某未知活度辐照装置的退役及此过程中外照射有效剂量估算研究

周云，张林伟，符兰

(海南省辐射环境监测站， 海口 570203)

某未知活度辐照装置的退役及此过程中外照射有效剂量估算研究

周云，张林伟，符兰

(海南省辐射环境监测站， 海口 570203)

在对含未知活度放射源的辐照装置退役时，首先应对辐照装置及周围辐射环境进行现状监测，获取整个辐照装置内的污染源分布情况；再通过实验对未知活度的放射源进行测算，并据此设计放射源贮存容器，最终成功地实施对未知活度放射源的退役。同时本文还对整个退役过程中工作人员收受的外照射有效剂量进行了估算。实践结果表明，对辐照装置及周围环境现状监测可信，放射源活度的计算及放射源屏蔽容器的设计合理，未知活度的放射源退役安全实施，整个退役过程在可控范围内，对公众和工作人员的辐射影响是可以接受的，也未对环境造成新的污染。

辐照装置；退役；有效剂量

海南省某辐照装置始建于20世纪50年代，主要用于农作物的遗传育种研究工作。20世纪80年代，由于使用该辐照装置的研究所搬迁，将该设施移交给了地方使用，因装置使用单位的变更，很多重要历史资料遗失，加上历史久远，了解辐照装置的相关人员难以寻找，该辐照装置基本情况已经无人清楚，几十年来一直处于未知状态，并只由一人看管，存在很大的辐射安全隐患。

为了尽快了解该辐照装置的具体情况及其可能存在的问题和潜在的安全隐患，计划对该辐照装置实施退役处理，把放射源转移到国家规定的贮存设施。海南省国土环境资源厅及海南省辐射环境监测站对该辐照装置进行了全面的监测和调查，并对退役过程的辐射剂量进行了估算。

1 辐射环境现状调查

本次调查依据海南省辐射环境监测站编制的《某辐照装置退役可行性研究报告》、《某辐照装置退役实施方案》实施，调查范围为辐照中心半径500 m范围内，并设置了1个环境调查对照区。重点调查区域为辐照中心的辐照室、贮源水井及副井，调查对象为贮源水井水、底泥，以及辐照中心周围的土壤 、地表水、地下水和杂草等。

根据该辐照装置唯一残留的一份历史资料记载，该辐照装置使用的放射源为钴-60源，因此确定本次调查项目为：γ空气吸收剂量率、总α、总β和环境介质的钴-60放射性核素。本次调查中采样及分析均按照国家已颁布的标准和国际通行标准进行，调查采用的分析方法及监测仪器见表1。

本次调查将γ空气吸收剂量率和土壤调查区域分为5大类、6个单元格。辐照中心辐照装置内区域采用米字型布点；辐照中心辐照装置外区域加密布点确定单元格内的采样点数；环境区为辐照中心外周边区域；人口密集区选取10个样本数，采样结果符合t检验，具备代表性；对照区取10点采样，以便采用平均值时具有统计学意义。具体布点图见图1。

辐照装置退役前对放射源活度进行了估算，估算方法为根据不同水层γ空气吸收剂量率的不同进行反推，同时对退役容器的屏蔽厚度进行了计算[1]。

辐照装置退役后对场地的γ空气吸收剂量率、β表面玷污进行了调查，调查区域主要为辐照室内，γ空气吸收剂量率及土壤采集的单元格划分及点位布设见表2。

表1 分析测量方法及仪器

图1 辐照装置及其周围环境状况示意图Fig.1 Diagram of irradiation device and its surrounding environment

表2 γ空气吸收剂量率及土壤采集的单元格划分及点位布设

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

类别采样单元格采样点数原辐照装置中心区域辐照室内10副井5辐照中心辐照装置外区域辐照中心围墙内区域5环境区辐照中心影响区以外区域6人口密集区农科所家属区6对照区南圣河10

2 监测结果与分析

2.1 地下水、地表水及底泥

在进行放射源倒装前对整个辐照装置的外环境进行了监测，了解辐照装置周围辐射环境现状，确定污染源项、源强及位置，便于在退役过程中采取适当的防护措施，减少对公众和工作人员照射。

辐照装置放射源倒装前的监测范围为：辐照室及周围环境。

地表水采样点位为：南圣河；地下水采样点位为：附近居民饮用水2个(井水)；生物样采样点位为：辐照室外500 m范围内生物样品，并在距离辐照室1 km外的对照点采集草样1个；土壤采样点位为: 辐照装置外环境土壤样品4个；贮源水井的采集样品为：水样1个，贮源水井中的淤泥和副井淤泥样各1个。各种介质的放射性监测结果见表3。

表3 辐照装置及其周围各介质放射性监测结果

监测结果表明，贮源水井井水的总放水平符合国家生活饮用水卫生标准要求，底泥中的钴-60高于本底水平，说明该辐照装置的放射源有一定破损，并泄漏至水井井水中。对副井、周围环境介质中的土壤、植物、水质进行监测，钴-60均未检出，说明钴-60并未向周围环境扩散。

2.2 有效剂量当量计算模式

环境γ辐射照射对居民产生的有效剂量当量可用下式进行估算：

He=Dγ·K·t

式中，He为有效剂量当量，Sv；Dγ为环境γ空气吸收剂量率，Gy/h；K为有效剂量当量与空气吸收剂量比值，0.7 Sv/Gy；t为环境中停留时间，h。

2.3 退役过程中放射源活度的测算

本辐照装置放射源源项不明，在测算时将放射源从源架中倒出，记录好放射源数量，放置在贮源水井底部事先放好的铝箔中，将放射源等效作一个点源，利用γ射线通过水层被减弱的规律，对放射源活度进行计算。具体方法如下：从贮源水井中抽出一定量的水后，测量水井井水表面的γ辐射剂量率，同时测量水深来估算放射源钴-60的目前活度[1]。测算结果如表4所示。

放射源活度A的计算公式[1]为：

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 不同水深时贮源水井井水表面的γ空气吸收剂量率及放射源活度估算结果

注：①根据试验时有水屏蔽时的井口剂量当量率(扣除本底值后)和水屏蔽层厚度估算出放射源现有活度。

考虑到监测仪器有测量误差，且水质并非去离子水，由表4可知，不同水深计算得出的放射源活度是不同的，为了退役工作的安全，取放射源活度的最大值作为退役源项，即29.4 Ci。

2.4 退役容器的屏蔽厚度计算

无屏蔽时的剂量当量率按照下式进行计算[2]：

H0=10-2kQΓγ/R2

式中，Γγ为某种放射性同位素常数，C·cm2/(h·kg·mCi)；Q为源强，mCi；k为照射量单位对于剂量当量单位的转移系数，k≌0.035 8 J/C；R为源与计算剂量点的距离，cm。

假设容器表面距容器内放射源的距离为25 cm，则无屏蔽时，容器表面的剂量当量率为：H0=5.74 Sv/h；距容器表面1 m处的剂量当量率为：H0=2.29×10-1Sv/h；根据相关标准[2- 3]要求，容器表面的剂量当量率应小于2 mSv/h，距容器表面1 m处的剂量当量率应小于0.1 mSv/h。

各向同性点源γ射线减弱倍数K的计算公式为：

K=H0/H允许

式中，H0为无屏蔽时剂量当量率，Sv/h；H允许为预先给定的剂量当量率限值，Sv/h。

容器表面的K1计算值为：K1=2.87×103；距容器表面1 m处的K2计算值为：K2=2.29×103。为了保守估算，取较大值K1确定屏蔽厚度。钴-60γ射线的平均能量为1.25 Mev。查各向同性同位素钴-60点源γ射线减弱K倍所需的铅厚度(cm)曲线图[1]，可得铅屏蔽厚度为14.2 cm。

为进一步降低铅罐表面的辐射剂量率，减小对工作人员的辐射照射，同时，为增加铅罐外观的协调性，设计时将铅罐的铅屏蔽厚度增加到20 cm，铅罐设计见图2。

2.5 γ空气吸收剂量率

2.5.1 退役前和放射源转移后各个区域的γ空气吸收剂量率测量值及吸收剂量估算值

各区域γ空气吸收剂量率监测结果及比较见表5。

图2 贮源铅罐尺寸示意图Fig.2 Diagram of size of lead tank in storage of radioactive sources

由表5可知，本次退役过程中退役前和放射源转移后γ空气吸收剂量率测量结果无明显差异，并且放射源转移后各区域的γ空气吸收剂量率处于同一辐射水平。

退役前后环境区区域的工作人员及公众所受剂量估算见表6。

表5 各区域γ空气吸收剂量率监测结果比较

表6 环境区区域辐照装置退役前后工作人员所受有效剂量估算

注：①放射源转移后，工作人员对周围环境、贮源水井及放射源倒装过程中修建的换水池(后期用于贮源水井废水自然蒸发)进行采样、监测等受照时间。

公众和工作人员在退役前和放射源转移后所受剂量均为环境天然辐射所致的有效剂量。

2.5.2 退役过程中源活度测算试验过程中的工作人员所受剂量估算

辐照装置放射源活度测算试验过程中，由于仪器不具备水下监测功能，需要将井水抽出放入水桶中，对水面高度、水面剂量率测量，完成测量后及时将井水回灌，工作人员在井边作业时所受到的剂量当量估算结果见表7。由表7可知，放射源活度测算试验工作人员所致有效剂量为1.545 μSv。

表7 测算活度试验工作中工作人员所受剂量估算结果

2.5.3 水质置换过程中贮源水井周围γ空气吸收剂量率监测结果及工作人员所受剂量估算

退役过程中由于贮源水井中的水质混浊，放射源在贮源水井中操作视野不清，需要进行水质置换。用水泵把原贮源水井井水从辐照室原排气孔中置换到自然蒸发池中，再往贮源水井中注入清水，由于原辐照室内水源已不能使用，需从辐照室外接水进入室内，整个过程中虽然安装了监控系统，但工作人员需进入室内确认水位高度，置换过程中工作人员受到一定辐射照射。贮源水井及副井相对位置图见图3。置换水质过程中工作人员所受的辐射剂量估算结果见表9。由表9可知，置换水质过程中工作人员所受辐射剂量为7.046 μSv。

图3 贮源水井及副井相对位置图Fig.3 The relative position of the source water and the auxiliary shaft

表8 置换过程中γ空气吸收剂量率比较

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

监测区域置换前/(μGy/h)置换中/(μGy/h)置换后/(μGy/h)测量值范围平均值测量值范围平均值测量值范围平均值辐照室0 16～0 190 17±0 010 26～5 102 45±1 930 24～0 260 25±0 01辐照室外环境0 23～0 310 26±0 020 21～0 330 28±0 030 20～0 310 26±0 02

表9 置换水质过程中工作人员所受的辐射剂量估算结果

2.5.4 退役过程中铅罐表面γ剂量率及吸收剂量

倒源前后由于一直在水面下操作，γ辐射剂量率一直和环境值一致，故不作估算。放射源在水下用机械手倒装进入铅罐中，用电动葫芦吊装出水面，在铅罐出水后加盖铅塞，并在贮源水井上方用清水冲洗整个铅罐罐体，以达到去污目的。

起吊过程中及去污后铅罐表面γ剂量率值见表10。由表10可知，铅罐起吊出水未加铅塞时铅罐表面1米处剂量最大，在整个起吊过程中，辐射剂量率略高于本底值，但是未超出标准规定的辐射剂量率限值(2.5 μGy/h)。

表10 去污前后铅罐表面γ剂量率比较

起吊过程中工作人员受到的辐射剂量见表11，由表11可知，起吊过程中工作人员所受辐射剂量为0.673 μSv。

2.5.5 整个退役过程中工作人员所受剂量

整个退役过程中，工作人员所受剂量见表12。由表12可知，在整个放射源退役过程中工作人员所受辐射剂量为31.004 μSv。

2.6 表面玷污

铅罐去污前后表面玷污水平见表13，由表13可知，去污前后铅罐表面β玷污水平一致，表明铅罐表面未受放射性污染。

表11 起吊过程中工作人员所受有效剂量

表12 整个退役过程中工作人员所受有效剂量

表13 铅罐去污前后β玷污比较

3 结果及讨论

整个退役过程中，放射源活度的计算及放射源屏蔽容器的设计尤为重要，计算正确与否关系到整个退役过程是否能顺利进行，故应从偏安全的角度去考虑，严格遵循辐射防护“三原则”，同时也应考虑经济成本，找出最佳屏蔽方案。

海南省某辐照装置退役过程的监测结果表明，整个退役过程在可控范围内，对公众和工作人员的辐射环境影响处于可接受范围。整个退役过程中剂量最大值产生在置换水质过程中，理论计算至置换过程中工作人员剂量约为0.007 mSv,实际工作人员所佩戴的个人剂量计显示值分别为0.009 mSv、0.007 mSv，0.003 mSv，和估算结果基本一致。在整个退役过程中，工作人员理论上所受剂量为0.031 mSv，符合标准[2]要求。放射源装入铅罐后的剂量达到标准[3]要求，表明放射源活度计算及铅罐容器设计是合理的。同时放射源转移后对整个区域进行巡查，发现跟本底值一致，没有造成新的污染，整个过程处于可控状态。

[1] 陈万金, 陈燕俐, 蔡捷.辐射及其安全防护技术[M]. 北京: 化学工业出版社, 2006: 97- 97, 132- 132.

[2] 国家质量监督检验检疫总局. GB 18871—2002 电离辐射防护与辐射源安全基本标准[S].

[3] 国家质量监督检验检疫总局, 中国国家标准化管理委员会. GB 11806—2004 放射性物质安全运输规程[S]. 北京: 中国标准出版社, 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，国家注册核安全工程师，硕士研究生，现从事辐射环境监测与评价和核与辐射安全监管工作，E-mail：zysissy@163.com

10.14068/j.ceia.2015.03.021

X837

A

2095-6444(2015)03-0081-06