20世纪40年代以来，核科学的飞速发展和应用产生了大量的放射性废物。放射性废物的存在对个体甚至整个生态系统具有极大的危害，其影响可达百年到数万年甚至更长的时间，因此世界各国对放射性废物的处置研究都非常重视^[1]。在放射性废物的处理过程中一方面需将废物进行安全处置，将其可能向环境释放水平及对人类的健康影响降至最低; 另一方面在废物处置过程中控制人员受照剂量，使其必须满足单位管理目标值，保护作业人员健康^[2]。

目前，国际上普遍认为采用多重屏障系统的地质处置是较为理想的放射性固体废物处置方式，低中放废物采用近地表或地质处置的方式已得到辐射防护领域认可^[1]。某填埋厂于2013年正式投入运行，主要收集本厂早期厂房退役产生的放射性废物及某库低放固体废物。

填埋作业过程涉及的主要工艺岗位包括废物处理岗位及辐射防护岗位，废物处理岗位完成的工作内容包括废物接收、废物填埋。本文着重对废物填埋过程中作业人员个人受照剂量进行估算，以评价该填埋场作业人员受照剂量是否可满足单位个人剂量管理需求。

1 材料和方法 1.1 个人剂量估算方法

本项目个人剂量估算方法采用《极低水平放射性废物的填埋处置》 (GB/T 28178 -2011) ^[3]提供的外照射剂量估算模式及吸入剂量估算模式，未考虑食入及皮肤吸收模式。

1.1.1 个人外照射剂量的估算公式

填埋操作人员外照射有效剂量估算公式如下:

(1)

式中: 为放射性核素的衰变修正项，λ为衰变常数(a^-1)，t₁:填埋前的衰变时间，t₂:填埋期间的衰变时间。本次填埋废物所涉及的放射性核素半衰期均较长，最短的⁶⁰Co半衰期也达5.2713年，且废物中核素活度浓度在从填埋前监测至填埋过程中的时间很短，偏保守估算可忽略该衰变修正项。上式直接简化成:

(2)

其中: E_ext，i极低放废物中核素i产生的γ外照射年有效剂量，μSv/a; C_i:极低放废物中核素i的活度浓度，Bq/g; t_e:年受照时间; f_d:稀释修正因子，偏保守取1; & _ext，i:单位活度浓度的核素i产生的有效剂量率(剂量因子)，(μSv·h^-1)/(Bq·g^-1)。

1.1.2 工作人员吸入再悬浮颗料物造成的吸入内照射

工作人员在操作过程中，可能会吸入废物污染的土壤颗粒物，造成吸入内照射。按照GB/T 28178-2011《极低水平放射性废物填埋处置》的计算模式，填埋操作人员吸入气载微尘所致内照射剂量可由下式计算:

(3)

参照外照射剂量估算公式，忽略放射性衰变修正项，上式可简化为:

(4)

式中: E_inh，i:内照射年有效剂量，μSv/a; C_i:极低放废物中核素i的活度浓度，Bq/g; e_inh，i:吸入i种核素的有效剂量转换系数，μSv/Bq; t_e:年受照时间; f_d:为稀释因子，不考虑土壤覆盖层影响等，保守取1; f_c:为浓集因子，取1。C_dust:气载微尘浓度，取IAEA安全报告丛书第44号[2005]中推荐的工作场所空气中载尘量1 mg/m³; V:呼吸速率，取1.2 m³/h。

1.2 人员工作制度及工作时间

人员年工作时间为250 d，全部为白班，每班工作6 h，除接收废物前期准备工作及后期的淋浴等外，实际接触废物时间为4 h/d，每年接触放射性废物的时间约为1000 h。

1.3 某填埋场接收的放射性固体废物核素种类及其活度

某填埋场接收的放射性固体废物主要有两个来源，包括放射性厂房退役产生的废物及极低放固体废物暂存库储存的放射性固体废物。废物中所含核素种类、活度及各种核素的剂量转换因子见表 1。

2 个人剂量估算结果 2.1 填埋场作业人员外照射个人剂量估算结果

按照《极低水平放射性废物填埋处置》 (GB/T 28178- 2011)中填埋操作受照剂量计算模式，保守假设工作人员在全部工作时间内，没有任何屏蔽措施，近距离操作废物。工作人员年工作时间1500 h，其中操作放射性物质的时间按每天4 h，即共1000 h计。根据表 1提供的放射性废物活度浓度、人员作业时间及核素的剂量转换因子，保守估算填埋场作业人员外照射个人剂量估算结果见表 2。

可见工作人员在填埋作业过程中按接触早期废物及废物库废物所接受的外照射剂量分别为0.14 mSv及0.86 mSv。

2.2 填埋场作业人员吸入内照射个人剂量估算结果

工作人员在操作过程中，可能会吸入废物污染的土壤颗粒物，造成吸入内照射。按照GB/T 28178-2011 《极低水平放射性废物填埋处置》的计算模式、表 1提供的核素种类、活度数据及人员作业时间，估算得填埋场作业人员内照射估算结果见表 3。

由表 2及3可知，极低放固体废物填埋场作业人员的受照剂量估算结果，按早期退役废物活度浓度估算为0.14 mSv，按极低放固体废物库估算的结果为0.88 mSv。

3 结论

从个人剂量估算结果可以得出，该固体废物填埋场在废物接收过程中，不会对关键作业人员产生辐射危害，个人年剂量估算结果仅为该项目个人剂量管理目标值3 mSv/a的约30%。据此认为，该项目固体废物填埋场工程采取的辐射防护分区、自动化机械作业、废物包装、密封运输等措施能有效降低操作人员受到的辐射危害。

除本废物处置场外，西北处置场是我国首座低、中水平放射性固体废物处置场，主要处置核工业历年积存的，退役过程中产生的低、中水平放射性固体废物，主要工艺流程与本项目相同，关键岗位为废物接收、定位码放等岗位。1999-2010年关键岗位作业人员，即定位码放时的挂钩与摘钩人员、辐射监测及充填浇注人员的最高剂量为1.15 mSv/a^[4]。本次剂量估算结果与上述测量结果基本一致，因此本次剂量估算结果可靠，可反映出填埋场作业人员实际接触水平，其次也表明在目前的防护条件下中低放固体废物处置过程中作业人员受照剂量有限，引起辐射损伤的可能性较小。