182青州通达检测工程有限公司.doc

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1、项目基本情况简介表单位名称青州通达检测工程有限公司通讯地址青州市益都办事处北河东村法人代表蔡得雨电话15253699993邮编262509联 系 人蔡得雨联系电话15253699993项目名称射线探伤机应用放射源项目项目地点青州市益都办事处北河东村项目用途工业探伤项目依据-项目性质扩 建占地面积贮源库占地面积约6总 投 资100万元核 技 术项目投资40万元核技术项目环保投资15万元应用类型密封型放射源核素种类192Ir、75Se核技术应用的目的和任务工业设备或设施的安装过程中，金属材料的焊接是不可缺少的。两部分材料焊接或两段管路之间焊接若焊点存在缺陷，或铸件、金属部件上存在一些其它疵点时，这

2、些管路或物件投入使用时，将很可能产生灾难性后果。射线探伤利用电离辐射贯穿这类重要部件，同时又不损伤物件的特性，可以发现这种缺陷。本评价项目涉及5台手提式射线探伤机（4枚192Ir放射源和1枚75Se放射源，活度3.71012Bq/枚）。5台射线探伤机均用于现场（移动）工业探伤。属使用类密封型放射源。概 述前 言青州通达检测工程有限公司成立于2007年4月，位于山东省青州市益都办事处北河东村，建筑面积400，坐落于309国道边，交通便利。该公司经营金属结构的无损检测、光谱分析和防腐保温等业务，多次参加国家重点管线建设工程，化工、电力、炼油等在用和新建工程也多次参加，都取得良好成绩。公司施工地点遍

3、及全国各地，能够适应多种气候和各种恶劣环境。青州通达检测工程有限公司现有2台X射线探伤机和5台射线探伤机（公司现有设备明细见附件一）。2008年11月，该公司委托中国人民解放军环境科学研究中心编制了青州通达检测工程有限公司射线探伤机、X射线探伤机辐射项目辐射环境影响报告表。2008年12月31日，山东省环境保护局以“鲁辐环表审2008229号（见附件二）”对该报告表进行了审批。2010年7月15日，该公司取得辐射安全许可证（鲁环辐证07108，见附件三）,许可种类和范围包括使用类放射源和类射线装置。2012年11月通过了省环保厅组织的建设项目竣工环境保护验收。2013年11月，该公司辐射安全许

4、可证延续申请获省环保厅批准，有效期至2018年11月17日。为扩大业务范围，该公司拟购置射线探伤机5台。为保护环境和公众利益，根据中华人民共和国放射性污染防治法、中华人民共和国环境影响评价法、放射性同位素与射线装置安全和防护条例等法律法规的要求和规定，青州通达检测工程有限公司委托山东省波尔辐射环境技术中心对拟增5台射线探伤机应用放射源项目进行辐射环境影响评价。我中心接受委托后，在收集和分析有关资料、现场查勘、预测估算等基础上，编制完成了青州通达检测工程有限公司射线探伤机应用放射源项目环境影响报告表。编制依据1.中华人民共和国环境保护法，1989；2.中华人民共和国环境影响评价法，2003；3.

5、中华人民共和国放射性污染防治法，2003；4.建设项目环境保护管理条例，国务院令第253号，1998；5.放射性同位素与射线装置安全和防护条例，国务院令第449号，2005；6.放射性物品运输安全管理条例，国务院令第562号，2010年；7.建设项目环境影响评价分类管理名录,环境保护部令第2号，2008；8.放射性同位素与射线装置安全许可管理办法，环境保护部令第3号，2008；9.放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法，环境保护部令第18号，2011；10.放射性物品运输安全许可管理办法，环境保护部令第11号，2010年；11.关于发布放射源分类办法的公告，国家环境保护总局公告，2005年第

6、62号；12.关于建立放射性同位素与射线装置辐射事故分级处理和报告制度的通知，国家环境保护总局，环发2006145号；13.关于印发关于射线探伤装置的辐射安全要求的通知，国家环境保护总局，环发20078号；14.放射性物品道路运输管理规定，交通运输部令第6号，2010年；15.山东省辐射污染防治条例，山东省人民代表大会常务委员会公告第37号，2014年。评价标准1.电离辐射防护与辐射源安全基本标准(GB18871-2002)(1)对于职业照射的剂量限值附录B，B1.1.1.1 a)款规定，由审管部门决定的连续5年平均有效剂量，20mSv；附录B，B1.1.1.1 b)款规定，工作人员，任何一年

7、中的有效剂量，50mSv。(2)对于公众照射的剂量限值附录B，B1.2.1 a)款规定，年有效剂量，1mSv；附录B，B1.2.1 b)款规定，特殊情况下，如果5个连续年的年平均剂量不超过1mSv，则某一单一年份的有效剂量可提高到5mSv。工作人员的职业照射和公众照射的年剂量限值列入表1。(3)管理剂量约束值本报告表取规定限值的3/10，即以6mSv作为职业工作人员的年管理剂量约束值，以0.3mSv作为公众成员的年管理剂量约束值。表1 工作人员职业照射和公众照射年剂量限值职业工作人员公 众年有效剂量20mSv年有效剂量1mSv眼晶体年当量剂量150mSv眼晶体年当量剂量15mSv四肢或皮肤年当

8、量剂量500mSv皮肤年当量剂量50mSv注：表中剂量限值不包括医疗照射和天然本底照射。2.工业射线探伤放射防护标准(GBZ132-2008)(1)标准中4.1款规定：源容器应符合GB/T14058中第5.3条的要求，其周围的空气比释动能率不超过表2的数值。(2)标准中7.3款规定：进行作业探伤前，必须先将工作场所划分为控制区和监督区。(3)标准中7.3.1款规定：控制区边界外空气比释动能率应低于15Gy/h。表2 源容器周围空气比释动能率控制值 单位：mGyh-1探伤机类型容器外表面距容器外表面50mm1m手提式20.50.02移动式210.05固定式210.10(4)标准中7.3.6款规定

9、：监督区位于控制区外，允许有关人员在此区活动，培训人员或探访者也可进入该区。其边界空气比释动能率应不大于2.5Sv/h，边界处应有电离辐射警告标志标牌，公众不得进入该区域。3.放射性物质安全运输规程(GB11806-2004)规定中6.14.2.3 c)款规定：在运输的常规条件下运输工具外表面上任一点的辐射水平应不超过2mSv/h，而在距运输工具外表面2m处的辐射水平应不超过0.1mSv/h。评价目的和环境保护目标1.评价目的(1)对建设项目周围地区环境质量、环境辐射现状进行调查，评价该地区辐射环境状况；(2)评价项目在营运过程中对工作人员和公众成员所造成的辐射影响以及分析其对环境的影响；(3

10、)评价辐射防护措施效果，提出减少辐射危害的措施，为环境保护行政主管部门管理提供依据；(4)通过对该项目辐射环境影响评价，为营运单位保护环境和公众利益给予技术支持；(5)对不利影响和存在的问题提出防治措施，把辐射环境影响减少到“可合理达到的尽量低水平”。2.环境保护目标使建设项目作业现场周围环境辐射水平低于国家规定的限值，确保在该区域内活动的公众和工作人员所受到的辐射低于国家规定的限值。评价范围根据辐射环境保护管理导则 核技术应用项目环境影响报告书(表)的内容和格式(HJ/T10.1-1995)规定、辐射环境监测技术规范(HJ/T61-2001)的要求，以及该项目的放射性辐射特性，评价范围：(1

11、)贮源库，以贮源坑为中心50m范围内。(2)现场探伤作业时，以划定的监督区边界范围内。环境天然放射性水平潍坊市环境天然放射性水平见表3。表3 潍坊市环境天然放射性水平（10-8Gy/h）监测内容范 围平均值标准差原 野4.3016.266.161.28道 路3.3517.706.071.73室 内6.8423.8010.572.12注:1.摘自山东省环境天然放射性水平调查研究报告，1989年。 2.本报告由山东省环境监测中心站编制。项目概况与工程分析企业概况青州通达检测工程有限公司成立于2007年4月，位于山东省青州市益都办事处北河东村，建筑面积400，坐落于309国道边，交通便利。该公司经营

12、金属结构的无损检测、光谱分析和防腐保温等业务，多次参加国家重点管线建设工程，化工、电力、炼油等在用和新建工程也多次参加，都取得良好成绩。公司施工地点遍及全国各地，能够适应多种气候和各种恶劣环境。建设项目地点、性质、规模项目名称青州通达检测工程有限公司射线探伤机应用放射源项目。项目性质扩建。公司地址青州市益都办事处北河东村，公司地理位置示意图见图1。贮存场所青州市益都办事处北河东村。图2为公司平面布置和监测布点示意图，图3为建设单位现有部分设备的照片。项目规模本评价项目涉及5台射线探伤机（使用4枚192Ir放射源和1枚75Se放射源）。射线探伤机均用于现场（移动）探伤作业。拟购射线探伤机明细列入

13、表4。表4 拟购射线探伤机明细一览表序号型号规格数量生 产 厂 家应用核素及活度（Bq/枚）类别1DL-D型射线探伤机4海门伽马星探伤设备有限公司192Ir,3.710122DL-VC型射线探伤机1海门伽马星探伤设备有限公司75Se,3.71012年工作时间： 5台射线探伤机，每台年曝光时间约30h。青州通达检测工程有限公司图1 青州通达检测工程有限公司地理位置示意图GFEDCBA汽车修理厂街道大门空地309国道办公楼暗室晾片室卫生间贮源库贮源坑幼儿园（1F）图2 青州通达检测工程有限公司平面布置和监测布点示意图贮源库 图片1 贮源库 图片2 贮源坑 图片3 监视器 图片4 红外报警器 图片5

14、 DL-F型探伤机 图片6 DL-A型探伤机 图片7 DL-D型探伤机 图片8 DL-VC型探伤机 图片9 运输车内铅箱和探伤机 图片10 放射源暂存保险柜 图3 建设单位现有部分设备的照片辐射防护与安全设施简介1.贮源库贮源库具体位置如图片1所示，单层建筑，长3m、宽1.5m、高2.5m；四周墙为砖混结构，厚24cm。贮源库内建有1个贮源坑，如图片2所示。贮源坑为长方形，长1.2m，宽0.6m，深1.2m；坑盖为钢质，厚度为6mm；贮源坑为双人双锁，周围为防渗漏水泥结构。192Ir探伤机的尺寸为26cm13cm21cm，75Se探伤机的尺寸为22cm10.5cm17.5cm，贮源坑可以满足同

15、时存放8台192Ir探伤机和2台75Se探伤机的要求。贮源库设有一个防盗门，实行双人双锁管理。贮源库内部装有1个红外报警器，与院内（贮源库防盗门斜对面）安装的摄像头同时连接办公楼2楼值班室，24小时专人值守；贮源库内部另装有一个监视器，连接青州市环保局。 2.运输及专用运输箱成都中核高通同位素股份有限公司与建设单位签署运输协议（见附件五），负责该公司射线探伤机的运输。公司派1名工作人员负责押运。公司配备2个运输箱，长60cm、宽40cm、高40cm，外层20mm钢板，内衬5mm铅皮。运输箱照片见图片9。3.现场安全设施现场作业间歇，使用保险柜临时贮存射线探伤机。现场派2人负责保险柜的安全保卫等

16、管理工作，确保安全。保险柜照片见图片10。建设单位在省外作业周期较长时，将在现场建设临时贮源库，其实体屏蔽及安保措施严格按照国家有关规定执行。射线探伤工程分析1.DL-D型192Ir 射线探伤机(1)特性与用途。DL-D型射线探伤机非常适合在实验室、现场及高空作业等作业场所。外壳设计坚固，耐冲击,该设备具有闭锁自动关闭功能，可减少工作人员的近距离受照辐射。因而，该型射线探伤机广泛适用于电力、化工、石油、机械、航天等行业的管道、容器及球罐焊缝探伤。(2)DL-D型192Ir 射线探伤机技术参数。a.放射源额定装载量：192Ir100Ci（3.71012Bq）。b.核素形态。固体、密封源。c.泄露

17、剂量：表面1mGy/h；距离容器1m0.02mGy/h。d.检测穿透厚度：钢10100mm，轻合金属30200mm。e.操作距离：一般情况为1015m，可加长至30m。f.射线源输出距离：一般情况为515m，可加长至30m。2.DL-VC型75Se 射线探伤机(1)特性和用途。DL-VC型75Se射线探伤机具有体积小、重量轻、操作灵活等特点，有效地改善了工作条件和减轻检验人员的劳动强度，提高了工作效率。该机具有闭锁自动关闭功能，减少射线人员近距离辐射剂量的危害，对于保障检验人员的身体健康，进一步扩大射线在工业生产建设中的应用,发挥了积极作用。(2)DL-VC型75Se 射线探伤机技术参数。a.

18、额定装源活度：75Se 100Ci（3.71012Bq）。b.核素形态：固体、密封源。c.泄露剂量：距容器5cm50mR/h；距离容器1m2mR/h。d.检测穿透厚度： 1040mm。e.操作距离：一般情况为1012m。f.射线源输出距离：一般情况为10m。3.探伤工作原理探伤机在工作过程中，通过192Ir产生的射线对受检工件进行照射，当射线在穿过裂缝时其衰减明显减少，胶片接受的辐射增大，根据曝光强度的差异判断焊接的质量。如有焊接质量问题，在显影后的胶片上产生一个较强的图像显示裂缝所在的位置，探伤机据此实现探伤目的。4.探伤机结构手提式探伤机的结构比较简单，主要机体、控制部件、输源管、源瓣位置

19、指示系统及源瓣等部分组成。机体用作放射源贮存和运输的屏蔽容器。其最外层为钢包壳，内部是贫铀屏蔽层，当放射源贮存在正确位置时，容器外表面的辐射水平远小于允许值。容器钢壳与贫铀之间充以泡沫塑料，用来吸收贫铀材料的韧致辐射。屏蔽容器的一端有联锁装置，用来连接控制缆；另一端通过管接头和输源管连接。图4为探伤机外形示意图。图4 射线探伤机典型结构示意图5.探伤工作流程工作人员在进行射线探伤前，先在被探伤物件的焊缝贴上胶片，再在工作现场四周确定控制区和监督区,设立警告标志或安排监督人员实施人工管理；确定场内无相关人员后，开始铺设输源管；确定放射源的位置和照射时间后，在操作位置的操作人员将放射源通过输源管迅

20、速送入到被探伤物件腔内(或者贴胶片的背面)，然后迅速离开，并开始计时；达到预定的照射时间后，回到操作位置迅速收回放射源，完成一次探伤。然后，冲洗照片、观察照片、出具探伤报告。工作流程示意图见图5。图5 射线探伤机工作流程示意图6. 192Ir核素辐射特性(1)半衰期：74.0d。(2)衰变方式：a.% =95.4%。主要有3种能量的射线，分别为225.9keV、256.0keV、672.3keV。b.EC%=4.6%。c.有20余种不同能量的射线，其中有4种射线分支比较大，能量分别为316.5keV、468.1keV、308.5keV、296.0keV。(3)衰变纲图。192Ir简化衰变纲图如

21、图6所示。图6 192Ir简化衰变纲图(数据摘自计量测试技术手册，第12卷，中国计量出版社)7.75Se核素辐射特性(1)半衰期：120天(2)衰变方式：EC主要的射线分别为0.136MeV、0.265MeV、0.280MeV。(3)衰变纲图。75Se衰变纲图见图7。图7 75Se简化衰变纲图(数据摘自计量测试技术手册，第12卷，中国计量出版社)放射性污染因素分析及评价因子1.放射性废物项目运营过程中，不产生放射性固体废弃物、废水和废气，但有放射源的报废和退役问题。2.、由核素192Ir的辐射特性可知，192Ir能释放、射线；由核素75Se的辐射特性可知75Se释放射线。由于射线穿透能力很弱，

22、设备的外包装可以完全屏蔽，使射线不能释放到环境中。但射线穿透能力较强，有可能对环境产生辐射影响。3.轫致辐射射线与物质作用可以产生穿透能力较强的轫致辐射，但是轫致辐射的透过能力相对于射线的透过能力要低得多。4.评价因子由上述分析可知，本评价报告的评价因子主要为射线。还需要特别注意报废和退役放射源的处置问题。环境现状监测与评价空气吸收剂量率监测1.空气吸收剂量率本底监测（1）监测项目X-辐射剂量率。（2）监测时间与环境条件监测时间：2014年6月17日；环境条件：天气：晴；温度：25.7；相对湿度：40.8%。（3）监测方法现场监测，每个监测点读取10个测量值，取其平均值，乘以仪器校准因子并扣除

23、宇宙射线响应值后作为最终测量结果。（4）监测仪器监测仪器为FH40G-10型便携式X-剂量率仪，能量响应范围30keV4.4MeV，量程范围1nGy/h1Gy/h，美国热电公司生产；由中国计量科学研究院检定，检定有效期至2014年12月22日。（5）监测技术规范环境地表辐射剂量率测定规范（GB/T14583-1993）（6）监测布点及结果在贮源库内外共布设7个监测点，进行本底监测。贮源库内外环境辐射剂量率本底监测结果列入表5，监测布点示意图见图2。表5 贮源库内外环境辐射剂量率本底监测结果(nGy/h)序号点 位 描 述监测结果标准偏差备注A贮源坑上方1m处68.11.1B贮源库内67.00.

24、9C贮源库门口30cm55.71.1D贮源库西墙外30cm（卫生间）51.21.1E贮源库东墙外30cm（晾片室）61.11.1F贮源库南墙外30cm 55.61.0G办公楼南侧66.61.1注：表中监测数据已扣除宇宙射线响应值(16.0nGy/h)。2.运行状态空气吸收剂量率监测现场调查时，建设单位已有的5台射线探伤机均在江苏省参与移动探伤作业。为掌握正常运行情况下辐射环境水平，本报告表采用2012年7月山东省辐射环境管理站编制的青州通达检测工程有限公司射线探伤机、X射线探伤机辐射项目建设项目竣工环境保护验收监测表中监测报告鲁辐监（WT）字2012第140号，见附件四数据。2012年11月2

25、2日，山东省环境保护厅以关于青州通达检测工程有限公司射线探伤机、X射线探伤机辐射项目竣工环境保护验收的批复（鲁环验2012208号）对该验收监测表作了批复。（1）监测项目X-空气吸收剂量率。（2）监测时间与环境条件2012年5月30日：天气，晴；温度，30；相对湿度，28%。2012年6月7日：天气，阴；温度，22；相对湿度，41%。（3）监测方式现场监测，每个监测点读取10个测量值为一组，取其平均值，乘以仪器校准因子并扣除宇宙射线响应值后作为最终测量结果。（4）监测仪器监测仪器为FH40G型便携式X-剂量率仪，能量响应范围36keV3MeV，量程范围1nSv/h1Sv/h，美国热电代理的进口

26、仪器；由中国计量科学研究院检定，检定有效期至2013年3月1日，仪器编号为JC08-003-2011、JC08-002-2011。（5）监测技术规范环境地表辐射剂量率测定规范（GB/T14583-1993）；辐射环境监测技术规范（HJ/T61-2001）。（6）贮源库内外环境空气吸收剂量率的监测布点及结果监测时，标号分别为08128（75Se）、08143（192Ir）、0903（192Ir）的3台射线探伤机位于贮源坑内，在贮源库内外、贮源坑周围共布点9个，即B1B9。监测结果见表6，监测点位示意图见图8。表6 贮源库内及周围空气吸收剂量率监测结果(nGy/h)序号点位描述监测结果标准偏差备注

27、B1贮源坑上表面1015.731.8B2贮源坑北5cm326.040.3B3贮源坑西5cm884.983.6B4贮源坑南5cm446.313.6B5贮源坑东5cm922.923.4B6贮源库门口68.13.6B7贮源库东墙外30cm79.44.0B8贮源库西墙外30cm62.43.4B9贮源库南墙外30cm69.41.7注:监测时，源坑内装标号分别为08128、08143、0903的3台射线探伤机，放射源现有活度分别为0.99Ci、59.19Ci、45.97Ci。图8 贮源库内外环境监测布点示意图3.个人累积剂量监测根据潍坊市疾控中心出具的放射性个人剂量监测报告，公司现有10名工作人员。由于公

28、司参与探伤作业人员不固定，本报告表取2014年1月到2014年3月的个人剂量检测结果见表7。表7 2014年1月至2014年3月个人累积剂量监测结果（mSv）序号姓名剂量计编号2013.12.292014.3.241蔡得雨37070330600010.012钟耕耘37070330600020.013史兴国37070330600030.024王 军37070330600040.015郇黎明37070330600050.016高希庆37070330600060.017刘付强37070330600070.018祝成军37070330600080.019王 强37070330600090.0110高

29、泷37070330600100.01监测数据分析与评价(1)贮源库周围环境本底水平由表5的数据分析表明，贮源库内外环境辐射剂量率范围为(51.268.1)nGy/h，处于潍坊市环境天然辐射水平范围内。(2)贮源库内外的辐射水平由表6可知，贮源坑内有3台射线探伤机、放射源总活度为106.15Ci时，贮源库外的监测数据范围为62.4nGy/h79.4nGy/h。本次扩项后，该公司将有10台射线探伤机，9台额定活度为100Ci，1台额定活度为150Ci，则总活度为1050Ci，与监测时的活度106.15Ci相比较，调整系数为9.89。则额定装源活度时，贮源库外的剂量率不大于0.79Gy/h （79.

30、4nGy/h9.89），低于2.5Gy/h的剂量限值。10台射线探伤机均贮藏于贮源库时，贮源库南墙外30cm的剂量率不大于0.79Gy/h。因此，贮源库南侧6m处幼儿园的剂量率也不大于0.79Gy/h，低于2.5Gy/h的剂量限值。项目营运对环境的影响预测射线对环境的影响1. 空气吸收剂量率估算公式(源在探伤机内) （1）式中：空气吸收剂量率，cGy/h；距放射源1m处的剂量率，R/h；射线与物质作用的衰减系数，无量纲；r源的距离，m。由设备的技术参数可知，DL-D型192Ir探伤机表面泄露剂量1mGy/h，距源容器1m处0.02mGy/h；DL-VC型75Se探伤机距源容器外表面5cm处50

31、mR/h（0.438mGy/h）、距探伤机1m处2mR/h（0.0175mGy/h），均满足工业射线探伤放射防护标准（GB132-2008）中规定的手提式探伤机表面2mGy/h、距容器外表面5cm处0.5mGy/h、距容器外表面1m处0.02mGy/h标准限值的要求。2.源在探伤机内的空气吸收剂量率D0取最大值0.02mGy/h，由公式(1)可以估算出放射源在探伤机内不同距离的空气吸收剂量率，估算结果列入表8。表8 源在探伤机内不同距离的空气吸收剂量率 单位:Gy/h距 离(m)0.5135103050剂量率80.020.02.220.8000.2000.02220.00800注：假设放射源为

32、额定装载量。3.探伤过程中空气吸收剂量率(1)无屏蔽状态(裸源)的空气吸收剂量率由于在探伤送源过程中，放射源几乎是裸露的，可以认为是无屏蔽状态。其估算公式为： （2）式中：照射量率常数：； 放射源活度，Ci；其它同公式(1)。由于75Se的照射量率常数为0.204，小于192Ir的照射量率常数0.472，在相同的活度和屏蔽状态下，75Se产生的剂量率小于192Ir产生的剂量率。保守起见，本报告表采用192Ir进行剂量率估算。由公式(2)可以估算无屏蔽状态(裸源)下不同距离的空气吸收剂量率，估算结果列入表9。表9 无屏蔽状态下不同距离的空气吸收剂量率 单位：Gy/h距离(m)1030501003

33、005001000剂量率192Ir 100Ci4121457.8164.841.214.5781.6480.4121注：假设放射源为额定装载量。(2)屏蔽状态的空气吸收剂量率建设单位配有专用运输箱，内衬5mm铅皮，外层20mm钢板。对于核素192Ir，铅的衰减半值层为3mm，钢的衰减半值层为14mm。探伤机在运输箱内时，根据公式（1）估算不同距离的空气吸收剂量率，估算结果列入表10。表10 屏蔽状态下不同距离的空气吸收剂量率 单位：Gy/h距离(m)0.51351030剂量率9.362.340.260.0940.0230.0026(3)无屏蔽状态（裸源）下的控制区与监督区的边界如前所述，工业射

34、线探伤放射防护标准规定，控制区边界外空气比释动能率应低于15Gy/h，监督区位于控制区外，其边界空气比释动能率应不大于2.5Gy/h。可以由公式(2)估算无屏蔽状态（裸源）状态下的控制区与监督区的边界，列入表11。可见，在裸源状态下控制区与监督区的边界范围比较大。因此在探伤过程中需要充分利用探伤工件以及防护材料的屏蔽作用，减少辐射范围。表11 无屏蔽状态（裸源）下的控制区与监督区的边界核 素192Ir 100Ci75Se 100Ci控制区边界（m）165.7109.0监督区边界（m）406.0266.9注：假设放射源为额定装载量。(4)屏蔽状态下的控制区与监督区的边界屏蔽状态下的控制区与监督区

35、的边界确定，可以根据使用的防护屏蔽材料，由工业射线探伤放射防护标准附录中提供的方法进行估算。实际工作中，主要采用以下方法：在探伤机处于照射状态下，用便携式剂量率仪从探伤位置四周由远及近测量空气辐射剂量率，直到15Sv/h为控制区边界，到 2.5Sv/h为监督边界。探伤过程中，使用剂量率仪进行监督监测。年有效剂量估算1.估算公式 （3）式中：年有效剂量当量，Sv/a；0.7吸收剂量对有效剂量当量的换算系数，Sv/Gy；X、剂量率，Gy/h；年受照时间，h。2.职业人员的年有效剂量(1)贮源库值班人员的年有效剂量如前所述，探伤机置于地下贮源坑内，且贮源库采取了较好的屏蔽措施。值班人员在办公楼2楼值

36、班室对贮源库进行24小时监控，公众禁止在贮源库周围逗留。因此，探伤机在贮源库贮存期间对值班人员和公众不会有明显的影响。(2)运输过程的年有效剂量由单位提供的资料表明，运输箱一次可存放2台探伤机，每年运输时间为240小时。通常押运人员距离探伤机1m以外，1台探伤机屏蔽状态下1m处的空气吸收剂量率2.34Gy/h，则2台探伤机在运输箱中时1m处剂量为4.68Gy/h，那么押运人员的年有效剂量约为：H=0.74.68Gy/h2400.79mSv/a （4）(2)探伤过程工作人员的附加剂量在实施探伤前应划分监督区和控制区，其方法可以按工业射线探伤放射防护标准规定方法和标准划分。由项目建设单位提供的材料

37、可知，每年现场探伤约300次，但公司规定每位工作人员实际参与现场探伤不得超过60次。a.近距离接近探伤时接受的剂量每次探伤工作人员近距离接触探伤机的时间大约10min，包括将探伤机从贮存场所提到车内、从车内到探伤地点、连接输源导管以及探伤机的移动等。人体躯干距离源容器约为0.5m。由表8可知，距离探伤机0.5m处剂量率为80.0Gy/h。可以估算出近距离接触探伤机接受的年有效剂量为：H=0.780.0Gy/h10/6060=0.56mSv/a （5）b.送、收源接受的剂量送、收放射源的位置，距探伤机约15m，探伤机距离照射位置也约为15m，平均每秒送源（收源）1m，每次探伤送源和收源时间各约为

38、15s，共计30s。放射源送到预定位置后操作人员立即离开探伤地点，到更远的区域等候。公司现有和拟购探伤机额定装源活度最大为150Ci,一般情况衰变到活度为10Ci时就停止使用。放射源的使用平均活度约为80Ci。在送收源过程中，人员距离放射源的距离是不断变化的（15m30m），因此操作位置的剂量率也是变化的，可以由下列方法估算出送收源过程的平均剂量率。在距离操作人员15m30m内假设15个点位，分别为15.5m、16.5m、29.5m。由公式（2）估算距离放射源15.5m29.5m各点位的剂量率，列入表12。表12 距离放射源15.5m29.5m各点位的剂量率 单位: Gy/h距 离(m)15.

39、516.517.518.519.5剂 量 率1372.11210.81076.4963.2866.9距 离(m)20.521.522.523.524.5剂 量 率784.4713.1651.2596.9549.2距 离(m)25.526.527.528.529.5剂 量 率507.0469.4435.9405.8378.8由表12中各点位的剂量率累加后除以15，可以近似的得出送收源过程中操作位置的平均剂量率为732.1Gy/h。由项目单位提供资料表明，每年每位工作人员参与探伤工作不超过60次，每次现场探伤需送源收源约10次，由此可以估算送收源过程中接受剂量约为： H=0.7732.1Gy/h3

40、0/360010602.56mSv/a （6）c.警戒人员的照射剂量由工业射线探伤放射防护标准中的规定，控制区的边界剂量率小于等于15Gy/h。每年每位工作人员现场探伤次数不超过60次，每次探伤约需时间1小时，则警戒人员接受的年有效剂量为：H=0.715Gy/h160=0.63mSv/a （7）如果考虑现场工作人员既参加了运输、探伤，也参与了警戒工作，其接受的年有效剂量为公式(4)、(5)、(6)、(7)叠加，为：H=0.79+0.56+2.56+0.63=4.54mSv/a （8）若从事探伤人员也从事X射线探伤，其年有效剂量还应考虑X射线探伤过程所接受的有效剂量。实施X射线探伤时，操作人员要

41、求距离X射线探伤机20米以外（控制区以外）并且要避开有用射束；警戒人员正常情况距离设备还要远一些，通常操作人员接受的剂量大于警戒人员。由于X射线机为定时曝光自动关机，设备操作人员受到照射主要是在开机初期，开机后可以离开操作位置到更远的区域等候，设备自动关机后在回到操作位置，继续下一步工作。由建设单位提供的资料表明，每年X射线探伤约为100小时。取控制区边界剂量率15Gy/h，可估算工作人员有效剂量为H=0.715Gy/h100=1.05mSv/a （9）因此，当同时从事射线探伤和X射线探伤时，工作人员的年有效剂量为H=4.54+1.05=5.59mSv/a （10）公式（10）的结果表明，工作

42、人员的有效剂量在5.59mSv/a，该年有效剂量低于电离辐射防护与辐射源安全基本标准规定的职业人员20mSv/a的剂量限值，也不超过本报告提出6mSv/a的年管理剂量约束值。上述的剂量估算是在特定条件下的估算结果，没有采取任何屏蔽措施。在实际探伤工作中工作人员需要采取必要的防护措施，如利用现场的地形、屏蔽物等防护措施。另外接受的剂量与探伤人员的熟练程度、防护意识、其它的防护措施等诸多因素有关。在实际工作中尽量远离放射源、减少受辐射时间和采取屏蔽措施，要求工作人员进行剂量监督，如携带个人剂量计等，接受的剂量以剂量监督为准。一旦发现超出或接近本报告表提出管理约束值，应采取措施，或暂时调离辐射工作岗位。3.公众成员的年有效剂量工业射线探伤放射防护标准规定，监督区边界剂量率小于等于2.5Gy/h，可以推算出公众在监督区边缘停留1h的有效剂量：H=0.72.5=1.75Sv=0.00175mSv （11）在上述情况下，一年照射100个小时以内对于公众成员照射的剂量是可以接受的，其剂量为：H0.72.51