2001年格魯吉亞90Sr放射性同位素熱源輻射事故介紹

李小華，楊鈞翔，李俊杰，陳遠登，李世禎，王健旭，張 宇，胡少華，肖榮鈞，林睿智，羅棱尹,趙世倫

(南華大學核科學技術學院，湖南衡陽 421001)

2001年12月2日，在格魯吉亞利亞(Lia)村以東大約50km處的一片森林里發生了3名伐木工人超劑量意外照射的輻射事故[1]。輻射事故由伐木工人無意發現2個高溫熱源并將其用于人體取暖引起。后來經證實高溫熱源系2枚活度為1295TBq90Sr放射性同位素熱源(Radioisotope Heat Source，簡稱RHS)[2]。

在第一次接觸到放射源約3h—3.5h后，3人出現惡心、頭痛、頭暈和嘔吐癥狀。1周—2周后，2人背上產生了燒灼感，另一人右手也產生了燒灼感覺[3]。其家人向當地警方報告了這些癥狀。警察建議3人前往當地醫院申請醫療救助。3人于2001年12月22日到事故發生地—特斯倫吉卡(Tsalenjhikha)區行政中心祖格迪迪市(Zugdidi)的大型綜合醫院住院接受治療。醫院根據3名患者的病史和臨床癥狀，診斷為急性放射病(Acute Radiation Syndrome ,簡稱ARS)；并向位于格魯吉亞首都第比利斯的應急醫療中心報告；要求將患者轉院到第比利斯血液學和輸血學研究所(Institute of Hematology and Transfusiology，簡稱IHT)接受專業治療[4]。IHT為3名患者采取了包括抗菌治療和使用免疫調節劑普通治療的救治措施。

格魯吉亞政府于2002年1月4日請求國際原子能機構(International Atomic Energy Agency，簡稱IAEA)根據“核事故或輻射應急援助公約”(簡稱援助公約)提供援助。根據這一請求，IAEA組織和派出了輻射事故專家特派團隊前往格魯吉亞。第一支團隊于2002年1月5日抵達，主要任務是深入現場調查和判斷發生了什么事故，并對受超劑量照射人員的診斷和治療開展初步醫學評估。第二支團隊于2002年1月27日抵達，主要任務為協助格魯吉亞當局訓練回收放射源小組成員。訓練內容包括：搜尋和定位放射源；執行回收放射源任務；對放射源進行鑒定；對事故現場開展電離輻射水平監測；為超劑量受照人員提供醫療救助。

在IAEA的幫助下，3名患者中的2名均轉院到國外的電離輻射損傷專科醫院治療，其中一名患者到法國巴黎佩爾西(Percy)軍事醫院燒傷治療中心接受治療，另一名患者到位于莫斯科的俄羅斯聯邦班娜斯亞(Burnasyan)醫療生物物理中心的生物物理研究所治療。

1 背景信息

2001年格魯吉亞90Sr放射性同位素熱源輻射事故與前蘇聯生產、使用和擅自遺棄的放射性同位素熱電發生器(Radioisotope Thermoelectric Generators，簡稱RTG)相關。

1.1 事故地點

格魯吉亞原為前蘇聯加盟共和國，現為歐亞大陸高加索地區的主權國家。東鄰阿塞拜疆，南與土耳其和亞美尼亞接壤，西臨黑海，北鄰俄羅斯聯邦。根據格魯吉亞國家統計局報告，截止2017年年底，該國人口為3 718 200。90Sr放射性同位素熱源輻射事故受害者居住于利亞(Lia)村。該村位于格魯吉亞首都第比利斯西北約320公里的特斯倫吉卡(Tsalenjhikha)行政區。

1.2 放射性同位素熱電發生器

RTG是一種通過熱電轉換系統將放射性核素衰變過程中釋放的熱能轉化為電能的放射性同位素裝置。前蘇聯采用不同的放射性同位素設計和生產了各種類型的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的放射性同位素熱源(RHS)。在IAEA 2003年7月頒布的放射源分類標準文件(IAEA-TECDOC-1344)中，將RTG中的RHS歸類為具有最大活度和最高風險的Ⅰ類放射源[5]。經典RTG的功率范圍在1W-1000W之間，工作壽命在10a～20a之間。前蘇聯采用144Ce和90Sr設計和生產了β1，β2，β3，βC和βM型RTG[6]。此類RTG常用于無法獲得常規電能供應的偏遠地區和漫長海岸線通訊設備中繼系統、燈塔、導航信標、氣象監測系統等需要自主電源的遠程監測站點的電源[7]。前蘇聯將90Sr作為RHS，生產制造的RTG型號與出廠時源初始活度見表1(注：除每臺Gorn型RTG含有3枚RHS外，其它類型RTG僅含1枚RHS，表1僅列出了1枚RHS活度)。根據格魯吉亞提供的數據和參考文獻[6]的信息，可知本次輻射事故涉及的放射源屬于Beta-M型RTG，活度為1295TBq-1480TBq。

表1 前蘇聯采用90Sr作為RHS制造的RTG型號與出廠活度Table 1 Former Soviet Union RTG types and initial activities based on RHS 90Sr

輻射事故發生后，經格魯吉亞當局調查核實，8臺βM型RTG于20世紀80年代早期引入前蘇聯加盟共和國格魯吉亞，用于當時在建的恩古利(Engury)水電站和哈斗尼(Hudoni)水電站之間的無線電中繼系統供電[8]。這些RTG以每2臺為一組安裝放置在缺少常規電力供應偏遠地區的四個變電站。 βM型RTG的發熱元件是90Sr，活度為1480TBq，熱功率為250W，1m處的軔致輻射劑量率為1Sv·h-1。圖1為βM型RTG垂直剖截面圖[9]。

前蘇聯哈斗尼(Hudoni)水電站停止施工后，無線電中繼系統失去作用，RTG遺留在原地未得到有效監督和控制。20世紀90年代末，金屬偷盜者將RTG金屬外殼和屏蔽層拆開，使RHS裸露，將RTG移動離開了原來的位置。在8枚90Sr放射源中，迄今僅發現了6枚。1998年，在愛達麗村(Idiani)附近的斯旺尼梯(Svaneti)地區發現了第一對RHS，同年將其移走并安全地貯存起來[10]。第二對RHS是于1999年在那巴特斯海那村(Laburtskhila)附近發現，于1999年5月移走和貯存。接觸放射源的人未受高劑量照射或尋求幫助，醫學健康體檢也未發現任何異常。2001年12月，利亞(Lia)村的3名伐木工發現了第三對90Sr放射源。

圖1 Beta M型放射性同位素熱電發生器結構示意圖Fig.1 Type Beta M radioisotope thermoelectric generator

1.3 事故年表

2001年12月2日利亞村(Lia)的3名伐木工(指定為患者A，B和C)駕駛卡車在利亞村(Lia)以東大約45km～50km處收集木柴；18:00左右，發現兩個圓柱形金屬物體躺在森林小路上；觀察到金屬物體周圍大約1m半徑范圍內雪已經融化了，潮濕的土壤上方緩慢地冒出蒸發的水蒸汽。據3人闡述，在從事撿拾木柴勞動時，偶然發現了這2個質量約為8kg～10kg，Φ10cm×15cm的圓柱形高溫金屬熱源(以下簡稱金屬熱源)。

患者C拿起一個金屬熱源，感覺其溫度高，燙手，立即將其丟棄。3名患者計劃第二天早上把收集到的木柴堆放到卡車上；因天色漸暗，決定在森林里過夜；用剛才發現的金屬熱源作為取暖器。患者C使用堅固的金屬線將其中一個金屬熱源提起，將金屬線穿過熱源的框架孔，并把熱源拖拉到距離森林土路2m～3m處的一塊大石頭后面，整個拖運過程耗時約1min。患者 A和B生火做晚餐，整夜都呆在明火旁。 由于第二個金屬熱源的框架沒有任何孔洞，在患者C將第二個熱源從地面抱起的同時，患者B在熱源周圍纏繞了一根堅實的金屬線。此過程大約耗時2 min。患者C依靠纏繞熱源后余留出的0.5m長金屬線將熱源移動到巖石上，并將其放置在另一熱源附近。

3名伐木工夜間坐在明火周圍取暖，距離身后金屬熱源約1m遠。 患者A和B夜間在金屬熱源產旁呆了約1h～1.5h。金屬熱源與其背部上部和中部之間的距離大約為10cm。由于3人都未帶手表，所有時間間隔均采用估計方法獲得。 晚飯后，3名患者喝了一些(伏特加)酒；在飲了約100 mL酒后，感到異常不適，無法入睡。

在第一次接觸放射源后大約3h～3.5h，3名患者均出現了惡心、頭痛、頭暈和嘔吐癥狀。飲用一些伏特加灑后，患者A嘔吐了幾分鐘，患者B在30min后嘔吐，患者C在1 h后開始嘔吐。嘔吐次數頻繁，幾乎持續了整個晚上。因感到疲憊不堪，或睡眠不足而感到虛弱，3名伐木工第二天早晨僅把一半的木柴裝上卡車，于2001年12月3日17時左右回到利亞村(Lia)家中。除了第一個晚上，以后未出現進一步的嘔吐。根據訪談記錄，患者A和B通過背起方式將其中一個熱源，綁在一根木柴棍的頂部。熱源捆綁在木柴的頂部懸掛約幾個小時。事故場景仍然存在一些不確定性因素。3名患者的醫學癥狀和管理年表、回收放射源和當地居民監測年表分別如表2和表3所示[11]。

表2 三名患者的醫學癥狀和管理年表Table 2 Chronology of the medical symptoms of three patients and their managements

續表

表3 回收放射源和當地居民監測年表Table 3 Chronology of recovering radioactive source and local population monitoring

2 IAEA特派團

IAEA派出輻射事故專家特派團前往格魯吉亞開展了兩次調查。

2.1 任務目標

IAEA輻射事故專家特派團的第一次調查于2002年1月5日至11日舉行，主要圍繞以下任務目標開展工作：通過分析可獲得的信息和物理測量來評估人們受照劑量的數量級；對超劑量受照個體預后(根據經驗預測的疾病發展情況)和治療開展初步的醫學評估；識別出IAEA針對“為了盡量減少放射性后果所提供的協調和援助”而可能提出的問題；建議IAEA向格魯吉亞提供其它額外援助。

第二次調查于2002年1月27日至2月9日舉行，其任務目標是：為籌備和執行從格魯吉亞西部特斯倫吉卡(Tsalenjika)地區的偏遠山區回收兩枚(90Sr)無主源(無法確定主人的放射源，簡稱無主源)階段提供技術支持和咨詢；在格魯吉亞舉辦一次以無主源為主題的IAEA技術會議。

2.2 調查任務結果

2.2.1 IAEA第一次調查任務結果

IAEA輻射事故專家特派團參加了格魯吉亞環境保護部、自然資源部以及DESCD共同舉辦的討論會議。根據格魯吉亞當局2001年12月29日拍攝的一段展現放射源及其位置的短視頻，介紹和討論了輻射應急情況。此階段主要關注的問題是：為每枚放射源制作一個鉛屏蔽容器；根據該地區的輻射水平和天氣情況，組織和規劃回收放射源行動；因惡劣的天氣條件，丟失放射源的風險；當地居民對自身安全和利益的關注。

IAEA小組咨詢在IHT住院治療的3名患者情況后，認為院方對患者病情的診斷和治療是適當的，患者可繼續在IHT接受治療；沒有一名患者處于危及生命的狀況，并且他們都處于血液學緩解期的穩定階段；患者A和B中度嚴重的表淺放射性灼傷到背部，處于自發性恢復階段；患者C有輕微的放射性損傷，可以在10d內出院，回利亞村(Lia)的醫療機構門診部定期復診。

在IAEA小組的監督和指導下，格魯吉亞勞動、衛生和社會事務部的一個醫療小組于2002年1月8日對當地居民健康狀況開展評估。18名醫師參與了篩查工作，對受輻照后可能出現的早期和晚期健康后果、以及最近嚴重輻射事故中所觀察到的損傷類型以及其管理情況做了兩次簡要介紹。在討論了這些發現后，對當地居民中可能的受照人員進行了醫學檢查，以消除焦慮和恐慌。在300名篩查居民中，未發現因輻射導致的健康影響。

IAEA輻射事故專家特派團在第一次任務匯報中指出了格魯吉亞當局的職責。職責主要包括：迫切需要安全地確定放射源的位置；制定和啟動回收放射源計劃，并在若干組織的參與下提供后勤保障支持，其中包括運輸、安全保衛和鉛制屏蔽容器的制備；選擇調查和人員監測設備；選拔和培訓有關工作人員；在當地開展模擬回收放射源(假密封源)的實踐操作培訓；放射源的運輸和貯存；為3名受照患者提供醫療援助。

2.2.2 IAEA第二次調查任務的結果

(1)患者

IAEA特派團非常贊成當地醫生的意見，認為兩名最嚴重受傷的患者A和B迫切需要轉移到國外專科醫院治療急性放射病；同時還建議IAEA為患者到國外接受電離輻射損傷的專門治療提供幫助和便利。

(2)回收放射源的操作

格魯吉亞物理研究所專家與環境保護部、自然資源部工作人員共同制定回收放射源的計劃。該計劃旨在有限的財力和技術資源情況下安全地回收放射源,主要內容包括：建造一個厚27 cm，高90 cm，重5.5t鉛制放射源運輸和貯存容器以屏蔽射線；制造特殊的遠程鋼制搬運工具和鉗子用于回收放射源；改裝舊軍用卡車用于運輸鉛制放射源運輸容器；培訓參與回收放射源操作的26名DESCD工作人員，同時確保其個人有效劑量遠低于國際標準限值；2天的食物供應，12輛車的燃料(7輛汽車，3輛卡車，1輛公共汽車和1臺推土機),約50人的住宿等后勤保障。

IAEA提供了熱釋光個人劑量計，確保準備和回收放射源的操作符合國際輻射安全標準和良好實踐要求。

因當地和國際媒體對格魯吉亞90Sr放射性同位素熱源輻射事件表現出極大的興趣和關注,IAEA參與處理媒體咨詢事務。應格魯吉亞當局(格魯吉亞環境保護、自然資源部和內政部)的要求，IAEA輻射防護專家特派團的領導參加了幾次媒體新聞發布會，旨在協助格魯吉亞當局客觀、公正地向公眾提供有關該事件的信息。

3 放射源的回收

為了確保放射源回收工作的安全和有序開展，并從中吸取經驗教訓。在IAEA特派團的指導和監督下，格魯吉亞當局開展了放射源狀態的初步評估，制定回收放射源操作計劃，現場執行回收放射源操作任務，獲取回收操作經驗反饋等工作。

3.1 放射源狀態初步評估

放射源位于一個貧瘠，無人居住離利亞村(Lia)28km山區的土路旁。浮特斯克候里村(Photskhoetseri)是距離放射源位置最近的村莊和住宅區。該村位于恩古利(Engury)水電站大壩下方，從村莊沿泥土路到放射源位置的路程約18km，直線距離僅4km～5km。山脊，高海拔的水壩和水庫,將浮特斯克候里村(Photskhoetseri)和放射源位置分隔開。

通往放射源的土路主要由當地居民和伐木工人使用。只有熟悉道路且經驗豐富的司機才有可能勝任在彎曲,狹窄,陡峭的土路上駕駛車輛。例如：擁有大功率,強動力、三軸越野車輛的伐木工。受山體滑坡影響，距放射源位置最后400m土路完全無法通行。

2001年12月23日，因幾乎無法通行的道路和惡劣的氣象條件，格魯吉亞當局第一次嘗試確定放射源的確切位置并檢查源的狀況，失敗。2001年12月29日的第二次嘗試取得了成功。一支由來自格魯吉亞物理研究所、DESCD和NRSS的專家組成的團隊到達了該地區，并確定了放射源的確切位置。該團隊核實了放射源的狀況，開展了必要的測量，拍攝照片和錄制視頻。

放射源位于泥濘的道路之外，被一堆巖石和泥土堆分隔開。放射源位置如圖2所示。由于巖石和泥土部分屏蔽了泥土道路側的射線，即使在靠近放射源的情況下，在土路上測量的劑量率也不是很高。例如，靠近放射源，位于屏蔽土路的另一側，距離輻射源大約5m處，劑量率為1.3mSv·h-1(圖2中9位置處)。對于沒有屏蔽的位置，劑量率約為80mSv·h-1(圖2中8位置處)。巖石和泥土堆提供的屏蔽，可使回收隊伍擁有更多的時間開展修整道路、把裝有屏蔽容器的車輛停放在便于安放回收設備和較低輻射劑量水平位置、安放長柄機械手等準備工作。

圖2 放射源位置與車輛停放示意圖Fig.2 Location of the vehicle and radioactive sources

因附近居民區距離放射源很遠，放射源對當地居民不產生危險。而且，RHS使用了“由不銹鋼制成的雙層膠囊密封的超級耐磨陶瓷”進行了特殊制造。這種不銹鋼耐任何腐蝕性物質，實際上排除了產生放射性或有毒污染環境危險的可能性。因此，格魯吉亞當局并無迅速回收放射源的迫切需要；若在放射源附近標記了電離輻射高劑量率的警戒地區，且告知了當地居民，則可將回收放射源行動推遲到2002年的春季或夏季之前。然而，考慮目前特斯倫察倫吉卡(Tsalenjhikha)地區公眾對放射源的關注和恐懼情緒在逐漸增加，需加快回收放射源的工作進度。盡管道路不通，氣象條件差，仍決定盡快開展回收放射源作業，以消除對公眾潛在影響。

3.2 回收放射源操作計劃

3.2.1 負責回收放射源操作的組織

根據格魯吉亞國家法律規定，負責開展回收放射源行動的主要組織是DESCD和NRSS[12]。它們負責制定回收計劃，建立和培訓回收小組，并將盛裝放射源的鉛制運輸容器安全運輸到貯存設施。NRSS負責建造屏蔽容器，分發特殊設備(長柄機械手)，安全貯存容器，以及回收放射源操作期間個人劑量和劑量水平的監測。NRSS還負責(與勞動，衛生和社會事務部一起)在回收前后對回收小組成員開展一次醫學調查；與回收小組成員簽訂特殊勞動協議；對費用支出進行核算,并提供信息給政府、非政府機構和公眾。

DESCD和NRSS負責選擇培訓地點和提供運輸保障，選擇將放射源運輸容器運送到貯存設施的公路運輸方式，并選聘參與回收放射源操作的人員。格魯吉亞總統在孟格利那-高斯瓦涅季地區(Mengrelia-High Svaneti region)的事務代表，負責修通從恩古利(Enguri)大壩到放射源位置的泥土、沙石道路。格魯吉亞國家預算資金為由環境保護和自然資源部制定的一項旨在保護格魯吉亞人民免受電離輻射的有害影響的放射源回收計劃，提供了財政資助。

3.2.2 回收放射源操作策略與技巧

放射源所在地區氣象條件差，劑量率測量值高的特點，給回收操作增加了困難。考慮到受高劑量率照射的可能性(距每枚裸露的放射源1m處劑量率約為1Sv·h-1)，每名回收隊員對放射源操作的時間不得超過2min。允許隊員們在放射源附近(20m)停留幾分鐘。因此，需組建一支20-25人的回收放射源團隊。每名隊員操作過程中受照的最大劑量限制值為20mSv。根據合理可行盡量低的最優化原則(As Low As Reasonably Achievable，簡稱ALARA)，在培訓期間特別強調了每名小組成員都應盡可能遠離放射源操作，并在最短的時間內完成操作任務。

3.2.3 回收放射源操作的準備工作

在開展回收放射源行動之前，必須開展以下準備工作：

(1)制造一個鉛制屏蔽容器，以容納和運輸放射源。其中一枚放射源頂部含有一蘑菇狀的帽子，可能裝有一塊鎢材質保護板。另一枚放射源的金屬外殼切成了兩塊，原來放有一塊鎢材質保護板。后一枚放射源的最大尺寸大約為30cm。因此，容器內筒的直徑要求大于30cm。該容器的屏蔽功能應確保其表面的劑量率低于國際核安全法規中關于放射源運輸容器所允許的最大劑量率限值。因此，一個質量約為5.5t，厚25cm鉛制屏蔽層的容器制造完成，如圖3所示。

圖3 運輸放射源的屏蔽容器Fig.3 Shielding container for transporting the radioactive sources

(2)設計，制造和測試用于回收放射源的特殊操縱設備和工具(長柄機械手)(如圖4所示)[13]。制作一個兩側各帶有一個鐵把手柄的手抬式鉛皮桶，以確保操作人員距容器的距離接近2m，并方便把放射源裝入鉛屏蔽容器的移動工作(如圖5所示)。

(3)對回收小組成員開展醫學調查。

(4)對回收小組的訓練在類似于野外實地操作過程的條件下進行的。

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

圖5 轉移放射源特殊機械手(手抬式長柄鉛皮桶)Fig.5 Special manipulator for carrying the radioactive sources during the recovery operation

(5)安排好回收操作期間回收小組成員的個人劑量監測。

(6)制定了回收小組活動的詳細計劃，以確定救援小組成員在距離放射源不同距離處的操作時間，停留時間和位置。根據格魯吉亞緊急時期的規定，將職業工作人員的有效劑量限值(在緊急情況下和清理過程中一次可以受照20 mSv)作為建立和確定救援隊成員所允許的最大劑量的基礎。為慎重起見，確保工作人員有效劑量保持在劑量限值以下，決定任何個體所受照的最大劑量不超過10 mSv。

(7)回收作業完成后，對放射源所在區域開展電離輻射水平監測，確認成功完成了回收放射源作業。

(8)通往放射源的道路已經修好，使裝載鉛屏蔽容器的車輛能夠停放在離放射源40m～50m遠處。

(9)為放射源運輸容器準備了專用運輸工具。選中一輛三車橋(車軸)越野車，運輸容器的固定方式使其能夠承受從浮特斯克候里(Photskhoetseri)村到放射源道路上行駛時遇到任何強度的撞擊和突然移動。

(10)安排好回收小組在回收操作期間一天的住宿。

(11)安排好放射源安全轉運到貯存設施的特別交通護送。

3.2.4 運輸放射源

為確保回收后放射源的安全運輸，制定了以下要求：將放射源放入已安全地固定在車輛尾部的鉛制運輸容器內；裝有放射源運輸容器的車輛由警車全程護送；放射源運輸車輛的最高時速為50km·h-1(未裝載放射源)和30km·h-1(裝載放射源)；在裝載放射源運輸容器車輛經過前,使用推土機，拖拉機和專用機械清整理山區道路。

DESCD和NRSS負責將放射源安全運輸到貯存設施。DESCD負責選擇交通工具和技術安排。DESCD領導人負責安排回收放射源小組成員的培訓。

3.2.5 回收放射源隊伍與職責分工

回收放射源操作需要有足夠資格和技能的團隊成員。格魯吉亞當局決定派遣24人參加回收放射源操作。團隊每名成員都承擔確切的任務；還決定組建一支后備隊，以備增援之用。總計41人接受了回收放射源操作培訓。培訓目標包括：提高回收小組成員的操作技能；確保回收小組承擔的任務保持協調一致；對回收小組成員熟練地使用長柄工具進行訓練；獲得經驗反饋，以提高回收操作的有效性，并酌情對放射源回收計劃做出必要修改和調整。

回收小組的核心成員系已具備豐富電離輻射操作實踐經驗的NRSS成員。指派NRSS領導人為回收團隊的負責人。NRSS領導人負責建造鉛制屏蔽容器和所有操作設備。NRSS和DESCD副主管負責開展培訓[14]。NRSS領導人負責核與輻射活動的庫存、控制、監管和輻射監測，并從回收小組成員那里獲得個人經驗反饋。DESCD和NRSS的會計負責與回收隊員的談判和簽訂勞動協議。格魯吉亞物理研究所輻射安全部門和國家腫瘤中心劑量評估部門的領導人負責個人劑量監測。物理研究所副所長，應用研究中心主任，輻射安全部負責人作為執行回收放射源操作的技術顧問。

3.2.6 回收放射源操作時間表

開展放射源回收作業的時間取決于道路和氣象條件、技術設備的準備、運輸方式三個因素。

3.2.7 部署回收放射源操作團隊和資源

回收放射源操作的前一天，將回收小組部署在祖格迪迪市(Zugdidi)。所有運輸工具和方式在德加里鎮(Djvari)準備就緒。

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日進行。格魯吉亞當局為籌備和執行回收放射源行動舉行了一系列培訓班。本次回收放射源操作在路況差和氣象條件惡劣的情況下開展。車輛從浮特斯克候里(Photskhoetseri)村到放射源位置的18km崎嶇山路耗費了3.5h，因積雪覆蓋了大部分道路，只有當地政府提供的機動車才能安全、穩定地在山路上通行。

到達現場后，準備工作和初步測量需要30min。回收工作(將放射源轉移到道路上，并將其裝入已固定在卡車尾部的鉛屏蔽容器內)在20min內完成。準備返回浮特斯克候里(Photskhoetseri)村耗費30min，行駛時間為3.5 h。在放射學研究所、格魯吉亞農業科學院和其他有關部門的幫助下，NRSS、DESCD和物理研究所負責開展放射性源的回收工作，并將其運送到安全貯存地點。

在回收放射源操作期間，采取下列步驟:(1)將鉛制放射源運輸容器安裝、固定在車輛尾部；(2)回收小組的2名成員站在車輛兩側安放的簡易活動式板梯(簡稱板梯)上；(3)把回收團隊分為2個小組，第一組通過監測距離輻射源20m區域劑量率對放射放射源進行定位，第二組在遠離放射源位置的安全距離之外待命；(4)2名回收小組成員把長柄機械手放置在放射源位置附近；(5)1名回收小組成員負責清除放射源周圍的雜草、小樹、泥土、亂石等障礙物；(6)1名回收小組成員利用長柄機械手，通過鈀、夾、拖等操作方式將1枚放射源放入手抬式長柄鉛皮桶內；(7) 2名回收小組成員把盛裝放射源的手抬式鉛皮桶轉移到卡車旁，交給站板梯上的交接人員；(8)站在板梯上的2名回收小組成員接過裝有放射源的手抬式鉛皮桶，并將放射源倒入固定在卡車尾部的鉛制運輸容器內，如圖6所示；(9)若回收小組成員在規定時間內無法完成其操作任務(如受劑量限值的影響)時，替補人員已準備就緒；(10)回收小組的后半部分成員對第2枚放射源開展同樣的操作；(11)1人負責對回收小組所有成員進行個人劑量監測與控制，并記錄劑量；(12)2名回收小組成員開展劑量率監測；(13)所有回收放射源操作均由1名指派命令的工作人員，給出開始或停止作業聲音信號。每名操作人員在每一項活動開始后的40s，將收到的一個停止作業的聲音信號。此信號代表回收放射源的操作將由下一名操作人員交接替換和接續完成。

IEAE使用熱釋光個人劑量計，NRSS使用兩種電子劑量計作為個人劑量計測量和收集數據。表4列出了參與回收放射源操作人員所受照的當量劑量。

圖6 放射源由鉛皮桶轉移至鉛制運輸容器示意圖Fig.6 Diagram of a radioactive source transferred from a lead barrel to a lead transport container

表4 參與回收放射源操作人員的當量劑量

以放射源位置測量值為基礎對放射源活度進行了計算。2枚放射源彼此相距幾厘米。總劑量率的測量點位于距放射源2m處。劑量率測量采用美國堪培拉公司生產的Radiagem型便攜式劑量檢測儀。距離測量工具為直線型硬棒，起點為2枚放射源之間的中點，終點為固定在硬棒末端且經過校準后的劑量檢測儀。 測量結果顯示，距放射源2m處平均劑量率為300mSv·h-1。根據第一次(2001年12月29日)監測地點的測量結果，距放射源1.5m處劑量率為150 mSv·h-1，明顯低于最近一次的測量結果。這是由于第一次測量使用的探測器被放射源所處位置的巖石所屏蔽造成的。用d(R)表示在距離R(m)處的劑量率(mSv·h-1)，則2m處劑量率(測量值)：

d(2.00)≈300mSv·h-1

(1)

假定此劑量率的一半來自一枚放射源，根據點狀放射源產生的劑量率與距離平方成反比例關系，可以估計距放射源1m處，由一枚源產生的劑量率(計算值)：

(2)

該實驗值小于放射源出廠證書中給出的劑量率:

d0(1.00)=100R/h=1000mSv·h-1

(3)

在將放射源放入到運輸容器中之后，在敞開容器的頂部測量劑量率。考慮到容器的尺寸，放射源到探測器距離的估計值為50cm～55cm。 此距離值取決于容器內放射源的位置。

容器頂部的劑量率測量值是：

d(0.50-0.55)≈4.6Sv·h-1

(4)

假設此劑量率值的一半來自其中一枚位于平均距離52cm處的放射源，可估計距離此枚放射源1m處的劑量率值為:

(5)

該值也小于放射源出廠說明書中的數值，但與以1m處劑量率測量值為基礎的計算值非常接近(見方程(2))。

將放射源移至泥土路后，距放射源不同距離處的劑量率測量值列于表5中。表5中劑量率值系使用斯蒂芬6000型劑量計在距放射源約25m、35m和45m處的讀數。距離測量值采用步行計數方法獲得，真實值與表4中的值可能存在一定差距。為了便于比較，根據放射源出廠證書中提的數據,計算了距放射源相同距離處的劑量率。

表5 兩枚放射源劑量率測量值

顯然，放射源活度小于證書中標注的出廠活度，但劑量率接近于先前測量的結果(見公式5)。劑量率的不同可能是由于放射源頂部鎢材質圓盤造成的。根據源證書，該鎢圓盤固定在圓柱形放射源的頂部，如圖7所示。劑量率取決于放射源到探測器的方向，這是形成劑量率差異的原因。但是，放射源沒有鎢盤。首先，根據操作人員估計，包括鎢盤在內放射源總質量不超過10kg。2枚放射源質量約為20kg。其次，錄像顯示第二枚放射源上部蘑菇狀帽子是空的。這表明鎢盤已移除，因此，可排除電離輻射各向異性的可能，即電離輻射水平沿各個方向上幾乎相等。

圖7 有和無鎢蓋子的放射源Fig.7 Radioactive sources with and without the tungsten plate

劑量率的差異可能是因為在道路上測量了第一枚放射源劑量率時，第二枚放射源位于后面，影響了第一枚放射源的劑量率。當2枚放射源位于原來的位置時，道路被一大堆泥土和亂石擋住了。因此，在距離放射源40m～45m的地方，劑量率約為50mSv·h-1。當第一枚放射源的劑量率在距道路45m處測量時，第二枚放射源對總劑量率的貢獻至少為25mSv·h-1(約占實際測量劑量率的8%)。還應考慮到，在泥土路上的輻射屏蔽水平隨地形發生變化。圖2是部分道路的簡化圖，標注了放射源、車輛、巖石、土堆的位置和劑量率。

隨后更精確地測量了第二枚放射源的劑量率。因第一枚放射源已回收到卡車尾部的鉛制運輸容器內，處于屏蔽狀態，不會影響第二枚放射源的測量結果。放射源測量活度比源出廠證書上提供的數據少了約40%。源活度的減少是由放射性核素的衰變造成的。此枚RHS生產于1983年，90Sr核素的半衰期為28年。 經過19年衰變后，放射源活度應該是出廠時初始活度的0.519/28。 這相當于距離放射源1m處的劑量率為0.62Sv·h-1(即具有19年年齡放射源的劑量率)。這一估計值與測量結果吻合較好。

運輸放射源的鉛制容器蓋子由四部分組成。如圖3所示。 其中前三個部件為5 cm厚鉛蓋，位于容器的圓柱筒中央，第四部分為10cm厚鉛盤，蓋在容器頂部。考慮到蓋子重量，為便于搬運，將運輸放射源容器鉛蓋設計成四件。若蓋子是一體式的，其重量將會超過350kg。

將放射源置于運輸容器中后，敞口容器頂部的劑量率為4.6Sv·h-1。蓋上第一、二、三個鉛蓋后，同一點的劑量率分別下降到60 mSv·h-1、3.5mSv·h-1和500uSv·h-1。放置第四個鉛蓋后，劑量率下降到12uSv·h-1-14uSv·h-1。此值是放射源運輸容器的允許限值。第一個鉛蓋子將劑量率降低了75倍以上。90Sr放射源產生輻射光譜中很大一部分來源于軟(低能)X射線，其吸收系數比高能γ射線大得多。第二、三和四個蓋子分別將劑量率降低了17、7和40倍。容器外表面劑量率小于1uSv·h-1，接近天然本底輻射水平。容器頂部較高的劑量率是由于前三個鉛制圓盤和內圓筒形鉛制運輸容器之間存在間隙造成的。射線通過散射到達最后一個蓋子。

3.4 從回收操作中反饋的經驗

鉛制放射源運輸容器的蓋子結構應設計成，在操作人員無需太靠近敞開的容器和內部放射源時，由2名操作人員依靠手抬長桿可實現打開和關閉。當運輸容器處于水平位置時，如圖8(1)所示，這很容易實現打開和關閉。但是，位于野外回收地點的鉛制運輸容器一般不可能完全放置于水平面上。這給打開，尤其是關閉容器造成了困難。當蓋子置于靠近容器口上方位置處，還需增派第3名操作人員靠近鉛制運輸容器，手工操作改變蓋子的方向才能關閉，如圖8(2)所示。這導致了操作人員受照時間和劑量的顯著增加。為了改進和優化容器，將蓋子設計成具有2個固定拉環的結構，如圖8(3)所示。2名操作人員在距放射源較遠處，通過1人抬高些，另1人抬低些，更容易利用抬桿來改變蓋子的傾斜角度，達到關閉鉛蓋的目的。

圖8 鉛制放射源運輸容器及蓋子的不同相對方向Fig.8 Different relative orientations of the lead container and its lid

為了防止或減少公眾的關注，帶有放射源運輸容器的車輛在往返地點的行程中覆蓋篷布隱藏車內物品。在回收放射源操作期間，因天氣惡化并開始下雨，沒有足夠時間移除車輛篷布。將放射源放入車尾鉛制運輸容器后，產生了意料之外的監測結果，即車內外的劑量率較高。這是由防水篷布對射線的反射和散射輻射造成的，如圖9所示。在劑量率增加的情況下，開展了閉合運輸容器鉛蓋的操作。

若事先除去防水篷布，可以避免出現此情況。帶有長手柄(長度超過2m)的操作機械手和工具，對于夾起、鈀動，拖動放射源等操作非常簡單、方便和舒適。放射源質量大(10 kg)的特點決定了，1名操作人員很難借助于長柄工具將放射源提起并轉移到位于車箱尾部的鉛制屏蔽容器。為了舉起放射源，將放射源從地面位置轉移到車尾鉛制運輸容器內，使用了一個在兩側安裝了剛性手柄的手抬式放射源盛裝鉛皮桶(如圖5所示)。

圖9 裝有放射源的敞口容器位于車箱尾部Fig.9 The open container on the vehicle with the radioactive source注：1-卡車車箱；2-90Sr放射源；3- X射線束；4-反射線；5-散射線；6-卡車篷布；7-鉛制運輸容器；8-車橋

4 生物學劑量

采用常規細胞遺傳學分析和熒光原位雜交染色體易位分析方法對患者開展了生物學劑量測定工作。

4.1 常規細胞遺傳學分析

將A，B和C患者所采集血樣，于2002年1月23日送到法國核安全與輻射防護研究所(Institute for Radiological Protection and Nuclear Safety，簡稱IRSN)開展常規細胞遺傳學分析[15]。血液樣品于2002年1月24日抵達IRSN，并在當天中午12:00培養樣本，并按照標準程序于次日獲取分析結果。

4.1.1 技術方面

兩名細胞遺傳學家僅在細胞第一次分裂的完整中期觀察到非穩定性染色體畸變。 根據實驗室的質量保證大綱，至少有兩名技術人員檢查每組雙著絲粒染色體。

4.1.2 結果

開展染色體畸變泊松分布試驗。根據偏差分布方差比的平均值，對其進行了擴展U檢驗，量化了偏離泊松定律的偏差。當U檢驗水平超過2時，認為外照射是不均勻的。將其應用于表6中提供的結果，可以得出結論，患者C呈均勻照射的狀況。結果顯示患者A和B，照射明顯不均勻，身體局部可能受到大劑量照射。

表6 假定短暫和非均勻的照射，使用IRSN γ校正曲線(60Co，0.5Gy·min-1劑量率)根據雙著絲粒體產額估算的劑量和根據DOLPHIN和QDR模型校正計算的劑量

為開展劑量評估，使用由60Co γ射線在體外照射的血液淋巴細胞中得到的染色體畸變擬合劑量效應關系，得到劑量率為0.5Gy·min-1。劑量效應曲線：

Y=0.0008+0.0374D+0.0549D2

(6)

公式中Y是雙著絲粒體產額，D是吸收劑量，表6提供了全身劑量估算值。

假設3名患者受到急性相對不均勻的外照射，可以檢查Dolphin和品質值(Qdr)模型，以修正患者身體局部受照初始劑量的估計值。IRSN從格魯吉亞細胞遺傳學實驗室獲得關于雙著絲粒體產額和細胞數量的近似數據。采用Dolphin方法計算相關劑量。 表7結果顯示IRSN和格魯吉亞細胞遺傳學實驗室獲得的結果之間吻合較好。

表7 從格魯吉亞細胞遺傳學實驗室獲得的細胞遺傳學數據摘要

4.2 熒光原位雜交染色體易位分析

4.2.1 技術方面

IRSN采用熒光原位雜交(FISH)涂染技術，在“用于進行雙著絲粒分析相同的血液樣品”的外周血淋巴細胞中，開展染色體易位分析[16]。 實驗室使用的DNA探針混合物，對約占整個基因組20%份額的染色體2,4和12是特異性的。

IRSN使用的兩個劑量效應關系是從血液樣品的總易位和相互易位分析中獲得的。兩種血液樣品均在60Co源產生0.5Gy·min-1的劑量場中受體外γ射線照射。為了擬合這些參考曲線，排除了分析淋巴細胞中所有可見的帶有熒光復合體交換或熒光不穩定染色體畸變的細胞。

4.2.2 結果

表8列出了3名患者的穩定染色體畸變分析結果。其中包括細胞計數，復雜交換和易位數目，相關劑量估算以及95%置信區間的數據。表7結果顯示在A和B患者中，含復雜交換的細胞比例非常大(患者A和B均為0.09，而C患者為0.003)。放射源的幾何形狀、活度、能譜等，可能是導致這些高度受損細胞存在的原因。根據3名患者染色體相互易位率估算的劑量值，與根據總易位率估算的劑量值相一致。

由最小外照射個體(患者C)染色體易位估算的劑量值，明顯高于由雙著絲粒體產額估算的劑量值，與基于易位獲得的劑量值相比，相差30%。這種差異存在的原因是，染色體易位分析工作與患者受照之間存在一個月的時間延遲，可能已出現了淋巴細胞減少情況。然而，與從雙著絲粒體產額估算的劑量相比，似乎低估了從更多受照個體(患者A和B)染色體易位產額估計的劑量值。患者A和B染色體復雜交換數量高是產生低估的原因。對于染色體復雜交換數量較高的患者A，當攜帶復雜交換的細胞加入到總易位率，劑量估算值從2.5 Gy增加到2.9Gy。這與從雙著絲粒體產額估計的3.1Gy相一致。

表8 對3名患者染色體相互易位和總易位分析結果

4.3 當地居民的監測

格魯吉亞細胞遺傳實驗室進行的當地居民的監測結果顯示，居住在附近的25個居民點的可能接觸到放射源居民的染色體畸變，未見顯著增加。

4.4 生物劑量學結論

細胞遺傳學數據——即從3名患者的外周血淋巴細胞中獲得的不穩定和穩定染色體畸變的產額表明，受照劑量最大的是患者B，其次是患者A和C。另外，從染色體易位估算的劑量值與雙著絲粒產額估算的劑量值非常接近。在這種急性非均勻照射情況下，與臨床數據相比，從Dolphin和Qdr模型中得到的局部受照劑量校正的平均值，與從細胞遺傳學數據中獲得的劑量值不相一致。

這是IRSN首次獲知，在超劑量意外照射情況下，細胞復雜交換的參與，可顯著地改變從易位數據獲得的結果。對這一發現的進一步研究，將有助于提高對復雜交換的形成機制，以及其它意外超劑量照射事故細胞分析的認識和了解。

5 結論

對輻射事故的回顧與總結是一種操作實踐經驗的反饋，旨在減少將來發生類似輻射事故的可能性，一旦發生輻射事故時采取適當的應急措施以減輕輻射事故后果。

在有關國家、地區和地方組織的支持下，在輻射防護專業經驗和知識相結合的國際援助下，對2001年格魯吉亞90Sr放射性同位素熱源輻射事故受照者的醫療管理和放射源回收工作是合適、充分、有保障的。此次輻射事故的經驗表明，需要通過國家級培訓講習班的形式向全科醫師普及、傳授有關基本放射生物學，相關臨床癥狀和對受電離輻射超劑量照射人員的醫療管理方面的知識。由全科醫生和核(輻射)安全監管當局保存一份專門研究電離輻射損傷的醫生名冊，以供參考。這些醫生的技能特長應包括皮膚輻射綜合癥(CRS)、急性放射病(ARS)和類似輻射損傷的診斷與治療。

在本次輻射事故中，IAEA根據《援助公約》向會員國提供援助，以應對輻射緊急情況。在《援助公約》的框架內，國際原子能機構于2000年建立了應急響應網絡(Response and Assistance Network簡稱ERNET)，并于2010年改名為響應和援助網絡(Response and Assistance Network 簡稱RANET)。IAEA的RANET是一個綜合系統，用于協調國際援助，以盡量減少核與輻射事故或緊急事件對健康，環境和財產的實際或潛在放射性后果。《援助公約》的成員國、其主管當局、國際組織、技術專家和原子能機構秘書處，通過該系統可以有效地在《援助公約》框架內，對輻射事件或應急情況做出響應、協調，或向請求國(核與輻射事故的發生國)提供建議、援助，以減輕事故影響[17]。

事故的主要原因是：格魯吉亞90Sr放射性同位素熱電發生器(RTG)缺乏有效監管，未能及時將長期閑置的RTG拆除并把RHS安全送貯，擅自遺棄；此外，放射源上未貼上明顯電離輻射或電離輻射警告標志，用當地語言文字標明其潛在的電離輻射危害。放射源標簽和電離輻射警告標志必須統一且符合《基本電離輻射符號ISO 361：1975》和《電離輻射符號補充ISO 21482：2007》國際標準[18]。