加强废弃放射源收贮，做好剂量防护与控制，确保辐射环境安全
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作者:董涛 王建超 陈杰
摘要：本文通过从废弃放射源的危害、产生途径及其特点，收贮过程中工作人员受照因素，剂量防护与控制方法进行了简述，同时对新疆2009—2018年所收贮废弃放射源数量、出厂总活度及工作人员个人剂量监测结果进行数据列举，为废弃放射源收贮工作提供了一个参考依据。
关键词：废弃放射源;收贮;剂量控制
中图分类号：X34 文献标识码：A 文章编号：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 廢弃放射源产生的途径
在我国废源产生的途径有很多[1]，新疆主要有以下几种：大多数放射源因长时间的使用自身衰变的原因导致活度降低而不能满足使用要求而废弃，如：工业探伤、辐照加工、中子测井等活动所使用的放射源源;由于科技的高速发展，技术的不断更新，很多使用高毒性的放射源都被一些毒性小、价格低的放射源而取代，最常见的就是镭源在核技术应用中正逐步被淘汰;由于设备使用过程损坏，导致放射源不能正常工作而废弃;因业务变更、企业关停并转等原因产生废源。
2 废源收贮过程人员受照剂量因素
2.1 外照射因素
（1）收贮过程中辐射照射;（2）废源入库过程中的本底辐射照射;（3）破损源辐射照射。
2.2 潜在的内照射
针对大部分破损源，存在泄露到空气里的风险，以及镭源衰变过程中产生的氡及其子体容易由呼吸道、皮肤或是伤口进入工作人员体内形成内照射。
3 废源收贮剂量约束值及防护
3.1 剂量约束值
剂量限值是指在正常情况下，为了保护公众和工作人员而制定的防护水平，是不可接受的剂量范围下限值，一旦超过这个值有可能会对人产生一定的辐射危害。剂量约束值是指对辐射源可能造成的个人剂量预先确定的一种限制，剂量约束值很好的保护了公众及工作人员的健康，这个值是建立在剂量限制上的。《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）中给出了从事放射性相关的工作人员所能受的剂量约束值为：年平均有效剂量不应超过20mSv，任何一年内不得超过50mSv。在这个剂量限值的前提下，再根据工作时间、工作岗位、现场情况等进行更加合理的人员分配，将年剂量限制的25%作为剂量约束值，工作人员年有效平均剂量不超过5mSv，这样的剂量约束值能更好的保护工作人员健康。
3.2 剂量防护
根据辐射防护三原则，降低剂量约束值最好的方法就是进行防护。辐射的防护主要三个方法：一是源项，降低源的活度，这个在放射性废源收贮过程中是无法实现的;二是距离，辐射剂量的大小与距离远近是成反比的，距离越大受照剂量越小，所以在工作过程中尽可能与废源保持一个最优的距离;三是时间，辐射剂量的大小与照射时间是成正比的[2]，照射的时间越长剂量越大。
4 废源收贮剂量防护与控制
4.1 废源收贮过程剂量防护与控制
4.1.1 一般废源收贮
针对一般废源收贮，应在收贮全过程中严格遵守时间防护、距离防护、屏蔽物质防护的原则，并尽可能避免放射性物质进入人体造成内照射。
4.1.2 破损废源的收贮
破损放射源在收贮时存在以下两类情况：
外包装损坏的;射线孔未关闭的。
4.1.3 未知活度废源收贮
放射源的活度确定：对于未知其活度的放射源，在实际收贮中存在较多，需要进行全面的监测进行确认。首先确定源罐内废放射源活度，通过反推法加以确定[3]，方法如下： 首先根据罐壁厚度测量，求知半值层数：
（公式4.1）
其中：n，半值层数;R，罐壁厚度cm;半值层厚度cm，60Co为1.2cm，137Cs为0.65cm，192Ir为0.6cm，226Ra为1.66cm[1]。
求出铅罐屏蔽倍数：
K=2n （公式4.2）
其中 ：K，屏蔽倍数 ;n，半值层数。两者的关系为 ：
半值层数n 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
屏蔽倍数K 2 4 8 16 32 64 128 256 512 1024
根据测值和屏蔽倍数计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 ，屏蔽倍数 ;D，源罐外监测值 m G y/h。
求得罐内废放射源活度，根据点源的距离衰减公式：
X=8.69×10-3·A·Γ/R2 （公式4.4）
其中原式 ：A，罐内废放射源活度Ci;X，源罐外未屏蔽的照射率 G y/h ;R，罐壁厚度cm ;
将以上公式进行简化，如将60Co和137Cs的Γ值代入会得到简化式：
（公式4.5）
（公式4.6）
其中：A，罐内废放射源活度改为mCi;X，源罐外未屏蔽的照射率变为 m G y/h ;R，罐壁厚度则为cm。
通过公式4.5、4.6可以将源的活度计算出来，为工作人员在期工作中提供了一个准确的剂量约束值，以此来保障工作人员的辐射防护，并为剂量计算和控制提供了一个可靠的数据。
5 废源收贮过程实际剂量结果
笔者将新疆城市放射性废物库2009-2018年每年收贮的废源数量、出厂总活度及两名工作人员实际个人剂量监测结果统计如下：
通过上表可以看出新疆城市放射性废物库通过对废源收贮过程中加强防护与剂量控制，两名工作人员十年间吸收累计剂量小于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）中规定的“从事放射性相关的工作人员年平均有效剂量不应超过20mSv”的要求，取得了较好的剂量控制效果。
6 总结
废源收贮是一个较为复杂的过程，影响工作人员受到剂量的因素有很多。新疆城市放射性废物库在废源收贮的过程中通过一系列的剂量防护及控制手段，确保了工作的顺利完成的同时，尽可能减少工作人员受照的剂量。
废源的收贮是保证辐射环境安全的重要工作，通过本篇文章可以更好地为从事类似工作的人员提供一个较好的参考。
参考文献
[1]圣锋，林红军，安蛟龙.我国废密封放射源处置现状及建议[J].科技视界，2017（12）：8-9.
[2]時维东.加强闲置放射源管理的建议[J].中国核工业，2005（06）：57-58.
[3]王亚民.废放射源收贮的现场监测和简易计算[J].北方环境，2003（01）：66-68.
收稿日期：2019-05-28
作者简介：董涛（1984-），男，满族，大学学士，工程师，研究方向为核与辐射安全监管。
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