中核核电运行管理有限公司秦山第三核电厂(以下简称“秦三厂”)是国内首座CANDU-6型重水堆核电厂，与压水堆电厂相比，其最大的特点是采用重水作为慢化剂和冷却剂，氘在堆芯中被中子活化生成氚，并以氚化水(HTO)形式大量地存在于慢化剂和冷却剂中，比压水堆要高出数个量级。根据重水堆核电厂的运行经验，氚内照射剂量对工作人员年剂量的贡献为总剂量的20%~40%^[1]，是内照射剂量的主要贡献因素。氚内照射监测和剂量估算，不仅影响着重水堆电厂的集体剂量管理，对于及时发现和处理人员非计划摄入氚，进而保障人员的辐射安全，更是有着重要的作用。

秦三厂采用尿氚直接测量法来测定工作人员摄入体内的氚放射性活度，再采用尿样氚浓度折线面积法来计算氚剂量^[2]。在液体闪烁测量中，通常因为标准体系和测量体系不同而引入误差，但是经常被忽略。比如制作淬灭校正曲线的淬灭标准源所用的闪烁液与实际测量中使用的闪烁液不同，将引入约10%的误差^[3]。由于人体之间的差异，使用液闪直接测量尿样中的氚时，影响准确性的关键因素之一是尿氚的淬灭校正曲线。2014年以前，秦三厂尿中氚测量使用的淬灭校正曲线是通过测量厂家配套淬灭源获得的，为仪器自带标准源淬灭曲线。测量的淬灭样品中没有人体尿液，为纯水。考虑到体系相关性，即测量尿样时建议使用尿样制作的淬灭校正曲线，需要使用氚计数低的人体尿样制作空白尿样淬灭曲线。

本文介绍了秦三厂氚内照射剂量监测和估算的方法、空白尿样淬灭曲线制作方法和死时间校正曲线制作方法，对氚内照射监测及估算方法进行优化，从而使重水堆核电厂氚内照射剂量的监测管理工作不断得到改进。

资料与方法

1. 尿氚监测方法：根据氚的特性^[4]，摄入人体的氚化水蒸气量，在体液中有相同的浓度，可以通过测定体液中氚的活度浓度，估算出人员氚内照射剂量。秦三厂采用尿氚直接测量法，将收集的尿样不经任何处理与闪烁液在计数瓶中直接混合均匀制成待测样品，闪烁液与尿样的优化配比为10∶2，摇匀后暗化30 min，放入液体闪烁谱仪中测量活度，计数时间为3 min，整个测量分析过程由计算机自动完成。

根据该方法计算尿中氚的比活度：

$ A=\frac{A_{s}-n_{b}}{E \cdot V \cdot 60} $

(1)

式中, A为尿样比活度，Bq/ml；n_s为样品计数率，n_b为本底计数率，次/min；E为样品的计数效率；V为样品的体积，ml。实际计算时E取1，V为2 ml，60为min转换为s的倍数。

2. 仪器和材料：测量仪器为美国PerkinElmer公司Tri-carb 2900TR液体闪烁谱仪，闪烁液为PerkinElmer Ultima Gold LLT，液体闪烁计数瓶购自美国PerkinElmer公司。标准氚水活度为53.4 kBq/g(生产日期：2014年6月8日，中国原子能科学研究院)，折算至实验当日(2018年8月2日)活度为42.34 kBq/g。秦三厂主热传输系统重水中氚活度为4.7×10⁷ Bq/ml。

3. 氚内照射估算方法：关于氚剂量的估算，采用尿样氚浓度折线面积法计算氚剂量。在某一数据统计周期内，相邻的两个尿样间内氚产生的剂量的计算公式如下：

$ E=T \times 5.789 \times 10^{-5} \times\left(C_{i+1}+C_{i}\right) / 2 $

(2)

式中，E为有效剂量, mSv；T为监测周期，d；其中5.789×10^-5 mSv/(Bq·ml^-1·d)为重水堆加拿大承包商提供的氚剂量系数(下文中简称“加拿大系数”)；C_i和C_i-1分别为监测周期相邻两次尿样的监测浓度，Bq/ml。

在最后一次测量后的一段时间内，由累积丰度引起的待积有效剂量E_待(mSv)可用的一个简单的方法估算，即用最后一次尿样测量结果C_终(Bq/ml), 并应用连续沉积时的半衰期的默认值(10 d)推导求出, 。计算公式如下：

$ E_{\text {待 }}=8.3 \times 10^{-4} C_{\text {终 }} $

(3)

4. 尿样淬灭曲线制作方法：采集秦山核电2018年入职的全部92名新员工的空白尿样(空白指从未接触过放射性工作，与已在厂内从事放射性工作的人员监测的尿样相区别)，进行淬灭指数测量，再根据淬灭指数的分布做出统计图，淬灭指数分布请见图 1。从图 1可以看出：其tSIE淬灭指数92%以上分布在200~400范围内的淬灭较重部分，只有4%的尿样淬灭较轻，tSIE高于400，不到4%的尿样分布低于200。根据对上述尿氚空白样品的本底测量结果，制作尿氚淬灭校正曲线，从中选择淬灭指数tSIE最低160到最高460之间且分布均匀的10个样品，分别加入0.1 ml的标准氚水进行液闪测量，按这种内标法测定值制作的尿氚效率-淬灭校正曲线如图 2所示。这样制作出的曲线的tSIE能够涵盖需要测量的电厂放射性工作人员尿样的淬灭程度，以保证测量的准确性。

5. 死时间校正曲线制作方法：由于现有氚化水标准浓度偏低，无法制备高活度浓度尿样的加标样品，因此，实验选择秦三厂主热传输系统重水稀释后蒸馏(去除其他核素影响)作为对象。方法如下：①取10 g主热传输系统重水稀释30倍后蒸馏得到重水蒸馏液，取0.1 ml重水蒸馏液与1.9 ml尿液混合测量。②比较0.1 ml重水蒸馏液+1.9 ml尿液混合液中氚浓度和计算所得重水蒸馏液中氚浓度(混合液中氚浓度/0.1 ml重水蒸馏液质量×稀释倍数)之间关系。③实验用主热传输系统重水蒸馏液氚浓度计算值无明显升高时，视为无需进行死时间校正，求无需死时间校正的平均值、死时间校正因子(平均值/计算值)。④拟合氚浓度-死时间校正因子曲线，得拟合公式。

结果

1. 尿样体系相关性优化——制作尿样淬灭曲线：空白尿样本底测量采用30 min计数，空白尿样在0~12 keV氚测量道的本底计数平均值为(3.7±0.66)计数/min。尿样的加样量为2 ml，假定平均计数效率为25%(淬灭指数取平均值tSIE≈300)，则仪器对尿氚的探测下限为54.6 Bq/L，对于现场常用的3和1 min计数，同样计算可求出探测下限为172和299 Bq/L。

再对空白尿样制作的淬灭曲线与仪器自带淬灭源制作的淬灭曲线进行比较，使用对数进行拟合，见图 3。其中红色为空白尿样淬灭源，蓝色为仪器自带淬灭源，并计算相对偏差，可知tSIE<200时，自带淬灭源和自制尿样淬灭源效率相对偏差较大(15%左右)，tSIE>200时，效率相对偏差在10%以内，平均在5%以内；效率绝对偏差在±5% 左右。当tSIE<200的尿样，要求采用活性炭包脱色后再制样测量。

因此，认为2014年前使用仪器自带淬灭源制作的淬灭曲线测量的数据为可接受。根据两个体系淬灭曲线的相对偏差，对于tSIE<200的尿样，要求采用活性炭包脱色后再制样测量。

2. 尿氚测量中死时间问题优化：放射性活度测量装置中电子学线路处理和记录脉冲信号时存在时间响应问题，不可避免地造成核事件的脉冲漏计^[5]，高计数率情况下尤其需要关注，必要时需进行死时间校正^[6]。随着秦三厂运行年限的增加，冷却剂和慢化剂中的氚浓度持续升高，应对尿样中高浓度氚的测量的死时间校正进行修正，给出确定不同浓度的校正曲线。通过死时间校正曲线制作方法测量出的秦三厂用于尿氚测量的液体闪烁计数器的死时间曲线示于图 4。从图 4尿中氚浓度与死时间校正关系可以看出，尿中氚浓度低于2.4×10⁴ Bq/ml时，死时间不会影响测量结果；随着尿中氚浓度的增加，死时间对测量结果的影响会越来越明显。因此，需完善程序，当测得尿中氚浓度高于2.4×10⁴ Bq/ml，需要对尿样进行稀释处理，再进行测量。并按图 4中虚线拟合，可得到公式：

$ y=3 \times 10^{-7} x+0.9931 $

(4)

其中，R²=0.973 5。

讨论

氚内照射剂量监测的梯形面积法可以避免单次剂量叠加所引入的误差。假若每年监测尿氚浓度(Bq/L)n次，尿氚浓度折线下的面积为Au(Bq/L·d)，则某时间段有效剂量为：

$ E=A_{u} \cdot Q=\sum\limits_{i=0}^{n-1}\left(C_{i}+C_{i+1}\right)\left(t_{i+1}-t_{i}\right) / 2 \cdot Q $

(5)

式中，C_i为i次尿样的尿氚浓度测量值(C₀为前一年最后一次测得的尿氚浓度值)，Bq /L；t_i为i次尿样取样时间，d；n为每年监测的尿样次数；Q为剂量转换系数，加拿大Q值为5.789，而GB_T16148-2009中规定Q值为4.8，考虑有机结合氚增大10%^[7]后的值为5.3，也与加拿大Q值无法对应。

可以推测，应为使用的参考人的参数不同导致，加拿大使用北美参考人，而国际原子能机构(IAEA)使用全球平均值的参考人。为了确定最合适的剂量系数，即更加适合中国人的剂量参数，本研究使用IAEA全球平均值参考人进行以下讨论：

氚是β辐射体，产额Y为1，平均能量E_β为5.683×10^-3 MeV，吸收分数AF为1，辐射权重因子WR为1。氚在体内均匀分布，靶器官与源器官相同，其总体质量M_T(全身质量70 kg减去胃肠道容物1.005 kg、膀胱容物0.102 kg和胆囊容物质量0.062 kg)为68.831 kg。由此可算得比有效能量SEE为^[8]:

$ $$ \mathrm{SEE}=\frac{Y \cdot E_{\beta} \cdot A F \cdot W_{\mathrm{R}}}{M_{\mathrm{T}}} \times $$ 1.6022 \times $$ 10^{-13} \mathrm{~Sv} / 衰变 $

(6)

式中，1.602 2×10^-13为Mev对J的换算系数，取1.32×10^-17 Sv/衰变。

假定尿氚浓度与体水氚浓度相等，则尿氚的时间积分(Bq·d/L)的剂量系数为1.32 × 10^-17 × 42 × 86 400=4.79×10^-11≈4.8 × 10^-11 Sv/(Bq·d/L) =4.8 × 10^-5 mSv/(Bq·d/ml)。式中，42为全身体水量，86 400为1 d的秒数。该剂量系数即为国标GB_T16148-2009《放射性核素摄入量及内照射剂量估算规范》^[7]中规定的转换系数。

秦三厂早期采用加拿大系数5.789×10^-5mSv/(Bq·d·ml^-1)，比国标规定的4.8×10^-5mSv/(Bq·d·ml^-1)高20.6%，造成常规监测和特殊监测时均高估太多。实际应使用国标GB_T16148-2009规定转换系数的4.8×10^-5mSv/(Bq·d·ml^-1)则常规监测某时间段有效剂量(mSv)为：

$ E=\frac{\left(C_{i+1}+C_{i}\right)\left(t_{i+1}-t_{i}\right)}{2} \times 4.8 \times 10^{-5} $

(7)

对于待积有效剂量(mSv)计算，在没有其他证据的情况下，半排期可以用10 d。公式为：

$ E=\frac{4.8 \times 10^{-11} Cn}{\ln 2 / 10}=6.9 \times 10^{-4} Cn $

(8)

考虑有机结合氚对剂量系数增加10%，每单位(Bq/ml)束缚氚和总氚的剂量分别增加到每天5.3×10^-5和7.6×10^-4 mSv。

特殊监测中，工作人员摄入放射性物质的时间已知。单次摄入放射性物质的有效剂量为：

$ E_{50}=7.6 \times 10^{-4} \times Cn \times e^{0.0693 \cdot t} $

(9)

式中，E₅₀为有效剂量，mSv，Cn为摄入氚后t时刻尿氚浓度，Bq/ml；t为工作人员摄入放射性物质的时间, d。

秦三厂在参考加拿大等国外重水堆实践，结合国家相关法律法规和自身十几年运行经验，逐步建立了一套符合电厂特点的氚内照射监测和估算体系。但随着机组运行，也暴露出了一系列测量和估算方面存在的问题。本研究根据秦三厂多年来尿氚监测和估算中的问题，进行了实验和计算，优化了秦三厂尿氚估算剂量系数；采取空白尿样进行实验，制作淬灭校正曲线，优化了尿样体系相关性问题；利用PHT系统重水稀释蒸馏液模拟不同浓度的氚化水，制作出死时间校正曲线，优化了测量中死时间影响。通过这些优化措施，使重水堆核电厂氚内照射剂量的管理工作更为完善，为重水堆电厂放射工作人员的辐射安全保障做出了贡献。

利益冲突  无

作者贡献声明  陆丽燕、熊扣红负责文献收集, 整理和撰写初稿; 王孔钊、刘玉龙负责监测技术指导, 拟定写作思路, 修改论文