中华放射医学与防护杂志  2015, Vol. 35 Issue (10): 772-774   PDF    
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姜文华, 张文仲, 王晓涛, 宋培峰, 张敏. 放射性气体流出物对关键人群组的有效剂量估算[J]. 中华放射医学与防护杂志, 2015, 35(10): 772-774, DOI: 10.3760/cma.j.issn.0254-5098.2015.10.013.
放射性气体流出物对关键人群组的有效剂量估算
姜文华1, 张文仲2, 王晓涛1, 宋培峰1, 张敏1     
1. 100082 北京, 环境保护部核与辐射安全中心;
2. 防化学院
通信作者：张敏，Email:zhangmin@chinansc.cn

核与辐射设施正常运行条件下，可能会向环境排放气态放射性流出物。核与辐射实施的营运者在他们所负责的放射性物质排放到环境之前，应评价由计划排放引起的关键人群组所受的剂量[1]。基于核与辐射设施运行后气态流出物排放量监测进行的环境辐射剂量计算已有大量成果[2, 3]，而关于设计阶段排放限值的审定过程报道较少。本研究以一座小型核技术利用实验室为对象，估算流出物对周围公众所引起的辐射剂量，简要讨论排放限值的审定过程。

一、材料与方法

1. 核技术利用设施：以某一进行放射性核素试验的实验室为研究对象，操作非密封放射性物质85Kr、133Xe、131I、90Sr和137Cs，操作核素的气态流出物年设计排放量限值分别为4.96×108、1.45×105、5.05×105、6.05×103和1.02×104 Bq。

2. 剂量估算：国际原子能机构(IAEA)安全报告19号《放射性物质排放至环境的影响评价通用模型》采用简单大气弥散模式估算气态流出物释放点的地面空气浓度[4]，考虑空气浸没外照射、地面沉积外照射、吸入内照射、食入内照射4种照射途径对公众成员产生的辐射剂量，以此评价辐射源和实践对公众照射控制的最优化和适当性。

(1)空气中核素浓度：气态流出物释放点的地面空气浓度计算由公式(1)所示：

式中，CA为释放点下风向接收点至排放点距离300 m处地面空气浓度，Bq/m3；Pp是接收点处风向频率，Pp=2.50×10-1[4]；B是下风距离300 m处的高斯扩散因子，B=4.00×10-4/m2 [4]；Qi是放射性核素i的年平均排放速率，放射性气体年排放时间不超过1 000 h，85Kr、133Xe、131I、90Sr和137Cs的年平均排放速率Qi分别为1.38×102、4.03×10-2、1.40×10-1、1.68×10-3和2.83×10-3Bq/s ；ua是典型代表性某年内释放点高度处风速几何平均数，ua=2 m/s[5]。

(2)空气浸没外照射：气态流出物排放至大气烟羽浸没外照射引起的有效剂量Eim由公式(2)计算：

式中，Eim是由空气浸没外照射所致的有效剂量，Sv/年；DFim是烟羽浸没外照射有效剂量转换因子，85Kr、133Xe、131I、90Sr和137Cs 核素DFim分别为3.75×10-9、4.92×10-8、5.74×10-7、2.37×10-10和2.44×10-10 Sv·年-1·Bq-1·m2[6]；Qf是假定的关键人群组暴露在该种照射途径的居留因子，Qf=1[4]。

(3)地面沉积外照射：放射性气态流出物沉积于地面后产生的外照射剂量Egr由公式(3)计算：

式中，Egr为放射性气体地面沉积外照射所致有效剂量，Sv/年；Vd为核素地面干沉降速率，m/d；Vw为核素地面湿沉降速率，m/d；用于评价目的，对于气溶胶和活性气体，总沉降速率Vt=Vd+Vw，推荐Vt=1 000 m/d[4]；λi是核素放射性衰变常数，85Kr、133Xe、131I、90Sr和137Cs 的λi分别为1.77×10-4、1.32×10-1、8.64×10-2、6.61×10-5和6.32×10-5 /d；λs是除了放射性衰变外由于其他过程的土壤核素活度降低速率常数，85Kr、133Xe、131I、90Sr和137Cs的λs分别为0、0、0、1.40×10-4和1.40×10-4 /d[4]；tb是放射性物质排放时间，tb=1.40×10-4d ；DFgr是地面沉积外照射有效剂量转换因子，85Kr、133Xe、131I、90Sr和137Cs的DFgr分别为8.33×10-11、1.45×10-9、1.06×10-8、8.96×10-12和8.99×10-12 Sv·年-1·Bq-1·m2 [6]。

(4)吸入内照射：关键人群组吸入放射性核素所产生的内照射有效剂量Einh由公式(4)计算：

式中，Einh是吸入内照射有效剂量，Sv/年；Rinh是呼吸速率，Rinh=1.05×104 m3/ 年[5]；DFinh是吸入单位核素所致有效剂量的转换系数，85Kr、133Xe、131I、90Sr和137Cs 的DFinh分别为4.02×10-7、2.19×10-6、1.80×10-7、2.30×10-7和2.10×10-8 Sv/Bq [7]。

(5)食入内照射：由于食入放射性核素沉降转移至食物中所产生的内照射Eing有效剂量由公式(5)计算：

式中，Eing是食入内照射有效剂量，Sv/年；α是干沉降和湿沉降过程中每单位质量可食用植物部分截获的活度沉降的分数，α=0.3 m2/kg [4]；λw是沉降在蔬菜表面除放射性衰变因素以外其他核素的浓度减少速率常数，λw=0.05 /d [4]；te蔬菜生长期暴露在污染下持续的时间，te=60 d [4]；Fv是由蔬菜中可食入部分从土壤中摄入放射性核素的浓缩系数，85Kr、133Xe、131I、90Sr和137Cs的Fv分别为0、0、2.00×10-2、3.00×10-1和4.00×10-2[4]；ρ是土壤中根部所在区标准化表面密度，ρ=2.60×102 g/cm2 [4]；th是收获后至被消费的时间段，th=14 d [4]；Hp是p种食物的食用量，Hp=100 kg/年[5]；DFing是食入单位核素所致有效剂量的转换系数，131I、90Sr和137Cs 的DFing分别为2.20×10-8、2.80×10-8和1.30×10-8 Sv/Bq [7]。

(6)有效剂量：由气态放射性流出物产生的总的有效剂量由公式(6)计算：

式中，Etol是由气态放射性流出物对周围关键居民组产生的总的有效剂量，Sv/年。

二、结果

1. 空气中核素浓度：实验室气态流出物由高度H为15 m的烟囱排放到大气中，邻近最高建筑物高度为12 m，建筑物投影横截面为150 m2。距离该实验室300 m处有一居民区，1 000 m处有一农耕土地供本地居民蔬菜和粮食供给。采用简单稀释尾流区排放模式估算，实验室排放至大气中的85Kr、133Xe、131I、90Sr和137Cs放射性气体浓度CA分别为6.92×10-3、2.01×10-6、7.01×10-6、8.48×10-8和1.42×10-7 Bq/m3。

2. 剂量估算：实验室操作产生的放射性气体排放至周围环境，对周围关键居民组产生公众照射，按照公式(2)～(5)分别计算空气浸没外照射、地面沉积外照射、吸入内照射和食入内照射对成人公众所致剂量，结果列于表1。由结果可知，在设定的放射性气体排放限值下，成人公众成员受到的有效剂量为3.74×10-6 Sv/年。

表1 放射性气体对关键人群组照射年有效剂量
三、讨论

核与辐射设施的设计、规划、运行和退役阶段均应进行公众照射控制的安全评价，以确定与公众照射有关的流出物排放限值[7]，在必要的情况下应包含在监管部门颁发的允许运行的授权文件或其附件中[8]。设施运行阶段气载放射性流出物产生的公众照射，可通过周密的气载流出物监测获得源项信息，进而通过一定的剂量估算模式获得公众照射信息。由于不同设施源的种类、规模和数量跨度较大，气载放射性流出物排放量差异显著，为便于比较，以单位活度(Bq)气载放射性核素对公众所产生的有效剂量进行比较。李智和李华[9]根据大亚湾核电站2001年度气载放射性流出物排放量及场所参数，估算单位活度85Kr、133Xe、131I、和137Cs排放量所致公众最大个人有效剂量分别为6.10×10-21、3.09×10-22、1.01×10-17和9.42×10-16Sv/年，相应的估算结果分别为7.46×10-15、6.40×10-15、4.64×10-14、1.19×10-13Sv/年；杨端节等[10]估算中国原子能科学研究院131I生产气载流出物排放量对公众所致最大个人有效剂量，单位活度131I为2.70×10-17 Sv/年。本研究中，气载放射性核素对公众所致个人有效剂量均高于其他研究者估算结果，所选取的参数为IAEA 19号报告和相关研究者推荐的通用缺省值[4]，而上述作者在估算过程中对大气弥散和公众生活习性均采取了场址调查参数。由此可见，IAEA推荐的简单大气弥散模式和通用缺省值在环境和公众剂量评价时是一种非常保守的估计和假设，出于筛选评价的目的，可大大简化安全评价工作。

核与辐射设施正常运行所产生的放射性物质以气载(气体、气溶胶)流出物形式向环境的排放时，在设计、规划阶段应确定源的排放限值，并评价设定的排放限值是否满足公众照射免受辐射危害。《放射性物质排放至环境的影响评价通用模型》(IAEA 19号)介绍了排放的放射性物质对环境的辐射影响[4]，包括公众照射剂量评估。对于气载流出物，IAEA 19号报告推荐采用一种结构化的迭代筛选方法。气载流出物的大气弥散模式分为简单模式和基本模式，简单模式适用于小型核设施和核技术应用实验室，气载流出物排放量较小的情况，又分为无稀释模式和稀释模式；基本模式适用于大型核设施，气载流出物排放量较大的情况[11]。迭代方法是从最简单、需要最小场址信息(放射性核素的排放量、排放高度等)的无稀释模式开始[12]，假若采用简单无稀释模式估算的剂量高于参考水平的10%，说明从最保守、安全的估计，气载流出物的排放满足要求，可终止评价过程。当估算的剂量高于参考水平的10%，则可采用简单稀释模式，把大气的简单弥散过程引入评价，继而重复上述过程；如估算的剂量高于参考水平的10%，采用与更多场址信息有关的基本模式。本研究采用简单稀释模式，估算操作非密封放射性物质实验室在设定的排放限值条件下气载流出物对成人公众有效剂量为3.74 μSv/年，低于一般核技术利用项目规定的公众照射剂量参考水平0.10 mSv/年的10%，评价可以终止。对于小型核设施和核技术应用实验室，采用IAEA推荐模式及有关学者推荐的通用参数进行评价，按照迭代方法终止于简单稀释模式时，不必为了进行正常工况的环境影响评价作大量的气象观测和大范围的食物习性调查，可节省大量观测和调查工作。

参考文献
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