某公司⁶⁰Co γ辐照装置1997年运行，设计额定装源活度为18.5 PBq(50万Ci)。2010年经环境影响评价并获得管理部门批准，在现有辐射防护屏蔽条件不变的情况下，对部分设备技术改造，将额定装源活度提升至37.0 PBq(100万Ci)。根据国家有关法律法规，γ辐照装置属使用Ⅰ类放射源。Ⅱ类放射源可致人伤残^[1]，Ⅰ类源更应确保使用安全^[2]，且社会对辐射安全的意识也在提高^[3]。⁶⁰Co γ辐照装置建设前均需严格的设计和评估^[4]，运行后可采用多种方法、多项指标对其进行评估^[5-6]。本文从γ辐射水平、累积剂量、井水中⁶⁰Co活度浓度和运行稳定性等方面对辐照装置扩容运行后的辐射屏蔽防护效果是否符合规范和辐射安全的要求，辐射安全风险是否增加进行综合评价，有利于保障环境的辐射安全。

1 对象与方法 1.1 辐照装置概况

辐照装置主体结构与原设计建造一致，包括辐照室、升源室、控制室、风机房、水处理、操作大厅及库房等。辐照室为单迷道结构，采用钢筋混凝土一体化浇筑，防护墙及屋顶厚度2 m，贮源水井深7.6 m。该辐照装置原设计为双板源悬挂输送链动态辐照工艺，2013年改造为单板源悬挂输送链自动换面换层动态辐照工艺。扩容后装源2016年首次超过原设计容量，至2018年最大裝源活度达25.4 PBq(68.7万Ci)，运行管理人员为8~12人。

1.2 监测仪器 1.2.1 γ辐射监测仪

北京核仪器厂γ辐射剂量率仪BH3103B(能量响应25 keV~3 MeV，不确定度±15%；量程范围1×10^-8~1×10^-4Gy/h)。

1.2.2 个人剂量及γ辐射累积剂量测量仪器

热释光剂量计(TLD)为片状(圆片)LiF(Mg, Cu, P)；热释光仪为FJ-427A1(线性范围100 μGy~4 Gy，不确定度 < 30%)和HR2000-D(线性范围1×10^-7Gy~12 Gy，最低探测器水平0.17 mSv)。

1.2.3 水中放射性核素监测仪器

高纯锗γ能谱仪GMX40P4(不确定度U＝(1.0~10)% (K＝3)，对⁶⁰Co核素的探测下限为1.7 Bq·L^-1)。

1.3 方法 1.3.1 瞬时γ辐射剂量率测量

依据《辐射环境监测技术规范》(HJ/T 61—2001)，用γ辐射剂量率仪测量辐照装置工作场所及周围环境(约20 m范围内)γ辐射剂量率，正常工作状态和非工作状态下各测量一次。共计布设监测点位17个，其中工作场所9个，周围环境8个，每年至少监测一次。

1.3.2 γ辐射累积剂量测量

依据《个人和环境监测用热释光剂量测量系统》(GB/T 10264—2014)，采用热释光剂量计测量辐照装置工作场所和周围环境外照射累积剂量^[6]。剂量计布设高度1.5~1.7 m，布设点位共9个，其中室内工作场所4个点，室外环境5个点。连续布设两次，每批测量周期90 d，每批留存1个剂量计作为对照，取两次测量平均值，并推算至全年累积剂量。

1.3.3 个人剂量监测

依据《职业性外照射个人剂量监测规范》(GBZ 128—2016)，采用热释光剂量计定期对运行管理人员进行个人剂量监测，监测周期为30~90 d，不间断监测。

1.3.4 贮源井水中放射性核素活度浓度测量

依据《水中放射性核素的γ能谱分析方法》(GB/T 16140—1995)，用高纯锗γ能谱仪测量贮源井水中的⁶⁰Co核素活度浓度，测量频次为2次/年，分上下半年。

1.3.5 工艺运行系统稳定性和辐射安全保障措施有效性评价

统计分析辐照装置年度工艺系统运行故障总停机时间，计算分析年运行故障率。查阅历史检查记录和现场测试核查安保装置的有效性。

1.4 评价标准 1.4.1 职业照射和公众照射剂量限值

《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871—2002)附录B，职业人员连续5年间的年平均有效剂量(但不可做任何追溯平均)为20 mSv，公众成员个人受到照射连续5年平均有效剂量的估计值不超过1 mSv。

1.4.2 屏蔽墙外γ辐射剂量率限值

《γ辐照装置设计建造和使用规范》(GB 17568—2008)附录A，在设计最大装源量的前提下，屏蔽体外剂量率不应超过2.5 μSv·h^-1。

1.4.3 贮源井水⁶⁰Co核素活度浓度

《γ辐照装置的辐射防护与安全规范》(GB 10252—2009)4.2.1贮源井水中⁶⁰Co的放射性活度浓度应控制在10 Bq·L^-1以下。

1.5 质量保证

监测仪器送国家认定机构校准或检定合格，并在有效期内。监测人员经培训合格上岗。监测数据有记录人员，有校核人员，监测数据按规定统计方法处理。

2 结果 2.1 瞬时γ辐射剂量率测量结果

扩容后部分年度γ辐射剂量率监测结果见表 1(含天然本底)。该辐照装置工作状态下工作场所及周围环境γ辐射剂量率测值在0.042~0.55 μGy·h^-1之间。当源处在贮存位置时, 辐照室内水井上方的γ辐射剂量率为0.042~0.049 μGy·h^-1，与扩容前(1998年)测值比较变化不大，表明贮源水井水层对射线的屏蔽效果良好。工作状态下，放射源提升机室的γ辐射剂量率明显高于源在贮存位置时的测值(~0.11 μGy·h^-1)，最大值为0.55 μGy·h^-1，主要原因是源架导向孔的泄漏辐射所致。2013年该装置技术改造时对导向孔的屏蔽进行了加强，泄漏辐射大幅下降。综合而言，屏蔽体外γ辐射水平低于辐照装置的屏蔽设计控制限值2.5 μSv·h^-1[7](约等于2.5 μGy·h^-1)，其屏蔽效果远优于个别Ⅳ、Ⅴ放射源周围的辐射水平^[8]。外环境γ辐射水平与建设前的本底测值相当。

2.2 γ辐射累积剂量测量

γ辐射累积剂量测量结果见表 2，表中检测结果是测量时段内剂量计的直接测量结果，年累积剂量是测量结果推算至全年度的值。

测量结果表明。工作场所年累积剂量水平在0.07~0.97 mSv之间，外环境年累积剂量水平在0.16~0.62 mSv之间。可以预测正常运行期间工作人员和公众成员受到的有效剂量可以满足国家标准规定的限值要求^[10]。

2.3 个人剂量监测结果

该公司运行管理人员2010—2018年个人剂量监测结果列于表 3。

放射源的活度大小是引起个人剂量增加的因素之一。个人剂量监测结果表明，在两个统计时段内集体剂量当量变化不大，运行管理人员的最大年有效剂量为1.58 mSv·a^-1，人均年有效剂量为0.6 mSv·a^-1，人均年有效剂量高于2015年南京市辐射工作人员的人均年有效剂量0.16 mSv·a^-1[9]和某⁶⁰Co辐照装置工作人员的人均年有效剂量0.28 mSv·a^-1[6]。远小于国家标准规定的20 mSv·a^-1限值^[10]，同时公众人员也满足低于1 mSv·a^-1限值要求，符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》GB 18871—2002标准的要求。

2.4 贮源井水中⁶⁰Co核素含量监测结果

经检测，扩容后运行后至2018年，井水中⁶⁰Co活度浓度测量结果均未检出，符合水中⁶⁰Co活度浓度控制在10 Bq·L^-1以下的标准要求^[11]，说明放射源密封壳未发生泄漏。

2.5 工艺运行系统故障率分析结果

该辐照装置2009—2018年运行故障停机时间和故障率见表 4。

该装置2013年和2014年进行工艺改造，有效运行时间短，故障率较高，按异常处理。其他年度运行故障率总体保持在0.5%~1.0%区间。从原理上来讲，放射源活度增加会增加硬件系统的老化和损坏，该装置扩容后运行故障率基本保持稳定。

2.6 辐射安全保障措施有效性检查结果

该辐照装置包括①辐射监测仪与源升降联锁；②防人误入联锁(5道)；③无人巡检开关(3个)；④紧急降源装置(拉线开关、就地按钮2个)；⑤迷道人员入口内侧紧急开门按钮；⑥源架防碰撞联锁开关(2个)；⑦过源机构超时开关联锁装置；⑧提升源板钢丝绳与源升降联锁装置；⑨降源延迟开门联锁装置；⑩输送链张弛与源升降联锁装置；B11排风系统与控制系统联锁装置；B12火灾报警降源联锁装置；B13断电自动降源；B14贮源井水位监控与迷道门联锁装置；B15地震降源联锁装置；B16入口门、控制台钥匙开关控制装置等16项24套辐射安全联锁装置，以及警示标识、源状态指示器、视频监控等9项安全保障应急装置。经检查和测试，全部处于有效状态。

3 讨论

该辐照装置屏蔽体外γ辐射剂量率水平在0.042~0.55 μGy·h^-1，低于国家标准设计控制限值2.5 μSv·h^-1；年累积剂量在0.07~0.97 mSv之间，远低于职业人员20 mSv·a^-1和公众人员年有效剂量低于1 mSv·a^-1的限值要求。表明辐照室的屏蔽效果是可以满足扩容后的辐射安全要求的。

工作人员个人剂量监测结果在0.079~1.58 mSv·a^-1之间，满足职业人员20 mSv·a^-1的限值要求。个人剂量监测结果与年累积剂量结果存在差异，主要是因为工作人员除正常作业活动外，还涉及倒源等活动。

贮源井水⁶⁰Co活度浓度持续未检出，工艺运行系统稳定，安全保障装置正常有效，表明目前的工艺系统和安保设施可以保障扩容后的安全运行，不会增加辐射事故发生的潜在几率。

该装置原设计屏蔽防护水平冗余度较大，为扩容创造了较好条件，对同类装置的防护评价有较好的借鉴意义。本评价期间⁶⁰Co最大裝源活度为许可容量的70%，辐照装置尚有增加放射源的余地。进一步增加⁶⁰Co活度，应加强辐射水平监测和屏蔽效果评估。