关键词加速器；开机状态；监测；评价
中图分类号X8文献标识码A文章编号1674-6708（2016）160-0205-02
放射治疗至今已经有近百年的历史，我国的放射治疗开始于20世纪30年代，电子直线加速器的引进则开始于1975年。放射治疗在最近数十年得到了空前的发展，越来越多的医院开始采用放射治疗方法来治疗肿瘤，医用电子直线加速器因其具有剂量率高、束流稳定、剂量输出准确等显著特点，逐渐成为肿瘤放射治疗中广泛应用的设备[1]。在未来的一段时间，医用直线加速器或许会迎来一段暴发式的增长，因此医用电子直线加速器治疗机房的辐射防护屏蔽问题也越来越受到科学研究机构和公众的关注[2]。本文就医用电子直线加速器出束方向对周围环境及公众的辐射影响实例进行评价与讨论。
1项目概况
2009年8月，该医院委托有资质的环评单位进行了加速器应用项目环境影响评价，并于2009年12月通过环境保护部门审批。
2验收标准
2.1《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》[3]（GB18871-2002）
2.2《电子加速器放射治疗放射防护要求》[4]（GBZ126-2011）
在加速器迷宫门处，控制室和加速器机房墙外30cm处的周围剂量当量率应不大于2.5μSv/h。
2.3环境天然放射性水平
3监测结果分析
3.1监测项目
医用电子加速器主要由X射线管和高压电源组成，高速电子射到靶体后产生X射线。产生的X射线会随着射线装置的开、关而产生和消失。因此，监测项目为X-γ辐射剂量率。
3.2监测仪器
FH40G型便携式X-γ剂量率仪。
3.3监测结果
XHA600D型医用电子加速器开机状态，照射野为40cm×40cm。对加速器机房周围环境的X-γ辐射剂量率监测结果见表3～表5。监测布点图见图1。
由表3～表5可知，主射束朝下时，监测点位A3、A4的监测结果略高于主射束朝南时；主射束朝南时监测点位A1、A2与A5的监测结果略高于主射束朝下时；主射束朝北时监测点位A7的监测结果高于主射束朝下时。所以在对加速器机房进行辐射环境监测及评价时，应对不同射束朝向进行监测及分析。
在上述监测工况下，XHA600D型加速器机房周围环境X-γ辐射剂量率监测范围为83.2nSv/h～705.9nSv/h，满足《电子加速器放射治疗放射防护要求》（GBZ126-2011）在加速器迷宫门处、控制室和加速器机房墙外30cm处得周围剂量当量率应不大于2.5μSv/h的要求。
4结论
在对加速器机房进行辐射环境监测及评价时，应对不同射束朝向进行监测及分析。而该医院加速器机房在正常使用过程中，不会对介入室周围环境造成放射性污染，对工作人员和公众影响较小。从辐射环境保护的角度分析，该项目的运行是安全可行的。
参考文献
[1]郑钧正.电离辐射医学应用的防护与安全[M].北京：原子能出版社，2009.
[2]朱卫国，刘梅，侯长松，等.某医院直线加速器机房防护门改造实例分析[J].中国辐射卫生，2015，24（2）：131-133.
在30～3000MHz的频率内，电场强度公众照射导出限值为12V／m(功率密度为4OuW／cm2)。《辐射环境保护管理导则电磁辐射环境影响评价方法与标准》(HJ／T10．3—1996)【3】规定，对单个项目的影响必须限定在《电磁辐射防护规定》限值的若干分之一。在评价时，对于由国家环境保护局负责审批的大型项目可取GB8702—88中场强限值的1／，或功率密度限值的1／2。其他项目则取场强限值的1，或功率密度限值的1／5作为评价标准。因此，本次研究中环境电场强度评价标准值取5．4V／m(功率密度为8uW／cm2)。
2、4G基站的监测与评价
2．1、4G基站的选取本次研究选取温州试验网的3个典型4G基站，分别为温州环保局、灰桥农机公司、云中花园二基站。目前，4G基站试运行的频率为18801920MH，机顶功率为20W。3个基站均为多频共址的宏蜂窝基站。选取的4G基站主要技术指标见表1。
2．2、测量仪器测量使用德国NardaSafetyTestSolutions公司生产的SRM3000电磁辐射选频测量系统，频率响应范围75—3000MHz，量程范围2．5×10—420OV／m。
2．3、测试条件天气：阴；相对湿度：55—70％；环境温度：18．1—23．6。C；风力小于3级。测量时间选择在白天8：00—18：00，此段时间为用户使用手机的高峰期。
2．4、监测方法优先考虑基站天线的主瓣方向，对于发射天线架设在楼顶的基站，在楼顶公众可活动范围内布设监测点位，优先布设在公众可以到达的距离天线最近处，同时根据现场环境情况对点位进行适当调整。测量高度：探测器离地1．7m(或离立足点1．7m)。测量时仪器探头与操作人员之间距离不少于0．5m。每个测点读数5次，每次读数时间不应小于15S，并读取稳定状态的最大值，若测点读数起伏较大时，应适当延长测量时间。以5次读数的平均值为该点的测量值。
2．5、质量保证其一，测量中使用的仪器每年均由上海市计量测试技术研究院进行检定。其二，操作程序严格按照HJ／T10．3—1996中的有关规定。
2．6、监测结果本次研究测量时，3个基站均处于正常试运行状态，共选取了22个测试点位，88个测量值，经过数据处理和分析后，选择测量点位在基站天线的主瓣方向，距离天线最近处，将其测量数值列于表2。从表2可以看出，在4G频段(1880～1920MHz)内，3个基站的电场强度测量值为分别为0．19Vim、0．22V／ITI、0．53V／m，均低于《电磁辐射环境影响评价方法和标准》中规定的单个项目的环境电场强度评价标准值。
3、结论
[关键词]核设施；退役；辐射监测
中图分类号：TN671文献标识码：A文章编号：1009-914X（2015）19-0329-01
所谓的核设施具体是指借助核反应堆的变化产生各种能力的设备，这些设施能够对核能量进行充分、合理地利用，具体包括核燃料生产、加工以及贮存中使用的设备；处理放射性废物的设备等等。核设施最为显著的特点是危险性，通常情况下，核放射、核泄漏以及核污染的作用半径约为10km以内，核爆炸及核渗漏的作用半径则在50km以内。若是人体长期受到核辐射，轻则会产生出不适的症状，严重时甚至会造成身体主要器官和功能系统损坏，进而导致各种疾病，如白血病、肿瘤、生殖系统疾病等等。为此，在核设施退役的过程中，必须对其进行辐射监测。
1核设施退役的特点及辐射监测的重要性
1.1核设施退役的特点
与一般的设施和设备相比，核设施具有自身的特殊性，所以在核设施服役期满后，即达到使用年限时，需对其进行退役处理，这样做的最终目的是使核设施原本的场址能够不受限制的开放和使用，降低核辐射对社会公众健康和自然生态环境的影响。大体上可将核设施退役的特点归纳为以下几个方面：
1.1.1核设施内部存在大量的放射性活度。以商业规模的反应堆为例，此类核设施在运行期间，其所包容的放射性活度约为～Bq，当反应堆停运并全部卸料之后，其内部的放射性活度仍然会留存～Bq。
1.1.2坚固性。从核辐射防护的方面考虑，核设施要比普通的设施或设备更加坚固，若是设施的坚固性不足，则会导致其在运行期间出现损坏等问题，由此可能会造成核泄漏。所以在核设施建设时，坚固性是必须具备的特点之一。核设施的这一特点给拆除工作增添了一定的难度。
1.1.3复杂性。通过对大量的核设施进行研究分析后发现，几乎所有核设施的结构都非常紧凑，系统方面也十分复杂。故此，在核设施退役的过程中，往往需要高精尖的技术，并耗费巨资。具体而言，就是核设施退役需要付出极其昂贵的代价。
1.2辐射监测的重要性
从目前国内核设施的总体情况上看，绝大部分的运行寿命均在几十年之间，当核设施达到使用期限后，便要停产关闭。通常情况下，大多数非核设施在停产关闭后便不会再产生污染物，它对环境的影响会随着寿命的终结而终止。而核设施却不同，即便它们停产关闭，其原本所包容的放射性物质仍然存在进入环境的可能性，所以当核设施停产关闭后，必须经历一个安全的退役过程。而在这个过程中，辐射监测是必不可少的一个环节，也是核设施整个退役过程中最为重要的环节，一般会贯穿于退役的全过程中。
2核设施退役过程中的辐射监测要点
2.1监测内容及要求
核设施退役过程中，辐射监测具体是对以下三个阶段的监测，即退役作业前、退役期间以及退役后。
2.1.1作业前的监测。主要包括如下内容：
①对与核设施相关的系统及各类部件的辐射水平、放射性污染水平以及放射性活度等进行调查，并对源项进行估算。
②对核设施内环境辐射水平、气溶胶水平以及放射性气体进行调查。
③对核材料的卸料区域和放射性废物暂存区的放射水平进行调查。
④对作业现场外水域和陆地等区域进行调查，所选的监测点应当能够充分反映出作业现场周围环境的辐射水平。
2.1.2退役期间的监测。该阶段的辐射监测主要包括以下内容：
①核设施退役作业现场内的辐射剂量率和放射性气体监测。
②在拆除具有较强放射性零部件时，需要在排放口位置处设立放射性气溶胶固定监测点，对放射性进行连续监测。
③在某些特定的场所内，应当按照工艺要求随时进行取样，如有必要则应进行核素分析。
④对拆除下来的放射性物项必须进行监测，同时要将处理的总量记录下来，以备后续使用。
2.1.3退役后的监测。该阶段的辐射监测主要包括如下内容：
①对拆除后的核设施本体以及拆除设施中使用的各种工具需要进行释放监测，并对可能受到放射性污染的作业人员的皮肤、工作服等进行污染监测。对于场所和设备的污染监测可视现场情况设置监测点
②当退役作业完成以后，应当按照核设施退役前的辐射监测要求对作业现场及其周围环境进行一次全面、系统的最终监测，并依据监测结果作出评价。
2.2辐射监测要点
2.2.1流出物监测要点。对气载流出物进行辐射监测的主要目的是为了有效确保又有通排风系统能够正常运行，以此来保证核设施退役作业过程中产生的气载放射性污染物不会对周围环境造成污染。因核设施退役时的操作方式与运行阶段存在一定的差异，所以当原核设施的通风系统无法使污染物排放达到规定要求时，应在该通排风系统上加装相应的过滤设备，这样能够保证排放过程达到标准要求。通常情况下，液态流出物的排放应当执行原有的排放标准，并借助原设施的排放系统完成排放。由于部分核设施没有排放系统，故此无法对液态流出物进行排放。此时，则应当在排放前对废水进行辐射监测，并对日排放量进行严格控制。①对废水进行监测取样时，应当取清液置于塑料容器当中，并向容器内添加硝酸，使其pH值约等于2，然后将样品送至实验室进行分析。②对于废油则应当搅拌均匀后取适量滴在棉质纱布上，再将纱布封存于样品袋中，送往实验室进行源项核素含量检测。
2.2.2放射性废物监测。在核设施退役过程中，通常会有部分放射性废物需要暂时存放，应当在暂存期内对其进行辐射监测。①气溶胶。应对放射性气溶胶进行定期监测，具体频次为每月不少1次，最小的取样体积应当满足测量设备的性能要求，若是监测过程中发现异常，则应当改为每日监测1次，直至处理至正常为止。②辐射场。应对剂量率进行定期监测或是按照相关作业要求进行不定期监测，具体频次每月应当不少于1次，如果发现异常，则应改为每日监测1次，直至处理至正常为止。
2.2.3终态监测。在对终态监测方案进行制定的过程中，除了要详细说明监测点位布置的合理性以及样品采集的代表性之外，还应说明核设施退役过程中对周围环境造成的影响。该环节的工作必须在土地平整之前进行。具体的监测技术要点如下：①可将验收场址以10O的面积进行分区，在对分区后的区域以1O的面积划分成网格，然后取0-20cm的表层土，各个网格内的取样点不得少于1个，取样重量约为100g，并对土壤样品中的α和β总量的活度进行测量。②对于存在渗漏污染但已经进行处理的区域，应当进行钻井取样，随后对总的α和总的β以及源项核素的活度进行测量。
3结论
综上所述，当核设施服役期满后便需要停产关闭，为了避免退役过程中产生的放射性物质对人员及周边环境造成辐射污染，应当对其进行辐射监测。在这一过程中，监测人员除了应当了解相关的监测内容和要求之外，还应熟练掌握有关的监测技术，只有这样，才能确保监测工作顺利进行，有助于降低核设施退役中对人员及环境造成的危害。
参考文献
[1]郭仕源.李阳.曾民生.大型辐照装置退役的辐射监测与防护评价[J].中国辐射卫生.2013（12）.
[2]孙庆红.谷存礼.李洋.核设施退役产生的极低放废物就地填埋方法研究[J].核辐射管理.2012（3）.
[3]黄治俭.滕慧洁.宋海龙.某厂核设施退役工程的竣工验收辐射检测[J].辐射防护.2010（9）.
