城市库废放射源治理工作中的剂量控制

龚 杰，董志强，张洁萍，安蛟龙，孙莹莹，许书河

(中核清原环境技术工程有限责任公司，北京 100037)

城市库废放射源治理工作中的剂量控制

龚 杰，董志强，张洁萍，安蛟龙，孙莹莹，许书河

(中核清原环境技术工程有限责任公司，北京 100037)

城市放射性废物库废放射源治理过程中影响工作人员受照剂量的因素较多。为实现辐射防护的最优化，本文以全国城市库治理项目统计结果及现场实施经验为依据，分析了城市库废源的特点、辐射风险及剂量控制方法。并对城市库废源治理项目的剂量数据进行统计分析，发现剂量分布规律，为辐射防护工作提供指导和参考。

城市放射性废物库；废放射源；剂量控制

废放射源产生途径主要有：1) 经过衰变后不适于原功能，实践中大多数废放射源属于这种情况；2) 因技术更新，被毒性小、价格便宜的源取代，如废镭源；3) 设备损坏或源本身损坏成为废源；4) 闲置不用成为废源[1]。废放射源仍具有较高的活度，存在辐射风险，仅有较少的废放射源活度达到清洁解控水平。因此，需要对废放射源进行严格监管、专业治理与处置。

我国对废放射源监管主要依据《中华人民共和国放射性污染防治法》、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》等法律法规。目前，废放射源的处理路径主要有(不包括部队)：1) Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ类源[2]按照与放射源销售单位签订的废旧放射源回收协议规定，将废放射源交回生产单位或者返回原出口方，无法交回或返回时，送交有相应资质的放射性废物集中贮存单位贮存；2) 用源单位将废放射源送交所在省/自治区/直辖市环保部门所属的城市放射性废物库(以下简称城市库)，由各省级环保部门下属的辐射站暂存管理，统一治理整备后送交国家废放射源集中贮存库；3) 用源单位将废放射源治理整备后直接送交国家废放射源集中贮存库；4) 由具备相应能力、经许可的单位对废放射源回收再利用。

城市库内汇集所在省/自治区/直辖市内用源单位产生的废放射源，数量大、种类多，不同形态的废放射源在治理过程中存在较大的辐射风险。本文对城市库废源治理工作中人员受照剂量的控制方法进行研究，以便更好地保护工作人员，使废源治理过程中的辐射防护最优化，也可以为其他特定场合的剂量控制提供参考。

1 城市库废源特点

1.1 核素种类多

城市库囊括几乎所有种类的放射源，包括高毒组、低毒组、长半衰期、短半衰期等。形态囊括固体源(包括粉末源)、液体源、气体源；射线类型包括α、β、γ、中子放射源。全国城市库第一次治理项目中共有107种不同核素种类的放射源，多数为应用广泛的137Cs源和60Co源，同一种核素的放射源也会因用途不同而具有不同的物质形态与包装形式。9种主要核素种类的废放射源在总废源中所占的比例示于图1。

图1 废源核素种类组成Fig.1 Nuclides composition of disused radiation sources

1.2 废源规模大

废源数量大、分布广，各省市的城市库可容纳数千枚废旧放射源。对城市库进行治理时，一般需要对数千枚废旧放射源进行核查、整备、包装等。全国城市库第一次治理项目共治理76 000余枚废放射源。废源活度水平从Ⅰ类源至豁免源，活度类别组成示于图2。

图2 废源活度类别组成Fig.2 Activity types of disused radiation sources

1.3 包装陈旧

城市库内的废放射源多数陈旧，放置时间长，常有包装破损、源壳破裂而导致放射源泄露的情况。粉末、液体、气体放射源泄露后容易造成大面积污染，如226Ra源和137Cs源为较容易造成污染事故的源[3]。

以某省城市库治理项目为例说明城市库内复杂的源项情况：该项治理工作共涉及1 913枚废放射源，包括19种核素的放射源，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，液态源2枚；十多枚源由于源壳腐蚀破裂或射线孔无法关闭出现射线泄露情况，52枚源容器无法打开。经整备后作为独立容器或装于标准钢箱内送贮国家废放射源集中贮存库。

有些放射源台帐记录与实际放射源在数量、种类、标志等方面不符，属于未知核素类型源，需要现场测定核素种类和活度。

1.6 治理设施设备不完善

在城市库内开展废源治理工作时，经常不具备废放射源治理操作条件，缺乏必要的更衣室、洗消间、储物间、倒源操作间、相应的工器具、固定式辐射监测设备、空气放射性浓度连续监测设备等。有些城市放射性废物库无机械起重设备。

2 人员受照剂量因素

2.1 外照射

2.1.1 库内背景辐射

城市库内存放的大量废旧放射源造成库内背景辐射较高，一般在1～30 μSv/h之间。工作人员不可避免受到这部分辐射。

2.1.2 倒源操作辐射

目前，所有城市库均不具备倒源操作热室、机械手、倒源水井等设施。中核清原公司研制了一些简单实用、便于操作及运输的专用工具用于倒装废放射源。但在将放射源从原容器取出放入贮存容器的短时间内，操作人员身体尤其是手部仍将受到很强的照射，铅衣、铅手套不足以对其有效屏蔽。加装铅挡板及铅玻璃可以保护操作者的躯干和头部，但是将大幅降低倒源人员的操作速度从而增加受照时间。

2.1.3 泄漏源、破损源辐射

对城市库废源的治理还应关注泄漏源、破损源的防护。基于放射源的防护可有效降低集体剂量和个人剂量，基于个人的防护只能对个人起到有限的防护作用。库区包装破损或射线孔未关闭的放射源会造成某一区域或在某一方向上的辐射较强。破损源通常被集中放置，未关闭放射源或未知的泄漏源需要仔细探测才能发现。

2.1.4 中子、β辐射

城市库的废源中通常存有中子源和β源。部分早期中子源屏蔽包装非常简陋或者严重损毁，而中子的辐射权重因子较高，按能量呈2～20的连续函数[4]，中子能量为1 MeV附近，辐射权重因子达到峰值20。中子源除中子辐射外，其产生的γ射线辐射同样不容忽视[5]。β源在近距离会对组织表层造成较大损伤。

2.2 潜在的内照射

城市库内的粉末源、液体源、气体源的泄露，以及镭源产生的氡气等，会造成空气中含有放射性物质，进入体内将造成内照射。操作人员的工作服及工具上沾有的放射性物质也可能经由呼吸道、皮肤或伤口进入体内造成内照射。

3 剂量控制措施

3.1 剂量约束值与辐射防护

根据各城市库不同的环境和源项特点，确定人员数量、工期，制定剂量约束值和辐射防护方案。根据现场情况、工期、岗位划分和个人年剂量限值分配综合考虑制定剂量约束值。辐射防护的最优化方案必须在剂量约束值下制定与实施。

辐射防护管理人员每天读取工作人员个人剂量计并作记录。在受照剂量达到剂量约束值的1/5时，根据受照时间对整体工作的剂量做出预测和规划，必要时对剂量约束值进行初步修正，使受照剂量控制在尽可能低的水平；在受照剂量达到剂量约束值的1/3时，针对工作进度情况对受照剂量约束值进行修正，进一步优化工作计划；在受照剂量达到剂量约束值的1/2时，对工作人员受照剂量和约束值进行比对分析，优化辐射防护方案并做出评估，降低人员受照剂量；在受照剂量达到剂量约束值的2/3时，对前期的剂量管理进行总结，并对后期的剂量控制提出要求。

3.2 辐射安全意识

对工作人员进行辐射安全教育，保证工作人员了解劳动保护、工作流程、安全操作和合理规避剂量照射的方法。

3.3 工作剂量控制

3.3.1 工作区辐射控制

对工作区域划分控制区和监督区。按照作业人员每年工作50周，每周受照7.5 h，年接受剂量不超过年剂量限值(20 mSv)的3/10计算，推荐剂量率可能大于15 μSv/h的区域为控制区，剂量率在2.5 ～15 μSv/h的区域为监督区(公众接受的年剂量小于1 mSv)。控制区边界设置“禁止进入放射性工作场所”警示标志，监督区边界设置“注意电离辐射”标志，对剂量率的可能值作保守估计。如非必须，工作人员应尽量少地进入控制区；如有必要，控制区内可划出不同的子区以便剂量的管理及控制。

实施过程中，进入库内之前每天通风20～30 min，排出空气中可能存在的放射性气溶胶。

对现场工作区域做剂量普查，发现热点随即标记。监测应细致全面，监测种类齐全并描绘出库区剂量场分布图。对作业现场部分强放射性区域先进行去污，清理出空地用作倒源。使人员在倒源区域工作期间周围无强辐射场，并尽力降低倒源场地的背景辐射水平。

放射源容器分类放置。松散污染的容器需先去污，避免交叉污染；优先处理泄漏源以降低库内的背景辐射水平及潜在的辐照风险；记录人员保持合理距离，非工作时间远离现场。部分操作提前模拟演练，快速高效完成操作。

专人负责工作区域辐射剂量的巡测，对缺乏固定式辐射监测装置的城市库巡测应更细致。工作人员正确佩戴热释光剂量计和电子报警式剂量计，并做好记录。

3.3.2 倒源操作剂量控制

通过专用工具、容器设计、实时监测、人员轮换等措施进行倒源操作中的剂量控制。

1) 专用工具。废放射源贮存容器构造多样，存在陈旧锈蚀的问题。针对常见的放射源源罐结构特点设计专用的倒源工具，减少倒源时间。采用专用拆除工具拆除难度较大的废源容器。反复模拟训练以熟练、快速倒源，任何情况下禁止徒手倒源。

2) 容器设计。根据废放射源的具体情况，利用现场材料对废源原容器进行补救性整备或者重新制作简易容器。对常见的60Co和137Cs源，利用半屏蔽厚度值估算屏蔽厚度，现场利用钢板、铅料制作容器。β源容器内层采用低原子序数的屏蔽材料，如铝、有机玻璃等，外层使用铅屏蔽，部分现场无铝板时用薄铁板替代。屏蔽中子源需考虑材料的含氢量，首选高密度的聚乙烯[6]，外层用铅屏蔽。无聚乙烯可用石蜡替代，优化屏蔽效果。倒源过程中放射源被集中放置于打开的整备容器内，射线沿容器口呈锥形向外发射。铅容器的放置位置和高度应使倒源操作人员头部处于整备容器口锥形射线区域以外，并留有充足的裕量，保证人员不受放射源的直接照射。

3) 实时监测。在整个废源治理工作中，库内源项情况复杂，辐射监测人员应实时监测库内各处剂量变化，及时发现异常情况。倒源场地及周围应分散布置报警式剂量仪，作业人员佩戴报警式电子个人剂量计。发现剂量异常立刻停止操作，撤至安全区域。

4) 人员轮换。直接倒源过程中辐射剂量较高，为保证利害分配的正当性，实施过程采用人员轮换倒源，避免人员所受剂量过高。

3.3.3 泄漏源、未知源的整备

倒装放射源前应对源容器逐一检验，及时发现泄漏源，避免不明情况下的照射。

无法打开的泄漏源应先使用铅塞封堵或使用铅皮包裹密封，如果无法达到理想屏蔽效果应使用铅箱整体重新封装后作为独立容器运输。

未知核素、活度的放射源应先使用便携式γ谱仪测定核素类型，再根据源罐表面的剂量率和源罐厚度推测放射源的大概活度[7]。确定核素及活度后再确定是否倒源及倒源方法。

3.3.4 内照射的防护

内照射的防护措施依赖作业现场的剂量管理。施工人员进入库房前应通风20～30 min。现场划分区域。控制区内未经监测和去污的工器具、物品严禁带出。工作人员合理佩戴辐射防护用具，工作区内禁止喝水、进食和抽烟。

4 剂量统计分析

典型的城市库废源治理项目中，人员集体受照剂量数据统计列于表1。

分析表1数据发现，工作人员集体受照总剂量与所治理废放射源的总活度不存在简单的线性关系(图3)，但是随着总活度的增加，总剂量的波动范围不断增加。对剂量点分布区域的外围进行拟合，得到y=0.033x0.18曲线。某一总活度对应的总剂量最高值在该曲线附近。

将图3中的曲线方程两边同时除以x，得到单位活度源所贡献的剂量与总活度的关系曲线(图4)。从图4中可以看出，曲线与实际的数据点较为吻合。

同样，对单位活度源贡献的剂量与源平均活度进行观察，存在类似的幂函数衰减的相关性(图5)。

表1 典型城市库废源治理项目中人员集体受照剂量

注：部分城市库项目由于放射性废物整备工作对人员受照剂量的影响较大而未予统计。

图3 集体受照总剂量与总活度Fig.3 Collective dose and total activity

由图3可以看出，总剂量随总活度成幂函数增长，总活度超过3.7×1013Bq后增长缓慢。对于较高活度的Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ类源，由于实施条件的限制并不在现场倒装，仅对原包装进行整备使之符合运输规程。高活度源的原始包装屏蔽较好，对总剂量的贡献很少。低活度的放射源需进行现场合并倒装，单位活度的低活度放射源对应更多数量的放射源，倒装次数更多，近距离接触时间也更长，剂量贡献更高。从图4可以看出，在城市库内废源总活度很高的情况下，高活度源所贡献的活度比例增加，降低总剂量/总活度值。同样，高活度源的增加提高了废源的平均活度，从而降低总剂量/源平均活度值。

图5 单位活度源所贡献的剂量与源平均活度关系曲线Fig.5 Relationship between unit activity contribution and average activity

通常认为低活度的放射源对废源治理工作的剂量贡献较小。但是以上统计结果显示，城市库废源治理工作中，低活度放射源贡献的剂量构成了总剂量的主要部分，单位活度贡献的剂量超过高活度放射源。与高活度源相比，低活度源的贡献为长时间低剂量累加，在日常作业中应加强低活度放射源的辐射防护。虽然高活度放射源单位活度贡献的剂量很低，但是活度高，防护的重点在于防止发生辐射事故。这一规律仅适用于城市放射性废物库的废源治理工作。因各省城市库收贮的废放射源来自核技术利用产业，在一定总活度的情况下，废源类别组成类似，因而呈现出类似的规律。该统计规律仅适于定性或半定量分析，可为剂量约束值的制定提供参考。

5 小结

城市库废放射源源项复杂，影响工作人员受照剂量的因素很多。城市库废源治理工作中的剂量控制，应从剂量约束值的制定、剂量控制的持续改进、辐射安全意识贯彻、倒源实施时的剂量控制措施等方面进行，应识别影响剂量的关键因素和重点防护源，对剂量控制措施及时改进，推行精细化操作，降低集体和人员受照剂量。

对以往城市库工作剂量数据的统计显示，集体总剂量随总活度的增加呈现幂函数增加的趋势，总活度达到一定水平(约3.7×1013Bq)后，总剂量的增加变慢。单位活度放射源贡献的剂量随城市库内废源总活度(及废源平均活度)的增加而减少，呈现幂函数衰减的关系。统计出的剂量分布规律可为剂量约束值的制定提供参考。

[1] 赵立华. 核工业废放射源治理进展[J]. 辐射防护通讯，2001，21(6)：22-25.

Zhao Lihua. Progress in management of disused radiation source in nuclear industry[J]. Radiation Protection Bulletin, 2001, 21(6): 22-25(in Chinese).

[2] 国家环境保护总局, 放射源分类办法[EB/OL]. 国家环境保护总局公告2005年第62号. http:∥www.mep.gov.cn/gkml/zj/gg/200910/t20091021_171607.htm.

[3] 丛慧玲，张金涛，刘新河，等. 我国核工业废放射源安全管理[J]. 辐射防护，2002，22(5):263-267.

Cong Huiling, Zhang jintao, Liu Xinhe, et al. Safe management of disused radiation sources in nuclear industry of China[J]. Radiation Protection, 2002, 22(5): 263-267(in Chinese).

[4] 夏益华，陈凌. 高等电离辐射防护教程[M]. 哈尔滨：哈尔滨工程大学出版社，2010：26.

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[6] 潘自强. 辐射安全手册[M]. 北京：科学出版社，2011：133.

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Wang Yamin. Field measurement and simple calculation of disused radioactive sources[J]. North Environment, 2003(1): 66-68(in Chinese).

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

龚 杰(1984—)，男，江苏徐州人，工程师，主要从事核设施退役及废放射源治理研究

TL77

A

1000-7512(2017)03-0219-06

10.7538/tws.2016.youxian.063