高放廢液貯存設施退役源項調查輻射防護實踐

摘? ?要：高放廢液貯存設施是專門用于貯存放射性比活度≧4×1010Bq/L的放射性廢液的核設施，設施一般由主工藝系統和輔助系統組成，主工藝系統包括設備室、貯罐及工藝管線、冷卻系統、攪拌系統和監控系統等;輔助系統包括呼排系統、進排風系統、取樣系統、給排水系統、供電系統等。高放廢液貯存設施所貯存的高放廢液在處理完畢后，設施即可轉入退役階段，而核設施退役源項調查是核設施轉入退役階段后首先開展的工作。

關鍵詞：高放廢液貯存? 源項調查? 輻射防護

中圖分類號：TL943? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?文獻標識碼：A? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?文章編號：1674-098X（2020）06（b）-0121-02

高放廢液貯罐退役源項調查的主要目的是了解和掌握設施內的放射性核素污染現狀及分布情況，為核設施退役方案的設計、環境影響評價、安全分析、職業健康評價及退役廢物管理提供依據。源項調查主要工作內容包括工程特性調查、輻射水平及污染水平普查、取樣分析、盤存量估算等，其中，取樣分析環節需要直接對高放射性物相進行操作，輻射防護工作就變得尤為重要。

1? 待退役高放廢液貯存設施簡介

該高放廢液貯存設施建于20世紀70年代初，1976年投入使用，高放廢液貯存設施分為地面和地下兩部分，地上建筑為磚混結構，地下部分為四個設備室及工藝管溝，四個設備室呈“田”字形布局，每個設備室內分別安裝一個高放廢液貯存大罐，設備室蓋板上開有4個工藝安裝孔。

該設施的四個高放廢液貯罐按其位號依次啟用，因其超過設計使用壽命，于1994年將99%以上的高放廢液倒入另一貯存廠房進行貯存，并對該設施貯罐進行了置換清洗，清洗后在貯罐內加入0.5mol/L稀硝酸進行壓罐，1999—2000年將99%以上的壓罐水倒出，經檢測分析，壓罐水為高放水平，貯存設施現殘余一定量廢液。2015年對罐口安裝孔進行取蓋監測，罐口處輻射水平達50mSv/h。

2? 待退役高放廢液貯存設施源項調查輻射防護設計

對高放廢液貯存設施退役源項調查的輻射防護設計，必須建立在對源項調查的各項具體工作進行深入分析的基礎上，并結合源項調查各項具體工作的特點以及存在的風險進行設計。

2.1 源項調查輻射安全風險分析

高放廢液貯存設施退役源項調查的主要工作包括高放廢液貯存設施工程特性調查、輻射水平及污染水平普查、取樣分析、盤存量估算等，而涉及現場的作業主要包括輻射水平及污染水平普查和取樣分析，由于輻射水平及污染水平普查工作主要是對設施現有狀態的確認，基本不涉及作業對象源項的變化，因而風險較小。而取樣分析作業由于需要改變核設施呼排系統正常運行狀態，且需要對貯罐罐底殘留物和貯罐構件取樣，屬于高水平放射性物相操作，存在內照和外照超劑量風險。

2.2 輻射防護設計準則

以防止確定性效應的發生，并將隨機性效應發生的概率降低到可以接受的盡量低的水平為目標，堅持實踐正當性、輻射防護最優化和劑量限值的原則。

2.3 實踐正當性

實踐正當性是指引起輻射危險的設施和活動必須能夠產生總體效益。由于該高放廢液貯存設施退役是為了確保國家核安全，而源項調查是為退役方案的設計及安全分析和環境評價提供設計輸入和依據，且該活動已經獲得國家主管部門的許可，符合實踐正當性原則。

2.4 輻射防護最優化

為了提供合理可行的最高輻射安全水平，采取了以下減少照射的具體措施。

2.4.1 實施遠距離樣品采集

設計加工貯罐殘留物遠距離取樣裝置，利用真空抽吸原理實現樣品遠距離采集。該裝置由控制平臺和樣品采集平臺組成，樣品采集平臺由取樣瓶、過濾器、緩沖罐、真空泵、清洗系統、視頻監控系統等集成，安裝在一個可移動小車上;控制平臺由控制器及視頻顯示終端構成，可實現對樣品采集系統的遠距離控制和監控。該裝置具有體積小、結構簡單、操作方便、定點定位精確、易安裝拆解等特點，樣品提升高度≥7.5m，可采集≥1mL的樣品。

2.4.2 建立取樣屏蔽裝置

為了保證作業人員的輻射安全，將人員作業區域按橙區標準進行控制，劑量率水平控制在5μGy/h～100μGy/h，對放射性氣溶膠濃度控制在<1DAC。為此，專門設計加工了一套屏蔽裝置進行金屬構件樣品的提取、切割、制備和轉移工作。該屏蔽裝置由掛鉛屏蔽箱體、吊裝設備、樣品制備平臺、樣品夾持機構、切割工裝、進排風裝置和視頻監視系統等部件組成。

屏蔽主要通過箱體外掛的鉛屏蔽層實現，鉛屏蔽層就地組裝，鉛板之間采用相互咬合方式疊加，屏蔽鉛板厚度依據所操作源項放射性水平與人員作業區域劑量率控制水平計算獲得。對屏蔽裝置內放射性氣溶膠的控制由該裝置的進排風系統完成，進排風系統設一個排風高效過濾器，其運行參數根據高放廢液貯存設施原呼排系統、排風系統與本裝置排風系統進行綜合分析確定。屏蔽箱體內部三個側壁設置有視頻監控，操作人員可以通過外部視頻監控終端對屏蔽箱體內部操作進行監控。

2.4.3 放射性氣流組織

由于取樣過程會破壞高放廢液貯存設施原呼排系統和通排風系統，因而取樣前需要對設施原呼排系統和通排風系統的運行參數進行重新調整。在進行取樣作業時，通過調整貯罐呼排系統，將貯罐負壓控制在-0.02kPa左右，通過調整通排風系統，將設備室負壓維持在-0.05kPa左右，屏蔽裝置內負壓維持在-0.01kPa左右，以保證橙區與紅區排風的負壓梯度和呼排系統的換氣次數。

2.5 個人劑量限值

根據《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB18871-2002）要求，結合本單位《輻射防護大綱》要求進行了優化，確定此次源項調查作業人員的外照射劑量當量控制在≤4mSv，個人年均內、外照射劑量當量≤10mSv。

3? 輻射防護實施效果

3.1 作業場所γ劑量率水平

利用屏蔽裝置進行金屬構件樣品取樣時，作業人員所處環境γ劑量率最大為43.14μSv/h，最小值為14.97μSv/h，平均值為25.36μSv/h。滿足5μGy/h～100μGy/h的橙區γ劑量率控制要求。

3.2 放射性氣溶膠濃度

利用屏蔽裝置進行金屬構件樣品取樣作業時，屏蔽裝置內總α為3.48E-2Bq/m3，總β為15.27E-1Bq/m3;屏蔽裝置外總α為0.36E-2Bq/m3，總β為1.62E-1Bq/m3。利用遠距離取樣裝置對貯罐殘留物取樣作業時，作業場所總α為0.66E-2Bq/m3，總β為2.46E-1Bq/m3。均滿足放射性氣溶膠活度濃度<1DAC的控制要求。

3.3 個人劑量水平

此次源項調查取樣工作共計21人·次，人員外照射平均個人劑量為1.9mSv，個人劑量最大值為2.2mSv，個人劑量最小值為1.5mSv;內照射個人劑量為本底水平，滿足≤4mSv的控制要求。

4? 結語

此次針對高放廢液貯存設施退役所開展的源項調查，在我國尚屬首次。對于此次源項調查，通過遠距離裝置實現了貯罐殘留物樣品的遠距離采集;通過建立取樣屏蔽裝置實現了對高放金屬樣品的切割、制備和轉移;通過設定作業人員個人劑量限值保證了作業人員的輻射安全;通過重新組織放射性氣流，消除了作業人員的內照射風險，避免了對環境可能造成的污染。與此同時，此次針對高放廢液貯存設施退役源項調查所采取的各項具體防護措施，踐行了輻射防護最優化的原則，也為我國同類核設施退役源項調查輻射防護工作的開展提供示范和可以借鑒的實踐經驗。

參考資料

[1] 潘自強.輻射安全手冊精編[M].北京：科學出版社，2014.

[2] 王俊峰.核設施退役工程[M].北京：中國原子能出版社， 2013.

[3] 劉華江，劉玉龍.外照射劑量學[J].輻射防護通訊，2018（38）：39-41.

作者簡介：張錫東（1969，3—），男，漢族，山東安丘人，本科，工程師，研究方向：核設施退役和放射性三廢治理。