加強廢棄放射源收貯，做好劑量防護與控制，確保輻射環境安全

董濤 王建超 陳杰

摘要：本文通過從廢棄放射源的危害、產生途徑及其特點，收貯過程中工作人員受照因素，劑量防護與控制方法進行了簡述，同時對新疆2009—2018年所收貯廢棄放射源數量、出廠總活度及工作人員個人劑量監測結果進行數據列舉，為廢棄放射源收貯工作提供了一個參考依據。

關鍵詞：廢棄放射源;收貯;劑量控制

中圖分類號：X34 文獻標識碼：A 文章編號：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 廢棄放射源產生的途徑

在我國廢源產生的途徑有很多[1]，新疆主要有以下幾種：大多數放射源因長時間的使用自身衰變的原因導致活度降低而不能滿足使用要求而廢棄，如：工業探傷、輻照加工、中子測井等活動所使用的放射源源;由于科技的高速發展，技術的不斷更新，很多使用高毒性的放射源都被一些毒性小、價格低的放射源而取代，最常見的就是鐳源在核技術應用中正逐步被淘汰;由于設備使用過程損壞，導致放射源不能正常工作而廢棄;因業務變更、企業關停并轉等原因產生廢源。

2 廢源收貯過程人員受照劑量因素

2.1 外照射因素

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

2.2 潛在的內照射

針對大部分破損源，存在泄露到空氣里的風險，以及鐳源衰變過程中產生的氡及其子體容易由呼吸道、皮膚或是傷口進入工作人員體內形成內照射。

3 廢源收貯劑量約束值及防護

3.1 劑量約束值

劑量限值是指在正常情況下，為了保護公眾和工作人員而制定的防護水平，是不可接受的劑量范圍下限值，一旦超過這個值有可能會對人產生一定的輻射危害。劑量約束值是指對輻射源可能造成的個人劑量預先確定的一種限制，劑量約束值很好的保護了公眾及工作人員的健康，這個值是建立在劑量限制上的。《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB18871-2002）中給出了從事放射性相關的工作人員所能受的劑量約束值為：年平均有效劑量不應超過20mSv，任何一年內不得超過50mSv。在這個劑量限值的前提下，再根據工作時間、工作崗位、現場情況等進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5mSv，這樣的劑量約束值能更好的保護工作人員健康。

3.2 劑量防護

根據輻射防護三原則，降低劑量約束值最好的方法就是進行防護。輻射的防護主要三個方法：一是源項，降低源的活度，這個在放射性廢源收貯過程中是無法實現的;二是距離，輻射劑量的大小與距離遠近是成反比的，距離越大受照劑量越小，所以在工作過程中盡可能與廢源保持一個最優的距離;三是時間，輻射劑量的大小與照射時間是成正比的[2]，照射的時間越長劑量越大。

4 廢源收貯劑量防護與控制

4.1 廢源收貯過程劑量防護與控制

4.1.1 一般廢源收貯

針對一般廢源收貯，應在收貯全過程中嚴格遵守時間防護、距離防護、屏蔽物質防護的原則，并盡可能避免放射性物質進入人體造成內照射。

4.1.2 破損廢源的收貯

破損放射源在收貯時存在以下兩類情況：

外包裝損壞的;射線孔未關閉的。

4.1.3 未知活度廢源收貯

放射源的活度確定：對于未知其活度的放射源，在實際收貯中存在較多，需要進行全面的監測進行確認。首先確定源罐內廢放射源活度，通過反推法加以確定[3]，方法如下：

首先根據罐壁厚度測量，求知半值層數：

（公式4.1）

其中：n，半值層數;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：

K=2n （公式4.2）

其中 ：K，屏蔽倍數 ;n，半值層數。兩者的關系為 ：

半值層數n 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10

屏蔽倍數K 2 4 8 16 32 64 128 256 512 1024

根據測值和屏蔽倍數計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 ;D，源罐外監測值 m G y/h。

求得罐內廢放射源活度，根據點源的距離衰減公式：

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 ;

將以上公式進行簡化，如將60Co和137Cs的Γ值代入會得到簡化式：

（公式4.5）

（公式4.6）

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

通過公式4.5、4.6可以將源的活度計算出來，為工作人員在期工作中提供了一個準確的劑量約束值，以此來保障工作人員的輻射防護，并為劑量計算和控制提供了一個可靠的數據。

5 廢源收貯過程實際劑量結果

筆者將新疆城市放射性廢物庫2009-2018年每年收貯的廢源數量、出廠總活度及兩名工作人員實際個人劑量監測結果統計如下：

通過上表可以看出新疆城市放射性廢物庫通過對廢源收貯過程中加強防護與劑量控制，兩名工作人員十年間吸收累計劑量小于《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB18871-2002）中規定的“從事放射性相關的工作人員年平均有效劑量不應超過20mSv”的要求，取得了較好的劑量控制效果。

6 總結

廢源收貯是一個較為復雜的過程，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在廢源收貯的過程中通過一系列的劑量防護及控制手段，確保了工作的順利完成的同時，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境安全的重要工作，通過本篇文章可以更好地為從事類似工作的人員提供一個較好的參考。

參考文獻

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

[2]時維東.加強閑置放射源管理的建議[J].中國核工業，2005（06）：57-58.

[3]王亞民.廢放射源收貯的現場監測和簡易計算[J].北方環境，2003（01）：66-68.

收稿日期：2019-05-28

作者簡介：董濤（1984-），男，滿族，大學學士，工程師，研究方向為核與輻射安全監管。