为了确保放射性物质货包在运输过程中, 对公众和环境的影响是可接受的, IAEA发布了一系列的安全标准和导则, 并要求在货包启运前, 一方面应开展人员防护措施, 另一方面还必须进行货包的辐射监测活动。我国在国家标准GB 11806-2004《放射性物质安全运输规程》(以下简称"GB 11806")中也提出了同样的要求。2010年国务院562号令《放射性物品运输安全管理条例》(以下简称《条例》)颁布后, 我国放射性物质运输货包的安全监管得到了进一步的重视和落实。但在实际的辐射监测和管理中反映出了一些尚需解决的问题和难点, 本文对其逐一进行了讨论, 以期能够对今后完善放射性物质运输货包的辐射监测和管理工作提供一定的借鉴和帮助。

1 GB 11806对货包辐射监测的相关要求

控制人员所受辐射的管理限值的量是有效剂量。然而, 有效剂量并不是一个可以直接测量的量, 它需要通过对可测量的实用量的约束来反映。因此GB 11806-2002中要求通过对货包辐射水平的监测和评价以保证工作人员收到的照射是可接受的。

对货包辐射水平的要求主要是针对货包表面和外部1 m、2 m位置的, 如:"除采用独家使用方式运输的货包, 任何货包外表面上任一点的最高辐射水平应不超过2 mSv/h", "除采用独家使用方式运输的货包, 任何货包的运输指数应不超过10(=0.1 mSv/h)", "独家使用方式运输的货包的任何外表面上任一位置的最高辐射水平不得超过10 mSv/h"。此外, GB 11806还规定了对运输工具的辐射水平限值(如:2 m处任一点不得超过0.1 mSv/h)。

表面污染水平的监测同样是同样是对货包辐射监 测中的一项重要的工作内容。GB 11806中对货包的表面污染水平规定了限值:"低于0.4 Bq/cm²的β和γ发射体及低毒性α发射体, 或者低于0.04 Bq/cm²的所有其他α发射体"。通常认为控制表面污染在该水平以下, 只会引起轻微的照射。

2 货包辐射水平监测中存在的问题和探讨 2.1 货包表面监测位置的认定

GB 11806中明确提出了对货包外表面的辐射水平的限值要求。这也成为监管部门开展监管测量的依据。然而在实际监测过程中如何定义对货包表面位置的测量?取在距离表面多远距离的测量结果才可代表货包的表面剂量率?目前我国并没有相关标准中给以解释。

实际上, 由于探测器灵敏体积中心存在一个有效测量距离要求, 大多数测量仪器给出的测量结果通常是距离货包表面3~5 cm, 甚至更远一点位置的辐射水平。在我国制定的关于密封源辐射安全监管的标准(GBZ 137-2002)中, 要求对载源容器的外表面5 cm和100 cm等位置处进行监测, 这类似于GB 11806中的要求, 但GBZ 137中并未明确5 cm处的测量结果就是表征源容器的表面辐射水平。有经验的辐射防护工作者通常会认为探测器有效中心在距货包表面5cm距离内获得的有效测量结果应可表示货包表面的辐射水平。

核安全监管部门在对辐射水平较高的货包实施监管时, 如果发现在靠近货包表面位置的测量结果接近但不超过限值, 就会关心"近表面"到"表面"的剂量率梯度变化是否会反映出该货包的表面辐射水平已超过限值。

中国辐射防护研究院(CIRP)在其开展的一系列容器设计和验证项目中, 曾对某钢-铅-钢结构的货包的外部辐射水平的梯度变化进行了模拟计算, 并专门计算了货包外部不同部位的表面(1 cm)和表面外5 cm处的辐射水平的梯度变化, 从模拟计算结果看, 货包不同部位的外表面1~5 cm处剂量率的梯度变化在10%~30%范围变化。当然, 上述计算结果只是针对某一种类型货包的屏蔽计算, 不能代表各类货包的外部辐射水平在从表面到5 cm处的梯度变化情况。该梯度变化应该不是恒定的或是线性的, 它应与货包内放射性物质的体积、分布相关, 也与射线类型及容器壁厚相关。

此外, 要避免出现货包表面辐射水平接近限值的情况, 则货包允许装载限值的设计取值应是在有较大安全裕量的保守假设下得到的。

2.2 中子辐射监测的困难 2.2.1 中子辐射监测的可靠性

中子测量是乏燃料货包辐射测量的重要内容。众所周知, 中子辐射测量仪器的准确性是与被测量的中子射线能量分布密切相关的。而中子射线的能量范围很宽, 基本覆盖了从10^-8~20 MeV的10个量级。中子与物质相互作用的形式复杂, 截面随中子能量变化大, 使得中子测量的难度增大。此外, 中子测量受现场条件的影响非常大。这些因素均会对测量结果的准确性造成影响。

多球中子谱仪采用He-3计数管, 配合12个直径不同的聚乙烯慢化球, 可测量从热中子到20 MeV快中子的整个能量范围, 通过后期解谱可实现对未知辐射场的中子谱测量。多球谱仪的准确度比便携式仪表要好。便携式中子剂量仪器具备响应快速、读数方便的特点, 随着技术的发展, 它在能量范围、能量响应、灵敏度等方面有了很大提高, 尤其是它体积轻巧, 适合于对大批量货包的现场辐射监测任务^[1]。

在CIRP承担的某乏燃料货包的屏蔽验证项目中, 分别采用了多球中子谱仪和便携式中子剂量仪对乏燃料货包外部辐射水平分别进行了测量。便携式仪表选用了DINEUTRON中子测量仪。在理想情况下DINEUTRON对热中子~10 MeV范围的中子的能量响应在+15%~-30%之间。由国家计量站采用241 Am -Be源对DINEUTRON进行了校准检定(校准因子为1.9), 这与该仪器出厂时校准证书中的校准因子(校准源²⁵²Cf, 校准因子为1)差别较大。

该项工作中对中子的辐射测量, 重点是针对距载货车辆外2 m处的测量, 因为该位置的散射影响较小。表 1中给出了某次测量中两种测量手段的测量结果对照。

从表 1中的数据看, 如果假定模拟计算结果更能够反映真值的话, 则多球的测量结果是较为准确的, 而DINEUTRON的测量结果明显偏大, 平均误差约80%。由现场的监测结果表明, 对辐射水平较高的货包实施监测时, 由于便携式中子剂量仪测量结果的误差较大, 则可能出现由于监测数据超标而未获得运输许可的情况出现。

由此看来, 多数便携式中子监测仪器通常会在某个能量段的响应比较理想; 其次, 目前我国对中子仪表的刻度多采用²⁴¹Am-Be源, 其能谱和平均能量等有可能与未知场存在较大差距, 而导致刻度结果使仪器测量结果得出了很大的误差; 此外, 现场条件较实验室更为复杂, 散射等因素的影响难以估算。因此, 便携式中子仪表更适用于做中子巡测。如果用于对未知能谱中子辐射场的监测, 则有可能带来较大的误差。但如果采用中子多球谱仪, 虽然其测量精度相对好些, 但它比便携式仪表高出十倍以上的测量时间和后期解谱时间, 难以满足对批量货包的现场监测的要求。如何恰当地选择、刻度和使用中子测量仪表, 来完成中子辐射监测应引起相关工作人员的思考。

2.2.2 货包表面的中子周围剂量当量率难以测量

中子监测的另一个难题是, 对货包表面的中子剂量率测量缺乏手段。由于中子射线的特性, 弹性散射是其能量授予的一种主要形式。因此当探测器贴近体积庞大的刚性货包进行测量时, 散射贡献引起的测量误差难以估计的。大多数的中子辐射测量仪表都无法保证在这种条件下的测量结果, 如DINEUTRON就明确表明它不适用于在小于50 cm的测量距离内工作。目前, 还不了解有什么仪表能够解决对货包表面中子辐射的准确测量。

某公司曾采用neutrak-144剂量片布设在乏燃料货包表面通过累计剂量的测量来推算其辐射水平。该方法是一种积极的尝试, 但由于乏燃料货包表面近百度高温所引起的计数损失的修正误差是难以准确量化的。此外, 个人剂量计用于测量周围剂量率时, 它的校准方法等方面还有很多工作要做。

2.3 对探测器的选择

探测器的选择看似容易但在实际工作中却时常存在问题。某些监测人员在测量工作中只根据射线类型来选取探测器, 这对于均匀辐射场或许是可行的, 如放射源货包, 或者是装载了核素分布相对均匀的固化体废物的货包, 其外部辐射水平分布相对均匀, 对这类货包的测量是较为容易的。

但对如乏燃料货包来说就相对复杂。首先, 由于容器内装载的各组乏燃料的源项存在差别, 不同位置的辐射场分布差异较大。而且, 乏燃料运输容器的结构复杂, 不同位置对中子和伽马射线的屏蔽设计不同。轻率地选择探测器有可能对测量结果带来影响。因此, 在测量中首先需要考虑采用不同的探测器对中子、伽马混合场分别进行测量, 并保证这些测量仪器适用于被测射线的能量范围和量程。

其次, 应考虑测量位置和货包大小。探测器的尺寸相对于货包尺寸应当是较小的, 通常认为源到测量点的测量距离大于探测器尺寸的5倍时对测量结果的影响是较小的^[2-3]。

第三在对货包特殊位置进行测量时, 例如在乏燃料货包的吊装凹槽(由于吊装要求在该容器底端侧壁切削出了两个对称支撑孔)位置, 由于该处壁厚变薄而可能出现高剂量率的局部点。在测量必须考虑窄束辐射的测量问题, 如所选探测器截面远大于被测量的射线束的截面, 则该剂量率仪得出的读数很可能偏小, 甚至会有倍数上的差距, 这是因为该大体积探测器测得的是比窄束射线截面大很多的测量面上的平均值。因此, 在对这些位置的测量中应尽量选择小型探头(如G-M管或闪烁体探测器)的仪表。

2.4 货包表面污染水平的监测优化

在正常运输过程中, 为了监控货包的安全性, 防止放射性物质扩散, 承运人通常会被要求对货包和运输工具的外表面进行污染监测。目前, 我国的各承运人制定的"放射性物质运输辐射防护大纲"大多是站在运输安全的角度上。表面污染的监测程序中规定了较多的监测内容和监测频次。除了起运点和终点外, 有些监测程序中还会要求每天行程的开始前、结束后、途中暂停点均安排相应的监测任务。应该说, 细致的监测工作是有利于及时发现货包偏离正常状态或包容失效的征兆, 并可据此作为采取相应措施的信息。但是在途中开展表面污染监测相对复杂, 因为多数情况下需采取间接测量的方法来确定货包表面的非固定污染水平是否异常。但间接测量的操作繁琐、受照距离近、时间长, 增加了额外的人员剂量。从某些承运单位的个人剂量监测数据看, 防护人员的个人剂量相对较高, 其主要剂量贡献即来自监测作业时对货包的近距离作业^[4]。此外, 擦拭废物的回收管理在运输期间也是繁杂的。

实际上, 在正常运行过程中对货包的多次的表面污染监测是可以省略的。一方面是因为出发前的去污作业已经使货包表面污染水平降到了限值以下的水平; 另一方面, 货包的固有安全性通常能够保证其在未发生任何行车事故的情况下包容完好。我国对运输容器安全性的维护是十分重视的, 除了常规的检查和维护外, 相关法规中明确规定对于一类放射性物品运输容器还要每两年进行一次安全性能的评价并上交主管部门备案。

建议除了在货包交接过程时所必须的监测作业外, 可以考虑尽量减少监测频次, 这是符合最优化思想的。同样, 在常规装卸过程, 对污染记录良好的货包可通过对操作人员的装备、器具的监测来替代对高辐射水平货包的直接测量; 在运输过程中, 也只考虑在发生了针对货包的潜在危害事件后, 才实施对货包的污染监测。

3 小结

我国在对放射性物质运输货包的辐射监管方面开展的工作越来越细致, 也相继发布了一些相关的法规、标准加以规范。但仍然存在着一些技术上和管理上的问题需要解决和改进。下一步应结合中子辐射监测的研究, 尽快解决近距离的中子监测问题, 提高测量的可靠性; 应结合货包的实际情况, 优化监测内容; 出台针对放射性物质运输安全辐射监测的技术导则或解释性文件, 指导对货包辐射监测工作的合理性和科学性, 使我国在运输安全监管方面的工作得到进一步的完善。