某大型石化公司核辐射仪表运行期环境影响评价

[摘要] 用辐射监测仪对某大型石化公司核辐射仪表的周围环境进行监测，并依据国家有关标准的要求对仪表所安装位置的周围环境进行环境影响分析评价。评价结果表明，该公司使用的核辐射仪表中所带的放射源在正常运行过程中的辐射屏蔽防护符合有关标准要求，对放射性职业工作人员和周围公众的年有效剂量分别低于相应的剂量约束值。

[关键词] 核辐射仪表 辐射 环境影响评价

1 工程分析

1.1 核辐射仪表概况

某大型石化公司的聚丙烯、聚乙烯、芳烃、IGCC和溶剂脱沥青等装置的生产工艺流程中采用了大量的液体罐、反应器等，为了测出液体密封罐或反应器里液位或料位的高度，多采用核辐射仪表(带有137Cs及241Am-9Be放射源)来控制。该公司的核辐射仪表分为料位计和密度计。料位计用于测量反应罐或储罐中物料的料位；密度计用于测量反应罐中物料的密度。

1.2 核辐射仪表的工艺原理及使用方式

料位控制仪的检测原理是利用放射源发出的γ射线或中子在穿透被测物质时，在被测物质中被部分吸收而减弱的特性。料位仪使用的137Cs（γ源）或241Am-9Be（中子源）放射源安放在铅罐中，与接收射线的探测器分置于被测物料储罐相对的两侧，铅罐的准直孔对准探测器，准直孔可通过源闸开启和关闭。在开启源闸后，放射源通过准直孔发出一束很窄的γ射线或中子(称为有用线束)，穿透被测物料储罐壁和储罐内物料到达射线探测器。

本公司使用的1台 137Cs密度计的检测原理与料位计的原理相似，基于被测物质对γ射线在穿透被测物质时，在被测物质中被部分吸收而减弱的特性。

1.3 该公司所用放射性同位素的性质（见表1）

表1 该公司所用放射性同位素的性质

*: 作为中子源使用，但每10000Bq活度中子产额不到1个，从防护角度只需考虑γ射线。

1.4 主要污染源及污染途径分析

本公司使用的241Am-9Be中子源和137Cs γ放射源均属于密封放射源，放射性物质封装在氩弧焊的不锈钢包壳内，二者的使用方式均为非接触式测量，使用时被测物料不可能与放射源包壳表面相接触，因此不会造成放射源损伤，不会产生放射性污染。

由于金属铅对γ射线有较强的吸收减弱作用，放射源铅容器对放射源的γ射线起到有效的屏蔽作用。在料位仪、密度计的放射源容器准直孔方向，是需要引出γ射线以供使用的方向，该方向的射线相对较强，称为有用线束。料位仪、密度计放射源有用线束对准物料储罐和该仪表的辐射探测器方向，均没有对着人员的方向，一般情况下只有其散射线可能照射到附近的人员；在有用线束之外的其它方向，放射源的γ射线受到铅容器的屏蔽减弱，仅有较弱的漏射线。

因此，核辐射仪表的主要污染途径是核辐射仪表所带放射源容器的漏射线及有用线束散射线对周围人员的γ外照射。

2 评价标准

评价标准采用《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)，包括职业照射、公众照射剂量限值与剂量管理目标值。

含密封源容器的放射防护要求按照《含密封源仪表的卫生防护标准》(GBZ125-2002)的规定控制。

公众照射剂量限值为，实践（如本项目）使公众中有关关键人群组的成员所受到的年平均有效剂量估计值不超过1mSv，该值为世界范围内天然本底辐射年有效剂量中值（2.4mSv，UNSCEAR2000报告附件B）的41.6%。特殊情况下，如果5个连续年的年平均不超过1mSv，则某一单一年份的有效剂量可提高到5mSv。本项目核辐射仪表公众人员剂量管理目标值取限值的1/4，即每年0.25 mSv。

职业照射剂量限值为，由审管部门决定的连续5年的年平均有效剂量（不作追溯性平均）不超过20mSv，其中任何一年不超过50mSv。职业工作人员的剂量管理目标值取限值的1/4，即每年5 mSv。

含密封源仪表表面5cm处及1m 处的剂量当量率及使用场所应满足表2的要求。

表2 含密封源仪表的使用场所和相应的泄漏射线控制量

3 运行期环境影响分析

3.1 核辐射仪表周围环境放射性现状监测

该公司的核辐射仪表已投入运行，因此对正常运行的核辐射仪表的周围环境进行现场剂量率监测，监测结果见表3。

监测期间天气晴，气温29℃，湿度72％。监测工况：源处于正常工作状态。监测仪器：采用美国FLUKE公司的451P加压电离室巡测仪。

表 3聚丙烯车间核辐射仪表周围环境γ辐射剂量率监测结果

注：未扣除环境天然本底值。源前方表面是指核辐射仪表准直孔的背面。

由表3可见，所监测的料位计和密度计的源强比较弱，防护较好，除了距设备表面5cm的γ辐射剂量率测值略高于本底外，其余各点测值均属于一般的环境天然本底辐射水平。

3.2 料位仪、密度计巡视人员的年附加有效剂量值估算及评价

运营期环境影响主要是核辐射仪表所带放射源容器的漏射线、有用线束散射线对仪表巡视人员及偶然经过仪表周围场所其他人员的γ外照射。

料位仪、密度计安装位置为高温、高空的环境，平时无人停留，仅料位仪、密度计安装处附近设有巡视通道的位置偶尔有人经过，但由于储罐设备金属部分对天然本底辐射的吸收作用，以及放射源较弱、防护较好等原因，料位仪、密度计附近通道处γ辐射剂量率略高于远离放射源处的环境本底值，对偶尔经过的人员影响可忽略不计。因此只须估算核辐射仪表巡视人员的受照剂量。

仪器巡视人员每2小时巡视一次，但主要是巡视除核辐射仪表以外的其它仪表，人员居留因子T取值为偶然居留因子（T=1/16），年工作时间为2000h，年停留时间为125h；人员通过平台处的剂量率取本次测量放射源1m处的最大值(保守估算)5.16μSv/h，则年受照附加有效剂量值为0.643mSv，只占放射性职业工作人员年剂量管理目标值（5 mSv）的13％。

在设备维修期间，只要按操作规范的要求关闭放射源闸，避免受到有用线束的误照射，从实测结果（表3）可知，由于放射源周围环境辐射水平基本为本底水平，而且维修时间相对较短，维修人员受照附加有效剂量值可忽略不计。

4 辐射污染防治措施

4.1 辐射污染防护设施分析

本公司的核辐射仪表使用的放射源均属于密封放射源，在正常运行情况下不产生放射性“三废”。其辐射防护设施包括：（1）仪器设备的放射源屏蔽容器，可屏蔽大部分的γ射线；（2）放射源源闸，在维修、运输和贮存等情况下可关闭源闸，切断有用线束，避免人员受到误照射；（3）有关电离辐射标志，可提醒人员，避免误照射，防止放射源丢失。

该公司使用的所有核辐射仪表的安装场所均设有电离辐射警告标志。

根据表2的有关要求，从表3可知：

①有的车间的仪表的源容器表面5cm处和1m处的γ剂量率最大值分别小于2.5μSv/h和0.25μSv/h。对人员的活动范围不需作限制。

②有的车间的核辐射仪表均属自动化控制，不设固定的操作位，距源容器1m区域内除巡视工人外很少有人停留，仪表的源容器表面5cm处和1m处的γ剂量率最大值分别处于2.5≤H

4.2 辐射环境管理措施分析

根据国家的有关要求，该公司已建立辐射安全与防护管理组织，制定安全管理制度、操作使用规程和事故应急预案等程序。放射性工作人员已按要求参加有关辐射安全教育培训及有关岗位培训，操作人员均持有辐射工作人员岗位培训合格证。此外还要求工作人员严格遵守基本的操作程序，重视和防范可能产生的各种辐射安全事故风险，确保辐射安全。

5 评价结论

该公司已运行的核辐射仪表的屏蔽材料及厚度基本能够满足防护要求，对放射性职业工作人员和周围公众的年有效剂量分别低于相应的剂量约束值。因此，在实施了本报告提出的辐射污染防治措施要求后，从辐射安全与环境保护角度看，该项目是可行的。