我国伴生矿产资源丰富、行业分布广泛，且常伴有铀、钍等放射性元素^[1]。伴生放射性矿产资源开发利用过程会产生大量的伴生放射性固体废物，给周围的辐射环境带来一定的压力，对环境造成一定程度的辐射污染^[2]。部分物料或废物中的核素活度浓度较高，辐射风险较大^[3]。某厂历史上在汽灯纱罩的生产加工过程中，产生了一定数量的纱罩残次品及生产废料。由于采用的是人造丝织筒经硝酸钍溶液浸渍、氨水转化等工艺生产汽灯纱罩，产生的纱罩残次品及其生产废料等废物中²³²Th的活度浓度范围为（0.31～2.96） × 10⁶ Bq/kg。废物中含有活度较高的天然放射性核素²³²Th，属于含有天然放射性核素的放射性固体废物。废物暂存库内γ辐射空气吸收剂量率范围值在（5.20～7.20） × 10² μGy/h，均值为644 μGy/h，远高于70.1～88.7 nGy/h的辐射环境本底水平^[4]。为了妥善处理暂存库内的固体废物，根据废物源项，通过MicroShield建模计算对废物回取整备等操作进行辐射安全分析，尽可能降低操作人员的受照剂量，减少伴生放射性废物的辐射影响，对于其他伴生行业放射性废物管理具有普遍的借鉴意义^[5]。

1 材料与方法

该厂于上世纪90年代停产，产生的固体废物集中堆存于厂区一侧的简易暂存库内。暂存库为普通砖房，未设置防护隔离门，内、外环境大气直接相连通，使得废物处于半开放状态，并缺少看护措施，无法保证废物的长期安全贮存，存在辐射环境安全风险，需要将废物回取至200 L钢桶整备后，运至新建的贮存设施内，并对该暂存库实施退役。由于暂存库内的辐射水平较高，为保证工作人员的安全，需要对退役操作开展辐射安全分析，并制定相应的辐射防护措施。

1.1 辐射源项 1.1.1 废物特征

废物呈棉纱或散灰状，盛装在编织袋内，部分编织袋已经老化损坏，致使部分废物散落在暂存库内，形成废物堆体。废物的活度及现场的γ辐射剂量率见表1。从数据可知，现场γ辐射剂量率较高，会对进入库内的人员产生一定的辐射危害。

1.1.2 钍系核素的辐射特性

²³²Th核素的自然衰变产生的γ射线能量较低，造成的γ辐射剂量率较低，但其子体衰变产生的辐射剂量率相对较高，²³²Th的衰变见图1^[6]。造成γ辐射剂量率较高的主要原因是废物中的²³²Th衰变子体造成的，衰变过程中各代子体活度变化情况见图2。从图中可知，随着时间推移，各子体的活度逐渐变化，直至达到平衡状态，因此对于含有天然放射性核素的放射性固体废物，²³²Th的γ辐射剂量率也是动态变化的过程。γ辐射剂量率随时间变化的情况见图3。在该厂生产时期，采用的硝酸钍中的²³²Th处于衰变初期，其子体核素活度较小，因此γ辐射危害也较低，但是随时间推移γ辐射剂量率逐渐增高，在10年左右逐渐达到最大值，之后处于平衡状态^[7]。

1.2 现场监测数据

现场对废物暂存库内的γ辐射剂量率进行了监测，见表2。距离废物较近的点位γ辐射剂量率较高，随距离的增加，辐射水平下降的较快，墙外的γ剂量率也相对较低，因此增加屏蔽或通过距离衰减可降低γ辐射危害。

1.3 建模计算方法

采用点核积分软件MicroShield进行γ辐射剂量率的计算。分别建立废物大体积堆积模型和200 L钢桶盛装废物的模型，对²³²Th核素做了均匀分布的假设，活度浓度按照源项监测的结果设定，并考虑²³²Th核素经过30年衰变后的各代子体组份。计算几何模型见图4。

1.4 回取整备采取的辐射防护方法

对外照射防护的基本原则是缩短受照时间、增大与辐射源的距离和在人与辐射源之间增加防护屏蔽。对内照射防护的基本方法是包容、隔离、净化、稀释，尽量减少放射性物质进入人体内的机会，制定合理的卫生管理制度、通风、密闭存放和隔离操作、个人防护等。

2 结　果 2.1 γ辐射剂量率水平

通过建模计算废物桶和废物堆体源项模型，得到距废物表面不同距离处的剂量率水平计算结果见表3。

采用同样的模型分别计算了废物桶和废物堆体采取一定的屏蔽材料后，γ辐射剂量率情况，计算结果见表4和表5。

采用点核积分软件MicroShield计算的废物堆体表面30 cm处γ辐射剂量率为313.9 μGy/h，而现场实测废物堆体表面30 cm处的γ辐射剂量率为640.5 μGy/h。对比可知模拟计算的γ辐射剂量率小于实测值，原因是现场废物为无规则堆积，废物库内受到一定程度的污染，γ射线照射主要来源于废物堆体，还有其他方向上的照射，而且模拟计算堆体简化为长方体，实际废物堆体并不规则，所以导致计算值较实测值有一定的偏差。模拟计算基本反映了现场的辐射危害程度，可用于制定具体的辐射防护措施。

通过实测和模型计算可知，γ辐射剂量率随距离衰减效果明显，在10 m远的距离γ辐射剂量率就能衰减到比较低的水平。因此采取距离防护是显著有效的。另外，还选取5 mm Pb、10 mm Pb和30 cm的混凝土进行屏蔽计算，从计算结果可知，在暂存库库外由于有墙体屏蔽，人员是相对安全的，铅板对现场的γ辐射剂量率也具有较好的屏蔽效果。

2.2 操作人员受照剂量

屏蔽计算考虑体源的照射防护，由于废纱罩暂存间的现场情况复杂，搭建临时屏蔽无法完全屏蔽各向照射，废物回取工作主要由远程遥控机器人操作完成。基于现场辐射水平和采取的远程工具条件，通过管理手段控制操作人员可达位置的γ辐射剂量率小于25 μGy/h是可行的。废物回取整备完成需要450 h的工作时间，则估算放射性操作人员所受外照射剂量为7.9 mSv。

由钍衰变的气态子体为²²⁰Rn，该核素的衰变时间较短，核素物料状态对结果影响较大，²²⁰Rn及其子体所致工作人员剂量有待进一步的深入研究^[8]。因此内照射主要考虑现场扰动引起的废物粉尘导致的内照射剂量。工作场所粉尘的控制限值为2 mg/m^3[9]，按照废物中²³²Th的最大比活度2.96 × 10⁶ Bq/kg计算，则工作场所空气中的²³²Th活度浓度为5.92 Bq/m³。考虑高效过滤口罩等个人防护措施后，通过吸入途径进入人体的活度份额为0.05。采用以下公式计算吸入内照射^[10]：

$ E={e}_{inh}\cdot {I}_{inh} $

(1)

$ {I}_{inh}=\mathrm{t}\cdot \mathrm{R}\cdot \mathrm{f}\cdot {C}_{i} $

(2)

式中：

e_inh—²³²Th的吸入内照射剂量转换因子，为4.2 × 10⁻⁵ Sv/Bq^[10]；

I_inh—吸入²³²Th核素的摄入量，Bq；

t—操作时间，450 h；

R—空气呼吸率，1.2 m³/h；

f—采取防护措施后，通过吸入途径进入人体的²³²Th核素份额，0.05；

C_i—空气中弥散的核素i的活度浓度，5.92 Bq/m³。

通过估算可知，工作人员所受内照射剂量为6.71 mSv。则回取整备实施过程中放射性工作人员受照剂量合计为14.6 mSv。按照4个班次换班操作测算，则每个工作人员的受照剂量为3.65 mSv，远低于年20 mSv/a的剂量限值^[10]，不会对操作人员的辐射安全产生明显危害。

3 讨　论

含有较高活度天然放射性核素的放射性固体废物辐射危害较高，根据辐射危害特性采取适当的辐射防护措施^[11]。在源项监测数据的基础上，针对类似大尺寸体源和天然放射性核素种类较多的辐射特性，采用点核积分软件MicroShield可以相对准确计算出各类场景下的辐射场分布情况，为类似工程实践采取屏蔽或远距离操作的辐射防护措施提供技术支持。

含有较高活度天然放射性核素的放射性固体废物处理整备过程中，除较高水平的γ射线外照射，气溶胶所致工作人员的吸入内照射同样应该引起重视。操作过程中应尽可能采取密闭包容、设置通风系统，并配置足够的劳保用品。在采取合理的辐射防护工程和管理措施后，工作人员所受辐射照射可以控制到低于剂量限值。