随着我国经济建设的蓬勃发展, 核技术在工业、农业、医学、资源、环境保护、军事以及科学研究等行业得到了广泛应用, 核设施的建设种类和规模也在不断扩大。核技术发展在取得了举世瞩目成就的同时, 也增加了辐射事故的发生几率, 提升了核事故风险和职业性放射性工作的潜在危害水平。无论从职业危害控制角度, 或是从促进安全生产的角度, 进一步加强对核技术应用及核设施运行的技术监管都是必要而迫切的。

核技术采用的辐射实践代价-利益分析往往是以多参量在各种约束条件下的最优化设计为基础, 不仅仅以物质代价衡量, 还涉及社会代价及社会利益, 诸多因素的定量化往往是极其困难的。本文通过对比国际和国内现行实施技术标准和规范, 分析和探讨核设施放射防护设计的目的和原则、放射防护设计及其监管应重点考察的内容、放射防护设计的最优化和质量控制等核设施放射防护设计所涉及的关键问题, 为完善核设施的职业安全和健康管理工作提供参考资料和基础数据。

1 核设施放射防护设计的目的和技术依据

辐射防护的最终目的是避免职业性放射工作人员和公众发生有害的组织反应, 并限制其随机性效应的发生几率。对于具有正当理由的辐射实践活动, 放射防护设计的最低要求是保证放射工作人员和公众免受一切不必要的辐射。1990年, 国际放射防护委员会(ICRP)依据这一框架要求, 发布了ICRP 60号出版物, 并于1997年由国际原子能机构(IAEA)出版了第115号安全丛书《国际电离辐射防护和辐射源基本安全标准》^[1](简称IBSS)。2002年, 我国全文等效采用了IBSS, 发布了《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871-2002), 取代了GB 4792和GB 8703。《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871-2002)的采用, 要求在涉及辐射源的相关核设施辐射防护设计和辐射实践中, 均采用GB18871-2002为基础参考资料。GB 18871-2002中规定了放射防护的基本原则:辐射实践正当性、放射防护最优化, 限制个人所受到的正常照射不超过剂量限值以及放射防护的剂量约束等基本原则。放射防护设计不仅要达到剂量限值要求, 且应以最优化为原则, 把辐射水平降到低于剂量限值的一个可以合理达到的水平(ALARA原则)^[2]。因此, GB 18871-2002中又提出了辐射剂量控制目标值(也称为管理目标值)的概念。对于职业性放射工作人员和公众, 核设施的辐射剂量控制目标值宜取为剂量限值的一个分数, 例如辐射监督区边界取为1/10, 而辐射控制区边界取为1/10~3/10。

2 放射防护设计的主要内容 2.1 辐射源项分析

根据核设施的种类、规模和性质, 分析出辐射源的辐射特性(活度、能量、角分布、射线与物质相互作用、辐射剂量学信息等)及其场分布特点, 包括X、γ、α、中子、质子、正负电子β射线等, 还应包括初级和次级辐射、贯穿和杂散辐射等, 以及裂变、活化等各种核反应放出的粒子辐射, 必要时应给出其射线能谱。

2.2 辐射防护屏蔽设计估算

采用已验证过的计算模式和程序, 以及与应用实践相配套的实验数据, 合理建立辐射源和屏蔽的几何模型。在对多次散射、自屏蔽或自吸收、斜贯穿等射线与物质相互作用机制充分研究的基础上, 考虑射线能谱和角分布随屏蔽体厚度的变化等因素, 做出全面分析并实施放射防护屏蔽设计。屏蔽设计估算结果必须满足辐射分区所限定的辐射水平或剂量管理目标值的预定要求。

2.3 辐射防护设计与土建、工艺及设备设计的结合

在全面掌握工艺设计特点及要求的基础上, 了解系统设备的功能及结构特性、使用操作、维护和检修规程, 并与土建设计紧密结合。辐射防护设计应留出足够使用、维护和检修空间, 使屏蔽体尽量接近辐射源, 则能够有效的缩小屏蔽体体积, 提高辐射防护效率。高辐射区通道(例如加速器场所), 合理利用迷路和防护门配合设置, 尽可能的降低人员可达区域的辐射水平, 便于操作和辐射安全管理。

2.4 辐射安全系统设计

从"故障-安全"的角度出发, 对核设施的安全设置进行设计, 如安全连锁装置、运行保障系统、观察和对讲系统等。安全设置必须满足冗余性、多样性、独立性和纵深防御等原则的要求。核设施的辐射安全系统设计中, 还应包括:中子或质子的辐射防护、感生放射性防护、气载放射性迁移的控制、警示标志设置、非密封源辐射工作场所(如台面、墙壁、设备表面等)放射性污染控制措施; 卫生或辐射出入口人员污染监测和控制、三废处理的辐射防护设计和个人防护设计等。

2.5 辐射监测

辐射监测是保证辐射防护体系完整性和有效性的重要内容, 其主要包括个人剂量监测、场所及区域监测和表面污染监测等内容。辐射监测应以监测工作人员接受的辐射剂量或工作场所的辐射水平是否符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871-2002)的要求为准则, 并提供相应辐射剂量学资料。通过开展长期和系统的辐射监测, 定量分析和了解放射工作场所的现状, 明确进一步需要解决的个人及工作场所的辐射防护问题及其改善措施, 同时, 个人剂量和场所监测数据可为医疗、法律、流行病学调查以及制订放射防护标准提供必要的资料。

2.6 辐射安全管理和核事故应急

为了保证核设施辐射防护体系的完整性和有效性, 核设施的辐射安全管理和核事故应急工作都应建立在辐射安全机构基础上。辐射安全机构由建设单位为主体构成, 并包括下列职能:协同制定辐射防护制度及实施细则并监督执行; 负责检查辐射安全设施, 监测辐射水平, 控制辐射危害; 定期/不定期报告辐射监测结果, 提出改进意见或建议, 事故或事件发生时, 及时向有关部门报告或反馈; 组织相关人员的辐射安全培训和教育, 管理放射工作人员的健康档案; 配合相关辐射防护专业部门, 参与和协调辐射事故的应急和处理, 必要时实施对辐射源的控制。

3 放射防护设计的最优化和质量保证

放射防护设计的最优化应基于两类情况:①可能受照射群体的职业健康危害负担是总危害负担的最主要部分。此时, 放射防护最优化设计应比较拟采用的几种防护方案, 考虑其各自在代价方面的差别及其相应的集体剂量当量方面的差别; ②在个别情况下, 可能受照射群体的职业健康危害水平很低, 此时, 最优化程序是限制个人所受到的正常照射不超过剂量限值, 再比较不同防护方案的代价。

最优化的过程中应采用2步优化方法, 即首先决定以一定的代价获得最大效能的控制照射方案, 然后根据相关法律、法规和技术标准、规范确定约束条件, 做出参量调整, 以获得最优化的结果。例如:控制外照射的参量, 可包括源活度及其辐射特性、关注点与辐射源的距离、屏蔽体的厚度和防护效能、人员操作方式和接触时间等。以一例简单屏蔽防护最优化设计为例, 说明放射防护代价-利益分析的过程。

假设一个采用密封¹³⁷Cs放射源的简单屏蔽(近距离放疗用¹³⁷Cs后装机)。屏蔽材料选用C30标准混凝土, 包括安装费在内的代价Xv是800元/m³。α值是单位集体剂量当量所花费的货币代价, 取为10⁵元/(人·Sv)^[3]。γ射线能量约为0.662 MeV, 因而有效衰减系数L约为14 m^-1。ρ值是人员可达位置接受的平均剂量率与最大剂量率的比值, 对于该例可取为0.2 (公众照射按照0.5 μSv/h控制, 而职业放射性工作人员按照2.5 μSv/h控制)。t是装置利用时间, 考虑到居留因子和使用因子, 以及源的半衰期等, 可取为30 a。工作中, 每5 m²屏蔽表面有1人。无附加屏蔽时, 屏蔽体后的最大剂量率为2.5 μSv/h, 工作时间取作5天/周, 4小时/天, 则年累计剂量H=2.5 mSv/a。

可求得最优剂量减弱因子F为:

所以

因此, 最优化的剂量减弱因子约是0.19, 作为设计目标, 把限制剂量(既保证遵守剂量限值的剂量率, 辐射剂量管理目标值)降低到0.19 × 20 mSv/a (GB 18871-2002给出的职业照射年剂量限值)为3.8 mSv/a, 即剂量管理目标值设置为3.8 mSv/a是恰当的, 符合最优化设计的要求。

4 讨论

本文推荐了核设施放射防护最优化设计目标的一种确定方法。从分析过程可以得到, 集体剂量当量花费的货币代价定量取值决定于国家经济发展水平及其技术水平, 同时, 也决定于核技术应用发展的方针, 这一取值是放射防护最优化的根本依据。由于我国在大力发展核技术应用, 核设施规模和放射性工作人员数量都在不断扩大, 要求我们在工作中更加重视, 并充分利用合理可能尽量低的ALARA原则, 而合理利用ALARA原则, 也能从另一方面, 提高工作的安全性, 降低工作人员的受照水平, 有效提高工作效率。