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工業γ射線探傷衛生防護標準
 
    
前言
    本標準第4~8章和附錄A、附錄B為強制性的,其余為推薦性的。
    根據《中華人民共和國職業病防治法》制定本標準。原標準GB18465-2001與本標準不一致的,以本標準為準。
    本標準編制過程中主要參考GB14058、DIN54115第1部分及其附件和DIN54115第5部分的內容,并結合我國的實際情況而編制。
    本標準的附錄A、附錄B是規范性附錄。
    本標準由中華人民共和國衛生部提出并歸口。
    本標準起草單位:山東省醫學科學院、放射醫學研究所。
    本標準主要起草人:鄧大平、侯金鵬、朱建國、溫繼惠、汪春亮。
    本標準由中華人民共和國衛生部負責解釋。

1 范圍
   
本標準規定了γ射線探傷機防護性能及其使用過程中的放射防護和有關監測要求。
    本標準適用于應用γ射線探傷機進行金屬構件內部結構的無損檢測實踐。
2 規范性引用文件
   
下列文件中的條款通過本標準的引用而成為本標準的條款。凡是注日期的引用文件,其隨后所有的修改單(不包括勘誤的內容)或修訂版均不適用于本標準,然而,鼓勵根據本標準達成協議的各方研究是否可使用這些文件的最新版本。凡不注日期的引用文件,其最新版本適用于本標準。
    GB4075 密封放射源分級
    GB11806 放射性物質安全運輸規定
    GB/T14058 γ射線探傷機
3 術語和定義
   
下列術語和定義適用于本標準。
3.1 移動式探傷 mobile defect detecting
    在室外、生產車間或安裝現場用手提式或移動式γ射線探傷機進行探傷的工作過程。
3.2 固定式探傷 stationary defect detecting
    在專用γ射線探傷室內用固定安裝的或可有限移動的探傷機進行γ射線探傷的工作過程。
3.3 γ射線探傷室 gamma defect detecting room
    放置γ射線探傷機和被檢物體進行γ射線探傷并具有一定屏蔽作用的專用照射室。
4 γ射線探傷機的放射防護性能要求
4.1 源容器應符合GB/T14058中第5.3條的試驗要求,其周圍的空氣比釋動能率不超過表1中的數值。
表1 源容器周圍空氣比釋動能率控制值(mGy·h-1)
探傷機類別
距容器外表面
容器外表面
50mm
1m
手提式
2
0.5
0.02
移動式
2
1
0.05
固定式
2
1
0.10

4.2 使用貧化鈾做源容器屏蔽材料時,其對β射線的防護應符合GB/T14058中第5.3.1條的要求。
4.3 每臺γ射線探傷機的源容器及其中的密封源必須有符合GB/T14058中第8.1.1、8.1.2條要求的標志。
4.4 γ射線探傷機的安全鎖、聯鎖裝置、源的位置指示器、系統故障時的安全裝置、防止違章操作裝置等安全裝置的性能按GB/T14085中第5.4條要求。
4.5 源托的安全性應符合GB/T14085中第5.5條要求。
4.6 根據不同需要,放射源傳輸裝置的長度應盡可能減短,每次照相后,放射源必須能立即返回源容器并進入關閉狀態。
4.7 產品說明書應注明型號、規格和主要技術指標及設備保養、貯存、運輸方法,還應包括:所用放射源的種類、特性、源容器外表面泄露劑量水平、安全措施、自動關閉功能及常見事故的處理方法等內容。
5 固定式探傷的放射防護要求
5.1 γ射線探傷室的建筑(包括輻射防護墻、門、窗、輻射防護迷路)應充分考慮直射、散射和屏蔽物材料和結構等各種因素并按本標準附錄A(規范性附錄)的要求確定防護厚度。
5.2 輻射防護墻外5cm處劑量率應小于2.5μGy·h-1。
5.3 輻射防護門入口處必須有固定的放射性危險標志,照射期間有醒目的"禁止入內"的警示標識;探傷室入口處及被探物件出入口處必須設置聲光報警裝置,該裝置在γ射線探傷機工作時應自動接通,并能在有人通過時自動將放射源收回源容器;輻射防護門的防護性能應與同側墻相同,其外5cm處的劑量率應小于2.5μGy·h-1,并安裝門-機聯鎖裝置和工作指示燈;機房內適當位置安裝固定式劑量儀。
6 移動式探傷的放射防護要求
6.1 進行探傷作業前,必須先將工作場所劃分為控制區和監督區。
6.2 控制區邊界外空氣比釋動能率應低于40μGy·h-1。在其邊界必須懸掛清晰可見的"禁止進入放射性工作場所"警示標識。未經許可人員不得進入該范圍,可采用繩索、鏈條和類似的方法或安排監督人員實施人工管理?刂茀^范圍的計算方法見附錄B(規范性附錄)。
6.3 監督區位于控制區外,允許有關人員在此區活動,培訓人員或探訪者也可進入該區域。其邊界劑量應不大于2.5μGy·h-1,邊界處應有"當心,電離輻射"警示標識,公眾不得進入該區域。
6.4 進行探傷作業時,必須考慮γ射線探傷機和被檢物體的距離、照射方向、時間和屏蔽條件,以保證作業人員的受照劑量低于年劑量限值,并應達到可以合理做到的盡可能低的水平。
7 放射源的安全要求
7.1 密封源選用的級別按GB4075選定,無保護的源為43515級、裝置里的源為43313級。
7.2 放射源的更換應得到當地放射衛生防護部門批準并在防護專業人員的監督下進行,在完全屏蔽的裝置里,采用遠距離的抓取機和支撐裝置進行。
    密封源從運輸容器中轉裝入源容器或從源容器轉裝入運輸容器必須采用便于更換操作的輔助設備和具有足夠屏蔽性能的裝置。操作人員在一次更換過程中所接受的當量劑量不應超過0.5mSv。
7.3 放射源托的更換應由使用單位主管部門及當地放射衛生監督部門批準。如果裝載和卸載帶有放射源和源托的源容器是通過推進器進行的,就必須利用帶足夠屏蔽的適當的換裝容器。
7.4 廢棄的放射源按國家有關規定處理或處置,并有詳細的記錄歸檔保存。
7.5 放射源的運輸按GB11806有關規定執行。
7.6 含源源容器或放射源應在專用放射源庫內貯存。
7.7 在當地放射衛生防護主管部門指導下,使用單位應制定出合適的應急計劃并作好相應的應急準備,計劃內容包括:工作程序、組織機構、人員培訓、應急計劃演習、應急設施等。
7.8 操作現場必須配備適當的應急防護設備,如:足夠屏蔽厚度的的防護掩體、隧道式屏蔽塊、柄長不短于1.5米的夾鉗、適當長度的金屬線、水池、沙袋等。
8 放射防護監測
8.1 作業人員的個人劑量監測
8.1.1 γ射線探傷作業人員必須進行常規個人劑量監測,并建立個人劑量檔案和健康管理檔案,其個人年劑量限值如下:
    a)連續5年內年平均有效劑量20mSv;
    b)任何單一年份內有效劑量50mSv;
    c)一年中眼晶體所受的當量劑量150mSv;和
    d)一年中四肢(手和腳)或皮膚所受的當量劑量500mSv。
8.1.2 對作業人員還應進行意外事故的劑量監測,并有詳細的記錄。
8.2 γ射線探傷機防護性能監測
8.2.1 生產γ射線探傷機,應按GB/T14058的要求進行型式檢驗和出廠檢驗。
8.2.2 由使用單位所在地放射衛生技術服務機構按本標準第四章的放射防護性能要求對γ射線探傷機進行驗收檢測,其中本標準第4.1條要求的屏蔽效果試驗按GB/T14058中第6.1條進行,合格后方能使用。
8.2.3 使用單位應經常對安全裝置的性能進行檢測,放射衛生技術服務機構每年進行一次。
8.2.4 探傷機被移動后,兼職防護人員必須用相應儀器進行安全裝置的性能檢測。
8.2.5 防護主管部門每年對密封放射源進行一次泄漏檢驗。
8.3 作業場所的防護監測
8.3.1 固定式探傷作業場所的防護監測
8.3.1.1 探傷室啟用前必須進行驗收檢測,合格后方能使用。
8.3.1.2 每天工作前,探傷作業人員應檢查安全裝置、聯鎖裝置的性能及警告信號、標志的狀態。檢查探傷室內是否有人員逗留。
8.3.1.3 每次探傷作業結束后,操作人員應用可靠的輻射儀器核查放射源是否回到安全位置。源容器出入源庫時應進行監測并有詳細記錄。
8.3.1.4 由使用單位所在地放射衛生技術服務機構每年進行一次操作場所及探傷室臨近區域的輻射水平測量,并根據測量結果提出評價或改進意見。當放射源的活度增加時,應重新測量上述輻射水平,并根據測量結果做出合適的改進。
8.3.2 移動式探傷作業場所的放射防護監測
8.3.2.1 每次探傷作業前應按本標準第8.3.1.2條檢查探傷機,并檢查控制區,確保在放射源暴露前控制區內無任何人員。
8.3.2.2 作業場所啟用時,應圍繞控制區邊界測量輻射水平,并按不超過40μGy·h-1的要求進行調整。
8.3.2.3 建立操作現場的輻射巡測制度,定期觀察放射源的位置和狀態。
8.3.2.4 探傷作業結束后應進行本標準第8.3.1.3條的工作。
附錄A
(規范性附錄)
防護層的確定

A.1 原 則
A.1.1 在確定防護層時必須考慮有用線束的方向。如有用線束的方向沒有限制,所有方向的防護層按A.2進行確定。如有用線束僅處于有限的方向,則除此有限方向按A.2節確定防護層外,其余所有方向的泄漏輻射防護層按A.3節。
A.1.2 由不同的屏蔽材料構成的多層防護,其總衰減度等于各個防護層的衰減度之乘積。
A.2 防止有用輻射的防護層
A.2.1 按照公式(1)計算所要求的有用輻射的衰減度FN,
                   ·…………………………………(A.1)
式中:KN為測到的或者按A.2.2節計算出的在有用輻射束里距離放射源為的a0(m)的比釋動能率(mGy/h),a為距放射源的某一點的距離(m),KG為距放射源為a的最高允許比釋動能率(mGy/h)。
A.2.2 在距離為a0時,該點的最高比釋動能率KN,可由放射源的預期最大放射性活度A(GBq)和比釋動能常數TK(見表A.1),按公式(2)計算。
                     ............(A.2)
表A.1 比釋動能常數гK,(mGy·m2)/(h·GBq)
放射源
60Co
192Ir
гK
0.35
0.13

A.2.3 防止有用輻射束的防護層的厚度可從圖A.1和圖A.2中查得。通過在圖A.1和圖A.2中給出的質量厚度除以屏蔽材料的密度(g/cm3),就可以得出以cm為單位的防護層的厚度(詳見A.2.4)。
A.2.4 防護層的公式計算
防護層的厚度d(cm)也可使用表A.2中的線性衰減系數μ的值,按照公式(3)進行計算,嚴格用于圖A.1和圖A.2中曲線FN>10的線性范圍。
                        ..................(A.3)       
A.2.5 輻射防護結構圖上必須標明防止有用輻射束的全部防護墻的說明,包括墻厚、屏蔽材料名稱及厚度。
A.3 防止泄露輻射的防護層
    防止源容器或屏蔽物的泄漏輻射的防護層,按照公式(4)計算所要求的衰減度FD:
                      .....................(A.4)
    式中:KD為有用射束外,距放射源為a0的比釋動能率(mGy/h)。
         a0為從放射源至防護地點的距離(m)。
         KG為距離放射源為a(m)時,該位置上最高允許的比釋動能率(mGy/h)。
表A.2 線性衰減系數
材料
線性衰減系數μ(cm-1)
60Co
192Ir
0.565
1.484
鉛玻璃
0.231
0.3095
0.535
一般混凝土
0.0995
0.137
重晶石混凝土
0.1385
0.19
 
                        
圖A.1 60Co有用線束衰減度為FN,散射線衰減度為Fs,泄漏輻射衰減度為FD時不同材料的質量厚度

                         
   圖A.2  192Ir有用線束衰減度為FN,散射線衰減度為Fs,泄漏輻射衰減度為FD時不同材料的質量厚度
 
附錄B
(規范性附錄)
控制區的確定

B.1 根據放射源的γ射線向各個方向輻射時的不同情況,應確定三類不同的控制區距離,如圖B.1所示。
                  
                  圖B.1  應用屏蔽物的控制區(無比例)
                 a:輻射沒有任何衰減時要求的控制區距離;
                 a:有用線束方向,經檢測對象屏蔽后要求的控制區距離;
                 a:有用線束方向以外,經源容器或其他屏蔽物屏蔽后要求的控制區距離。
B.2   對于移動探傷,控制區邊界的當量劑量率為40μSv/h,可由如下評定各類控制區距離的大小:
                a:系取自圖B.2的控制區距離(m)
                a和a:取自圖B.2的控制區距離a(m),乘以表B.2中不同半減層數相對應的因子之積(可根據屏蔽物的厚度,除以表B.1中相應核素和屏蔽材料的半減層厚,求出其半衰減層數,進而從表B.2查出相對應的因子)。
            表B.1 不同材料半減層厚的近似值
屏蔽材料
不同放射源的半減層厚(HVL)(mm)
60Co
192Ir
169Yb
170Tm
70
50
27
20
混凝土
70
50
27
24
14
9
5
13
3
0.8
0.6
10
2.5
0.09
6
2.3
0.035
 
表B.2 用于控制區確定時在有衰減的輻射時a和a的因子
半減層數
因子
0.5
0.9
1
0.7
1.5
0.6
2
0.5
3
0.4
4
0.3
5
0.2
8
0.1
10
0.05
12
0.01

B.3 舉例如下:
     192Ir,放射性活度1.85×1012Bq,檢測對象為結構鋼,厚度28mm(2HVL),放射源屏蔽物(照射容器壁)為鎢制,厚25mm(10HVL)
            a: 圖B.2的控制區a=78m
            a: 圖B.2的控制區值a乘以表B.2的因子
                 a=0.5×a=0.5×78=39m
            a:圖B.2的控制區值a乘以表B.2的因子
                a=0.05×a=0.05×78=3.9m
              
     圖B.2 輻射沒有任何衰減時應用不同活度γ放射源時的控制區距離a

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