坑式廢物庫高水平放射性固體廢物回取整備

張存平，李美山，紀(jì)永紅，初麗麗，劉春秀，葉國安

（中國原子能科學(xué)研究院 放射性三廢設(shè)施治理工程部，北京 102413）

某核技術(shù)利用廢庫（城市廢物庫）始建于20世紀(jì)60年代，該庫總?cè)莘e為420m3，混凝土結(jié)構(gòu)。主要收貯高等院校、科研院所、醫(yī)療系統(tǒng)和軍隊系統(tǒng)等核技術(shù)應(yīng)用單位產(chǎn)生的放射性固體廢物。20世紀(jì)70年代，因管理不規(guī)范，廢物庫收貯了1批中放廢液濃縮液的固化體廢物，總放射性活度約上百居里，散投在02固體廢物庫內(nèi)的17號庫坑中。該庫早已超期服役，年久失修老化，設(shè)施功能喪失，給周圍環(huán)境帶來極大的安全隱患。因此，需要盡快把這類廢物安全、妥善地進(jìn)行處理處置。

高放固體廢物的回取與整備具有較大的安全風(fēng)險，國內(nèi)屬首次開展。該回取工作存在著時間進(jìn)度緊、回取任務(wù)重、環(huán)境條件差以及歷史資料缺乏等諸多限制條件。中國原子能科學(xué)研究院放射性三廢設(shè)施治理工程部根據(jù)該項回取和整備任務(wù)特點，擬采用“機器人－氣帳”系統(tǒng)回取高放廢物的工藝路線，以對高放固體廢物實施回取和包裝裝備。

1 廢物庫及廢物源項［1］

1.1 廢物庫

02固體庫為混凝土結(jié)構(gòu)，長23.6m，寬8.7m，廢物庫內(nèi)凈高為5m，總?cè)莘e為420m3。庫坑為地下結(jié)構(gòu)，庫深4m，庫坑蓋板為鋼筋混凝土，其厚度為200～220mm。庫內(nèi)設(shè)有排風(fēng)凈化系統(tǒng)、廢物調(diào)運系統(tǒng)（2t吊車）和輻射監(jiān)測儀表。

圖1所示為固體廢物庫平面示意圖。

圖1 02固體廢物庫平面示意圖Fig.1 Top view of No.02solid waste storage facilities

1.2 廢物源項

根據(jù)源項報告，貯存在17號庫坑底部的中放廢液濃縮液的固化體廢物用不銹鋼容器包裝，外形尺寸示于圖2，容器壁厚為3mm。包裝體數(shù)量為6個，總放射性活度約上百居里。除此之外，還有其它廢物混裝在一起，諸如水泥塊、線手套、砂土、塑料袋焚燒物、污染土、醫(yī)用品等。這些廢物分別裝在塑料袋和水泥固化桶中。

圖2 不銹鋼容器外形圖Fig.2 Outline map of stainless steel container

庫坑中的劑量當(dāng)量率上層為1.44mGy／h，中層為2.16mGy／h，下層為4.68mGy／h。

2 回取技術(shù)方案和設(shè)備

2.1 回取技術(shù)難點分析

本次回取工作的主要技術(shù)難點有以下幾個方面：

1）廢物外照水平高，不能近距離回取操作；

2）坑中回取高放廢物，無經(jīng)驗借鑒；

大醫(yī)二院始建于1958年，今年正值60華誕。數(shù)十年發(fā)展過后，醫(yī)院如今已成為遼南（遼寧省南部）地區(qū)的區(qū)域醫(yī)療中心，年門急診量近200萬人次。應(yīng)和政策和管理需求，醫(yī)院信息化建設(shè)一再提速，許多思路的設(shè)計頗具前瞻性。

3）廢物體和屏蔽容器間隙較小，要求定位準(zhǔn)確；

4）液壓工具力量不易控制，易造成容器夾破或變形而導(dǎo)致二次污染。

2.2 回取工藝流程［2］

回取工藝流程的設(shè)計和制定需充分考慮廢物放射性水平高的特點，以及工作人員需進(jìn)行遠(yuǎn)距離回取操作的特殊性。為了安全、可靠、有效回取，在回取工作實施前，進(jìn)行了模擬試驗及人員培訓(xùn)。通過模擬試驗發(fā)現(xiàn)問題、優(yōu)化回取工藝，并培訓(xùn)機器人操作人員的熟練回取動作，縮短操作時間，減少受照劑量。

具體的回取工藝流程如圖3所示。

圖3 回取工藝流程圖Fig.3 Retrieval process flow chart

2.3 主要設(shè)備儀表

機器人，BROKK330型；密封工作間，8m×6m×5m；轉(zhuǎn)運電動小車裝置，電機功率1.5kW，可正反轉(zhuǎn)；通風(fēng)凈化設(shè)備，GJ5201－R／L－12；氣溶膠連續(xù)監(jiān)測儀，iCAM 智能化α／β連續(xù)空氣監(jiān)測儀；γ輻射劑量監(jiān)測儀，6150長桿式劑量率儀。

3 模擬試驗

為培訓(xùn)操作人員和優(yōu)化回取工藝，進(jìn)行了廢物罐回取模擬試驗。試驗內(nèi)容主要包括機器人操作訓(xùn)練、廢物回取操作、廢物轉(zhuǎn)入屏蔽容器操作、屏蔽容器加蓋操作、遠(yuǎn)距離操作試驗、聯(lián)動試驗。

4 實施回取

實施回取廢物前，采取機器穿罩衣、抓具涂易剝離膜等措施，以防機器人被污染；庫坑蓋板經(jīng)擴空后再進(jìn)行廢物回取。

4.1 低放廢物的回取

利用BROKK機器人將蓋板孔擴展后，氣溶膠檢測儀顯示α、β濃度持續(xù)升高，在約1h后，測得最大值約為：α，10Bq／m3；β，860Bq／m3。經(jīng)約36h排風(fēng)后，降為：α，2Bq／m3；β，60Bq／m3。

首先利用液壓抓斗回取庫坑上面的低放廢物，將回取廢物放入轉(zhuǎn)運箱中，并利用傳送裝置，將轉(zhuǎn)運箱送至整備間。穿戴防護(hù)氣衣的工作人員將廢物轉(zhuǎn)至200L鋼桶中加蓋密封，然后用小車運出整備間，檢測桶外表面劑量，并記錄存檔。最后，將廢物桶送入暫時貯存庫。

4.2 高放固體廢物回取

高放固體廢物回取過程包括以下3個方面。

1）不銹鋼罐高放廢物確定

回取低放廢物至坑深3m處時，從監(jiān)視屏上觀測到了疑似不銹鋼罐高放廢物，同時，氣溶膠檢測儀顯示α、β濃度持續(xù)升高，初步判定此物可能是所要回取的不銹鋼罐。為進(jìn)一步確定此罐，劑量人員穿鉛衣和氣衣，進(jìn)入氣帳，用長桿式γ輻射劑量率儀測量疑似不銹鋼罐表面劑量。測量結(jié)果明顯高于其他廢物。調(diào)整攝像頭焦距，在監(jiān)視器上仔細(xì)觀察此罐，其形狀和大小與所要抓取的不銹鋼罐基本一致，由此確認(rèn)此罐即是高放不銹鋼廢物罐。

2）不銹鋼罐高放廢物抓取、裝桶、封蓋

將屏蔽容器放置在轉(zhuǎn)運小車上，屏蔽容器蓋放置在屏蔽容器旁，將屏蔽容器停放在氣帳內(nèi)合適位置。用機器人攜帶的抓斗輕輕抓住罐體，為防止用力過猛導(dǎo)致罐變形或用力過輕導(dǎo)致罐掉落，在操縱鍵盤上輕點按鈕，使抓斗閉合抓牢并鎖緊，按照事前模擬好的運動路線，將廢物罐迅速從坑中移至屏蔽容器上方。操縱工具旋轉(zhuǎn)按鈕，調(diào)整廢物罐的擺放位置，使罐底正對屏蔽容器口。開啟機器臂，緩慢下移，直至罐的1／2進(jìn)入屏蔽容器內(nèi)時，松開抓斗，使廢物罐落入屏蔽容器內(nèi)。用機器人抓斗抓住屏蔽蓋，并蓋在屏蔽容器口，旋轉(zhuǎn)屏蔽蓋，直至鍵槽相吻合，使蓋與屏蔽容器完全密合。將屏蔽容器運至處理間，人工擰緊螺栓，將屏蔽容器暫存于處理間。

在庫坑3m處共發(fā)現(xiàn)2個罐。將2個罐回取后，庫坑劑量值明顯下降。用機器人在坑中翻找，未發(fā)現(xiàn)其它廢物罐。經(jīng)分析認(rèn)為，6個罐可能是在不同時間或以不同方式放入庫坑的，因此，它們并不在同一位置。繼續(xù)回取其它低放廢物，當(dāng)回取到庫坑3.5m深時，庫中只剩下一層松散的土塊，且未發(fā)現(xiàn)庫坑進(jìn)水的跡象。用長桿式γ輻射劑量率儀測量土層表面，顯示局部區(qū)域劑量率偏高，用機器人帶動抓斗進(jìn)行仔細(xì)翻找，相繼找到了4個不銹鋼罐，并與記錄源項相符。為此，用同樣方式對這些罐進(jìn)行抓取、裝入屏蔽容器，屏蔽容器封蓋、轉(zhuǎn)運和暫存。

3）不銹鋼罐高放廢物表面劑量測量

在將不銹鋼罐裝屏蔽容器前，劑量人員穿鉛衣和氣衣，進(jìn)入氣帳，用長桿式γ輻射劑量率儀測量6個不銹鋼罐表面劑量，測量結(jié)果為100～1 000mSv／h。

5 去污

廢物回取、整備工作完成后，對廢物庫內(nèi)、外環(huán)境，氣帳內(nèi)，包括氣帳內(nèi)壁、地面和BROKK機器人主機、工具頭和配件等，進(jìn)行全面的污染檢查和去污。根據(jù)污染測量結(jié)果，選擇了不同去污方式、去污流程及方法［3］。特別是針對機器人及工具，采取了細(xì)致的污染檢測和去污。

6 結(jié)論

1）采用“氣帳－機器人”系統(tǒng)，在遙控操作下，對坑式廢物庫的高放廢物進(jìn)行回取處理是行之有效的。

2）在進(jìn)行回收前，進(jìn)行模擬試驗可培訓(xùn)操作人員，優(yōu)化回取方案。因此，在危險程度較高的放射性操作中，進(jìn)行模擬試驗非常必要。

3）建立氣帳有效地防止了氣溶膠擴散，保證了操作人員與環(huán)境的輻射安全。

采用多種輻射監(jiān)測儀表，以準(zhǔn)確判定高放固體廢物存放位置，為廢物罐的回取提供重要依據(jù)。

［1]劉春秀.城市放射性廢物庫源項調(diào)查報告：02固體廢物庫源項調(diào)查［R］.北京：中國原子能科學(xué)研究院，1998.

［2]IAEA.Retrieval and conditioning of solid radioactive waste from old facilities，technical report series No.456［R］.Vienna：IAEA，2007.

［3]羅上庚.放射性廢物處理與處置［M］.北京：中國環(huán)境科學(xué)出版社，2007.