中國核動力院核基地外圍空氣CO2中14C分布特征及所致公眾年有效劑量評價

杜云武，鄧曉欽，王 亮，歐陽均，舒奕嘉

(四川省輻射環境管理監測中心站，成都 610031)

中國核動力研究設計院(核動力院)核基地擁有高通量工程試驗堆(HFETR)、高通量工程試驗堆臨界裝置(HFETRC)、岷江試驗堆(MJTR)等核設施。在研究堆運行過程中，由于中子活化反應[14N(n,p)14C 和17O(n，α)14C]以及235U三元裂變反應，會產生一定量的14C，主要以氣態形式釋放，液態14C占總釋放量的1%。壓水堆向環境釋放的氣態14C化合物中，含碳有機物占主要部分，達到75%～95%，主要成分是甲烷(CH4)和乙烷(C2H6)，有機物化學性質穩定，需要高溫氧化才能轉化為CO2；而以CO2形式排放的14C化合物只占5%～25%[1]。大氣中甲烷(CH4)的壽命約為12 a，大氣中二氧化碳的壽命為50～200 a，大氣中乙烷(C2H6)屬于輕揮發性有機物(VOCs)在短短幾個月內就分解了。氣態有機碳(CH4、C2H6)的分解是一個漫長的過程，分解產物部份為CO2。14C半衰期長達5 730 a，并參與全球碳循環，形成全球彌散。14C是全球集體劑量貢獻核素中的重要核素，是研究堆主要關注的核素之一。

14C主要通過植物光合作用從空氣中14CO2轉移到陸生動植物食品中。14C通過人體呼吸和食入途徑進入人體。核基地周圍公眾受到14C的輻射照射，因此14C的環境輻射影響受到重視，環境中14C的監測是研究堆輻射環境監督監測的重點內容之一，環境中14C所致周圍公眾輻射劑量是研究堆輻射環境影響評價的重點內容之一。

1 監測方法

1.1 監測方案

參照《輻射環境監測技術規范》(HJ/T61—2001)[2]中核設施環境監測方案對空氣14C監測布點原則的要求，空氣采樣點為氣態流出物排放點下風向的環境敏感點和最大落地點。核基地主導風向是SSW，故選取距離核基地5 km范圍內的綜合樓、南壩工會、木城水廠為環境監測點。監測頻次為每季度1次，監測方案詳情列于表1。

表1 核基地周圍環境14C監測方案[2]Tab.1 14C monitoring scheme around the nuclear base[2]

1.2 儀器設備

Quantulus1220超低本底液體閃爍分析儀，出廠指標：14C探測效率>95%(無淬滅校驗源)，本底計數率<10.0 cpm，測量時采用20 mL聚乙烯瓶。

1.3 分析方法

空氣14C監測方法《空氣中14C的取樣與測定方法》(EJ/T 1008—96)。Quantulus1220超低本底液體閃爍分析儀測量樣品的探測效率為20.14%，本底計數率1.133 cpm(每分鐘計數)，樣品計數時間300 min，探測限18.82 mBq/m3。空氣中CO2捕集采用兩級鼓泡吸收瓶，吸收瓶中裝濃度3 mol/L NaOH捕集液200 mL。連接抽氣泵與吸收瓶，調節流量為1 L/min，連續采樣48 h，每次采樣累積體積2～3 m3。采集完畢將捕集液裝入聚乙烯瓶中密封保存。記錄采樣時間、采樣流量和采樣體積。工作標準溶液為14C活度濃度為54.945 Bq/mL的NaCO3溶液。每批樣品制備時同時制備1個本底和1個標準樣品。將捕集液移入容量2 L燒杯中，加入去離子水到1 500 mL，用HCl調節pH至10～11，再緩緩加入飽和CaCl2溶液至CaCO3沉淀完成析出，并靜止過夜。除去上清液，再將CaCO3沉淀過濾。用去離子水和無水乙醇分別清洗沉淀3次后放入烘箱，在110 ℃烘干4 h至恒重。稱取2 g左右CaCO3沉淀物粉末放入20 mL聚乙烯計數瓶中，分別加入14 mL OPTIPHASE ‘HISAFE’3閃爍液和4 mL去離子水，振蕩成均勻懸浮液后制成待測樣品。將測量瓶置于測量儀器中，避光2～3 h后進行測量。

2 監測結果

在核基地周圍采集了空氣中CO2樣品共36個樣，測量結果列于表2。由表2可以看出空氣中14C活度濃度均值為42.1 mBq/m3。空氣中14C的活度濃度隨著距離核基地越遠數值呈下降趨勢，說明核基地產生的氣態14CO2通過核基地125 m高的煙囪向外排放，隨后通過大氣湍流彌散稀釋。

表2 空氣樣品中14C的活度濃度Tab.2 Activity concentration of 14C in air sample

假定綜合樓、南壩工會和木城水廠空氣CO2中14C活度濃度的差值的總體均值μ=0，雙側檢驗顯著度α=0.05。分別對綜合樓、南壩工會和木城水廠空氣CO2中14C活度濃度進行配對t檢驗，樣品數n=12，統計量t計算公式如下：

(1)

配對t檢驗結果列入表3。由表3可以看出綜合樓和南壩工會的統計量t的概率P<0.05，說明綜合樓和南壩工會兩監測點的空氣CO2中14C活度濃度水平有統計學的差異；綜合樓和木城水廠的統計量t的概率P<0.05，說明綜合樓和木城水廠兩個監測點的空氣CO2中14C活度濃度水平也有差異；南壩工會和木城水廠的統計量t的概率P>0.05，說明南壩工會和木城水廠兩監測點的空氣CO2中14C活度濃度水平沒有統計學的差異。

表3 空氣樣品中14C活度濃度t檢驗結果Tab.3 Results of t-test for 14C activity concentrations in air samples

核基地外圍環境空氣CO2中14C活度濃度由高到低的順序為：綜合樓>南壩工會>木城水廠。

核基地核設施運行產生的14CO2通過核基地125 m高的煙囪向外排放，隨后通過大氣運輸彌散逐漸稀釋混合，擴散至2～3 km處空氣中14CO2幾乎混合均勻。

3 公眾所受14C輻射劑量估算

3.1 14C照射途徑和估算參數

由于14C半衰期為5 730 a，其β射線的平均能量為49.5 keV，最大能量為156 keV，射程短，因此不會對人體造成外照射危害。核基地周圍公眾受到周圍環境中14C的照射，根據監督監測內容，僅估算14C通過吸入、食入等途徑對公眾造成的輻射劑量。

采用國際原子能機構(IAEA)推薦的比活度模式進行14C輻射劑量估算。該模式是基于假設受照人體內的14C與穩定碳的濃度比值和大氣中、陸地動植物介質中14C與穩定碳的比值相同。因此，在進行公眾14C輻射劑量估算時，可以根據監測本區域空氣中14C的活度濃度來估算本區域生物樣品等環境介質中的14C活度濃度。

各年齡段人員的呼吸率數據采用ICRP第71號出版物《公眾成員攝入放射性核素的年齡依據劑量(第4部分)：吸入劑量系數》[3]表6中的有關呼吸率數據，具體數據列于表4。

表4 不同年齡組成員的呼吸率典型值[3]Tab.4 Typical respiratory rates of members of different age groups[3]

各年齡段人員的食入量數據采用“輻射防護用參考人”(GBZ/T200.4—2009)[4]中的有關食入食物量數據，具體數據列于表5。假定所有攝入的動植物產品都是核基地本地產的。

表5 不同年齡組成員食入量參考值[4]Tab.5 Reference values of food intake for members of different age groups[4]

目前尚未開展核基地外圍環境動植物樣品中穩定碳濃度或14C的活度濃度的測量工作，評價所有環境各介質中的穩定碳濃度采用IAEA在2009—2010年間測試數據[5-6]，具體數據列于表6。

表6 不同環境介質中穩定碳濃度[5-6]Tab.6 Stable carbon concentrations in different environmental media[5-6]

各年齡段人員攝入單位14C的待積有效劑量數據采用我國國標“電離輻射防護與輻射源安全基本標準”(GB 18871—2002)[7]中的公眾成員吸入或食入單位攝入量所致的待積有效劑量，具體數據列于表7。

表7 公眾成員吸入和食入14C單位攝入量所致的待積有效劑量e(g)[7]Tab.7 Effective dose to be accumulated due to 14C unit intake of inhalation and ingestion by the public[7]

3.2 14C攝入量估算模式

采用IAEA 472號報告中對大氣中14C釋放后動植物產品的轉移研究成果，動植物產品中14C的活度濃度估算公式如下：

(2)

式中，Ci為動、植物產品中14C的活度濃度，Bq/g；Cair為植物生長期相應區域空氣CO2中14C活度濃度，Bq/m3；Si為動、植物中穩定碳的濃度，g(碳)/g；Sair為空氣中穩定碳的濃度，g(碳)/m3。

依據空氣CO2中14C監測數據，公眾通過呼吸14C攝入量計算公式如下：

Ia,inh=CaQa

(3)

式中，Ia,inh為空氣中14C的攝入量，Bq；Ca為空氣CO2中14C的活度濃度，Bq/m3；Qa為空氣的吸入量，m3/a。

公眾因食入食物所攝入的14C攝入量計算公式如下：

If,ing=∑CiQi

(4)

式中，If,ing為食入食物中14C的攝入量，Bq；Ci為食物產品i中14C的活度濃度，Bq/g(鮮重)；Qi為食品i的食入量，g/a(鮮重)。

3.3 待積有效劑量計算模式

人食入和吸入14C受到14C照射總的有效劑量ET計算公式如下：

ET=e(g)ingIing+e(g)inhIinh

(5)

式中，e(g)ing為同一期間內g年齡組食入單位攝入量放射性核素14C后的待積有效劑量，Sv/Bq；e(g)inh為同一期間內g年齡組吸入單位攝入量放射性核素14C后的待積有效劑量，Sv/Bq；Iing為同一期間內食入放射性核素14C的攝入量，Bq；Iinh為同一期間內吸入放射性核素14C的攝入量,Bq。

3.4 攝入量與待積有效劑量

假定所有攝入的動植物產品都是核基地本地產的。核基地周圍5 km范圍綜合樓、南壩工會和木城水廠附近居民點，結合呼吸、食入等途徑的攝入量數據，通過攝入量、劑量估算模式計算，得到核基地附近各采樣點、各年齡組居民14C平均年攝入量和14C致待積有效劑量，結果列于表8。綜合樓附近不同年齡組居民經各種途徑的14C攝入量與待積有效劑量的貢獻份額列于表9。

從表8可以看出，對于核基地5 km范圍內居民來說，離核基地最近的綜合樓附近居民平均每年通過吸入空氣、食入食物途徑的14C攝入量最高，成人、青少年、兒童、幼兒經各途徑的平均年14C攝入量分別為40.55、40.52、29.10、19.80 kBq/a，攝入量順序為成人>青少年>兒童>幼兒。其次是南壩工會附近居民，離核基地越遠14C攝入量越小。與平均年攝入14C量趨勢一樣，所致的待積有效劑量也是離核基地最近的綜合樓附近居民最高，其待積有效劑量順序是成人>兒童>青少年>幼兒，分別為23.31、23.08、22.91、19.44 μSv/a；其減小趨勢也與年攝入量一樣，隨著距離的增加而減小。核基地環評時，確定的正常運行期間總的公眾評價劑量目標值為每年0.25 mSv[8]。核基地14C排放導致的14C年待積有效劑量最大值發生在綜合樓附近居民點的成人組成員，為23.31 μSv/a，約占0.25 mSv[8]的不到9.3%。

表8 居民不同年齡組的14C攝入量和待積有效劑量Tab.8 14C intakes and cumulative effective doses of different age groups

從表9中可以看出，綜合樓附近居民經吸入空氣、食入食物等途徑中以食入食物對14C的攝入量貢獻最大，分別占幼兒、兒童、青少年、成人總攝入量的99.24%、99.11%、99.14%、99.06%。由此導致的年待積有效劑量分別占總劑量的99.99%、99.99%、99.99%、99.99%。但是對各種照射途徑中，除幼兒組成員相反外，其余三組成員均以食入谷物所致的14C待積有效劑量最大，食入蔬菜所致的14C待積有效劑量次之。

表9 各種途徑不同年齡組居民的14C攝入量與待積有效劑量的貢獻份額Tab.9 Fraction of 14C intake and cumulative effective doses of residents in different age groups in various ways

4 結果和討論

基于根據2014—2017年核動力院核基地外圍環境空氣CO2中14C的監督性監測結果，對關鍵居民組各種途徑的待積有效劑量進行了粗略的估算。結果表明：

核基地綜合樓與南壩工會空氣以及綜合樓與木城水廠空氣CO2中14C活度濃度差異有統計學意義；南壩工會與木城水廠空氣CO2中14C活度濃度差異無統計學意義。核基地產生的氣態14C通過125 m高的煙囪排放出來，空氣CO2中14C的活度濃度隨核基地距離增加而減小，以14CO2形態擴散至2～3 km處，基本混合均勻。

核基地外圍環境空氣CO2中14C所致附近居民(兒童、青少年、成人)有效劑量貢獻份額最大的途徑為食入谷物，其次是食入蔬菜，攝入量份額最大的途徑為食入食物。

盡管核基地核設施排放14C，導致環境空氣CO2中14C的活度濃度比本底值高，但是從輻射防護的角度看，由于14C的劑量系數較低，由14C排放導致的內照射劑量很小。核基地附近綜合樓居民點成人組成員所受14C的年待積有效劑量最大，但是也僅只占了核基地總的公眾年劑量目標值0.25 mSv[8]的9.3%。因此，在正常運行情況下，由14C排放導致的環境影響很小。

隨著《輻射環境監測技術規范》(HJ 61—2021)2021年5月1日起正式實施，特別是壓水堆核設施環境質量監測，需要采樣催化氧化方式，對環境空氣中CO2、CO和有機碳(如CH4、C2H6)采樣，以便全面、真實獲取核設施排放累積的環境空氣中14C濃度水平及分布特征，使監測數據更具有代表性、合規性，更利于探索氣態有機碳(C2H4、C2H6)在空氣中的大氣化學行為。