工業(yè)γ射線探傷放射衛(wèi)生防護要求

GB 18465－2001

中華人民共和國國家質量檢驗檢疫總局2001－10－22批準    2002－03－01實施

前言

    本標準除第1章、第2章和第3章外，其余都屬強制性條款。

    工業(yè)丁射線探傷是一項利用放射源的γ射線對金屬構件內部結構進行照相的無損檢測技術，由于此項作業(yè)操作現(xiàn)場復雜，且應用的放射源不止一種，操作過程中射線可能對人體造成危害，為了規(guī)范此類操作，保障從業(yè)人員的安全，特制定本標準。主要參考了GB／T 14058、DIN 54115第1部分及其附件和DIN 541．15第5部分的內容，并結合我國的實際情況而制定。

    本標準從2002年3月1日起實施。

    本標準的附錄A、附錄B都是標準的附錄。

    本標準由中華人民共和國衛(wèi)生部提出。

    本標準起草單位：山東省醫(yī)學科學院放射醫(yī)學研究所。

    本標準起草人：鄧大平、侯金鵬、朱建國、溫繼惠、汪春亮。

    本標準由衛(wèi)生部委托衛(wèi)生部工業(yè)衛(wèi)生實驗所負責解釋。

1  范圍
    本標準規(guī)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(jiān)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  引用標準
    下列標準所包含的條文，通過在本標準中引用而構成為本標準的條文。本標準出版時，所示版本均為有效。所有標準都會被修訂，使用本標準的各方應探討使用下列標準最新版本的可能性。
    GB 4075－1983  密封放射源分級(eqv ISO 2919：1980)
    GB11806－1989  放射性物質安全運輸規(guī)定
    GB/T 14058－1993  γ射線探傷機

3  定義
   本標準采用下列定義。
3.1 移動式探傷 mobile defect detecting
    在室外、生產(chǎn)車間或安裝現(xiàn)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/T 14058－1993中5.3的試驗要求，其周圍的空氣比釋動能率不超過表1所控制值。

表1 源容器周圍空氣比釋動能率控制值                (mGy·h^-1)

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/T 14058－1993中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/T 14058－1993中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(lián)鎖裝置、源的位置指示器、系統(tǒng)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/T 14085－1993中5.4條要求。
4.5 源托的安全性應符合GB/T 14085－1993中5.5條要求。
4.6 根據(jù)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，放射源能立即返回源容器并進入關閉狀態(tài)。
4.7 產(chǎn)品說明書應注明型號、規(guī)格和主要技術指標及設備保養(yǎng)、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(guī)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(lián)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(yè)前，必須先將工作場所劃分為控制區(qū)和監(jiān)督區(qū)。
6.2 控制區(qū)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(jīng)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(jiān)督人員實施人工管理。控制區(qū)范圍的計算方法見附錄B(規(guī)范性附錄)。
6.3 監(jiān)督區(qū)位于控制區(qū)外，允許有關人員在此區(qū)活動，培訓人員或探訪者也可進入該區(qū)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(qū)域。
6.4 進行探傷作業(yè)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(yè)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?shù)胤派湫l(wèi)生防護部門批準并在防護專業(yè)人員的監(jiān)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?shù)胤派湫l(wèi)生監(jiān)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?shù)膿Q裝容器。
7.4 廢棄的放射源按國家有關規(guī)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GB11806－1989中第4章的有關規(guī)定執(zhí)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?shù)胤派湫l(wèi)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(xiàn)場必須配備適當?shù)膽�急防護設備，如:足夠屏蔽厚度的防護掩體、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(jiān)測
8.1 作業(yè)人員的個人劑量監(jiān)測
8.1.1 γ射線探傷作業(yè)人員必須進行常規(guī)個人劑量監(jiān)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(xù)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；
    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(yè)人員還應進行意外事故的劑量監(jiān)測，并有詳細的記錄。
8.2 γ射線探傷機防護性能監(jiān)測
8.2.1 生產(chǎn)γ射線探傷機，應按GB/T 14058－1993中7.2和7.3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(wèi)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/T 14058－1993中第6.1條進行，合格后方能使用。
8.2.3 使用單位應經(jīng)常對安全裝置的性能進行檢測，放射衛(wèi)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(yè)場所的防護監(jiān)測
8.3.1 固定式探傷作業(yè)場所的防護監(jiān)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(yè)人員應檢查安全裝置、聯(lián)鎖裝置的性能及警告信號、標志的狀態(tài)。檢查探傷室內是否有人員逗留。
8.3.1.3 每次探傷作業(yè)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(jiān)測并有詳細記錄。
8.3.1.4 由使用單位所在地放射衛(wèi)生技術服務機構每年進行一次操作場所及探傷室臨近區(qū)域的輻射水平測量，并根據(jù)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(jù)測量結果做出合適的改進。
8.3.2 移動式探傷作業(yè)場所的放射防護監(jiān)測
8.3.2.1 每次探傷作業(yè)前應按本標準第8.3.1.2條檢查探傷機，并檢查控制區(qū)，確保在放射源暴露前控制區(qū)內無任何人員。
8.3.2.2 作業(yè)場所啟用時，應圍繞控制區(qū)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(xiàn)場的輻射巡測制度，定期觀察放射源的位置和狀態(tài)。
8.3.2.4 探傷作業(yè)結束后應進行本標準第8.3.1.3條的工作。

附錄A
(標準的附錄)
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確定防護層外，其余所有方向的泄漏輻射防護層按A.3進行確定。
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 在距放射源的距離為a₀時，該點的最高空氣比釋動能率K_N，按式(A1)計算。

............(A1)

式中：K_N——距放射源距離為a₀時該點的最高空氣比釋動能率；

      A——放射源的預期最大放射性活度，GBq；

     τ_K——空氣比釋動能常數(shù)，mGy.m².h^-1.GBq^-1；

      a₀——距放射源的距離，m。

A.2.2 按照式(A2)計算所要求的有用輻射的衰減度F_N，

·…………………………………(A.1)

式中:K_N——測到的或者按式(A1)計算出的在有用輻射束里距離放射源為的a₀的比釋動能率；(mGy/h)；

a——距放射源的某一點的距離；m；

K_G——距放射源為a的最高允許比釋動能率(mGy/h)。

表A.1 比釋動能常數(shù)г_K，(mGy·m²)/(h·GBq)

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(shù)μ的值，按照公式(A3)進行計算，嚴格用于圖A.1和圖A.2中曲線F_N>10的線性范圍。

..................(A.3)

式中：d——防護層的厚度，cm；

      μ——線性衰減系數(shù)，cm^-1；

      τ_K——空氣比釋動能常數(shù);

      A——放射源的預期最大放射性活度，GBq；

      a——距放射源的某一點的距離；m；

      K_G——距放射源為a的最高允許比釋動能率(mGy/h)。

圖A.1 ⁶⁰Co有用線束衰減度為F_N，散射線衰減度為F_s，

泄漏輻射衰減度為F_D時不同材料的質量厚度

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。

   圖A.2  ¹⁹²Ir有用線束衰減度為F_N，散射線衰減度為F_s，

泄漏輻射衰減度為F_D時不同材料的質量厚度

A.3 防止泄漏輻射的防護層
    防止源容器或屏蔽物的泄漏輻射的防護層，按照公式(A4)計算所要求的衰減度F_D:

.....................(A.4)

式中:K_D——有用射束外，距放射源為a₀的比釋動能率(mGy/h)。
         a₀——從放射源至防護地點的距離(m)。
         K_G——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(shù)

附錄B
(標準的附錄)
控制區(qū)的確定

B.1  根據(jù)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(qū)距離，如圖B.1所示。

圖B.1  應用屏蔽物的控制區(qū)(無比例)

a_Ⅰ:輻射沒有任何衰減時要求的控制區(qū)距離；a_Ⅱ:有用線束方向，經(jīng)檢測對象屏蔽后要求的控制區(qū)距離；a_Ⅲ:有用線束方向以外，經(jīng)源容器或其他屏蔽物屏蔽后要求的控制區(qū)距離。

B.2   對于移動探傷，控制區(qū)邊界的當量劑量率為40μSv/h，可由如下評定各類控制區(qū)距離的大小:
       a_Ⅰ:系取自圖B.2的控制區(qū)距離(m)
       a_Ⅱ和a_Ⅲ:取自圖B.2的控制區(qū)距離a_Ⅰ(m)，乘以表B.2中不同半減層數(shù)相對應的因子之積(可根據(jù)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(shù)，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

表B.2 用于控制區(qū)確定時在有衰減的輻射時a_Ⅱ和a_Ⅲ的因子

B.3 舉例
     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_Ⅰ: 圖B.2的控制區(qū)a_Ⅰ=78m
     a_Ⅱ: 圖B.2的控制區(qū)值a_Ⅰ乘以表B.2的因子
     a_Ⅱ=0.5×a_Ⅰ=0.5×78=39m
     a_Ⅲ:圖B.2的控制區(qū)值a_Ⅰ乘以表B.2的因子
     a_Ⅲ=0.05×a_Ⅰ=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(qū)距離a_Ⅰ