董濤 王建超 陳杰

摘要：本文通過(guò)從廢棄放射源的危害、產(chǎn)生途徑及其特點(diǎn)，收貯過(guò)程中工作人員受照因素，劑量防護(hù)與控制方法進(jìn)行了簡(jiǎn)述，同時(shí)對(duì)新疆2009—2018年所收貯廢棄放射源數(shù)量、出廠總活度及工作人員個(gè)人劑量監(jiān)測(cè)結(jié)果進(jìn)行數(shù)據(jù)列舉，為廢棄放射源收貯工作提供了一個(gè)參考依據(jù)。

關(guān)鍵詞：廢棄放射源;收貯;劑量控制

中圖分類(lèi)號(hào)：X34 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：A 文章編號(hào)：2095-672X（2019）09-00-02

DOI：10.16647/j.cnki.cn15-1369/X.2019.09.027

Strengthen the storage and storage of waste radioactive sources， do dose protection and control， and ensure radiation environment safety

Dong Tao 1， Wang Jianchao 1， Chen Jie 2

（1. Uygur Autonomous Region Radiation Supervision Station，Urumqi Xinjiang 830011，China;2.Shanghai Cean Energy Technology Co.，Ltd.，Shanghai 200231，China）

Abstract： This paper briefly describes the factors of worker exposure， dose protection and control methods in the process of storage and storage from the hazards， production pathways and characteristics of abandoned radioactive sources， and also records the waste radioactive sources collected in Xinjiang from 2009 to 2018. The data of the quantity， the total factory activity and the personal dose monitoring results of the staff are listed， which provides a reference for the waste storage and storage work.

Key words：Abandoned radioactive source;Storage;Dose control

1 廢棄放射源產(chǎn)生的途徑

在我國(guó)廢源產(chǎn)生的途徑有很多[1]，新疆主要有以下幾種：大多數(shù)放射源因長(zhǎng)時(shí)間的使用自身衰變的原因?qū)е禄疃冉档投荒軡M(mǎn)足使用要求而廢棄，如：工業(yè)探傷、輻照加工、中子測(cè)井等活動(dòng)所使用的放射源源;由于科技的高速發(fā)展，技術(shù)的不斷更新，很多使用高毒性的放射源都被一些毒性小、價(jià)格低的放射源而取代，最常見(jiàn)的就是鐳源在核技術(shù)應(yīng)用中正逐步被淘汰;由于設(shè)備使用過(guò)程損壞，導(dǎo)致放射源不能正常工作而廢棄;因業(yè)務(wù)變更、企業(yè)關(guān)停并轉(zhuǎn)等原因產(chǎn)生廢源。

2 廢源收貯過(guò)程人員受照劑量因素

2.1 外照射因素

（1）收貯過(guò)程中輻射照射;（2）廢源入庫(kù)過(guò)程中的本底輻射照射;（3）破損源輻射照射。

2.2 潛在的內(nèi)照射

針對(duì)大部分破損源，存在泄露到空氣里的風(fēng)險(xiǎn)，以及鐳源衰變過(guò)程中產(chǎn)生的氡及其子體容易由呼吸道、皮膚或是傷口進(jìn)入工作人員體內(nèi)形成內(nèi)照射。

3 廢源收貯劑量約束值及防護(hù)

3.1 劑量約束值

劑量限值是指在正常情況下，為了保護(hù)公眾和工作人員而制定的防護(hù)水平，是不可接受的劑量范圍下限值，一旦超過(guò)這個(gè)值有可能會(huì)對(duì)人產(chǎn)生一定的輻射危害。劑量約束值是指對(duì)輻射源可能造成的個(gè)人劑量預(yù)先確定的一種限制，劑量約束值很好的保護(hù)了公眾及工作人員的健康，這個(gè)值是建立在劑量限制上的?！峨婋x輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》（GB18871-2002）中給出了從事放射性相關(guān)的工作人員所能受的劑量約束值為：年平均有效劑量不應(yīng)超過(guò)20mSv，任何一年內(nèi)不得超過(guò)50mSv。在這個(gè)劑量限值的前提下，再根據(jù)工作時(shí)間、工作崗位、現(xiàn)場(chǎng)情況等進(jìn)行更加合理的人員分配，將年劑量限制的25%作為劑量約束值，工作人員年有效平均劑量不超過(guò)5mSv，這樣的劑量約束值能更好的保護(hù)工作人員健康。

3.2 劑量防護(hù)

根據(jù)輻射防護(hù)三原則，降低劑量約束值最好的方法就是進(jìn)行防護(hù)。輻射的防護(hù)主要三個(gè)方法：一是源項(xiàng)，降低源的活度，這個(gè)在放射性廢源收貯過(guò)程中是無(wú)法實(shí)現(xiàn)的;二是距離，輻射劑量的大小與距離遠(yuǎn)近是成反比的，距離越大受照劑量越小，所以在工作過(guò)程中盡可能與廢源保持一個(gè)最優(yōu)的距離;三是時(shí)間，輻射劑量的大小與照射時(shí)間是成正比的[2]，照射的時(shí)間越長(zhǎng)劑量越大。

4 廢源收貯劑量防護(hù)與控制

4.1 廢源收貯過(guò)程劑量防護(hù)與控制

4.1.1 一般廢源收貯

針對(duì)一般廢源收貯，應(yīng)在收貯全過(guò)程中嚴(yán)格遵守時(shí)間防護(hù)、距離防護(hù)、屏蔽物質(zhì)防護(hù)的原則，并盡可能避免放射性物質(zhì)進(jìn)入人體造成內(nèi)照射。

4.1.2 破損廢源的收貯

破損放射源在收貯時(shí)存在以下兩類(lèi)情況：

外包裝損壞的;射線(xiàn)孔未關(guān)閉的。

4.1.3 未知活度廢源收貯

放射源的活度確定：對(duì)于未知其活度的放射源，在實(shí)際收貯中存在較多，需要進(jìn)行全面的監(jiān)測(cè)進(jìn)行確認(rèn)。首先確定源罐內(nèi)廢放射源活度，通過(guò)反推法加以確定[3]，方法如下：

首先根據(jù)罐壁厚度測(cè)量，求知半值層數(shù)：

（公式4.1）

其中：n，半值層數(shù);R，罐壁厚度cm;半值層厚度cm，60Co為1.2cm，137Cs為0.65cm，192Ir為0.6cm，226Ra為1.66cm[1]。

求出鉛罐屏蔽倍數(shù)：

K=2n （公式4.2）

其中 ：K，屏蔽倍數(shù) ;n，半值層數(shù)。兩者的關(guān)系為 ：

半值層數(shù)n 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10

屏蔽倍數(shù)K 2 4 8 16 32 64 128 256 512 1024

根據(jù)測(cè)值和屏蔽倍數(shù)計(jì)算源罐外未屏蔽的照射率：

X=KD （公式4.3）

其中：X，源罐外未屏蔽的照射率 m G y/h ;K ，屏蔽倍數(shù) ;D，源罐外監(jiān)測(cè)值 m G y/h。

求得罐內(nèi)廢放射源活度，根據(jù)點(diǎn)源的距離衰減公式：

X=8.69×10-3·A·Γ/R2 （公式4.4）

其中原式 ：A，罐內(nèi)廢放射源活度Ci;X，源罐外未屏蔽的照射率 G y/h ;R，罐壁厚度cm ;

將以上公式進(jìn)行簡(jiǎn)化，如將60Co和137Cs的Γ值代入會(huì)得到簡(jiǎn)化式：

（公式4.5）

（公式4.6）

其中：A，罐內(nèi)廢放射源活度改為mCi;X，源罐外未屏蔽的照射率變?yōu)?m G y/h ;R，罐壁厚度則為cm。

通過(guò)公式4.5、4.6可以將源的活度計(jì)算出來(lái)，為工作人員在期工作中提供了一個(gè)準(zhǔn)確的劑量約束值，以此來(lái)保障工作人員的輻射防護(hù)，并為劑量計(jì)算和控制提供了一個(gè)可靠的數(shù)據(jù)。

5 廢源收貯過(guò)程實(shí)際劑量結(jié)果

筆者將新疆城市放射性廢物庫(kù)2009-2018年每年收貯的廢源數(shù)量、出廠總活度及兩名工作人員實(shí)際個(gè)人劑量監(jiān)測(cè)結(jié)果統(tǒng)計(jì)如下：

通過(guò)上表可以看出新疆城市放射性廢物庫(kù)通過(guò)對(duì)廢源收貯過(guò)程中加強(qiáng)防護(hù)與劑量控制，兩名工作人員十年間吸收累計(jì)劑量小于《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》（GB18871-2002）中規(guī)定的“從事放射性相關(guān)的工作人員年平均有效劑量不應(yīng)超過(guò)20mSv”的要求，取得了較好的劑量控制效果。

6 總結(jié)

廢源收貯是一個(gè)較為復(fù)雜的過(guò)程，影響工作人員受到劑量的因素有很多。新疆城市放射性廢物庫(kù)在廢源收貯的過(guò)程中通過(guò)一系列的劑量防護(hù)及控制手段，確保了工作的順利完成的同時(shí)，盡可能減少工作人員受照的劑量。

廢源的收貯是保證輻射環(huán)境安全的重要工作，通過(guò)本篇文章可以更好地為從事類(lèi)似工作的人員提供一個(gè)較好的參考。

參考文獻(xiàn)

[1]圣鋒，林紅軍，安蛟龍.我國(guó)廢密封放射源處置現(xiàn)狀及建議[J].科技視界，2017（12）：8-9.

[2]時(shí)維東.加強(qiáng)閑置放射源管理的建議[J].中國(guó)核工業(yè)，2005（06）：57-58.

[3]王亞民.廢放射源收貯的現(xiàn)場(chǎng)監(jiān)測(cè)和簡(jiǎn)易計(jì)算[J].北方環(huán)境，2003（01）：66-68.

收稿日期：2019-05-28

作者簡(jiǎn)介：董濤（1984-），男，滿(mǎn)族，大學(xué)學(xué)士，工程師，研究方向?yàn)楹伺c輻射安全監(jiān)管。