对于实验用高活度⁶⁰Co辐射装置来说, 其结构的开放部位较多, 既有人员货物进出通道和升降放射源的传动通道, 又有通风换气通道和水暖电及物化实验的加气、数据采集通道, 由此而容易造成辐射装置的设计防护指标与建成使用后的实测结果不一致。所以, 当安装放射源后对其环境放射防护状况进行测量评价, 能及时发现设计和建筑施工等方面造成的防护缺陷, 并采取有效的措施补救, 避免造成对放射工作人员和周围居民健康的损害。

新疆物理所⁶⁰Co辐射装置是为从事辐射物理、辐射化学等方面科研工作而设计的, 建成于1983年, 设计容量为7.4PBq, 1984年首次换装⁶⁰Co源1. 6P Bq, 1987年换装4.1PBq⁶⁰Co源, 1996年再次换装⁶⁰Co源5.4P Bq。装源量一再增加, 但没有超过设计容量。根据前两次装源后的测量结果, 虽没有发现剂量超标之处, 但还是存在一些薄弱之处。这次再增加源后建筑物的防护效果到底怎样?各通道口是否有过量射线漏出?等等, 所有这些问题的澄清都必须通过装源后的实测结果来考查评价。

1 仪器与方法

本次测量主要采用中国原子能科学院生产的HDⅢ型高压电离室剂量仪,经国防放射性计量一级站刻度。同时辅助以上海电子仪器厂生产的F D- 71型照射量计测量。

附图所示为⁶⁰Co辐射装置平面图。其中所列示的各测量点高度均为离地面1米。对于同一测量点, 用两种测量仪在相同位置分别测量, 各读取5个测量数据, 求得算术平均值为测量结果。

2 结果与剂量估算 2.1 结果

表 1中列出了当放射源分别处于工作位和贮存位时辐射厅外环境各测量点处空气吸收剂量率。表 2为当放射源在贮存位时, 辐照厅内环境各测量点处的空气吸收剂量率。表 3列出了放射源在贮存位时井表面各测量点的空气吸收剂量率。各表中所列数据均未扣除本底, 其中FD-71型照射量计给出的数据是由表头读数经过修正^[1]的校正值。

2.2 剂量估算

井面测量点离源约为4.7米, 有效屏蔽水层厚度为4.2米, 根据公式

(1)

计算测量点的照射量率。

其中:X₀是无屏蔽时测量点的照射率, μ是减弱系数, R为屏蔽层厚度, B为照射量累积因子。

由T aylor公式

查表^[2]得

求得B=178

代入式(1)得X=1.293 ×10^-9C·kg^-1·h^-1换算成空气吸收剂量率为D=4.38 ×10^-8Gy·h^-1同理可计算得2米厚水泥屏蔽墙外测量点(12)处的空气吸收剂量率为2.1×10^-8Gy·h^-1。

3 讨论

根据表 (1)所示, 将放射源在工作位和贮存位测量结果相比较, 我们发现除(16)和(12)二处有明显差别以外, 其他各处均无显著差异。

表 (2)结果显示, 当放射源降至贮存位后, 辐照厅内辐射水平接近本底水平。

根据表 (3)结果, 与表 (2)结果比较, 约高0.倍, 说明贮源井表面具有一定辐射水平。

下面就将(16)、(12)和井面这三处辐射水平分别分析如下:

3.1

测量点(16)临近通风口, 由于通风装置设计功率较大, 通风换气能力强, 故通风道比较宽大; 而其弯曲程度相对较小, 有效屏蔽厚度相应地减小, 从而造成外部剂量有所升高。

根据此最高剂量处进一步分析辐射安全性。测量点(16)的空气吸收率为38.1 ×10^-8Gy/h, 减去室内本底^[3]10.5 ×10^-8Gy/h, 按27.6 ×10^-8G y/h计算。假设工作人员需在此处长期工作, 以每日6小时, 每年250天计算, 由γ线外照射防护剂量转换因子^[4], 考虑工作人员处于活动之中, 故按转换照射因子0.96 2Sv/Gy, 求得工作人员的年有效剂量率为0.398mV, 可见其远小于放射工作人员年剂量限值50msV, 符合辐射防护的需求。

3.2

测量点(12)位于⁶⁰Co源室边测水泥防护墙外, 墙厚为2米, 根据前述估算的剂量率2.1 ×10^-8G y/ h, 与表 1实测结果13×10^-8Gy/h扣除本底后的2. 5 ×10^-8Gy/h相比较, 显示出很好的一致性。

3.3

贮源井表面实测剂量约为15.5 ×10^-8G y/h, 减去一般本底后应为5 ×10^-8Gy/h, 与前述估算的剂量率4.38 ×10^-8Gy/h相比较, 亦显现较好的一致性。

4 结论

新疆物理所辐射装置安装5.4 ×10¹⁵Bq⁶⁰Co放射源后, 经两种剂量仪同时测量, 按工作人员长期在最高剂量处工作估算, 年有效剂量约为限值的百分之一。贮源井表面剂量比本底约高0.5倍, 与理论计算值较一致。其它各处水平均接近本底, 由此表明该⁶⁰Co辐射装置整体具有较好的防护效果。