；2) 因技術更新，被毒性小、價格便宜的源取代，如廢鐳源；3) 設備損壞或源本身損壞成為廢源；4) 閑置不用成為廢源[1]。廢放射源仍具有較高的活度，存在輻射風險，僅有較少的廢放射源活度達到清潔解控水平。因此，需要對廢放射源進行嚴格監(jiān)管、專業(yè)治理與處置。

我國對廢放射源監(jiān)管主要依據《中華人民共和國放射性污染防治法》、《放射性同位素與射線裝置安全和防護條例》等法律法規(guī)。目前，廢放射源的處理路徑主要有(不包括部隊)：1) Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ類源[2]按照與放射源銷售單位簽訂的廢舊放射源回收協(xié)議規(guī)定，將廢放射源交回生產單位或者返回原出口方，無法交回或返回時，送交有相應資質的放射性廢物集中貯存單位貯存；2) 用源單位將廢放射源送交所在省/自治區(qū)/直轄市環(huán)保部門所屬的城市放射性廢物庫(以下簡稱城市庫)，由各省級環(huán)保部門下屬的輻射站暫存管理，統(tǒng)一治理整備后送交國家廢放射源集中貯存庫；3) 用源單位將廢放射源治理整備后直接送交國家廢放射源集中貯存庫；4) 由具備相應能力、經許可的單位對廢放射源回收再利用。

城市庫內匯集所在省/自治區(qū)/直轄市內用源單位產生的廢放射源，數量大、種類多，不同形態(tài)的廢放射源在治理過程中存在較大的輻射風險。本文對城市庫廢源治理工作中人員受照劑量的控制方法進行研究，以便更好地保護工作人員，使廢源治理過程中的輻射防護最優(yōu)化，也可以為其他特定場合的劑量控制提供參考。

1 城市庫廢源特點

1.1 核素種類多

城市庫囊括幾乎所有種類的放射源，包括高毒組、低毒組、長半衰期、短半衰期等。形態(tài)囊括固體源(包括粉末源)、液體源、氣體源；射線類型包括α、β、γ、中子放射源。全國城市庫第一次治理項目中共有107種不同核素種類的放射源，多數為應用廣泛的137Cs源和60Co源，同一種核素的放射源也會因用途不同而具有不同的物質形態(tài)與包裝形式。9種主要核素種類的廢放射源在總廢源中所占的比例示于圖1。

圖1 廢源核素種類組成Fig.1 Nuclides composition of disused radiation sources

1.2 廢源規(guī)模大

廢源數量大、分布廣，各省市的城市庫可容納數千枚廢舊放射源。對城市庫進行治理時，一般需要對數千枚廢舊放射源進行核查、整備、包裝等。全國城市庫第一次治理項目共治理76 000余枚廢放射源。廢源活度水平從Ⅰ類源至豁免源，活度類別組成示于圖2。

圖2 廢源活度類別組成Fig.2 Activity types of disused radiation sources

1.3 包裝陳舊

城市庫內的廢放射源多數陳舊，放置時間長，常有包裝破損、源殼破裂而導致放射源泄露的情況。粉末、液體、氣體放射源泄露后容易造成大面積污染，如226Ra源和137Cs源為較容易造成污染事故的源[3]。

以某省城市庫治理項目為例說明城市庫內復雜的源項情況：該項治理工作共涉及1 913枚廢放射源，包括19種核素的放射源，其中γ源1 543枚，α源231枚，β源88枚，中子源51枚；粉末源43枚，液態(tài)源2枚；十多枚源由于源殼腐蝕破裂或射線孔無法關閉出現(xiàn)射線泄露情況，52枚源容器無法打開。經整備后作為獨立容器或裝于標準鋼箱內送貯國家廢放射源集中貯存庫。

有些放射源臺帳記錄與實際放射源在數量、種類、標志等方面不符，屬于未知核素類型源，需要現(xiàn)場測定核素種類和活度。

1.6 治理設施設備不完善

在城市庫內開展廢源治理工作時，經常不具備廢放射源治理操作條件，缺乏必要的更衣室、洗消間、儲物間、倒源操作間、相應的工器具、固定式輻射監(jiān)測設備、空氣放射性濃度連續(xù)監(jiān)測設備等。有些城市放射性廢物庫無機械起重設備。

2 人員受照劑量因素

2.1 外照射

2.1.1 庫內背景輻射

城市庫內存放的大量廢舊放射源造成庫內背景輻射較高，一般在1～30 μSv/h之間。工作人員不可避免受到這部分輻射。

2.1.2 倒源操作輻射

目前，所有城市庫均不具備倒源操作熱室、機械手、倒源水井等設施。中核清原公司研制了一些簡單實用、便于操作及運輸的專用工具用于倒裝廢放射源。但在將放射源從原容器取出放入貯存容器的短時間內，操作人員身體尤其是手部仍將受到很強的照射，鉛衣、鉛手套不足以對其有效屏蔽。加裝鉛擋板及鉛玻璃可以保護操作者的軀干和頭部，但是將大幅降低倒源人員的操作速度從而增加受照時間。

2.1.3 泄漏源、破損源輻射

對城市庫廢源的治理還應關注泄漏源、破損源的防護?；诜派湓吹姆雷o可有效降低集體劑量和個人劑量，基于個人的防護只能對個人起到有限的防護作用。庫區(qū)包裝破損或射線孔未關閉的放射源會造成某一區(qū)域或在某一方向上的輻射較強。破損源通常被集中放置，未關閉放射源或未知的泄漏源需要仔細探測才能發(fā)現(xiàn)。

2.1.4 中子、β輻射

城市庫的廢源中通常存有中子源和β源。部分早期中子源屏蔽包裝非常簡陋或者嚴重損毀，而中子的輻射權重因子較高，按能量呈2～20的連續(xù)函數[4]，中子能量為1 MeV附近，輻射權重因子達到峰值20。中子源除中子輻射外，其產生的γ射線輻射同樣不容忽視[5]。β源在近距離會對組織表層造成較大損傷。

2.2 潛在的內照射

城市庫內的粉末源、液體源、氣體源的泄露，以及鐳源產生的氡氣等，會造成空氣中含有放射性物質，進入體內將造成內照射。操作人員的工作服及工具上沾有的放射性物質也可能經由呼吸道、皮膚或傷口進入體內造成內照射。

3 劑量控制措施

3.1 劑量約束值與輻射防護

根據各城市庫不同的環(huán)境和源項特點，確定人員數量、工期，制定劑量約束值和輻射防護方案。根據現(xiàn)場情況、工期、崗位劃分和個人年劑量限值分配綜合考慮制定劑量約束值。輻射防護的最優(yōu)化方案必須在劑量約束值下制定與實施。

輻射防護管理人員每天讀取工作人員個人劑量計并作記錄。在受照劑量達到劑量約束值的1/5時，根據受照時間對整體工作的劑量做出預測和規(guī)劃，必要時對劑量約束值進行初步修正，使受照劑量控制在盡可能低的水平；在受照劑量達到劑量約束值的1/3時，針對工作進度情況對受照劑量約束值進行修正，進一步優(yōu)化工作計劃；在受照劑量達到劑量約束值的1/2時，對工作人員受照劑量和約束值進行比對分析，優(yōu)化輻射防護方案并做出評估，降低人員受照劑量；在受照劑量達到劑量約束值的2/3時，對前期的劑量管理進行總結，并對后期的劑量控制提出要求。

3.2 輻射安全意識

對工作人員進行輻射安全教育，保證工作人員了解勞動保護、工作流程、安全操作和合理規(guī)避劑量照射的方法。

3.3 工作劑量控制

3.3.1 工作區(qū)輻射控制

對工作區(qū)域劃分控制區(qū)和監(jiān)督區(qū)。按照作業(yè)人員每年工作50周，每周受照7.5 h，年接受劑量不超過年劑量限值(20 mSv)的3/10計算，推薦劑量率可能大于15 μSv/h的區(qū)域為控制區(qū)，劑量率在2.5 ～15 μSv/h的區(qū)域為監(jiān)督區(qū)(公眾接受的年劑量小于1 mSv)?？刂茀^(qū)邊界設置“禁止進入放射性工作場所”警示標志，監(jiān)督區(qū)邊界設置“注意電離輻射”標志，對劑量率的可能值作保守估計。如非必須，工作人員應盡量少地進入控制區(qū)；如有必要，控制區(qū)內可劃出不同的子區(qū)以便劑量的管理及控制。

實施過程中，進入庫內之前每天通風20～30 min，排出空氣中可能存在的放射性氣溶膠。

對現(xiàn)場工作區(qū)域做劑量普查，發(fā)現(xiàn)熱點隨即標記。監(jiān)測應細致全面，監(jiān)測種類齊全并描繪出庫區(qū)劑量場分布圖。對作業(yè)現(xiàn)場部分強放射性區(qū)域先進行去污，清理出空地用作倒源。使人員在倒源區(qū)域工作期間周圍無強輻射場，并盡力降低倒源場地的背景輻射水平。

放射源容器分類放置。松散污染的容器需先去污，避免交叉污染；優(yōu)先處理泄漏源以降低庫內的背景輻射水平及潛在的輻照風險；記錄人員保持合理距離，非工作時間遠離現(xiàn)場。部分操作提前模擬演練，快速高效完成操作。

專人負責工作區(qū)域輻射劑量的巡測，對缺乏固定式輻射監(jiān)測裝置的城市庫巡測應更細致。工作人員正確佩戴熱釋光劑量計和電子報警式劑量計，并做好記錄。

3.3.2 倒源操作劑量控制

通過專用工具、容器設計、實時監(jiān)測、人員輪換等措施進行倒源操作中的劑量控制。

1) 專用工具。廢放射源貯存容器構造多樣，存在陳舊銹蝕的問題。針對常見的放射源源罐結構特點設計專用的倒源工具，減少倒源時間。采用專用拆除工具拆除難度較大的廢源容器。反復模擬訓練以熟練、快速倒源，任何情況下禁止徒手倒源。

2) 容器設計。根據廢放射源的具體情況，利用現(xiàn)場材料對廢源原容器進行補救性整備或者重新制作簡易容器。對常見的60Co和137Cs源，利用半屏蔽厚度值估算屏蔽厚度，現(xiàn)場利用鋼板、鉛料制作容器。β源容器內層采用低原子序數的屏蔽材料，如鋁、有機玻璃等，外層使用鉛屏蔽，部分現(xiàn)場無鋁板時用薄鐵板替代。屏蔽中子源需考慮材料的含氫量，首選高密度的聚乙烯[6]，外層用鉛屏蔽。無聚乙烯可用石蠟替代，優(yōu)化屏蔽效果。倒源過程中放射源被集中放置于打開的整備容器內，射線沿容器口呈錐形向外發(fā)射。鉛容器的放置位置和高度應使倒源操作人員頭部處于整備容器口錐形射線區(qū)域以外，并留有充足的裕量，保證人員不受放射源的直接照射。

3) 實時監(jiān)測。在整個廢源治理工作中，庫內源項情況復雜，輻射監(jiān)測人員應實時監(jiān)測庫內各處劑量變化，及時發(fā)現(xiàn)異常情況。倒源場地及周圍應分散布置報警式劑量儀，作業(yè)人員佩戴報警式電子個人劑量計。發(fā)現(xiàn)劑量異常立刻停止操作，撤至安全區(qū)域。

4) 人員輪換。直接倒源過程中輻射劑量較高，為保證利害分配的正當性，實施過程采用人員輪換倒源，避免人員所受劑量過高。

3.3.3 泄漏源、未知源的整備

倒裝放射源前應對源容器逐一檢驗，及時發(fā)現(xiàn)泄漏源，避免不明情況下的照射。

無法打開的泄漏源應先使用鉛塞封堵或使用鉛皮包裹密封，如果無法達到理想屏蔽效果應使用鉛箱整體重新封裝后作為獨立容器運輸。

未知核素、活度的放射源應先使用便攜式γ譜儀測定核素類型，再根據源罐表面的劑量率和源罐厚度推測放射源的大概活度[7]。確定核素及活度后再確定是否倒源及倒源方法。

3.3.4 內照射的防護

內照射的防護措施依賴作業(yè)現(xiàn)場的劑量管理。施工人員進入庫房前應通風20～30 min?，F(xiàn)場劃分區(qū)域?？刂茀^(qū)內未經監(jiān)測和去污的工器具、物品嚴禁帶出。工作人員合理佩戴輻射防護用具，工作區(qū)內禁止喝水、進食和抽煙。

4 劑量統(tǒng)計分析

典型的城市庫廢源治理項目中，人員集體受照劑量數據統(tǒng)計列于表1。

分析表1數據發(fā)現(xiàn)，工作人員集體受照總劑量與所治理廢放射源的總活度不存在簡單的線性關系(圖3)，但是隨著總活度的增加，總劑量的波動范圍不斷增加。對劑量點分布區(qū)域的外圍進行擬合，得到y(tǒng)=0.033x0.18曲線。某一總活度對應的總劑量最高值在該曲線附近。

將圖3中的曲線方程兩邊同時除以x，得到單位活度源所貢獻的劑量與總活度的關系曲線(圖4)。從圖4中可以看出，曲線與實際的數據點較為吻合。

同樣，對單位活度源貢獻的劑量與源平均活度進行觀察，存在類似的冪函數衰減的相關性(圖5)。

表1 典型城市庫廢源治理項目中人員集體受照劑量

注：部分城市庫項目由于放射性廢物整備工作對人員受照劑量的影響較大而未予統(tǒng)計。

圖3 集體受照總劑量與總活度Fig.3 Collective dose and total activity

由圖3可以看出，總劑量隨總活度成冪函數增長，總活度超過3.7×1013Bq后增長緩慢。對于較高活度的Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ類源，由于實施條件的限制并不在現(xiàn)場倒裝，僅對原包裝進行整備使之符合運輸規(guī)程。高活度源的原始包裝屏蔽較好，對總劑量的貢獻很少。低活度的放射源需進行現(xiàn)場合并倒裝，單位活度的低活度放射源對應更多數量的放射源，倒裝次數更多，近距離接觸時間也更長，劑量貢獻更高。從圖4可以看出，在城市庫內廢源總活度很高的情況下，高活度源所貢獻的活度比例增加，降低總劑量/總活度值。同樣，高活度源的增加提高了廢源的平均活度，從而降低總劑量/源平均活度值。

圖5 單位活度源所貢獻的劑量與源平均活度關系曲線Fig.5 Relationship between unit activity contribution and average activity

通常認為低活度的放射源對廢源治理工作的劑量貢獻較小。但是以上統(tǒng)計結果顯示，城市庫廢源治理工作中，低活度放射源貢獻的劑量構成了總劑量的主要部分，單位活度貢獻的劑量超過高活度放射源。與高活度源相比，低活度源的貢獻為長時間低劑量累加，在日常作業(yè)中應加強低活度放射源的輻射防護。雖然高活度放射源單位活度貢獻的劑量很低，但是活度高，防護的重點在于防止發(fā)生輻射事故。這一規(guī)律僅適用于城市放射性廢物庫的廢源治理工作。因各省城市庫收貯的廢放射源來自核技術利用產業(yè)，在一定總活度的情況下，廢源類別組成類似，因而呈現(xiàn)出類似的規(guī)律。該統(tǒng)計規(guī)律僅適于定性或半定量分析，可為劑量約束值的制定提供參考。

5 小結

城市庫廢放射源源項復雜，影響工作人員受照劑量的因素很多。城市庫廢源治理工作中的劑量控制，應從劑量約束值的制定、劑量控制的持續(xù)改進、輻射安全意識貫徹、倒源實施時的劑量控制措施等方面進行，應識別影響劑量的關鍵因素和重點防護源，對劑量控制措施及時改進，推行精細化操作，降低集體和人員受照劑量。

對以往城市庫工作劑量數據的統(tǒng)計顯示，集體總劑量隨總活度的增加呈現(xiàn)冪函數增加的趨勢，總活度達到一定水平(約3.7×1013Bq)后，總劑量的增加變慢。單位活度放射源貢獻的劑量隨城市庫內廢源總活度(及廢源平均活度)的增加而減少，呈現(xiàn)冪函數衰減的關系。統(tǒng)計出的劑量分布規(guī)律可為劑量約束值的制定提供參考。

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Dose Control in Disused Radiation Sources Management Work of City Radioactive Waste Storage Vaults

GONG Jie, DONG Zhi-qiang, ZHANG Jie-ping, AN Jiao-long, SUN Ying-ying, XU Shu-he

(CNNCEvercleanCO.,LTD,Beijing100037,China)

Disused radiation sources management work of city radiation waste storage vaults has its own characteristics. In the processing of the work, there are many factors which can influence the dose of staff. Some statistical results and implementation experience were got in the past management work of national city radioactive waste storage vaults. For the optimization of radiation protection, the characteristics and different radiation risks of the work were analyzed, combined with the statistical results and implementation experiences. Reasonable dose control methods were proposed for different risks. Besides that, we also collected and analyzed the dose data of the past management work of national city radioactive waste storage vaults. Some dose distribution characteristics were found，which can guide the radioprotection and provide a reference for the later work.

city radiation waste storage vault; disused radiation source; dose control

2016-12-02;

2017-04-19

龔 杰(1984—)，男，江蘇徐州人，工程師，主要從事核設施退役及廢放射源治理研究

TL77

A

1000-7512(2017)03-0219-06

10.7538/tws.2016.youxian.063