某核电站建设配套探伤室及储源库辐射环境影响分析

刘颢刚 帅 卿

(1.江西省环境监测中心站，江西 南昌 330077；2.江西省环境保护科学研究院，江西 南昌 330077)

0 前言

探伤室使用探伤机在探伤过程中使用的放射源在衰变过程产生的γ射线，以及少量的废气、对周围公众人群、空气产生影响，同时探伤作业完成后产生废液处置问题。

1 评价思路

本文通过采用现场监测对该核电站建设配套探伤室及储源库建设项目所在地的辐射环境背景水平进行调查，掌握本项目的辐射环境背景水平；并对项目建成投入运行后的辐射环境影响作出分析评价；对不利影响提出相应的环境保护措施，为运营者及环保部门的辐射环境管理提供科学依据。

2 放射性污染源分析

某核电工程所使用的γ射线探伤机常用的放射源为192Ir和75Se，均属Ⅱ类源。源在衰变过程中会产生γ射线，具有很强穿透物质的能力，对周围环境将产生贯穿辐射污染。探伤机工作时，造成室内空气电离，会产生少量的臭氧和氮氧化物，对周围环境空气会产生影响。探伤作业完成后，会产生一定数量的废显(定)影液及胶片，属于国家危险废物名录中感光材料废物HW16，无放射性。

3 辐射环境质量现状调查分析

本次采取现状监测及类比监测方法，依照《辐射环境保护管理导则》(HJ/T10.1-1995)，对拟建探伤室和储源库的地址及周围环境50m，进行辐射环境质量现状调查分析。

3.1 监测分析内容与方法

(1)监测分析内容

γ射线辐射剂量率。

(2)监测方法

环境γ 辐射剂量率采用《环境地表γ辐射剂量率测定规范》(GB /T14583—93)对厂区周边环境γ辐射剂量率进行巡测，并选取具有代表性的点读取剂量率。

3.2 监测结果

项目建设地周围环境X-γ外照剂量当量率水平在0.06～0.07μSv/h之间，平均为0.06μSv/h，环境γ外照剂量当量率平均水平在该地区原野辐射环境正常背景值内(37.6～177.0nGy/h，即0.026～0.124μSv/h，据《中国环境天然放射性水平》)。

表1 项目周围环境现状本底γ辐射剂量率监测结果

4 辐射屏蔽分析评价

4.1 评价方法

本项目探伤室的辐射屏蔽评价采用理论计算和类比监测相结合的方式进行。

4.2 探伤室辐射屏蔽分析

(1)理论计算

根据表3-1和3-2可知，本项目探伤室内所使用的探伤机中，75Seγ射线探伤机和各类X射线探伤机都比192Irγ射线探伤机更容易屏蔽，所以下面计算中以192Ir探伤机作为典型代表进行计算。

1、墙体和门的屏蔽

KN=(A×гK)/a02

式中：KN—当距离为a0时，该点的最高比释动能率；

A—放射源的预期最大放射性活度；

гK—比释动能率常数(mGy*m2)/(h*GBq)，查得192Ir的比释动能率常数为0.13。

可得出源时，距源1m处的最大比释动能率：

KN=0.13×3700/12=481.0 mGy/h

再据式 FN=(KN×a02)/(KG×a2)

式中：FN—有用辐射的衰减度；

KN—当距离为a0时，该点的最高比释动能率；

a—距放射源的某一点的距离；

KG—距放射源为a时的最高允许比释动能率(mGy/h)。

该探伤室宽为4.3m，长10.3m，高4m，则保守假设，防护墙外5cm处与放射源的最近距离取1.7m，铅门外5cm处与放射源的最近距离取3.7m；根据《工业γ射线探伤放射卫生防护标准》(GBZ132-2008)中6.1的要求屏蔽墙外30cm处剂量率应小于2.5μGy/h，此处KG取0.0025mGy/h，可得混凝土墙体、铅板门的FN分别为6.7×104、1.0×104。查图可得出达到此衰减度所需要的混凝土墙、铅板的质量厚度，再除以屏蔽材料的的密度(g/cm3)，就可以得出以cm为单位的防护层厚度(混凝土密度2.35g/cm3，铅板密度11.37g/cm3)。最后，保守起见，再增加一个半层值(混凝土的半层值为5cm，铅的半层值为0.3cm)。

2、屏蔽设计与理论计算的比较

由以上计算，可比较公司探伤室的屏蔽设计是否符合理论计算的结果。比较结果见表2。

表2 探伤室的屏蔽符合情况对比表

表2可见，该探伤室各防护墙及防护门的屏蔽设计均符合要求。

4.2.1 监测布点及监测项目

分别在探伤室工件出入口5cm处、工件出入口门缝、北侧防护墙外5cm处、工作人员出入口5cm处、操作间操作位、暗室洗片操作位、东侧防护墙外5cm处、南侧防护墙外5cm处等共设8处γ辐射空气吸收剂量率监测点。

4.2.2 监测结果

(1)类比监测

本次探伤室类比选择了某公司正在使用的探伤室，可比性分析见表3，监测布点图见图1，监测结果见表4。

表3 拟建探伤机房与类比探伤机房对照表

图1 类比探伤机房监测布点示意图

由表3可知，本项目探伤室建筑规模上略小于类比项目，本项目探伤室各项屏蔽参数稍优于类比项目，因此可比性较好。

表4 类比探伤室周围辐射环境现状监测结果

注：1、监测结果未扣除背景值；2、监测时使用192Irγ射线探伤机，放射源活度在46.3Ci。

由表4可知，类比探伤室在开机状态，探伤室周边γ辐射剂量率最大值为922nGy/h，原因为该侧墙体较薄(墙外为山体，所以墙厚只有400mm混凝土)。开机所致其他各点γ辐射剂量率最大增量为北侧防护墙外的32nGy/h，考虑到监测时放射源活度为46.3Ci，可推算出放射源活度最大100Ci时该点γ辐射剂量率增量为69nGy/h，此值远低于剂量率限值2500nGy/h。本项目各侧墙体均为850mm混凝土，屏蔽能力优于类比项目。

4.3 探伤室职业工作人员和公众人员总有效剂量估算方法

4.3.1 估算模式

年有效剂量当量计算公式如下：

H=0.7×Dr×T

式中：H—年有效剂量当量(Sv)；

0.7—吸收剂量对有效剂量当量的换算系数(Sv/Gy)；

Dr—空气吸收剂量率(Gy/h)；

T—年受照时间(h)；

4.3.2 探伤室职业工作人员和公众人员剂量估算

根据有关资料，探伤室年探伤天数按250天，每天开机时间2小时，γ辐射剂量率增量取最大值69nGy/h，则可计算出探伤室职业工作人员所受附加剂量为0.024mSv，低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)的标准剂量限值20mSv，也低于本项目给出的年有效剂量当量管理限值5mSv。

公众选用职业人员的1/8时间作为受照时间，所受附加剂量约为0.003mSv，低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)标准剂量限值1mSv和本项目公众照射管理限值0.1mSv。

4.4 储源库辐射屏蔽分析

本项目储源库的辐射屏蔽评价采用理论计算和类比监测相结合的方式进行。

(1)理论估算

根据《工业γ射线探伤放射卫生防护标准》(GBZ132-2008)中对源容器的放射防护要求可知，该公司γ射线探伤机源容器周围空气比释动能率控制值1m处为0.02mGy·h-1，以下估算中将上述值作为单个源的源强。同时将储源库的设计最大容量(同时储存8枚源)作为计算时的放射源储存量。

本项目储源库主要存储的放射源为192Ir 和75Se，计算时选取γ射线能量较大的192Ir的半值厚度(HVT值)，钢的半减厚度为1.4cm，混凝土的半减厚度为5cm，铅的半减厚度为0.3cm。

根据图1，储源库西墙、南墙和北墙外距储源容器表面的最近距离可取为1m，东墙厚度远大于其他三侧墙体可不做考虑。

本项目探伤室各侧墙体外的辐射水平可按下式估算：

D=D0×(d02/d2)×П2-li/HVTi

其中：D—某关注点的空气比释动能率，nGy·h-1；

D0—d0处的空气比释动能率，nGy·h-1；

d0—表示到源的距离，m；考虑到本项目中源容器较小，实际计算中取为到容器表面的距离，1m；

d—表示到源的距离，m；考虑到本项目中源容器较小，实际计算中取为到容器表面的距离；

li—表示某屏蔽层的厚度，cm；

HVTi—表示某屏蔽层的半值厚度，cm；

П—表示不同屏蔽层的共同作用以相乘表达。

由此可计算出储源库存储放射源时，各侧墙体外的空气比释动能率增量，计算值见表5。

表5 储源库周围空气比释动能率估算结果

由表5可知，储源库内最大存储8枚放射源时，储源库各侧墙体外各预测点的空气比释动能率增量均小于30nGy·h-1，因此储源库对周围辐射环境影响较小。

实际上，储源容器均存放在储源坑中，上面覆盖了屏蔽铅板，实际的辐射影响远小于上述估算值。

(2)储源库工作人员剂量估算

根据存/取一次放射源所需的工序，保守取辐射工作人员存/取一次放射源处于离探伤机5cm(根据《工业γ射线探伤放射卫生防护标准》(GBZ132-2008)保守取剂量率为0.5mGy/h，而根据同类探伤机监测结果可知实际将远低于此值)和离探伤机1m处(根据GBZ132-2008保守取剂量率为0.02mGy/h，而根据同类探伤机监测结果可知实际将远低于此值)的时间分别为1分钟和2分钟，则可估算出完成一次存/取的操作所受的附加剂量率约为6.3μSv。假设每天存/取8次，每年探伤工作天数为250天，则储源库辐射工作人员由于存/取放射源一年所受的附加剂量约为12.6mSv，实际上存/取放射源时均需穿戴防护用品，且这个工作将有多人承担(至少6人)，因此每个工作人员所受到的剂量将远低于2.1mSv，低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)的标准剂量限值20mSv，也低于本项目给出的年有效剂量当量管理限值5mSv。

公众人员按照表5中估算的各侧墙体外γ辐射剂量率最大增量30nGy/h，选用年工作时间2000小时的1/8时间作为受照时间，所受附加剂量约为0.005mSv，低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)标准剂量限值1mSv和本项目公众照射管理限值0.1mSv。

(3)类比监测

本次类比选取了某公司正在使用的储源库，可比性分析见表6，监测布点图见图2，监测结果见表7。由表6可知，类比项目与本项目储源库的情况基本类似，具有可比性。

表6 拟建储源库与类比储源库对照表

表7 类比储源库周围γ辐射剂量率监测结果

注：1、监测结果未扣除背景值；2、监测时储源库内存6枚源，活度在30～100Ci之间。

图2 类比储源库监测布点示意图

类比监测时储源库内放射源总活度约为300Ci，所有放射源均存放于源坑内。由表7可知，储源库内γ辐射剂量率巡测最大值为2326.4nGy/h，则可估算出当本项目储源库内放射源总活度达到设计的最大容量800Ci时(8枚放射源，每枚100Ci)，储源库内γ辐射剂量率巡测最大值约为6204nGy/h，与本项目的预测值处于同一水平。其周围辐射环境γ辐射剂量率未见明显升高，表明其源库管理人员及周围其他人员受到额外的辐射剂量很小，能够满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)中的要求。

4.5 辐解废气对环境的影响评价

探伤机在探伤室内工作时会使空气发生电离分解，从而产生有害气体(如臭氧、氮氧化物)。由于探伤机开机照射时间较短，因此，产生的臭氧量很少。而在探伤室设置通风换气装置，探伤室通风换气达每小时3-4次，因而辐解产生的臭氧影响较小。氮氧化物产生量仅是臭氧产额的十分之一。而工作场所容许浓度比臭氧容许浓度高，所以探伤室辐解产生的氮氧化物影响也较小。

4.6 废液对环境的影响评价

探伤作业完成后，需对拍摄的底片进行显(定)影，会产生一定数量的废显(定)影液及胶片，属于国家危险废物名录中感光材料废物HW16，无放射性。所以对周围环境影响较小。

5 结论与建议

5.1 结论

由理论计算和类比监测结果可知，本项目探伤室和储源库投入使用后，在正常使用探伤机和正常储存γ射线探伤机放射源时，其四周辐射环境γ辐射剂量率未见明显升高。职业工作人员受到的附加剂量低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)的标准剂量限值20mSv，也低于本项目给出的年有效剂量当量管理限值5mSv；公众人员受到的附加剂量低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》标准剂量限值1mSv和本项目公众照射管理限值0.1mSv。探伤室和储源库的屏蔽设计能够满足辐射防护的要求。

5.2 建议

根据该企业运营期工作场所的辐射环境水平以及工作人员总年附加剂量的估算结果，提出避免和减少不利影响的建议如下：

(1)探伤室和储源库各出入口外均应设置电离辐射警示标志和中文警示说明，探伤室的出入口外还应设置工作状态指示灯。

(2)探伤室工件门和人员进出门均必须安装门-机联锁装置，只有在门关闭的情况下才能进行探伤工作。

(3)储源库安装24小时视频监控设备和红外线监控系统，探伤室安装24小时视频监控设备，并与值班室联网。

(4)探伤过程中产生的废(定)显影液及胶片要求集中存放，最终送交有资质的单位进行处理。