某γ辐照装置退役去污过程简述

某γ辐照装置退役去污过程简述[摘要]本文分阶段简述了某辐照装置的退役去污过程，主要包括退役前源项调查、退役去污中废旧放射源倒源处置、去污工程实施、废弃物处置、退役过程中辐射测量等问题。

[关键字]辐照装置源项调查退役去污废弃物处置四川省某研究院始建于1962年，长期从事辐照加工与科研工作。

2009年经前期调查准备，制定详细的退役计划后，四川辐射站开始实施退役工作。

1前期准备工作1.1源项调查分析本项目退役60Co放射源共228枚，总出厂活度为2.25×1016Bq，退役时总活度约为3.15×1015Bq。

60Co半衰期为5.27a，通过衰变放出能量高达315keV 的高速电子成为60Ni，同时放出两束主要能量为1.33MeV和1.17MeV的γ射线，在放射性核素毒性分组中属高毒组。

经多次现场查勘和监测并查相关历史运行资料，该院需退役的3个辐照场、1个放射源暂存库以及周边排水系统基本情况如下：1#辐照场采用旱井式屏蔽，尺寸为φ0.05m×h2.26m，已长期停用，现在处于停用闲置状态。

迷道、井口及井底的γ剂量率和α、β表面污染监测结果为正常水平。

场前有一长6.0m×宽1.5m×深3.0m水池，池水无放射性污染，池内底泥有轻微放射性污染。

2#辐照场设计装源活度10万Ci，辐照室为圆柱形钢筋混凝土结构，建成之初为旱井式屏蔽，1985年改为水井式屏蔽，水井为圆柱形，尺寸φ1.5m×h5.0m，井内水位4.8m，贮水量约为8.5m3。

退役时装源49枚，源强2.2万Ci。

迷道、井口及井底的γ剂量率和α、β表面污染监测结果为正常水平。

井内水质清澈透明，井底有少量尘埃，水井外壁为不锈钢防水钢板，中间为1次性连续浇铸混凝土，内壁粘贴釉面瓷砖。

3#辐照场设计装源活度50万Ci，辐照室为方形钢筋混凝土结构，采用水井式屏蔽，尺寸长3.0m×宽2m×深7.5m，退役时装源197枚，源强18万Ci。

其中有18枚60Co放射源（约8万Ci）需转移至该院新建辐照场内。

井口γ辐射剂量率为环境本底水平，东迷道个别点位γ剂量率及表面污染水平偏离正常水平。

井内水位7.0m，水量约42m3，水质清澈透明，井底有少量淤泥。

该院3#辐照场于1977年投入运行。

建成后投入运行的第一批国产放射源191枚，出厂活度为 3.601TBq，运行一段时间后经水质检测发现贮源井内水的放射性比活度较高。

后经调查发现，产生贮源井水活度较高的原因是该批次放射源外包壳有破损。

因2#辐照场贮源井补水设备、倒源工具、和放射源排列调整与3#辐照场共用一个系统，导致其水质情况与3#辐照场内相似。

1979年至2002年，该院在相关监测、管理部门的监督指导下分别对2、3#场内水质问题进先后行了四次处理，最终成功清除该事故造成的污染影响。

1.2辐照场内外辐射环境质量监测退役工作开始前，对该院拟退役辐照场所的内外环境以网格布点进行了γ辐射吸收剂量率监测和井水中总β比活度检测和60Co核素分析，并查看历史运行监测数据，判断辐照场运行40多年以来的对外污染扩散水平，以确定场内外环境去污热点。

1.3环境影响评价本次退役去污工作，在开始实施前制定了实施方案，并组织开展了环境影响评价。

环评文件根据国家相关法律法规、技术标准对放射源的倒装和运输方案、去污处理措施及项目风险进行了分析评价。

明确了项目退役级别和退役工作的主要内容，并对项目去污工作所采用标准限值进行了核算[1]。

2退役过程简述在项目退役经过环评论证并根据退役内容制定详细的退役实施方案和应急预案后，开始实施退役工作。

具体退役工作简述如下：2.1废旧放射源退役回收整个放射源收贮过程，包含铅罐的设计和生产、倒源、倒源后的现场监测、运输线路的选择、源的运输监督监测、入库管理等多个环节。

铅罐的设计制作由中国工程物理研究院完成，共制作铅室9个（备用1个），单个铅室的重量约为3.0 t。

矩形贮源提篮共12个，每个提篮的盛源量为9～25枚。

在倒源过程中采样水下录相、水下γ辐射监测仪等仪器，确保井水内已无放射源存在，达到倒源预定目标；确保在整个倒源回收过程不产生新的放射性污染物。

本次共退役60Co放射源228枚，全部安全运抵我省城市放射性废物库暂存，并由该库负责承担放射源向最终处置场的转移处置。

2.2贮源井水的处置对贮源井水进行总β及60Co核素含量分析监测，监测结果表明，1#、2#、3#场井水及1#场前水池内水的总β放射性及60Co核素含量达到国家标准的要求，可以直接排放。

在排放前，就排放沟渠走向、最终排入载体等进行考查论证，评价水体排放可能引起的环境辐射影响。

确保排放水不对周边环境造成影响，并沿预定路径顺利排往预定地点。

2.3场内去污首先对3个辐照场空气中γ吸收剂量率水平进行普查，并重点对各贮源井内壁的β表面污染1m见方进行网格式普查，找出去污热点。

对剂量偏高或表面污染水平偏高区域采用物理、化学及物理化学相结合的方法去污。

各场所具体方式见下表：2.4 去污过程产生的放射性废物的分类管理及处置方式在项目去污过程中，产生的废物包括废沙石砖块、剥离的混凝土、底泥、废水管道、废手套、塑料薄膜、包装袋等。

对于含湿量大的污染泥土，先装入密封塑料袋，然后再装入玻璃钢废物桶的方法，进行收集。

对于污染的渣土采用挖掘的方法，进行收集。

对于污染的硬质防水的光滑表面（如瓷砖、钢件），采用化学去污的方法进行去污处理工作，收集污染的含酸棉纱。

对于污染程度严重的硬质混凝土结构表面，采用机械剥离的方法进行去污处理，收集剥离渣。

将收集的废物按桶、袋进行分类、编号、进行γ剂量率监测、取代表性样品进行60Co放射性比活度测量[2]。

放射性比活度大于等于豁免值10000Bq/kg的放射性废物，约2吨，送往城市放射性废物库进行收贮。

放射性活度大于等于审管部门批准的清洁解控水平限值90Bq/kg，小于豁免值10000Bq/kg的废物，作为低于低放的固体废物，约20吨，建库暂存，在适当时机，最终送往极低放废物处置场作填埋处理。

放射性小于90Bq/kg达到清洁解控水平的固体废物，作为普通废物在项目去污工作后，与建筑拆除产生的建筑废物一起处置。

3退役过程辐射防护、剂量控制3.1放射源收贮过程监测在整个放射源倒装前后、运输过程中，均进行现场环境γ剂量率监测，主要监测内容包括：倒源前，对贮源水井井口γ剂量率、井水放射性活度进行监测。

确认井水未受污染并对对放射源的屏蔽有效。

放射源倒入铅罐前，利用水下剂量率监测仪甄别放射源，核查放射源数量。

放射源倒入铅罐后，对铅罐表面γ剂量率进行监测，确定其是否符合预定的表面剂量率要求。

铅罐装车后，对运输车辆驾驶室和车辆周围进行γ剂量监测，确定其是否符合放射性物质运输规定。

对空的源井进行γ剂量率监测，确定井内无遗漏放射源。

对倒源后的贮源井水进行60Co放射性比活度监测，以确认井水有无放射性污染。

倒源全过程中，对井口的倒源工作人员所受γ剂量率进行监测，一旦发现异常，应立即将放射源降入井底。

3.2去污过程现场辐射监测在整个去污过程中，主要针对该院退役去污施工范围内被历史运行中排放的污染废水所污染的排水系统及其周边环境，主要监测项目是在去污、清除后建筑物和设施的表面污染水平、排放废水和土壤中60Co放射性比活度、γ剂量率、放射性废物包装体的表面污染水平以及退役工作人员个人γ辐射累计剂量等。

通过以上监测，确保去污结果达到退役管理目标值，确保退役工作人员受照剂量在控制限值以下并尽可能低，确保外排废水的放射性比活度符合国家有关要求并尽可能低[3]。

3.3场界标识因本项目所处地理位置有较多社会居民，场界周边与社会环境接触密切，故本次退役实践一开始，就设置了警戒线，在场界边张贴警示标志，制作场界内工作标牌，由专人每天24小时巡逻看守场界，防止无关人员误入退役场所。

在整个退役去污期间，未出现一例人员误入情况，确保了退役过程的顺利进行。

4退役去污的经验教训在源项调查中，因历史运行记录和历史监测数据的缺失，未能查出该辐照场在事故发生后对排水系统进行过改造，原地下排水暗管已废弃不用，改用地面排水沟渠进行排水。

故在排查场所内排水系统时，未发现有地下排水暗管，致使在进行辐射环境质量普查时只调查到几个排水沟渠沉降池γ放射性水平异常，而未能查出连接沉降池的地下排水暗管以及暗管边临时建筑物内的地下暗池γ剂量率放射性水平异常。

从而导致本次退役去污在前期准备工作中，对工程去污难易程度、废物产生量、经费预算、退役工期等估算出现了偏差。

去污过程中根据地下排水系统不断进行γ剂量率补充测量，以弥补在源项调查中的失误，查找去污初期遗漏的受污染点，最终完全清除放射性污染点。

因去污过程中新增污染点较多，对退役过程时间未能准确把握，致使在退役期间降雨在污染土壤坑内聚集渗透，增加了去污难度。

去污时产生的放射性固体废物亦大为增加，超出了城市放射性废物库的承载能力，不得已在城市放射性废物库区内新建临时暂存库，用以存放大量的极低放废物。

5结束语辐照装置及其废旧放射源的退役去污管理工作关系到公众安全、社会稳定。

辐射监测是贯穿整个退役工作过程始终的最重要一环，它对寻找去污热点、去污是否彻底、工作人员个人剂量控制等起着至关重要的作用。

去污工作中，必须秉持监测设备在前、人员在后的原则，保证去污彻底、人员安全。

参考文献[1]任宪文.核设施退役废物管理[J].辐射防护通讯，2008，第28卷第4期.[2]电离辐射防护与辐射源安全基本标准GB18871-2002.[3]黄治俭.国营二二一厂核设施退役实践[J].辐射防护，2005，第25卷第2期.。