2001年格鲁吉亚90Sr放射性同位素热源辐射事故介绍

李小华，杨钧翔，李俊杰，陈远登，李世祯，王健旭，张 宇，胡少华，肖荣钧，林睿智，罗棱尹,赵世伦

(南华大学核科学技术学院，湖南衡阳 421001)

2001年12月2日，在格鲁吉亚利亚(Lia)村以东大约50km处的一片森林里发生了3名伐木工人超剂量意外照射的辐射事故[1]。辐射事故由伐木工人无意发现2个高温热源并将其用于人体取暖引起。后来经证实高温热源系2枚活度为1295TBq90Sr放射性同位素热源(Radioisotope Heat Source，简称RHS)[2]。

在第一次接触到放射源约3h—3.5h后，3人出现恶心、头痛、头晕和呕吐症状。1周—2周后，2人背上产生了烧灼感，另一人右手也产生了烧灼感觉[3]。其家人向当地警方报告了这些症状。警察建议3人前往当地医院申请医疗救助。3人于2001年12月22日到事故发生地—特斯伦吉卡(Tsalenjhikha)区行政中心祖格迪迪市(Zugdidi)的大型综合医院住院接受治疗。医院根据3名患者的病史和临床症状，诊断为急性放射病(Acute Radiation Syndrome ,简称ARS)；并向位于格鲁吉亚首都第比利斯的应急医疗中心报告；要求将患者转院到第比利斯血液学和输血学研究所(Institute of Hematology and Transfusiology，简称IHT)接受专业治疗[4]。IHT为3名患者采取了包括抗菌治疗和使用免疫调节剂普通治疗的救治措施。

格鲁吉亚政府于2002年1月4日请求国际原子能机构(International Atomic Energy Agency，简称IAEA)根据“核事故或辐射应急援助公约”(简称援助公约)提供援助。根据这一请求，IAEA组织和派出了辐射事故专家特派团队前往格鲁吉亚。第一支团队于2002年1月5日抵达，主要任务是深入现场调查和判断发生了什么事故，并对受超剂量照射人员的诊断和治疗开展初步医学评估。第二支团队于2002年1月27日抵达，主要任务为协助格鲁吉亚当局训练回收放射源小组成员。训练内容包括：搜寻和定位放射源；执行回收放射源任务；对放射源进行鉴定；对事故现场开展电离辐射水平监测；为超剂量受照人员提供医疗救助。

在IAEA的帮助下，3名患者中的2名均转院到国外的电离辐射损伤专科医院治疗，其中一名患者到法国巴黎佩尔西(Percy)军事医院烧伤治疗中心接受治疗，另一名患者到位于莫斯科的俄罗斯联邦班娜斯亚(Burnasyan)医疗生物物理中心的生物物理研究所治疗。

1 背景信息

2001年格鲁吉亚90Sr放射性同位素热源辐射事故与前苏联生产、使用和擅自遗弃的放射性同位素热电发生器(Radioisotope Thermoelectric Generators，简称RTG)相关。

1.1 事故地点

格鲁吉亚原为前苏联加盟共和国，现为欧亚大陆高加索地区的主权国家。东邻阿塞拜疆，南与土耳其和亚美尼亚接壤，西临黑海，北邻俄罗斯联邦。根据格鲁吉亚国家统计局报告，截止2017年年底，该国人口为3 718 200。90Sr放射性同位素热源辐射事故受害者居住于利亚(Lia)村。该村位于格鲁吉亚首都第比利斯西北约320公里的特斯伦吉卡(Tsalenjhikha)行政区。

1.2 放射性同位素热电发生器

RTG是一种通过热电转换系统将放射性核素衰变过程中释放的热能转化为电能的放射性同位素装置。前苏联采用不同的放射性同位素设计和生产了各种类型的RTG。放射性同位素144Ce(活度740TBq)，137Cs(活度1850TBq -5550TBq)和90Sr(活度3700TBq)常用作RTG的放射性同位素热源(RHS)。在IAEA 2003年7月颁布的放射源分类标准文件(IAEA-TECDOC-1344)中，将RTG中的RHS归类为具有最大活度和最高风险的Ⅰ类放射源[5]。经典RTG的功率范围在1W-1000W之间，工作寿命在10a～20a之间。前苏联采用144Ce和90Sr设计和生产了β1，β2，β3，βC和βM型RTG[6]。此类RTG常用于无法获得常规电能供应的偏远地区和漫长海岸线通讯设备中继系统、灯塔、导航信标、气象监测系统等需要自主电源的远程监测站点的电源[7]。前苏联将90Sr作为RHS，生产制造的RTG型号与出厂时源初始活度见表1(注：除每台Gorn型RTG含有3枚RHS外，其它类型RTG仅含1枚RHS，表1仅列出了1枚RHS活度)。根据格鲁吉亚提供的数据和参考文献[6]的信息，可知本次辐射事故涉及的放射源属于Beta-M型RTG，活度为1295TBq-1480TBq。

表1 前苏联采用90Sr作为RHS制造的RTG型号与出厂活度Table 1 Former Soviet Union RTG types and initial activities based on RHS 90Sr

辐射事故发生后，经格鲁吉亚当局调查核实，8台βM型RTG于20世纪80年代早期引入前苏联加盟共和国格鲁吉亚，用于当时在建的恩古利(Engury)水电站和哈斗尼(Hudoni)水电站之间的无线电中继系统供电[8]。这些RTG以每2台为一组安装放置在缺少常规电力供应偏远地区的四个变电站。 βM型RTG的发热元件是90Sr，活度为1480TBq，热功率为250W，1m处的轫致辐射剂量率为1Sv·h-1。图1为βM型RTG垂直剖截面图[9]。

前苏联哈斗尼(Hudoni)水电站停止施工后，无线电中继系统失去作用，RTG遗留在原地未得到有效监督和控制。20世纪90年代末，金属偷盗者将RTG金属外壳和屏蔽层拆开，使RHS裸露，将RTG移动离开了原来的位置。在8枚90Sr放射源中，迄今仅发现了6枚。1998年，在爱达丽村(Idiani)附近的斯旺尼梯(Svaneti)地区发现了第一对RHS，同年将其移走并安全地贮存起来[10]。第二对RHS是于1999年在那巴特斯海那村(Laburtskhila)附近发现，于1999年5月移走和贮存。接触放射源的人未受高剂量照射或寻求帮助，医学健康体检也未发现任何异常。2001年12月，利亚(Lia)村的3名伐木工发现了第三对90Sr放射源。

图1 Beta M型放射性同位素热电发生器结构示意图Fig.1 Type Beta M radioisotope thermoelectric generator

1.3 事故年表

2001年12月2日利亚村(Lia)的3名伐木工(指定为患者A，B和C)驾驶卡车在利亚村(Lia)以东大约45km～50km处收集木柴；18:00左右，发现两个圆柱形金属物体躺在森林小路上；观察到金属物体周围大约1m半径范围内雪已经融化了，潮湿的土壤上方缓慢地冒出蒸发的水蒸汽。据3人阐述，在从事捡拾木柴劳动时，偶然发现了这2个质量约为8kg～10kg，Φ10cm×15cm的圆柱形高温金属热源(以下简称金属热源)。

患者C拿起一个金属热源，感觉其温度高，烫手，立即将其丢弃。3名患者计划第二天早上把收集到的木柴堆放到卡车上；因天色渐暗，决定在森林里过夜；用刚才发现的金属热源作为取暖器。患者C使用坚固的金属线将其中一个金属热源提起，将金属线穿过热源的框架孔，并把热源拖拉到距离森林土路2m～3m处的一块大石头后面，整个拖运过程耗时约1min。患者 A和B生火做晚餐，整夜都呆在明火旁。 由于第二个金属热源的框架没有任何孔洞，在患者C将第二个热源从地面抱起的同时，患者B在热源周围缠绕了一根坚实的金属线。此过程大约耗时2 min。患者C依靠缠绕热源后余留出的0.5m长金属线将热源移动到岩石上，并将其放置在另一热源附近。

3名伐木工夜间坐在明火周围取暖，距离身后金属热源约1m远。 患者A和B夜间在金属热源产旁呆了约1h～1.5h。金属热源与其背部上部和中部之间的距离大约为10cm。由于3人都未带手表，所有时间间隔均采用估计方法获得。 晚饭后，3名患者喝了一些(伏特加)酒；在饮了约100 mL酒后，感到异常不适，无法入睡。

在第一次接触放射源后大约3h～3.5h，3名患者均出现了恶心、头痛、头晕和呕吐症状。饮用一些伏特加洒后，患者A呕吐了几分钟，患者B在30min后呕吐，患者C在1 h后开始呕吐。呕吐次数频繁，几乎持续了整个晚上。因感到疲惫不堪，或睡眠不足而感到虚弱，3名伐木工第二天早晨仅把一半的木柴装上卡车，于2001年12月3日17时左右回到利亚村(Lia)家中。除了第一个晚上，以后未出现进一步的呕吐。根据访谈记录，患者A和B通过背起方式将其中一个热源，绑在一根木柴棍的顶部。热源捆绑在木柴的顶部悬挂约几个小时。事故场景仍然存在一些不确定性因素。3名患者的医学症状和管理年表、回收放射源和当地居民监测年表分别如表2和表3所示[11]。

表2 三名患者的医学症状和管理年表Table 2 Chronology of the medical symptoms of three patients and their managements

续表

表3 回收放射源和当地居民监测年表Table 3 Chronology of recovering radioactive source and local population monitoring

2 IAEA特派团

IAEA派出辐射事故专家特派团前往格鲁吉亚开展了两次调查。

2.1 任务目标

IAEA辐射事故专家特派团的第一次调查于2002年1月5日至11日举行，主要围绕以下任务目标开展工作：通过分析可获得的信息和物理测量来评估人们受照剂量的数量级；对超剂量受照个体预后(根据经验预测的疾病发展情况)和治疗开展初步的医学评估；识别出IAEA针对“为了尽量减少放射性后果所提供的协调和援助”而可能提出的问题；建议IAEA向格鲁吉亚提供其它额外援助。

第二次调查于2002年1月27日至2月9日举行，其任务目标是：为筹备和执行从格鲁吉亚西部特斯伦吉卡(Tsalenjika)地区的偏远山区回收两枚(90Sr)无主源(无法确定主人的放射源，简称无主源)阶段提供技术支持和咨询；在格鲁吉亚举办一次以无主源为主题的IAEA技术会议。

2.2 调查任务结果

2.2.1 IAEA第一次调查任务结果

IAEA辐射事故专家特派团参加了格鲁吉亚环境保护部、自然资源部以及DESCD共同举办的讨论会议。根据格鲁吉亚当局2001年12月29日拍摄的一段展现放射源及其位置的短视频，介绍和讨论了辐射应急情况。此阶段主要关注的问题是：为每枚放射源制作一个铅屏蔽容器；根据该地区的辐射水平和天气情况，组织和规划回收放射源行动；因恶劣的天气条件，丢失放射源的风险；当地居民对自身安全和利益的关注。

IAEA小组咨询在IHT住院治疗的3名患者情况后，认为院方对患者病情的诊断和治疗是适当的，患者可继续在IHT接受治疗；没有一名患者处于危及生命的状况，并且他们都处于血液学缓解期的稳定阶段；患者A和B中度严重的表浅放射性灼伤到背部，处于自发性恢复阶段；患者C有轻微的放射性损伤，可以在10d内出院，回利亚村(Lia)的医疗机构门诊部定期复诊。

在IAEA小组的监督和指导下，格鲁吉亚劳动、卫生和社会事务部的一个医疗小组于2002年1月8日对当地居民健康状况开展评估。18名医师参与了筛查工作，对受辐照后可能出现的早期和晚期健康后果、以及最近严重辐射事故中所观察到的损伤类型以及其管理情况做了两次简要介绍。在讨论了这些发现后，对当地居民中可能的受照人员进行了医学检查，以消除焦虑和恐慌。在300名筛查居民中，未发现因辐射导致的健康影响。

IAEA辐射事故专家特派团在第一次任务汇报中指出了格鲁吉亚当局的职责。职责主要包括：迫切需要安全地确定放射源的位置；制定和启动回收放射源计划，并在若干组织的参与下提供后勤保障支持，其中包括运输、安全保卫和铅制屏蔽容器的制备；选择调查和人员监测设备；选拔和培训有关工作人员；在当地开展模拟回收放射源(假密封源)的实践操作培训；放射源的运输和贮存；为3名受照患者提供医疗援助。

2.2.2 IAEA第二次调查任务的结果

(1)患者

IAEA特派团非常赞成当地医生的意见，认为两名最严重受伤的患者A和B迫切需要转移到国外专科医院治疗急性放射病；同时还建议IAEA为患者到国外接受电离辐射损伤的专门治疗提供帮助和便利。

(2)回收放射源的操作

格鲁吉亚物理研究所专家与环境保护部、自然资源部工作人员共同制定回收放射源的计划。该计划旨在有限的财力和技术资源情况下安全地回收放射源,主要内容包括：建造一个厚27 cm，高90 cm，重5.5t铅制放射源运输和贮存容器以屏蔽射线；制造特殊的远程钢制搬运工具和钳子用于回收放射源；改装旧军用卡车用于运输铅制放射源运输容器；培训参与回收放射源操作的26名DESCD工作人员，同时确保其个人有效剂量远低于国际标准限值；2天的食物供应，12辆车的燃料(7辆汽车，3辆卡车，1辆公共汽车和1台推土机),约50人的住宿等后勤保障。

IAEA提供了热释光个人剂量计，确保准备和回收放射源的操作符合国际辐射安全标准和良好实践要求。

因当地和国际媒体对格鲁吉亚90Sr放射性同位素热源辐射事件表现出极大的兴趣和关注,IAEA参与处理媒体咨询事务。应格鲁吉亚当局(格鲁吉亚环境保护、自然资源部和内政部)的要求，IAEA辐射防护专家特派团的领导参加了几次媒体新闻发布会，旨在协助格鲁吉亚当局客观、公正地向公众提供有关该事件的信息。

3 放射源的回收

为了确保放射源回收工作的安全和有序开展，并从中吸取经验教训。在IAEA特派团的指导和监督下，格鲁吉亚当局开展了放射源状态的初步评估，制定回收放射源操作计划，现场执行回收放射源操作任务，获取回收操作经验反馈等工作。

3.1 放射源状态初步评估

放射源位于一个贫瘠，无人居住离利亚村(Lia)28km山区的土路旁。浮特斯克候里村(Photskhoetseri)是距离放射源位置最近的村庄和住宅区。该村位于恩古利(Engury)水电站大坝下方，从村庄沿泥土路到放射源位置的路程约18km，直线距离仅4km～5km。山脊，高海拔的水坝和水库,将浮特斯克候里村(Photskhoetseri)和放射源位置分隔开。

通往放射源的土路主要由当地居民和伐木工人使用。只有熟悉道路且经验丰富的司机才有可能胜任在弯曲,狭窄,陡峭的土路上驾驶车辆。例如：拥有大功率,强动力、三轴越野车辆的伐木工。受山体滑坡影响，距放射源位置最后400m土路完全无法通行。

2001年12月23日，因几乎无法通行的道路和恶劣的气象条件，格鲁吉亚当局第一次尝试确定放射源的确切位置并检查源的状况，失败。2001年12月29日的第二次尝试取得了成功。一支由来自格鲁吉亚物理研究所、DESCD和NRSS的专家组成的团队到达了该地区，并确定了放射源的确切位置。该团队核实了放射源的状况，开展了必要的测量，拍摄照片和录制视频。

放射源位于泥泞的道路之外，被一堆岩石和泥土堆分隔开。放射源位置如图2所示。由于岩石和泥土部分屏蔽了泥土道路侧的射线，即使在靠近放射源的情况下，在土路上测量的剂量率也不是很高。例如，靠近放射源，位于屏蔽土路的另一侧，距离辐射源大约5m处，剂量率为1.3mSv·h-1(图2中9位置处)。对于没有屏蔽的位置，剂量率约为80mSv·h-1(图2中8位置处)。岩石和泥土堆提供的屏蔽，可使回收队伍拥有更多的时间开展修整道路、把装有屏蔽容器的车辆停放在便于安放回收设备和较低辐射剂量水平位置、安放长柄机械手等准备工作。

图2 放射源位置与车辆停放示意图Fig.2 Location of the vehicle and radioactive sources

因附近居民区距离放射源很远，放射源对当地居民不产生危险。而且，RHS使用了“由不锈钢制成的双层胶囊密封的超级耐磨陶瓷”进行了特殊制造。这种不锈钢耐任何腐蚀性物质，实际上排除了产生放射性或有毒污染环境危险的可能性。因此，格鲁吉亚当局并无迅速回收放射源的迫切需要；若在放射源附近标记了电离辐射高剂量率的警戒地区，且告知了当地居民，则可将回收放射源行动推迟到2002年的春季或夏季之前。然而，考虑目前特斯伦察伦吉卡(Tsalenjhikha)地区公众对放射源的关注和恐惧情绪在逐渐增加，需加快回收放射源的工作进度。尽管道路不通，气象条件差，仍决定尽快开展回收放射源作业，以消除对公众潜在影响。

3.2 回收放射源操作计划

3.2.1 负责回收放射源操作的组织

根据格鲁吉亚国家法律规定，负责开展回收放射源行动的主要组织是DESCD和NRSS[12]。它们负责制定回收计划，建立和培训回收小组，并将盛装放射源的铅制运输容器安全运输到贮存设施。NRSS负责建造屏蔽容器，分发特殊设备(长柄机械手)，安全贮存容器，以及回收放射源操作期间个人剂量和剂量水平的监测。NRSS还负责(与劳动，卫生和社会事务部一起)在回收前后对回收小组成员开展一次医学调查；与回收小组成员签订特殊劳动协议；对费用支出进行核算,并提供信息给政府、非政府机构和公众。

DESCD和NRSS负责选择培训地点和提供运输保障，选择将放射源运输容器运送到贮存设施的公路运输方式，并选聘参与回收放射源操作的人员。格鲁吉亚总统在孟格利那-高斯瓦涅季地区(Mengrelia-High Svaneti region)的事务代表，负责修通从恩古利(Enguri)大坝到放射源位置的泥土、沙石道路。格鲁吉亚国家预算资金为由环境保护和自然资源部制定的一项旨在保护格鲁吉亚人民免受电离辐射的有害影响的放射源回收计划，提供了财政资助。

3.2.2 回收放射源操作策略与技巧

放射源所在地区气象条件差，剂量率测量值高的特点，给回收操作增加了困难。考虑到受高剂量率照射的可能性(距每枚裸露的放射源1m处剂量率约为1Sv·h-1)，每名回收队员对放射源操作的时间不得超过2min。允许队员们在放射源附近(20m)停留几分钟。因此，需组建一支20-25人的回收放射源团队。每名队员操作过程中受照的最大剂量限制值为20mSv。根据合理可行尽量低的最优化原则(As Low As Reasonably Achievable，简称ALARA)，在培训期间特别强调了每名小组成员都应尽可能远离放射源操作，并在最短的时间内完成操作任务。

3.2.3 回收放射源操作的准备工作

在开展回收放射源行动之前，必须开展以下准备工作：

(1)制造一个铅制屏蔽容器，以容纳和运输放射源。其中一枚放射源顶部含有一蘑菇状的帽子，可能装有一块钨材质保护板。另一枚放射源的金属外壳切成了两块，原来放有一块钨材质保护板。后一枚放射源的最大尺寸大约为30cm。因此，容器内筒的直径要求大于30cm。该容器的屏蔽功能应确保其表面的剂量率低于国际核安全法规中关于放射源运输容器所允许的最大剂量率限值。因此，一个质量约为5.5t，厚25cm铅制屏蔽层的容器制造完成，如图3所示。

图3 运输放射源的屏蔽容器Fig.3 Shielding container for transporting the radioactive sources

(2)设计，制造和测试用于回收放射源的特殊操纵设备和工具(长柄机械手)(如图4所示)[13]。制作一个两侧各带有一个铁把手柄的手抬式铅皮桶，以确保操作人员距容器的距离接近2m，并方便把放射源装入铅屏蔽容器的移动工作(如图5所示)。

(3)对回收小组成员开展医学调查。

(4)对回收小组的训练在类似于野外实地操作过程的条件下进行的。

图4 回收放射源操作中的主要工具示意图Fig.4 Schematic diagram of the main manipulating devices for recovery operation

图5 转移放射源特殊机械手(手抬式长柄铅皮桶)Fig.5 Special manipulator for carrying the radioactive sources during the recovery operation

(5)安排好回收操作期间回收小组成员的个人剂量监测。

(6)制定了回收小组活动的详细计划，以确定救援小组成员在距离放射源不同距离处的操作时间，停留时间和位置。根据格鲁吉亚紧急时期的规定，将职业工作人员的有效剂量限值(在紧急情况下和清理过程中一次可以受照20 mSv)作为建立和确定救援队成员所允许的最大剂量的基础。为慎重起见，确保工作人员有效剂量保持在剂量限值以下，决定任何个体所受照的最大剂量不超过10 mSv。

(7)回收作业完成后，对放射源所在区域开展电离辐射水平监测，确认成功完成了回收放射源作业。

(8)通往放射源的道路已经修好，使装载铅屏蔽容器的车辆能够停放在离放射源40m～50m远处。

(9)为放射源运输容器准备了专用运输工具。选中一辆三车桥(车轴)越野车，运输容器的固定方式使其能够承受从浮特斯克候里(Photskhoetseri)村到放射源道路上行驶时遇到任何强度的撞击和突然移动。

(10)安排好回收小组在回收操作期间一天的住宿。

(11)安排好放射源安全转运到贮存设施的特别交通护送。

3.2.4 运输放射源

为确保回收后放射源的安全运输，制定了以下要求：将放射源放入已安全地固定在车辆尾部的铅制运输容器内；装有放射源运输容器的车辆由警车全程护送；放射源运输车辆的最高时速为50km·h-1(未装载放射源)和30km·h-1(装载放射源)；在装载放射源运输容器车辆经过前,使用推土机，拖拉机和专用机械清整理山区道路。

DESCD和NRSS负责将放射源安全运输到贮存设施。DESCD负责选择交通工具和技术安排。DESCD领导人负责安排回收放射源小组成员的培训。

3.2.5 回收放射源队伍与职责分工

回收放射源操作需要有足够资格和技能的团队成员。格鲁吉亚当局决定派遣24人参加回收放射源操作。团队每名成员都承担确切的任务；还决定组建一支后备队，以备增援之用。总计41人接受了回收放射源操作培训。培训目标包括：提高回收小组成员的操作技能；确保回收小组承担的任务保持协调一致；对回收小组成员熟练地使用长柄工具进行训练；获得经验反馈，以提高回收操作的有效性，并酌情对放射源回收计划做出必要修改和调整。

回收小组的核心成员系已具备丰富电离辐射操作实践经验的NRSS成员。指派NRSS领导人为回收团队的负责人。NRSS领导人负责建造铅制屏蔽容器和所有操作设备。NRSS和DESCD副主管负责开展培训[14]。NRSS领导人负责核与辐射活动的库存、控制、监管和辐射监测，并从回收小组成员那里获得个人经验反馈。DESCD和NRSS的会计负责与回收队员的谈判和签订劳动协议。格鲁吉亚物理研究所辐射安全部门和国家肿瘤中心剂量评估部门的领导人负责个人剂量监测。物理研究所副所长，应用研究中心主任，辐射安全部负责人作为执行回收放射源操作的技术顾问。

3.2.6 回收放射源操作时间表

开展放射源回收作业的时间取决于道路和气象条件、技术设备的准备、运输方式三个因素。

3.2.7 部署回收放射源操作团队和资源

回收放射源操作的前一天，将回收小组部署在祖格迪迪市(Zugdidi)。所有运输工具和方式在德加里镇(Djvari)准备就绪。

3.3 回收放射源操作

放射源回收工作于2002年2月2日至3日进行。格鲁吉亚当局为筹备和执行回收放射源行动举行了一系列培训班。本次回收放射源操作在路况差和气象条件恶劣的情况下开展。车辆从浮特斯克候里(Photskhoetseri)村到放射源位置的18km崎岖山路耗费了3.5h，因积雪覆盖了大部分道路，只有当地政府提供的机动车才能安全、稳定地在山路上通行。

到达现场后，准备工作和初步测量需要30min。回收工作(将放射源转移到道路上，并将其装入已固定在卡车尾部的铅屏蔽容器内)在20min内完成。准备返回浮特斯克候里(Photskhoetseri)村耗费30min，行驶时间为3.5 h。在放射学研究所、格鲁吉亚农业科学院和其他有关部门的帮助下，NRSS、DESCD和物理研究所负责开展放射性源的回收工作，并将其运送到安全贮存地点。

在回收放射源操作期间，采取下列步骤:(1)将铅制放射源运输容器安装、固定在车辆尾部；(2)回收小组的2名成员站在车辆两侧安放的简易活动式板梯(简称板梯)上；(3)把回收团队分为2个小组，第一组通过监测距离辐射源20m区域剂量率对放射放射源进行定位，第二组在远离放射源位置的安全距离之外待命；(4)2名回收小组成员把长柄机械手放置在放射源位置附近；(5)1名回收小组成员负责清除放射源周围的杂草、小树、泥土、乱石等障碍物；(6)1名回收小组成员利用长柄机械手，通过钯、夹、拖等操作方式将1枚放射源放入手抬式长柄铅皮桶内；(7) 2名回收小组成员把盛装放射源的手抬式铅皮桶转移到卡车旁，交给站板梯上的交接人员；(8)站在板梯上的2名回收小组成员接过装有放射源的手抬式铅皮桶，并将放射源倒入固定在卡车尾部的铅制运输容器内，如图6所示；(9)若回收小组成员在规定时间内无法完成其操作任务(如受剂量限值的影响)时，替补人员已准备就绪；(10)回收小组的后半部分成员对第2枚放射源开展同样的操作；(11)1人负责对回收小组所有成员进行个人剂量监测与控制，并记录剂量；(12)2名回收小组成员开展剂量率监测；(13)所有回收放射源操作均由1名指派命令的工作人员，给出开始或停止作业声音信号。每名操作人员在每一项活动开始后的40s，将收到的一个停止作业的声音信号。此信号代表回收放射源的操作将由下一名操作人员交接替换和接续完成。

IEAE使用热释光个人剂量计，NRSS使用两种电子剂量计作为个人剂量计测量和收集数据。表4列出了参与回收放射源操作人员所受照的当量剂量。

图6 放射源由铅皮桶转移至铅制运输容器示意图Fig.6 Diagram of a radioactive source transferred from a lead barrel to a lead transport container

表4 参与回收放射源操作人员的当量剂量

以放射源位置测量值为基础对放射源活度进行了计算。2枚放射源彼此相距几厘米。总剂量率的测量点位于距放射源2m处。剂量率测量采用美国堪培拉公司生产的Radiagem型便携式剂量检测仪。距离测量工具为直线型硬棒，起点为2枚放射源之间的中点，终点为固定在硬棒末端且经过校准后的剂量检测仪。 测量结果显示，距放射源2m处平均剂量率为300mSv·h-1。根据第一次(2001年12月29日)监测地点的测量结果，距放射源1.5m处剂量率为150 mSv·h-1，明显低于最近一次的测量结果。这是由于第一次测量使用的探测器被放射源所处位置的岩石所屏蔽造成的。用d(R)表示在距离R(m)处的剂量率(mSv·h-1)，则2m处剂量率(测量值)：

d(2.00)≈300mSv·h-1

(1)

假定此剂量率的一半来自一枚放射源，根据点状放射源产生的剂量率与距离平方成反比例关系，可以估计距放射源1m处，由一枚源产生的剂量率(计算值)：

(2)

该实验值小于放射源出厂证书中给出的剂量率:

d0(1.00)=100R/h=1000mSv·h-1

(3)

在将放射源放入到运输容器中之后，在敞开容器的顶部测量剂量率。考虑到容器的尺寸，放射源到探测器距离的估计值为50cm～55cm。 此距离值取决于容器内放射源的位置。

容器顶部的剂量率测量值是：

d(0.50-0.55)≈4.6Sv·h-1

(4)

假设此剂量率值的一半来自其中一枚位于平均距离52cm处的放射源，可估计距离此枚放射源1m处的剂量率值为:

(5)

该值也小于放射源出厂说明书中的数值，但与以1m处剂量率测量值为基础的计算值非常接近(见方程(2))。

将放射源移至泥土路后，距放射源不同距离处的剂量率测量值列于表5中。表5中剂量率值系使用斯蒂芬6000型剂量计在距放射源约25m、35m和45m处的读数。距离测量值采用步行计数方法获得，真实值与表4中的值可能存在一定差距。为了便于比较，根据放射源出厂证书中提的数据,计算了距放射源相同距离处的剂量率。

表5 两枚放射源剂量率测量值

显然，放射源活度小于证书中标注的出厂活度，但剂量率接近于先前测量的结果(见公式5)。剂量率的不同可能是由于放射源顶部钨材质圆盘造成的。根据源证书，该钨圆盘固定在圆柱形放射源的顶部，如图7所示。剂量率取决于放射源到探测器的方向，这是形成剂量率差异的原因。但是，放射源没有钨盘。首先，根据操作人员估计，包括钨盘在内放射源总质量不超过10kg。2枚放射源质量约为20kg。其次，录像显示第二枚放射源上部蘑菇状帽子是空的。这表明钨盘已移除，因此，可排除电离辐射各向异性的可能，即电离辐射水平沿各个方向上几乎相等。

图7 有和无钨盖子的放射源Fig.7 Radioactive sources with and without the tungsten plate

剂量率的差异可能是因为在道路上测量了第一枚放射源剂量率时，第二枚放射源位于后面，影响了第一枚放射源的剂量率。当2枚放射源位于原来的位置时，道路被一大堆泥土和乱石挡住了。因此，在距离放射源40m～45m的地方，剂量率约为50mSv·h-1。当第一枚放射源的剂量率在距道路45m处测量时，第二枚放射源对总剂量率的贡献至少为25mSv·h-1(约占实际测量剂量率的8%)。还应考虑到，在泥土路上的辐射屏蔽水平随地形发生变化。图2是部分道路的简化图，标注了放射源、车辆、岩石、土堆的位置和剂量率。

随后更精确地测量了第二枚放射源的剂量率。因第一枚放射源已回收到卡车尾部的铅制运输容器内，处于屏蔽状态，不会影响第二枚放射源的测量结果。放射源测量活度比源出厂证书上提供的数据少了约40%。源活度的减少是由放射性核素的衰变造成的。此枚RHS生产于1983年，90Sr核素的半衰期为28年。 经过19年衰变后，放射源活度应该是出厂时初始活度的0.519/28。 这相当于距离放射源1m处的剂量率为0.62Sv·h-1(即具有19年年龄放射源的剂量率)。这一估计值与测量结果吻合较好。

运输放射源的铅制容器盖子由四部分组成。如图3所示。 其中前三个部件为5 cm厚铅盖，位于容器的圆柱筒中央，第四部分为10cm厚铅盘，盖在容器顶部。考虑到盖子重量，为便于搬运，将运输放射源容器铅盖设计成四件。若盖子是一体式的，其重量将会超过350kg。

将放射源置于运输容器中后，敞口容器顶部的剂量率为4.6Sv·h-1。盖上第一、二、三个铅盖后，同一点的剂量率分别下降到60 mSv·h-1、3.5mSv·h-1和500uSv·h-1。放置第四个铅盖后，剂量率下降到12uSv·h-1-14uSv·h-1。此值是放射源运输容器的允许限值。第一个铅盖子将剂量率降低了75倍以上。90Sr放射源产生辐射光谱中很大一部分来源于软(低能)X射线，其吸收系数比高能γ射线大得多。第二、三和四个盖子分别将剂量率降低了17、7和40倍。容器外表面剂量率小于1uSv·h-1，接近天然本底辐射水平。容器顶部较高的剂量率是由于前三个铅制圆盘和内圆筒形铅制运输容器之间存在间隙造成的。射线通过散射到达最后一个盖子。

3.4 从回收操作中反馈的经验

铅制放射源运输容器的盖子结构应设计成，在操作人员无需太靠近敞开的容器和内部放射源时，由2名操作人员依靠手抬长杆可实现打开和关闭。当运输容器处于水平位置时，如图8(1)所示，这很容易实现打开和关闭。但是，位于野外回收地点的铅制运输容器一般不可能完全放置于水平面上。这给打开，尤其是关闭容器造成了困难。当盖子置于靠近容器口上方位置处，还需增派第3名操作人员靠近铅制运输容器，手工操作改变盖子的方向才能关闭，如图8(2)所示。这导致了操作人员受照时间和剂量的显著增加。为了改进和优化容器，将盖子设计成具有2个固定拉环的结构，如图8(3)所示。2名操作人员在距放射源较远处，通过1人抬高些，另1人抬低些，更容易利用抬杆来改变盖子的倾斜角度，达到关闭铅盖的目的。

图8 铅制放射源运输容器及盖子的不同相对方向Fig.8 Different relative orientations of the lead container and its lid

为了防止或减少公众的关注，带有放射源运输容器的车辆在往返地点的行程中覆盖篷布隐藏车内物品。在回收放射源操作期间，因天气恶化并开始下雨，没有足够时间移除车辆篷布。将放射源放入车尾铅制运输容器后，产生了意料之外的监测结果，即车内外的剂量率较高。这是由防水篷布对射线的反射和散射辐射造成的，如图9所示。在剂量率增加的情况下，开展了闭合运输容器铅盖的操作。

若事先除去防水篷布，可以避免出现此情况。带有长手柄(长度超过2m)的操作机械手和工具，对于夹起、钯动，拖动放射源等操作非常简单、方便和舒适。放射源质量大(10 kg)的特点决定了，1名操作人员很难借助于长柄工具将放射源提起并转移到位于车箱尾部的铅制屏蔽容器。为了举起放射源，将放射源从地面位置转移到车尾铅制运输容器内，使用了一个在两侧安装了刚性手柄的手抬式放射源盛装铅皮桶(如图5所示)。

图9 装有放射源的敞口容器位于车箱尾部Fig.9 The open container on the vehicle with the radioactive source注：1-卡车车箱；2-90Sr放射源；3- X射线束；4-反射线；5-散射线；6-卡车篷布；7-铅制运输容器；8-车桥

4 生物学剂量

采用常规细胞遗传学分析和荧光原位杂交染色体易位分析方法对患者开展了生物学剂量测定工作。

4.1 常规细胞遗传学分析

将A，B和C患者所采集血样，于2002年1月23日送到法国核安全与辐射防护研究所(Institute for Radiological Protection and Nuclear Safety，简称IRSN)开展常规细胞遗传学分析[15]。血液样品于2002年1月24日抵达IRSN，并在当天中午12:00培养样本，并按照标准程序于次日获取分析结果。

4.1.1 技术方面

两名细胞遗传学家仅在细胞第一次分裂的完整中期观察到非稳定性染色体畸变。 根据实验室的质量保证大纲，至少有两名技术人员检查每组双着丝粒染色体。

4.1.2 结果

开展染色体畸变泊松分布试验。根据偏差分布方差比的平均值，对其进行了扩展U检验，量化了偏离泊松定律的偏差。当U检验水平超过2时，认为外照射是不均匀的。将其应用于表6中提供的结果，可以得出结论，患者C呈均匀照射的状况。结果显示患者A和B，照射明显不均匀，身体局部可能受到大剂量照射。

表6 假定短暂和非均匀的照射，使用IRSN γ校正曲线(60Co，0.5Gy·min-1剂量率)根据双着丝粒体产额估算的剂量和根据DOLPHIN和QDR模型校正计算的剂量

为开展剂量评估，使用由60Co γ射线在体外照射的血液淋巴细胞中得到的染色体畸变拟合剂量效应关系，得到剂量率为0.5Gy·min-1。剂量效应曲线：

Y=0.0008+0.0374D+0.0549D2

(6)

公式中Y是双着丝粒体产额，D是吸收剂量，表6提供了全身剂量估算值。

假设3名患者受到急性相对不均匀的外照射，可以检查Dolphin和品质值(Qdr)模型，以修正患者身体局部受照初始剂量的估计值。IRSN从格鲁吉亚细胞遗传学实验室获得关于双着丝粒体产额和细胞数量的近似数据。采用Dolphin方法计算相关剂量。 表7结果显示IRSN和格鲁吉亚细胞遗传学实验室获得的结果之间吻合较好。

表7 从格鲁吉亚细胞遗传学实验室获得的细胞遗传学数据摘要

4.2 荧光原位杂交染色体易位分析

4.2.1 技术方面

IRSN采用荧光原位杂交(FISH)涂染技术，在“用于进行双着丝粒分析相同的血液样品”的外周血淋巴细胞中，开展染色体易位分析[16]。 实验室使用的DNA探针混合物，对约占整个基因组20%份额的染色体2,4和12是特异性的。

IRSN使用的两个剂量效应关系是从血液样品的总易位和相互易位分析中获得的。两种血液样品均在60Co源产生0.5Gy·min-1的剂量场中受体外γ射线照射。为了拟合这些参考曲线，排除了分析淋巴细胞中所有可见的带有荧光复合体交换或荧光不稳定染色体畸变的细胞。

4.2.2 结果

表8列出了3名患者的稳定染色体畸变分析结果。其中包括细胞计数，复杂交换和易位数目，相关剂量估算以及95%置信区间的数据。表7结果显示在A和B患者中，含复杂交换的细胞比例非常大(患者A和B均为0.09，而C患者为0.003)。放射源的几何形状、活度、能谱等，可能是导致这些高度受损细胞存在的原因。根据3名患者染色体相互易位率估算的剂量值，与根据总易位率估算的剂量值相一致。

由最小外照射个体(患者C)染色体易位估算的剂量值，明显高于由双着丝粒体产额估算的剂量值，与基于易位获得的剂量值相比，相差30%。这种差异存在的原因是，染色体易位分析工作与患者受照之间存在一个月的时间延迟，可能已出现了淋巴细胞减少情况。然而，与从双着丝粒体产额估算的剂量相比，似乎低估了从更多受照个体(患者A和B)染色体易位产额估计的剂量值。患者A和B染色体复杂交换数量高是产生低估的原因。对于染色体复杂交换数量较高的患者A，当携带复杂交换的细胞加入到总易位率，剂量估算值从2.5 Gy增加到2.9Gy。这与从双着丝粒体产额估计的3.1Gy相一致。

表8 对3名患者染色体相互易位和总易位分析结果

4.3 当地居民的监测

格鲁吉亚细胞遗传实验室进行的当地居民的监测结果显示，居住在附近的25个居民点的可能接触到放射源居民的染色体畸变，未见显著增加。

4.4 生物剂量学结论

细胞遗传学数据——即从3名患者的外周血淋巴细胞中获得的不稳定和稳定染色体畸变的产额表明，受照剂量最大的是患者B，其次是患者A和C。另外，从染色体易位估算的剂量值与双着丝粒产额估算的剂量值非常接近。在这种急性非均匀照射情况下，与临床数据相比，从Dolphin和Qdr模型中得到的局部受照剂量校正的平均值，与从细胞遗传学数据中获得的剂量值不相一致。

这是IRSN首次获知，在超剂量意外照射情况下，细胞复杂交换的参与，可显著地改变从易位数据获得的结果。对这一发现的进一步研究，将有助于提高对复杂交换的形成机制，以及其它意外超剂量照射事故细胞分析的认识和了解。

5 结论

对辐射事故的回顾与总结是一种操作实践经验的反馈，旨在减少将来发生类似辐射事故的可能性，一旦发生辐射事故时采取适当的应急措施以减轻辐射事故后果。

在有关国家、地区和地方组织的支持下，在辐射防护专业经验和知识相结合的国际援助下，对2001年格鲁吉亚90Sr放射性同位素热源辐射事故受照者的医疗管理和放射源回收工作是合适、充分、有保障的。此次辐射事故的经验表明，需要通过国家级培训讲习班的形式向全科医师普及、传授有关基本放射生物学，相关临床症状和对受电离辐射超剂量照射人员的医疗管理方面的知识。由全科医生和核(辐射)安全监管当局保存一份专门研究电离辐射损伤的医生名册，以供参考。这些医生的技能特长应包括皮肤辐射综合症(CRS)、急性放射病(ARS)和类似辐射损伤的诊断与治疗。

在本次辐射事故中，IAEA根据《援助公约》向会员国提供援助，以应对辐射紧急情况。在《援助公约》的框架内，国际原子能机构于2000年建立了应急响应网络(Response and Assistance Network简称ERNET)，并于2010年改名为响应和援助网络(Response and Assistance Network 简称RANET)。IAEA的RANET是一个综合系统，用于协调国际援助，以尽量减少核与辐射事故或紧急事件对健康，环境和财产的实际或潜在放射性后果。《援助公约》的成员国、其主管当局、国际组织、技术专家和原子能机构秘书处，通过该系统可以有效地在《援助公约》框架内，对辐射事件或应急情况做出响应、协调，或向请求国(核与辐射事故的发生国)提供建议、援助，以减轻事故影响[17]。

事故的主要原因是：格鲁吉亚90Sr放射性同位素热电发生器(RTG)缺乏有效监管，未能及时将长期闲置的RTG拆除并把RHS安全送贮，擅自遗弃；此外，放射源上未贴上明显电离辐射或电离辐射警告标志，用当地语言文字标明其潜在的电离辐射危害。放射源标签和电离辐射警告标志必须统一且符合《基本电离辐射符号ISO 361：1975》和《电离辐射符号补充ISO 21482：2007》国际标准[18]。