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(zhì)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(gòu)件內(nèi)部結(jié)構(gòu)進行照相的無損檢測技術(shù)，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(nèi)容，并結(jié)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(guān)監(jiān)測要求。
    本標準適用于應用γ射線探傷機進行金屬構(gòu)件內(nèi)部結(jié)構(gòu)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(gòu)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(zhì)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(nèi)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(guān)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(shù)指標及設(shè)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(guān)閉功能及常見事故的處理方法等內(nèi)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(jié)構(gòu)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(nèi)"的警示標識；探傷室入口處及被探物件出入口處必須設(shè)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(cè)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(nèi)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�？刂茀^(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(guān)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(zhuǎn)裝入源容器或從源容器轉(zhuǎn)裝入運輸容器必須采用便于更換操作的輔助設(shè)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(guān)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(guān)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(nèi)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(nèi)容包括:工作程序、組織機構(gòu)、人員培訓、應急計劃演習、應急設(shè)施等。
7.8 操作現(xiàn)場必須配備適當?shù)膽�急防護設(shè)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(nèi)年平均有效劑量20mSv；
    b)任何單一年份內(nèi)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(shù)服務機構(gòu)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(shù)服務機構(gòu)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(nèi)是否有人員逗留。
8.3.1.3 每次探傷作業(yè)結(jié)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(shù)服務機構(gòu)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(jié)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(jié)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(nèi)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(diào)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(jié)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(gòu)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(zhì)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(zhì)量厚度

A.2.5 輻射防護結(jié)構(gòu)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(zhì)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(jié)構(gòu)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