对反应堆工作人员个人剂量进行监测所获得的数据, 是估计人员受照剂量、评价及控制核动力装置造成的辐射危害的基本依据, 因此, 其监测结果应准确可靠。ICRP对个人剂量监测准确度提出的总要求是:测量年度量的不确定性应尽可能降低, 当接近年限值时, 95%置信水平不应超过1.5倍。根据10多年辐射剂量监测的研究, 反应堆工作人员受到的常规辐射剂量水平远低于年剂量限值。但在实际监测中, 由于所测的量有很多不确定因素, 因而就影响了对监测结果的正确评估; 且本研究的目的不是对某些个人作出剂量危害的评价, 而是分析反应堆辐射剂量的总体安全性, 故要求对测量数据进行质量控制。本文分析了外照射个人剂量监测的主要误差来源及传递(以TLD系统为例), 探讨了实行从TLD系统读出参数优化、探测器的准确度控制、剂量刻度可靠性检验等质控技术的保证方法。

1 TLD系统读出参数优化程序

由热释光剂量计、读出装置和热处理设备组成的TLD系统, 其性能既取决于仪器设备的固有特性, 也与测量条件的选择密切相关。正确地选取测量参数, 优化测量程序, 对控制系统误差, 提高监测质量至关重要。作者以系统的程控因子HQ作为测量条件选取的目标函数, 通过多参量正交实验, 确定适用于反应堆低水平剂量监测的最佳程序。

1.1 实验材料

利用高灵敏度LiF (Mg、Cu、p)热释光探测器, 以95%置信水平, 分散性≤3%, 选取30个, 分成三组, 每组参量取值用10个平行样品, 读出器为FJ-377型热释光剂量仪。

1.2 程探因子HQ

TLD系统测量的程控因子以下式表示:

(1)

式中:P为本底读数的相对标准偏差与信噪比之比值:E为剂量计记忆效应; So为本底读数的标准偏差:B为系统探测灵敏度; Ro为零剂量响应均值; Roo为第二次读出的相应均值(即残留响应读数); R₁为探测器响应读数均值。

1.3 实验方法

TLD系统测量程序的优化, 归结为寻求目标函数HQ取极小值时相对应的一组测量参数。多参量正交实验方法见文献^[1]。

1.4 优化结果

表 1给出了系统最佳测量程序(高压V=1050V;升温速率t₃=5℃/s; 预热温度t₁= 150℃, 10s;读出温度t₂=240℃, 30s)与优化实验前生产厂推荐程序(V=900v, t₃=3.3℃/s, t₁=130℃, 10s;t₂=235℃, 20s)的比较结果。由表 1可见, 优化后除E值无变化外(记忆效应与退火条件及照射剂量有关), 系统的主要技术性能都明显改善, 分别提高了3~5倍, 系统总不确定度则降低了50%(照射剂量均归一为10^-3Gy)。

2 个人剂量测量准确度的控制

外照射个人剂量监测的误差, 可分为系统误差s_r和随机误差s_s, 监测结果的总不确定度s可以s= (s_r²+s_s²)^-2来表示。系统误差包括探测器固有误差、测量装置读出误差、剂量计算和评价参数误差等因素:随机误差有同批剂量计间的本底误差和灵敏度差异等因素。作者对TLD剂量学性能检验及系统测量过程中的误差作了相应研究^[2], 本文仅对探测器筛选方法和本底测定的准确度控制进行检验分析。

2.1 探测器筛选

同一批探测器在相同的退火、照射、测量条件下得出的结果有某种程度上的差别, 衡量这个差异的指标是探测器"分散性"。探测器的分散性实际上是其制作工艺、使用和测读条件等因素误差的综合反映。筛选探测器, 首先应确定辐射剂量, 当剂量小于10^-3Gy时, 其分散性随剂量的减少而迅速增大。在反应堆辐射场, 个人累积剂量一般为10^-4~10^-2Gy, 分散性与剂量的关系较大, 因此, 必须确定探测器分散性作为剂量相关的取值区域, 并使剂量计读值保持三位有效计数, 以控制随机误差。对个人剂量监测用的探测器, 其分散性按5% ~10%范围筛选较合理。根据统计学原理, 标准误差σ与算术平均偏差δ的关系如下:

(2)

实验方法是:将500个LiF (Mg、Ti)探测器按σ ≤±5%分散性筛选。先对探测器退火处理, 用⁶⁰Coγ源照射10^-3 Gy, 读出后求出平均值x= 1042.5, 按(2)式计算, 当σ≤5%时, δ≤±6.3, 则选取区为:1042.5(1 ±0.063), ,即976.3~1108.2, 落在此区间的占91.6%, 即458个探测器, 可用于个人剂量监测。为了充分利用探测器, 将余下的42个按灵敏度响应分成高组, 其平均值x=1171(18个), 以及低组x=904(13个), 以此用于反应堆周围辐射场测定, 落在这两个区间的分别占3.6%和2.6%, 余下的2.2%因响应过高或过低不予采用。

2.2 本底剂量的准确度检验

工作人员所接受的常规剂量较小, 远离反应堆屏蔽层的人员实际受照剂量仅略高于天然本底量。但本底扣除方法不同, 监测结果的准确度亦不同。作者用TLD方法对反应堆屏蔽外辐射场和工作人员宿舍多次进行了长周期测量, 提出了准确的本底剂量计算公式^[3], 实测表明, γ平均照射剂量率宿舍内为2.4 ×10^-6Gy/d, 工作场所是1.25 ×10^-6Gy/d, 约为陆地天然环境的1/2。关于T L D的零剂量响应, 即"固有读出值"的检测, 方法如下:取36只个人剂量计, 退火处理后储存在壁厚为5cm的铅室里, 每隔5天取6只测量, 以平均值的1.96σ分散度表示误差, 30天后将测量曲线回推到零储存时间, 求出零剂量响应为5.4 × 10^-6Gy, 线性方程为:Y=5.4+0.9d, 其中Y为累积的本底剂量, 0.9d为储存时间d函数的本底增量, 5.4是剂量计的固有读出值, 相当于工作场所4天的本底剂量值。由此可见, 即使是短期内个人剂量监测时, 若需准确扣除本底, TLD的固有剂量亦应考虑, 否则会增加系统误差。

3 剂量刻度方法的可靠性检验

TLD在读出器上的计数是一相对量, 必须通过剂量刻度转换成剂量值, 而在刻度过程中, 刻度源误差、刻度仪器误差和刻度方法准确度误差等所造成的系统误差, 是影响监测结果及评价的重要因素, 现场使用时, 由此带来的系统不确定度可达50%以上。作者对反应堆工作人员多年的剂量监测采用TLD自身刻度法, 使总的刻度误差控制在≤ ± 10%, 保证了监测及评价质量。

3.1 刻度源

刻度源使用⁶⁰Coγ标准源, 活度为3. 7×10¹⁰ Bq, 经基准仪器标定, 其不确定度约± 2%。源采取准直的几何条件, 准直口与刻度的TLD之间距离大于2m, TLD至屏蔽墙壁的距离不小于1.5m, 使之在不同的照射距离下, 与源包壳无关的散射贡献不超过照射量的5%。

3.2 刻度仪器

使用Famer-2570B电离室剂量仪测定刻度场2~4m距离内(每50cm一点)的照射剂量率, 对源衰变进行时间校正, 确定有效刻度区域内距离反平方定律, 经上海市计量局次级标准计量仪校准, 剂量仪传递的刻度误差≤±2%。

3.3 剂量计刻度

TLD自身刻度法步骤如下:首先确定照射场刻度曲线, 取30只剂量计作为刻度探测器, 分6组进行照射, 照射剂量在10^-5Gy~10^-3 Gy范围内, 测量后将结果绘制在坐标纸上, 用最小二乘法处理得出公式(3):X=(Y+18.30)/0.429, 式中:X为待求剂量值, Y为探测器的读出值, 刻度标准曲线误差为±4.3%, 相关系数r=0.997。实际使用时, 将佩戴TLD的探测器测后退火处理, 在刻度场照射, 其受照剂量可通过读出值而直接从刻度曲线上查得, 或用公式(3)求出。TLD自身刻度法产生的刻度误差为±9.3%, 从而使个人剂量监测结果的总传递误差(即总不确定度)控制在不大于± 30%, 保证了监测及评价质量。需要说明的是, TLD自身刻度法在进行γ射线刻度时, 由于光子平均能量较高(Er=1.25MeV), 使用人体模型的体表响应与"自由空气场"中的响应大致相同, 两者相差≤± 5%^[4], 故TLD刻度可不用人模, 而直接在空气场进行。

本文承海军医学研究所王月兴研究员指导、鲁永杰同志大力协助, 在此一并致谢