代表性個人在核設施輻射環(huán)境評價中的應用研究

董豫陽，蘇自強，陳海龍，廉 冰

(中國輻射防護研究院，太原 030006)

前 言

現(xiàn)行的輻射防護評價是利用環(huán)境中濃度或者暴露程度和合適的生活習性來評估公眾所受到的劑量。因此，為了保護公眾，我們有必要定義一個用來判斷劑量約束值是否得到滿足的人，這個人就被稱作 “代表性個人”。“代表性個人”的定義就是，在某地區(qū)受到照射的范圍內(nèi)，任意選擇一個人，這個人所受到的劑量大于某特定劑量值的概率要小于一定的比例，這個劑量值就可以稱作是該地區(qū)的代表性個人的劑量。 “代表性個人”所受到的劑量取代了國際放射防護委員會在第7號報告中提出的 “關鍵居民組”的平均劑量。

“關鍵居民組”的概念首次提出是在ICRP第7號報告中，當時提出的目的是為評價公眾所受到的照射劑量是否符合劑量約束值提供比對的方法。此報告中的第15段這樣敘述：在某些關鍵途徑中某種關鍵核素的存在，是不會對每個場外的居民都產(chǎn)生相同的照射劑量。在運行前的調(diào)查通常會發(fā)現(xiàn)居民中一個或兩個組的存在，他們的特性，包括習慣、位置、年齡會使他們受到比場外其他部分居民更高的劑量。這種情況的居民組就可以把他們定義為 “關鍵居民組”。

在實際核設施劑量評價過程中，會發(fā)現(xiàn)“關鍵居民組”具有一定的局限性，主要是“關鍵居民組”選擇的是一個受到所考察的源項最大照射的群組，這意味著，關鍵組內(nèi)的一些成員可能會受到高于和低于關鍵居民組的平均劑量。在關鍵居民組之外，也可能有少數(shù)幾個人生活習慣和特征極不相同，這種特異性有時意味著這些人所受劑量比關鍵居民組高[1]。

同時(1)ICRP輻射防護體系發(fā)生著演變，并且ICRP的建議已經(jīng)成為更多國家審管體系的基本要素；(2)近年來采用更精巧的計算機和軟件系統(tǒng)進行劑量評價的能力有了顯著的提高，可以更方便的進行概率論估計，可以得到保羅結(jié)果不確定度在內(nèi)的劑量分布。

綜合以上原因，ICRP有必要也有責任提出一個定義，代表絕大多數(shù)公眾所受到的最大劑量，即“代表性個人”。

1 研究方法

ICRP第60號出版物中基于輻射防護三原則而建立的放射性廢物排放管理的概念框架包括：源項，在環(huán)境中的轉(zhuǎn)移，照射途徑，劑量估算，與劑量約束值的比較[2]。一般以模式計算為主，利用實際測量或設計報告的物料平衡得到排放源項，選擇適當?shù)沫h(huán)境擴散/遷移/轉(zhuǎn)移和劑量估算模式以及相應的計算參數(shù)[3]，完成居民劑量的估算，對輻射環(huán)境質(zhì)量做出綜合分析、比較和評價[4]。

影響劑量評估的主要因素包括：核素、照射途徑、氣象條件、公眾生活習性(包括食譜、外出活動時間、呼吸速率等)。 “代表性個人”劑量評估還和人口分布有關。

根據(jù)上述步驟，分別對正常工況下某核設施的 “關鍵居民組”和“代表性個人”的劑量計算，通過分析計算過程和結(jié)果以及兩者概念上的區(qū)別，得出“代表性個人”比“關鍵居民組”更適合作為輻射環(huán)境評價的指標的結(jié)論。

2 正常工況下某核設施周圍輻射環(huán)境劑量評估

2.1 評估所用數(shù)據(jù)來源說明以及假設前提

本文以國內(nèi)某核設施的人口數(shù)據(jù)和氣象數(shù)據(jù)為基礎計算得出關鍵居民組所受到的劑量。

2.1.1 計算點周邊人口分布的說明：

這里可以假設一個人口分布，同時為了簡化計算，僅僅考慮源項周圍5 km范圍內(nèi)的人群。把人群分為16個方向徑向間距為1 km的80個子區(qū)，假設0～1 km內(nèi)每個子區(qū)的人數(shù)為100人且人口在該地區(qū)按面積均勻分布，同時根據(jù)該地區(qū)性的人口分布資料將評價區(qū)域內(nèi)人群分為四個年齡組，分別為幼兒(0～1歲)、兒童(1～7歲)、少年(7～17歲)、成人(17歲以上)，占總?cè)丝诘谋壤謩e為2%、8%、16%、74%。雖然ICRP給出了6個年齡組的劑量系數(shù)，但是研究表明，采用3個年齡組(分別為0～7歲、7～17歲、17歲以上)的劑量系數(shù)足以反映源項的影響和年輕靈敏人群的差別[1]。然而近年來嬰兒(0～1歲)的劑量評估受到了廣泛關注，環(huán)境保護部為規(guī)范全國核基地輻射環(huán)境現(xiàn)狀與評價工作，建議將嬰兒組(0～1歲)分為單獨的年齡組進行分析。

2.1.2 計算點氣象數(shù)據(jù)的說明：

根據(jù)當?shù)貧庀笳粳F(xiàn)場大氣擴散實驗結(jié)果，所獲得的不同穩(wěn)定度的平均混合層高度見表1，不同穩(wěn)定度的大氣擴散參數(shù)見表2。根據(jù)當?shù)貧庀笳練夂蛸Y料統(tǒng)計，該地區(qū)年平均風速為1.0 m/s。不同風量的年降水量如表3所示。該大氣擴散試驗是為廠址北2.5 km處的火電廠建廠時做的，由于該火電廠距廠址較近，因此，報告中采用該大氣擴散試驗的結(jié)果。根據(jù)當?shù)貧庀笳咎峁┑牡娘L向、風速、總云量、低云量觀測結(jié)果，計算得出的風向、風速、穩(wěn)定度三維聯(lián)合頻率,主導風向較為WNW～NNW之間。

表1 平均混合層高度Tab.1 Depth of average mixed-layer (m)

表2 廠址區(qū)域大氣擴散參數(shù)Tab.2 Atmospheric diffusion parameters of site

表3 不同風向的年降水量Tab.3 Annual precipitation in different wind directions (mm)

該廠址的生產(chǎn)設施氣載流出物為來自各廠房全面排風、局部排風以及工藝系統(tǒng)的尾氣，主要放射性污染物為UO2、UF6和UO2F2。各系統(tǒng)的工藝尾氣根據(jù)污染物的物理化學性質(zhì)不同采取相應的凈化方式處理，然后與局部排風混合后進一步處理。對于含有鈾氣溶膠的全排和局排系統(tǒng)排風，經(jīng)高效空氣過濾器處理后排入總排風管道，進入排風中心，通過接力風機排至80 m高煙囪排入大氣。

2.2 照射途徑分析以及計算模式和參數(shù)

2.2.1 照射途徑分析

大氣途徑，對公眾的照射如圖1所示，對公眾的主要照射途徑有吸入空氣內(nèi)照射、空氣浸沒外照射、地表沉積物外照射、食入動植物產(chǎn)品的內(nèi)照射[5]。

圖1 大氣途徑對公眾的照射Fig.1 Exposure to the public by atmospheric route

2.2.2 假設條件

2.2.2.1 關于源項的假設：本工程產(chǎn)生的低濃度鈾產(chǎn)品中，235U的豐度≤5%，計算中，235U的豐度保守的按5%考慮。根據(jù)《輻射防護手冊 第三分冊》中的數(shù)據(jù)，對于235U富集度為5%的低濃產(chǎn)品，U中234U、235U、238U的原子數(shù)比分別為0.054%、5.061%、94.885%。234U、235U、238U的比活度分別為2.31×108Bq/g、8.00×104Bq/g、1.24×104Bq/g。表4中給出了源項計算的相關參數(shù)。

表4 源項計算中的相關參數(shù)Tab.4 Related parameters in source term calculation

因為關鍵核素是U-234，所以可以假設源項氣載放射性氣體申請排放量為1.0×108Bq/a，放射性元素僅考慮U-234，排放煙囪為80 m且僅有一個，周圍無高大建筑物影響，以此作為計算點的源項數(shù)據(jù)。以正北方為Y軸正軸，以正東方為X軸正軸建立坐標系，煙囪的坐標可認為是(0，0)，內(nèi)徑為3.8 m，假設排放為無動力釋放。所以可以得出源項的數(shù)據(jù)見表5。

2.2.2.2 關于主要照射途徑的假設：正常情況下，在進行劑量估算時，考慮的公眾受照射的途徑為空氣浸沒外照射、地面沉積外照射、吸入和食入所致的內(nèi)照射。在各種照射途徑中，關鍵途徑為吸入內(nèi)

表5 正常工況下排放出的放射性氣體的總量Tab.5 Total amount of radioactive gas discharged under normal conditions

照射，所以本文假設只考慮空氣浸沒外照射和吸入空氣所導致的內(nèi)照射。

2.3 “關鍵居民組”照射劑量的計算

2.3.1 計算方法和過程

AIRDOS程序系統(tǒng)是由美國國立橡樹嶺實驗室為美國環(huán)保局編制的。用于評價核設施在常規(guī)運行工況下，放射性核素向大氣釋放對環(huán)境影響的計算機程序。

計算中所采用參數(shù)和一些劑量轉(zhuǎn)換因子如表6、表7所示。

表6 計算參數(shù)Tab.6 Calculation Parameters

表7 吸入劑量轉(zhuǎn)換因子[6]Tab.7 Inhalation dose conversion factor (Sv/Bq)

2.3.2 計算結(jié)果

2.3.2.1 大氣擴散因子

利用得到的數(shù)據(jù)和AIRDOS程序可以計算出所求的80 m煙囪5 km范圍內(nèi)的年均大氣擴散因子。80 m煙囪大氣擴散因子最大值出現(xiàn)在0～1 km的ESE方位上。

2.3.2.2 個人劑量

在正常工況下，利用AIRDOS程序?qū)?km范圍內(nèi)的234U通過吸入內(nèi)照射和空氣浸沒外照射途徑所致公眾個人有效劑量進行了計算。最大個人有效劑量出現(xiàn)在ESE方位的0～1km子區(qū)，幼兒組、兒童組、少年組和成人組的最大個人平均有效劑量分別為4.86×10-7Sv/a、2.80×10-7Sv/a、6.94×10-7Sv/a、7.91×10-7Sv/a， “關鍵居民組”為ESE方位0～1 km子區(qū)的成人組。

2.4 代表性個人劑量估算

2005年ICRP出版了101號報告中對 “代表性個人”的定義，確定方法和流程進行了詳細的闡述。本文借鑒101號報告中推薦的代表性個人的計算方法，根據(jù)對我國某核設施實際廠址假設和獲得的數(shù)據(jù)，從而代表性個人劑量的分析確定。

用確定論方法對受照人群的所有人員進行了劑量點估計，點估計的值為該子區(qū)的平均劑量。則每個劑量區(qū)間的權重可以認為是接受該劑量范圍的人數(shù)占總受照人數(shù)的份額。因此，這種接受不同年劑量的人數(shù)分布，可用于估計個人年劑量不超過某種水平的受照人數(shù)占總受照人數(shù)的份額。具體步驟如下：

2.4.1 將每個子區(qū)的平均劑量由小到大排序，因為子區(qū)點估計的值是該子區(qū)的平均劑量，所以可以假設子區(qū)內(nèi)有一半的人所受劑量大于該子區(qū)的平均劑量值。累積概率的概念是不大于某一劑量的概率，某一固定劑量值的累積概率可以用對應的人口數(shù)與總?cè)藬?shù)的比值來反映出來，即可表示為：

P=m/n

P：低于已知劑量值的人數(shù)占總?cè)藬?shù)的比例，即累積概率；m：所受劑量低于某一固定劑量值的人口數(shù)；n：該受照范圍內(nèi)總?cè)丝跀?shù)。

2.4.2 將步驟(1)得到的數(shù)據(jù)分別在直角坐標軸和對數(shù)坐標軸上表示出來。從圖2可以看出，當取普通坐標軸時，累積概率大于90%后，劑量增加速度非?？欤f明了受到劑量較大的人群所占人口比例較?。粡膱D3可以看出，當取對數(shù)坐標時，在累積概率的值處于5%～95%區(qū)間內(nèi)，則其分布趨近于線性分布。

圖2 受照射人數(shù)按個人年劑量的累積概率分布Fig.2 Cumulative probability distribution of the number of people exposed to radiation according to the individual annual dose

圖3 受照射人數(shù)按個人年劑量的累積概率分布(對數(shù)坐標)Fig.3 Cumulative probability distribution of the number of people exposed to radiation according to the individual annual dose(log scale)

2.4.3 根據(jù)圖上的趨勢和步驟(1)得到數(shù)據(jù)對受照人數(shù)關于年劑量的累積概率分布實施對數(shù)線性擬合，得出擬合函數(shù)方程為：

lgY=0.016 71X-8.818 9

假設按照一般對于 “代表性個人”的建議，即高于 “代表性個人”劑量的人數(shù)小于5%，則代表性個人的劑量根據(jù)上式可以估算出為7.75×10-8Sv。

2.5 計算結(jié)果對比

結(jié)合計算結(jié)果，在柱狀圖中表示出來，如圖4所示。

圖4 不同年齡組關鍵居民組個人劑量與代表性個人劑量的對比Fig.4 Comparison of dose between representative group in different age groups and representative person

圖中可以看出，基于本文中假設的人口數(shù)量，關鍵居民組的各個年齡組的最大平均劑量均大于 “代表性個人”的劑量。這種情況可以分為兩種情況：(1)劑量約束值遠大于 “關鍵居民組”和“代表性個人”的劑量，此時是符合劑量約束的：(2)劑量約束值和 “關鍵居民組”的劑量相差不大，應考慮“關鍵居民組”內(nèi)外是否有人受到的劑量是大于劑量約束值，超過的人數(shù)通過“關鍵居民組”劑量計算無法推出，此時無法判斷是否應該對照射條件實施控制措施。

由圖2可以看出，在累積概率大于90%的一段曲線，劑量上漲速度非?？?，可以看出由于本文人口的假設(即人口數(shù)量在該地區(qū)按照面積均勻分布)，導致受到劑量較大的人口的數(shù)量占總?cè)丝诘谋壤^小。所以， “代表性個人”的劑量要比僅考慮某個平均劑量較大子區(qū)某年齡組的平均劑量要小。

若假設一種極端情況，即每個子區(qū)內(nèi)的人數(shù)是相等的，利用AIRDOS程序得出的 “關鍵居民組”的年平均劑量是沒有變化的，但是根據(jù)本章的子區(qū)點估計和累積概率，根據(jù)前文所用的方法，可以算出累積概率為95%處的劑量為2.32×10-7Sv，即 “代表性個人”的劑量?？芍?，當受到照射劑量較高的人群數(shù)目占比較大時， “代表性個人”的劑量也會增高，甚至會高于“關鍵居民組”的劑量。

3 結(jié)論和展望

“代表性個人”的劑量是對整個受照區(qū)域人口的考慮，其數(shù)據(jù)可靠性更加值得信賴。同時，“代表性個人”的劑量會隨著人口分布的變化而有所改變，在某些情況下，“代表性個人”的劑量甚至會超過“關鍵居民組”的劑量，這時候再用 “關鍵居民組”的劑量來確認是否符合劑量約束值就不夠保守了，此時“代表性個人”的劑量更能代表接受劑量較大的個人。

“代表性個人”概念于1985年提出，目前尚未廣泛應用于輻射環(huán)境影響評價，經(jīng)分析主要原因在于：(1)“代表性個人”劑量評估相對“關鍵居民組”步驟較為繁瑣；(2)核設施正常工況下一般造成的“關鍵居民組”劑量和“代表性個人”劑量均遠遠小于劑量約束值，是否有必要進行“代表性個人”的劑量估算值得討論。但是，隨著我國對環(huán)境的要求提高，“代表性個人”的劑量提供了更值得信賴的劑量分布數(shù)據(jù)，因此有必要進一步將其應用在實際評價中并找出可能存在的問題。