何　岱

(四川省辐射环境管理监测中心站，成都　611139)



· 环境辐射 ·

I类放射源运输的辐射环境影响分析
——以某辐照中心某次放射源钴-60运输为例

何岱

(四川省辐射环境管理监测中心站，成都611139)

以某辐照中心I类放射源运输过程为例，通过介绍了放射源运输环境影响的剂量估算模式，并采用该模式实例计算，结果表明，正常工况和事故工况对工作人员及公众所致的辐射水平符合GB11806-2004规定；还简要对I类放射源在运输中涉及装载容器、装运工具、事故分析等方面的辐射环境影响分析。

放射源;运输;辐射影响

近年来，随着从事核能技术行业的壮大，此领域中放射源的运输数量也不断增加。I类放射源的运输是放射性物质运输类型的B(U)型货包运输。目前，国家对放射性物质的运输管理也相当严格，对运输工作人员及运输工具也有严格的规范要求，比如《放射性物质安全运输规定》(GB11806-2004)[1]、《放射性物质运输包装质量保证》(GBl5219-94)等。同时，放射源的运输过程中对运输工作人员和公众的辐射影响也备受关注，成为共同研究的课题。本文以某辐照中心某次放射源钴-60运输为例，分别对运输货包类型、结构、性能等方面进行分析，并通过介绍剂量模式简单分析运输中的辐射环境影响。

1　货包及装载

1.1货包

1.1.1货包类型、结构

放射源运输货包(以下简称货包)划属《放射性物质安全运输规定》[2](GB11 806—2004)中的B(U)型货包。货包由放射源和运输容器组成。

某辐照中心在某次运输工作中，需运输的放射源为26枚钴-60，26枚钴-60放射源存放在辐照室贮源水井内的辐照升降装置的源架上，平时置于井底。

运输容器由容器本体、屏蔽盖、装源吊篮、防火盖、防火罩和支座等六部分组成，彼此间用螺栓连接紧固。前三部分组成容器的包容体，后三部分是包容体的保护性部件。容器的全部结构材料均采用Crl8Ni9Ti或Crl8Ni9不锈钢，屏蔽材料是铅，隔热材料是膨胀蛭石粉和硬质木板，螺栓材料是2Crl3不锈钢，另外容器的关键尺寸、容器重量等也很重要，如关键尺寸需注意：内腔尺寸、包容体外形尺寸、最大外形尺寸、重量、内容物等，明确这些尺寸信息，对容器运输安全有了重要的保证。

1.1.2货包性能要求

在货包设计方面，放射源运输的货包应按照《放射性物质安全运输规定》(GB11806-2004)中有关货包的设计要求进行设计和制造。使放射源装卸和运输正常工况和事故工况对工作人员和公众受照剂量以及对环境的影响满足GB11806-2004的有关规定要求。

辐照中心在本次运输钴-60放射源的运输容器，是专门运输工业辐照钴-60放射源的运输容器(IRS-I型)，并经国家核安全局审查相关申请文件并现场见证试验，满足国家核安全法规和国家标准中有关B(U)型包装容器设计的基本要求。提供钴-60放射源的运输容器的厂商应获取国家核安全局颁发的《IRS-I型钴-60辐照用放射源包装容器设计批准书》。

1.1.3货包的表面辐射水平

某辐照中心需运输的26枚钴-60放射源的目前活度根据各放射源出厂活度，通过计算可得出26枚钴-60放射源目前总活度为4.43×1015Bq(约11.98万Ci)，属于I类放射源，从而得出容器表面辐射水平。在估算运输放射源对环境的影响时，应采用运输容器最大装源活度(即7.4×1015Bq(2×105Ci))，对容器表面辐射水平进行保守计算。容器表面辐射水平估算值见表1。

表1　容器表面表面辐射水平

根据GBll806的6.11节中分级的划分规定，货包外表面上任一点的最高辐射水平在0.5mSv/h～2mSv/h之间，并且运输指数(TI)在1～10之间，则此运输分级属Ⅲ级(黄)。本项目运输货包表面辐照射水平不大于991.87μSv/h，运输指数(TI)为6.3，故运输等级应属Ⅲ级(黄)。

本次运输货包表面污染水平(如表1所示)按照GB11806的有关规定进行控制，即β、γ和低毒性α发射体，不大于4Bq/cm2。

1.2装载及运输要求

1.2.1装载工具

运输容器装卸的主要工具有：吊车和行车。吊车用于整个运输容器在辐照中心室外的移动和定位；行车用于整个运输容器在辐照中心室内和倒源工号内的移动和放置。

对于钻-60放射源，在辐照中心采用长柄钩具，将钴-60放射源放入运输容器的吊篮内；在倒源工号热室内采用机械手，将钴-60放射源放入贮源水井内。

1.2.2运输要求

在运输方面，辐照中心此次采用公路运输，运输工具是柴油型卡车，为了保障运输安全，还增派1辆前导车(警车)、1辆服务车和1辆指挥车。在容器固定方面，注意防止钴-60放射源运输容器在运输过程中发生位移，甚至甩落。将钴-60放射源运输容器固定在料车的指定位置，用手拉葫芦与容器上部吊耳从四个方向对钴-60放射源运输容器进行固定，容器固定好后用铁丝锁紧手拉葫芦。同时，在运输容器本体外另加有支座，支座作为整体容器的辅助组成部分，通过四个连接螺栓使其与容器本体牢固连接起来。并在运输工具以及运输容器上设置了明显的放射性标识和中文警示说明。

2　正常运输情况的辐射环境影响

2.1源项

辐照中心在此次运输工作中，主要涉及26枚钴-60放射源。各枚钴-60放射源在运输中活度依据放射源出厂活度，通过计算得出见表2。从表2可见，本次运输的26枚钴-60放射源总活度为4.43×1015Bq(约119 832Ci)。

表2　放射源运输活度

在估算钴-60运输放射源对环境的影响时，采用运输容器最大装源活度(即7.4×1015Bq)，对容器表面辐射水平进行保守估算。货包表面辐照射水平不大于2mSv/h，距货包表面1m处辐射水平不大于192 μSv/h。

放射性核素钴-60(60Co)，主要γ射线能量为1.17Mev和1.33Mev。最大β射线能量为0.315Mev，半衰期5.27年。

本次装载的货包内容物为4.43×1015Bq，而本次装载容器的设计最大装载内容物为7.4×1015Bq。本次装载量及容器要求是符合《放射性物质安全运输规定》(GB11806-2004)的规定要求，装载的内容物不超过B(U)型货包所允许的放射性活度的内容物。

2.2剂量估算模式[2]

采用IAEA提供的专门用于评价放射性物质运输引起的辐射影响的RADTRAN4.0程序的技术手册中的剂量估算模式。

2.2.1公路运输人员的剂量模式

(1)车组人员的积分剂量(司机和随车人员)

式中：D为机组人员的积分剂量(人·Sv/a)；Q4为单位转换因子，2.8×10-4(Sv.m.h)/(mSv.km.s)；DRp为货包剂量率(mSv/h)；PPS为每次装运的货包数；DIST为运行距离；SPY为装运次数；Nc为运输工具上的机组人员数；fr、fs、fu分别为在乡村、郊区和城市的人口密度区内的行程份额；Vr、Vs、Vu分别为在乡村、郊区和城市的人口密度区内的行程速度(m/s)；FG为Y辐射引起的货包剂量率的份额；FN为中子辐射引起的货包剂量率的份额；d=r-de/2，这里de是货包有效尺寸(m)；TRG、TRN为γ和中子辐射的剂量与距离关系式因子；K’o为货包形状因子(m)；r为源与车组人员的距离(m)。

(2)运输线路上其他车辆内人员的剂量模式

①与运输线相反方向的车辆内人员的剂量

②与运输线相同方向的车辆内人员的剂量模式

式中：Dsd为与运输线路相同方向的车辆内人员的集体剂量(人·SV)；Q5为单位转换因子，7.7×10-8(Sv·h2·m)/(mSv·s2·l(m)；ko为点源货包形状因子(m2)；DRp为货包剂量率(mSv/h)；PPS为每次装运的货包数；DIST为运行距离(m)；SPY为装运次数；PPV每辆车上的人数；F1为装运车辆的超车道外的交通量因子[s2/(h.m2)]；F2为装运车辆的超车道内的交通量因子[s2/(h.m2)]。

2.2.2装卸(货包)人员的剂量模式

装卸人员积分剂量桉下式计算：

式中：Dig为装卸人员的积分剂量(人·SV)；Q2为1.0×10-3(Sv/mSv)；K'0为货包形状因子(m)；DRp为货包剂量率(mSv/h)；PPS为每次装运的货包数；dI为源距装卸人员/检查人员的平均距离(m)；TH为照射时间(h)；NH为每次装运的平均装运次数；PPH为每次装卸/检查的受照人数；SPY为装运次数。

2.3剂量估算的参数选取

参数选取时，应当遵循如下原则：

(1)按照实际运输情况获取数据，数据内容包括：放射源的活度及运输物质的特性，运输指数，货包特征尺寸、沿线车辆流量、道路类别、运输的总距离、中途停车时间、货包装运次数、运输工作人员等；

(2)如果不能获取运输时具体实际数据，应当参照相关资料和实际调查收集数据，数据内容包括：事故发生率的份额，农村、郊区和城市的行程份额，中途停车期间平均受照人数，道路中同行驶的其他车辆上的平均人数。

本文列举的辐照中心在此次运输工作中，数据参数选取：

货包内的26枚钻-60放射源活度，根据各枚钴-60放射源的出厂活度，通过计算得出，(详见表2)。钴-60核素的光子能量采用RADTMN4.0程序中的缺省值。此次只装运一个货包。货包的特征尺寸为1.495m。运输指数取6.3。运输钴-60放射源机组人数共计20人(包括：司机、装卸人员、辐照监测、保卫指挥等)，运输路线上其他行驶车辆上的平均人数取为10人。农村和郊区的人口密度分别为65人/km2和760人/km2，此次运输不涉及城市人口。全程运输时间约为4h，全程共125km。本次运输任务无中途停车检查和休息，不涉及中途停车期间对周围公众的照射情况。汽车在农村、郊区和城市的行程份额分别为91.2%、8.8%、0.0%，行驶平均速度分别为60km/h、40km/h和25km/h。

2.4剂量估算结果与评价

根据以上计算模式和参数，采用RADTRAN4.0程序所计算的运输人员和公众的剂量估算结果如表3。

表3　运输人员和公众的剂量结果

正常运输情况下，料车驾驶员、货包装卸人员和其他随车人员的个人有效剂量分别为3.79×10-2mSv、4.81×10-1mSv、8.50×10-4mSv。最大值出现在装卸人员(4.81×10-1mSv)，远低于本项目剂量约束值1.5mSv。承担钴-60放射源装卸运输的工作人员(包括料车驾驶员、装卸人员和其他随车人员)的集体剂量总计为2.98×10-3人·Sv。

钴-60放射源运输致使沿线公众所受最大个人有效剂量为3.81×10-3mSv，远低于本项目剂量约束值0.01mSv。公众集体剂量总计1.20×10-3人·Sv。

3　事故概率分析及后果评价参数[3～5]

3.1概率分析

放射性物质的运输过程中可能发生的事故，按照文献[1]规定的事故分类标准，可以分为8类。放射性物质释放事故的发生概率可以描述为每次运输方式中相应的特定严重性的事故发生预期数，同时也需要考虑事故中货包的响应性。事故发生概率计算结果表4。

表4　各类事故的发生概率

3.2后果评价参数

事故后果评价中参数选择，大致分为：货包的参数，农村、郊区和城市的人口密度，照射距离(处理事故工作人员、公众的)，照射时间(公众需据事故发生点采用不同值)，传输因子(即为，辐射在传输时由于各种障碍的屏蔽导致其传输能力与其在空气传输能力的比值，对于城市建筑物，其传输因子取为0.018，对于郊区取0.87，对于农村则不考虑)。

对于本文实例而言，根据文中模式和参数计算得到的结果见表5。

表5　事故工况对事故处理人员和公众的剂量

根据事故假设的场景，在汽车碰撞并同时发生火灾导致货包屏蔽完整性减弱20%，致使货包表面的辐射水平增大的工况下，事故处理人员(职业工作人员)的个人有效剂量为4.60×10-1mSv，远小于事故工况下的剂量约束值50mSv。公众受照剂量中，不涉及城市公众，郊区较农村公众受照最大个人剂量大，原因是受照距离比农村小。公众受照的集体有效剂量郊区大于农村，原因是彼此间人口密度不同。

4　结　论

在加强放射源运输监管力度与相关法律法规制定的同时，放射源运输货包作为一种重要屏蔽容器，其结构强度，密闭性以及抗热冲击性能是其完成运输任务的重要因素。因此，放射源运输货包的容器应严格按照GB11806-2004要求设计、包装、试验，货包运输过程中应符合国家标准规定的要求，可减少运输中的辐射事故发生。

本文例举的辐照中心钴-60放射源的装卸和运输过程就其正当性、安全性以及正常工况和事故工况对工作人员及公众所致的辐射水平符合GB11806-2004规定的剂量限值要求，发生潜在事故时放射性后果不致对工作人员及公众的健康带来不利因素。为预防和减少装卸、运输I类放射源的潜在危险，建议各实施单位必须加强放射源运输的安全管理，应从容器设计、包装、试验以及货包运输等都应严格依照GB11806-2004、GB15219-94等规范执行，应从机构设置、人员培训、规章制度完善、应急响应、应急程序制定等方面，建立行之有效的辐射事故应急预案。实现在正常情况和事故工况下辐射的有效控制，把危险降到最低。

[1]吴录平， 张立波.GB11806《放射性物质安全运输规定》修订[J].核标准计量与质量，2005,(2):15-19.

[2]韩春彩，陈春燕，陈超,等.利用RADTRAN4程序估算放射源运输对工作人员和公众辐射影响[J].中国辐射卫生，2013,(5):596-598.

[3]刘扬.乏燃料正常运输情况下对有关运输人员和公众的辐射影响[J].辐射防护通讯，1994,(2):45-47.

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The Radiation Environment Impact Analysis for Transportation of I Type Radioactive Source——A Case Study of the Cobalt-60 Transport in a Certain Radiation Center

HE Dai

(SichuanRadiationEnvironmentalMonitoringCenter，Chengdu611139,China)

Taking the transport process of I radiation source in a certain radiation center as the example，this study introduced the dose of Environmental Impact Estimation Model in radioactive source transportation and adopted the practical calculation of this model. The results showed that radiation levels in normal and accident conditions conformed to the regulations of GB11806-2004 to staff and the public; this study also briefly analyzed the radiation environment impact in the field of transportation, such as containers, loading tools, accident analysis and so on.

Tritiated titanium source; transportation; radiological

2016-07-07

何岱(1981-)女，重庆人,2004年毕业于电子科技大学通信工程及计算机科学技术及应用专业，高级工程师,现从事放射性环境监测及相关方面工作，深入辐射环境的领域，并结合专业知识正对环境信息系统领域的开发和研究。

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1001-3644(2016)05-0076-05