某未知活度輻照裝置的退役及此過程中外照射有效劑量估算研究

周云，張林偉，符蘭

(海南省輻射環(huán)境監(jiān)測站， 海口 570203)

某未知活度輻照裝置的退役及此過程中外照射有效劑量估算研究

周云，張林偉，符蘭

(海南省輻射環(huán)境監(jiān)測站， ?？?570203)

在對含未知活度放射源的輻照裝置退役時，首先應(yīng)對輻照裝置及周圍輻射環(huán)境進行現(xiàn)狀監(jiān)測，獲取整個輻照裝置內(nèi)的污染源分布情況；再通過實驗對未知活度的放射源進行測算，并據(jù)此設(shè)計放射源貯存容器，最終成功地實施對未知活度放射源的退役。同時本文還對整個退役過程中工作人員收受的外照射有效劑量進行了估算。實踐結(jié)果表明，對輻照裝置及周圍環(huán)境現(xiàn)狀監(jiān)測可信，放射源活度的計算及放射源屏蔽容器的設(shè)計合理，未知活度的放射源退役安全實施，整個退役過程在可控范圍內(nèi)，對公眾和工作人員的輻射影響是可以接受的，也未對環(huán)境造成新的污染。

輻照裝置；退役；有效劑量

海南省某輻照裝置始建于20世紀(jì)50年代，主要用于農(nóng)作物的遺傳育種研究工作。20世紀(jì)80年代，由于使用該輻照裝置的研究所搬遷，將該設(shè)施移交給了地方使用，因裝置使用單位的變更，很多重要歷史資料遺失，加上歷史久遠(yuǎn)，了解輻照裝置的相關(guān)人員難以尋找，該輻照裝置基本情況已經(jīng)無人清楚，幾十年來一直處于未知狀態(tài)，并只由一人看管，存在很大的輻射安全隱患。

為了盡快了解該輻照裝置的具體情況及其可能存在的問題和潛在的安全隱患，計劃對該輻照裝置實施退役處理，把放射源轉(zhuǎn)移到國家規(guī)定的貯存設(shè)施。海南省國土環(huán)境資源廳及海南省輻射環(huán)境監(jiān)測站對該輻照裝置進行了全面的監(jiān)測和調(diào)查，并對退役過程的輻射劑量進行了估算。

1 輻射環(huán)境現(xiàn)狀調(diào)查

本次調(diào)查依據(jù)海南省輻射環(huán)境監(jiān)測站編制的《某輻照裝置退役可行性研究報告》、《某輻照裝置退役實施方案》實施，調(diào)查范圍為輻照中心半徑500 m范圍內(nèi)，并設(shè)置了1個環(huán)境調(diào)查對照區(qū)。重點調(diào)查區(qū)域為輻照中心的輻照室、貯源水井及副井，調(diào)查對象為貯源水井水、底泥，以及輻照中心周圍的土壤 、地表水、地下水和雜草等。

根據(jù)該輻照裝置唯一殘留的一份歷史資料記載，該輻照裝置使用的放射源為鈷-60源，因此確定本次調(diào)查項目為：γ空氣吸收劑量率、總α、總β和環(huán)境介質(zhì)的鈷-60放射性核素。本次調(diào)查中采樣及分析均按照國家已頒布的標(biāo)準(zhǔn)和國際通行標(biāo)準(zhǔn)進行，調(diào)查采用的分析方法及監(jiān)測儀器見表1。

本次調(diào)查將γ空氣吸收劑量率和土壤調(diào)查區(qū)域分為5大類、6個單元格。輻照中心輻照裝置內(nèi)區(qū)域采用米字型布點；輻照中心輻照裝置外區(qū)域加密布點確定單元格內(nèi)的采樣點數(shù)；環(huán)境區(qū)為輻照中心外周邊區(qū)域；人口密集區(qū)選取10個樣本數(shù)，采樣結(jié)果符合t檢驗，具備代表性；對照區(qū)取10點采樣，以便采用平均值時具有統(tǒng)計學(xué)意義。具體布點圖見圖1。

輻照裝置退役前對放射源活度進行了估算，估算方法為根據(jù)不同水層γ空氣吸收劑量率的不同進行反推，同時對退役容器的屏蔽厚度進行了計算[1]。

輻照裝置退役后對場地的γ空氣吸收劑量率、β表面玷污進行了調(diào)查，調(diào)查區(qū)域主要為輻照室內(nèi)，γ空氣吸收劑量率及土壤采集的單元格劃分及點位布設(shè)見表2。

表1 分析測量方法及儀器

圖1 輻照裝置及其周圍環(huán)境狀況示意圖Fig.1 Diagram of irradiation device and its surrounding environment

表2 γ空氣吸收劑量率及土壤采集的單元格劃分及點位布設(shè)

Table 2 Area classification and sample designs of gamma radiation dose rate and soil sampling

類別采樣單元格采樣點數(shù)原輻照裝置中心區(qū)域輻照室內(nèi)10副井5輻照中心輻照裝置外區(qū)域輻照中心圍墻內(nèi)區(qū)域5環(huán)境區(qū)輻照中心影響區(qū)以外區(qū)域6人口密集區(qū)農(nóng)科所家屬區(qū)6對照區(qū)南圣河10

2 監(jiān)測結(jié)果與分析

2.1 地下水、地表水及底泥

在進行放射源倒裝前對整個輻照裝置的外環(huán)境進行了監(jiān)測，了解輻照裝置周圍輻射環(huán)境現(xiàn)狀，確定污染源項、源強及位置，便于在退役過程中采取適當(dāng)?shù)姆雷o措施，減少對公眾和工作人員照射。

輻照裝置放射源倒裝前的監(jiān)測范圍為：輻照室及周圍環(huán)境。

地表水采樣點位為：南圣河；地下水采樣點位為：附近居民飲用水2個(井水)；生物樣采樣點位為：輻照室外500 m范圍內(nèi)生物樣品，并在距離輻照室1 km外的對照點采集草樣1個；土壤采樣點位為: 輻照裝置外環(huán)境土壤樣品4個；貯源水井的采集樣品為：水樣1個，貯源水井中的淤泥和副井淤泥樣各1個。各種介質(zhì)的放射性監(jiān)測結(jié)果見表3。

表3 輻照裝置及其周圍各介質(zhì)放射性監(jiān)測結(jié)果

監(jiān)測結(jié)果表明，貯源水井井水的總放水平符合國家生活飲用水衛(wèi)生標(biāo)準(zhǔn)要求，底泥中的鈷-60高于本底水平，說明該輻照裝置的放射源有一定破損，并泄漏至水井井水中。對副井、周圍環(huán)境介質(zhì)中的土壤、植物、水質(zhì)進行監(jiān)測，鈷-60均未檢出，說明鈷-60并未向周圍環(huán)境擴散。

2.2 有效劑量當(dāng)量計算模式

環(huán)境γ輻射照射對居民產(chǎn)生的有效劑量當(dāng)量可用下式進行估算：

He=Dγ·K·t

式中，He為有效劑量當(dāng)量，Sv；Dγ為環(huán)境γ空氣吸收劑量率，Gy/h；K為有效劑量當(dāng)量與空氣吸收劑量比值，0.7 Sv/Gy；t為環(huán)境中停留時間，h。

2.3 退役過程中放射源活度的測算

本輻照裝置放射源源項不明，在測算時將放射源從源架中倒出，記錄好放射源數(shù)量，放置在貯源水井底部事先放好的鋁箔中，將放射源等效作一個點源，利用γ射線通過水層被減弱的規(guī)律，對放射源活度進行計算。具體方法如下：從貯源水井中抽出一定量的水后，測量水井井水表面的γ輻射劑量率，同時測量水深來估算放射源鈷-60的目前活度[1]。測算結(jié)果如表4所示。

放射源活度A的計算公式[1]為：

查表可知：f=36.82 J/C；Γ=3.405 6 C·m2/(h·Ci·kg)；μ=6.30 m；α=1.034 3；β=0.076 7。

表4 不同水深時貯源水井井水表面的γ空氣吸收劑量率及放射源活度估算結(jié)果

注：①根據(jù)試驗時有水屏蔽時的井口劑量當(dāng)量率(扣除本底值后)和水屏蔽層厚度估算出放射源現(xiàn)有活度。

考慮到監(jiān)測儀器有測量誤差，且水質(zhì)并非去離子水，由表4可知，不同水深計算得出的放射源活度是不同的，為了退役工作的安全，取放射源活度的最大值作為退役源項，即29.4 Ci。

2.4 退役容器的屏蔽厚度計算

無屏蔽時的劑量當(dāng)量率按照下式進行計算[2]：

H0=10-2kQΓγ/R2

式中，Γγ為某種放射性同位素常數(shù)，C·cm2/(h·kg·mCi)；Q為源強，mCi；k為照射量單位對于劑量當(dāng)量單位的轉(zhuǎn)移系數(shù)，k≌0.035 8 J/C；R為源與計算劑量點的距離，cm。

假設(shè)容器表面距容器內(nèi)放射源的距離為25 cm，則無屏蔽時，容器表面的劑量當(dāng)量率為：H0=5.74 Sv/h；距容器表面1 m處的劑量當(dāng)量率為：H0=2.29×10-1Sv/h；根據(jù)相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)[2- 3]要求，容器表面的劑量當(dāng)量率應(yīng)小于2 mSv/h，距容器表面1 m處的劑量當(dāng)量率應(yīng)小于0.1 mSv/h。

各向同性點源γ射線減弱倍數(shù)K的計算公式為：

K=H0/H允許

式中，H0為無屏蔽時劑量當(dāng)量率，Sv/h；H允許為預(yù)先給定的劑量當(dāng)量率限值，Sv/h。

容器表面的K1計算值為：K1=2.87×103；距容器表面1 m處的K2計算值為：K2=2.29×103。為了保守估算，取較大值K1確定屏蔽厚度。鈷-60γ射線的平均能量為1.25 Mev。查各向同性同位素鈷-60點源γ射線減弱K倍所需的鉛厚度(cm)曲線圖[1]，可得鉛屏蔽厚度為14.2 cm。

為進一步降低鉛罐表面的輻射劑量率，減小對工作人員的輻射照射，同時，為增加鉛罐外觀的協(xié)調(diào)性，設(shè)計時將鉛罐的鉛屏蔽厚度增加到20 cm，鉛罐設(shè)計見圖2。

2.5 γ空氣吸收劑量率

2.5.1 退役前和放射源轉(zhuǎn)移后各個區(qū)域的γ空氣吸收劑量率測量值及吸收劑量估算值

各區(qū)域γ空氣吸收劑量率監(jiān)測結(jié)果及比較見表5。

圖2 貯源鉛罐尺寸示意圖Fig.2 Diagram of size of lead tank in storage of radioactive sources

由表5可知，本次退役過程中退役前和放射源轉(zhuǎn)移后γ空氣吸收劑量率測量結(jié)果無明顯差異，并且放射源轉(zhuǎn)移后各區(qū)域的γ空氣吸收劑量率處于同一輻射水平。

退役前后環(huán)境區(qū)區(qū)域的工作人員及公眾所受劑量估算見表6。

表5 各區(qū)域γ空氣吸收劑量率監(jiān)測結(jié)果比較

表6 環(huán)境區(qū)區(qū)域輻照裝置退役前后工作人員所受有效劑量估算

注：①放射源轉(zhuǎn)移后，工作人員對周圍環(huán)境、貯源水井及放射源倒裝過程中修建的換水池(后期用于貯源水井廢水自然蒸發(fā))進行采樣、監(jiān)測等受照時間。

公眾和工作人員在退役前和放射源轉(zhuǎn)移后所受劑量均為環(huán)境天然輻射所致的有效劑量。

2.5.2 退役過程中源活度測算試驗過程中的工作人員所受劑量估算

輻照裝置放射源活度測算試驗過程中，由于儀器不具備水下監(jiān)測功能，需要將井水抽出放入水桶中，對水面高度、水面劑量率測量，完成測量后及時將井水回灌，工作人員在井邊作業(yè)時所受到的劑量當(dāng)量估算結(jié)果見表7。由表7可知，放射源活度測算試驗工作人員所致有效劑量為1.545 μSv。

表7 測算活度試驗工作中工作人員所受劑量估算結(jié)果

2.5.3 水質(zhì)置換過程中貯源水井周圍γ空氣吸收劑量率監(jiān)測結(jié)果及工作人員所受劑量估算

退役過程中由于貯源水井中的水質(zhì)混濁，放射源在貯源水井中操作視野不清，需要進行水質(zhì)置換。用水泵把原貯源水井井水從輻照室原排氣孔中置換到自然蒸發(fā)池中，再往貯源水井中注入清水，由于原輻照室內(nèi)水源已不能使用，需從輻照室外接水進入室內(nèi)，整個過程中雖然安裝了監(jiān)控系統(tǒng)，但工作人員需進入室內(nèi)確認(rèn)水位高度，置換過程中工作人員受到一定輻射照射。貯源水井及副井相對位置圖見圖3。置換水質(zhì)過程中工作人員所受的輻射劑量估算結(jié)果見表9。由表9可知，置換水質(zhì)過程中工作人員所受輻射劑量為7.046 μSv。

圖3 貯源水井及副井相對位置圖Fig.3 The relative position of the source water and the auxiliary shaft

表8 置換過程中γ空氣吸收劑量率比較

Table 8 Comparison between results of gamma air radiation absorbed dose rate before and after the replacement

監(jiān)測區(qū)域置換前/(μGy/h)置換中/(μGy/h)置換后/(μGy/h)測量值范圍平均值測量值范圍平均值測量值范圍平均值輻照室0 16～0 190 17±0 010 26～5 102 45±1 930 24～0 260 25±0 01輻照室外環(huán)境0 23～0 310 26±0 020 21～0 330 28±0 030 20～0 310 26±0 02

表9 置換水質(zhì)過程中工作人員所受的輻射劑量估算結(jié)果

2.5.4 退役過程中鉛罐表面γ劑量率及吸收劑量

倒源前后由于一直在水面下操作，γ輻射劑量率一直和環(huán)境值一致，故不作估算。放射源在水下用機械手倒裝進入鉛罐中，用電動葫蘆吊裝出水面，在鉛罐出水后加蓋鉛塞，并在貯源水井上方用清水沖洗整個鉛罐罐體，以達(dá)到去污目的。

起吊過程中及去污后鉛罐表面γ劑量率值見表10。由表10可知，鉛罐起吊出水未加鉛塞時鉛罐表面1米處劑量最大，在整個起吊過程中，輻射劑量率略高于本底值，但是未超出標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定的輻射劑量率限值(2.5 μGy/h)。

表10 去污前后鉛罐表面γ劑量率比較

起吊過程中工作人員受到的輻射劑量見表11，由表11可知，起吊過程中工作人員所受輻射劑量為0.673 μSv。

2.5.5 整個退役過程中工作人員所受劑量

整個退役過程中，工作人員所受劑量見表12。由表12可知，在整個放射源退役過程中工作人員所受輻射劑量為31.004 μSv。

2.6 表面玷污

鉛罐去污前后表面玷污水平見表13，由表13可知，去污前后鉛罐表面β玷污水平一致，表明鉛罐表面未受放射性污染。

表11 起吊過程中工作人員所受有效劑量

表12 整個退役過程中工作人員所受有效劑量

表13 鉛罐去污前后β玷污比較

3 結(jié)果及討論

整個退役過程中，放射源活度的計算及放射源屏蔽容器的設(shè)計尤為重要，計算正確與否關(guān)系到整個退役過程是否能順利進行，故應(yīng)從偏安全的角度去考慮，嚴(yán)格遵循輻射防護“三原則”，同時也應(yīng)考慮經(jīng)濟成本，找出最佳屏蔽方案。

海南省某輻照裝置退役過程的監(jiān)測結(jié)果表明，整個退役過程在可控范圍內(nèi)，對公眾和工作人員的輻射環(huán)境影響處于可接受范圍。整個退役過程中劑量最大值產(chǎn)生在置換水質(zhì)過程中，理論計算至置換過程中工作人員劑量約為0.007 mSv,實際工作人員所佩戴的個人劑量計顯示值分別為0.009 mSv、0.007 mSv，0.003 mSv，和估算結(jié)果基本一致。在整個退役過程中，工作人員理論上所受劑量為0.031 mSv，符合標(biāo)準(zhǔn)[2]要求。放射源裝入鉛罐后的劑量達(dá)到標(biāo)準(zhǔn)[3]要求，表明放射源活度計算及鉛罐容器設(shè)計是合理的。同時放射源轉(zhuǎn)移后對整個區(qū)域進行巡查，發(fā)現(xiàn)跟本底值一致，沒有造成新的污染，整個過程處于可控狀態(tài)。

[1] 陳萬金, 陳燕俐, 蔡捷.輻射及其安全防護技術(shù)[M]. 北京: 化學(xué)工業(yè)出版社, 2006: 97- 97, 132- 132.

[2] 國家質(zhì)量監(jiān)督檢驗檢疫總局. GB 18871—2002 電離輻射防護與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)[S].

[3] 國家質(zhì)量監(jiān)督檢驗檢疫總局, 中國國家標(biāo)準(zhǔn)化管理委員會. GB 11806—2004 放射性物質(zhì)安全運輸規(guī)程[S]. 北京: 中國標(biāo)準(zhǔn)出版社, 2005.

Investigation on Decommissioning of Irradiation Facility with Unknown Activity and Corresponding Effective Dose Estimation of External Radiation

ZHOU Yun, ZHANG Lin-wei, FU Lan

(Hainan Province Radiation Environment Monitoring Station, Haikou 570203, China)

There are two important things in the decommissioning of irradiation facility with unknown activity. First, the distribution of pollution sources in the irradiation device will be acquired by monitoring the irradiation device and the surrounding irradiation environment. The second, the storage container of radioactive source will be designed after calculating the activity of radioactive source through experiments. The external irradiation effective dose was also calculated for the workers in the whole decommissioning process. The results showed that the monitoring of the irradiation device and surrounding environment was credible; the calculation of the activity of radioactive source and the design of the container were reasonable. The radiation effect was acceptable for the public and the surrounding environment in the whole decommissioning process.

irradiation facility; decommission; effective dose

2015-03-21

周云(1983—)，女，國家注冊核安全工程師，碩士研究生，現(xiàn)從事輻射環(huán)境監(jiān)測與評價和核與輻射安全監(jiān)管工作，E-mail：zysissy@163.com

10.14068/j.ceia.2015.03.021

X837

A

2095-6444(2015)03-0081-06