在核动力反应堆运行中一个特别重要的问题是它的核辐射安全防护问题。本文则根据过去多年的个人剂量实测结果，就我国核动力堆工作人员职业受照剂量进行了分析，阐明了这类人员的辐射防护状况，并对其职业性剂量作一比较完整的评价。

一 监测方法与结果 1 测量仪器

工作人员受到个人剂量1975~1980年间使用国产LiF-TLD剂量计测量；1981年后使用美国Teiedyne-ISDtpes生产的⁶Li +CaSO₄ (Teflon) n · γ专用剂量计PB₃，它对热中子及γ射线的探测下限分别为0.05 × 10^-5Sv和0.77 × 10^-9 C·kg^-1。为使测量数据准确可靠，对TLD的剂量学性能检验及中子-γ混合照射的刻度方法等都作了相应的研究^[1·2]。

2 剂量计算

工作人员受照剂量的主要参数及计算式如下：

式中：

Ri及R_B分别表示在监测周期内剂量计响应和本底响应；

K_γ是剂量计对γ射线的灵敏度或刻度系数，读数/C·kg^-1;

Cp为照射量与全身平均剂量当量之间的换算系数，Sv/C·kg^-1;

Rn为测量中子剂量计的净中子响应；

Kn为剂量计中子剂量的刻度系数，读数/Sv;

F₁·F₂分别表示TLD在监测周期内由于信息衰退而致的n · γ修正系数。

若全体（或某工种）共N个人员，则集体剂量当量S为：

因此人员的平均剂量当量H是：

如果在监测周期内反应准运行的累计功耗为W，则单位功耗对人员产生的平均剂量h是：

3 实验结果

根据上述公式可计算出人员照剂量的主要参数。表 1列出了个人剂量的实测结果。由表可见，在非事故情况下，人员的常规辐射剂量最高年平均值为2mSv，总年度均值为0.5mSv。其中1977年反应堆维修期所测数据偏高，故不能代表正常运行时全体工作人员的平均剂量。从实测结果看，核动力堆人员职业受照剂量较低，除了因堆检查、保养及修理工作引起的照射剂量相对稍大外，其他工种人员的实际受照剂量水平接近天然本底辐射水平。

4 实测值可靠性检验

通常，环境本底辐射与测量时间（天）成较稳定的线性关系，因此，可将测量结果外推到零点来进行合理性检验。另一方面，PB₃是商品化专用剂量计，可认为其结果是可靠的。本文采用PB₃剂量计对某动力堆进行测量的三次测量值外堆至零点，以检验非统计误差，并与LiF-TLD结果对比。图 1是环境本底辐射与辐照时间的关系，图 2为反应堆工作人员的人均剂量H与堆功率W的关系。直线拟合用y = bo+bx表示。对PB₃的结果，图 1的直线可得bo = 0.89，相关系数r = 0.9941;图 2的直线可得bo = 0.89，r = 0.9936。两图结果表明，bo均在PB₃剂量计的零照射响应范围，且r>0, 99，测量数据是准确的。由图也可看出，LiF-TLD的结果也较好地符合上述线性关系，表明其现场的实测结果是可靠的。

二 剂量分析与评价

对核动力堆工作人员职业性受照剂量评价的基本依据是国家“放射卫生防护基本标准”，其中年剂量限值是个人剂量控制及其评价的重要根据。但本文的目的不是对某些个人作出剂量危害的分析，而是评价核动力堆辐射剂畺的总体安全性。为此，作者根据实际需要并参考有关文献，研究和分析了下列评价参数。

1 剂量评价参数 1 年平均剂量H

根据以往多年实测，工作人员的年剂量是比较低的。H值取决于核动力堆每年运行中的累计功耗（即发电总能量），并与堆型有关。假设每年运行300个满功率·日，H值分别为18、4.5、7, 5和9 mSv，即相当于个人剂量限值的三分之一或更低。若按实际监测剂量水平计算，人员在核动力堆正常工作期间内，累积剂量的平均值约低于20mSv, 少数特殊操作人员有可能达到或接近50mSv, 但多数人实际受到的职业总剂量将不超过10mSv。；

2 单位功耗人均剂量h

核动力装置设计、运行、管理等综合性的辐射防护主要指标之一，是单位发电量或单位能量产生的人均剂量。对核动力堆，本文采用满功率·日（即相当满负荷运行24小时产生的总能量）所造成的人均剂量h作比较。结果表明。h与堆的结构及其防护条件有关。实测的h值在1.7~6.0mSv/满功率·日范围，平均值为3.0mSv/a。图 3为核动力堆单位功耗产生的人均剂量示意曲线。可见，随着反应堆运行经验的増多和防护措施的改善，h值呈逐步下降趋势。这与美国类似堆人员的职业性受照剂量结果相近，即在运行初期有一段相对高峰，而后逐年下降最终趋向平稳。

3 集体剂量S

对核动力装置的一个重要辐射危害评价指标是集体剂量当量S。反应堆的S值主要来自两部分：常规运行和检修。除了停堆大规模的检修或事故修理外，对人员的S值也可由下式估计：

(5)

其中，N为总人数；W是需要作出S计算的时间内堆运行总功率积分（满功率·日）。这一公式为设计单位及管理部门预估辐射危害，评价不同堆型运行设计期限内的辐射剂量以及进行代价利益分析等有应用价值。

4 集体剂量分布比MR

集体剂量分布比是辐射工作单位的个人与集体进行辐射防护剂量观察的指标，它反应了人员的辐射分布及防护状况。MR定义是年个人剂量超过某个限值（例如15mSv)的年集体剂量与总的年集体剂量之比。本文以15mSv作为观察值，以往13年的监测显示，MR接近于0。从防护角度来说，MR越低越好，UNS-CEAR提出的正常范围是0.05~0.5。考虑到我国核动力堆今后发展及实际辐射水平，MR也大致在这一水平。

5 热中子辐射剂量

热中子辐射剂量在核动力堆工作区占有一定比例，监测结果见表 2。值得注意的是，对于受中子照射的部分人员，其热中子剂量份额的平均值较高，这对工作人员的体检尤其是对眼晶体的辐射损伤检查有提示意义。受热中子照射人员，其工作岗位及工种5次测量结果基本一致。

2 健康观察结果与剂量的对应性

在核动力堆运行初期，我们对全体人员进行了连续七年（每年一次）的定期健康观察，以积累小剂量照射对人体作用的资料，并以性别、年龄和环境理化因素相当人员作为对照。结果表明，核动力堆的照射水平，未对工作人员产生明显的影响，这与人员受照剂量较低的估计是一致的。

本工作得到了原子能研究院、复旦大学、辽宁劳动卫生研究所等大力协助，北京放射医学研究所郭勇副研究员对本文提出了修改意见，在此一并致谢