某放射性廢物焚燒站退役放射性源項調查

曾波曾凡均張彥劉登奎黃聰茍家元王力

（1.中國核動力研究設計院 四川成都 610005；2.四川省退役治理工程實驗室 四川成都 610005；3.中核建中核燃料元件有限公司 四川宜賓 644000）

某放射性廢物焚燒站于20世紀末建成，用于焚燒被低濃度鈾污染的棉質勞保用品及其他可燃廢物。焚燒站運行完全不接觸低濃鈾以外的源項。為制訂退役方案，確保安全，需開展放射性源項調查［1］。通過本次源項調查，可為后續退役技術方案的制訂、技術工藝選擇、輻射防護等提供基本的參考數據［2］。

1 調查對象與方法

1.1 調查對象簡介

焚燒站主要包括廠房和尾氣煙囪兩個部分。尾氣煙囪位于廠房南側。焚燒站周圍有綠地和道路，緊鄰一條大河及一座跨河大橋。焚燒站的工藝流程包括固體廢物分揀、破碎、打包，可燃固體廢物熱解焚燒，煙氣冷卻、過濾、洗滌等步驟。廢物灰燼在廠房內打包裝桶后貯存。尾氣經過過濾洗滌后進入煙囪排入環境，焚燒站自2012年許可證到期后停止運行。

1.2 調查前分析

根據焚燒站的運行史，可對源項情況預分析如下。

（1）低濃鈾在鈾礦冶結束時，處于鈾的純氧化物狀態，未達到衰變平衡，故污染核素應僅有鈾的同位素。相較于退役鈾礦，該設施中226Ra、氡及子體可忽略［3-4］。

（2）由于污染源項僅為少量低濃鈾，故基本不存在核臨界安全問題，γ輻射應較低，存在α/β表面污染［5］。

（3）在焚燒廢物時，放射性集中于焚燒后的灰燼。灰燼易沉積于焚燒爐、風管、地面等，易形成氣溶膠。經過長期運行，放射性污染可聚集于設施內的較低位置，如水溝、地坑等。

（4）設施長期運行可能對周邊環境造成少量的U污染。

1.3 調查范圍

本次調查的范圍包括廠房、尾氣煙囪及緊鄰焚燒站的周邊環境。

1.4 調查方法和內容

調查采用了資料收集和輻射測量的方法。其中，輻射測量包括現場測量、介質取樣和制樣、實驗室測量分析等，測量內容包括γ輻射水平、表面污染、氣溶膠、現場污染物項（各類沉積物、污泥、建渣及其他現場遺留物品）及周邊環境介質（土壤、地表水、氣溶膠等），測量的物理量包括空氣吸收劑量率、α/β表面污染活度、總U含量、總α/β活度濃度及核素活度濃度。資料收集是輔助手段包括設計資料、建造總結和運行記錄的查閱及現場踏勘等，資料收集是否全面對于后續源項調查的順利開展及調查結果的準確性具有重要作用［6］。

放射性盤存量估算基于現場輻射測量的結果，結合設施設計參數和運行史等進行進一步分析計算得到，本次調查流程圖詳見圖1。

圖1 源項調查流程圖

另外，對設施周邊環境進行了測量。設施內的調查布點及取樣情況見表1。

表1 焚燒站內部調查布點及取樣情況統計

調查過程中同時對焚燒站內部遺留所有物項的大概質量及表面積進行了統計，用于放射性盤存量估算。

2 調查結果

2.1 輻射測量結果

本次源項調查的現場γ輻射水平和表面污染水平、氣溶膠、水樣、土壤及設施內其他物項的測量結果分別見表2和表3。

表2 γ輻射水平和表面污染調查結果

表3 氣溶膠樣、水樣、土壤樣及其他物項取樣測量結果

（1）調查中發現，設施內部堆積的放射性物項表面γ輻射水平相對較高。設施內外總體輻射水平總體處于較低水平，與環境本底處于同一數量級。設施內的表面污染水平分布較為不均，測量結果較大的點主要集中于工藝設備中與廢物焚燒后灰燼直接接觸的區域。設施內同時存在明顯α和β表面污染。設施的γ輻射水平與表面污染水平調查結果與設施的實際功能相符。

（2）調查中發現，廠房內部及煙囪旁的氣溶膠樣品均測出了明顯高于環境本底的放射性及U的存在，總體比環境本底高出1個數量級，說明設施內部及周邊氣溶膠受到了一定的U污染。

（3）調查中發現，廠房一樓大廳地坑水含較高的放射性，測量結果高出環境水樣3~4個數量級。地坑位置屬于放射性易沉積的區域，地坑水的放射性情況符合調查預期。

（4）調查中發現，設施四周的土壤均含有微量的U污染，相較于大河對岸比對土壤樣品高出1~2個數量級，部分測量結果超過了國家環境標準中規定的擬開放場址土壤中剩余放射性可接受水平［7］。大河對岸土壤樣品測量結果與全國天然放射性核素含量調查結果吻合［8-9］。

（5）調查中，對設施內的物項進行了較為全面的取樣，測量結果發現，物項中，如下灰小室和熱解爐內的灰樣、水坑淤泥等的放射性較其他樣品高，所有樣品均具有較明顯的放射性和U污染，所有取樣位置的沉積物或工藝設備均需按照放射性廢物進行處理。

2.2 放射性盤存量估算結果

在盤存量估算中，將焚燒站分為了3個部分。（1）焚燒站的建筑及非工藝設備表面污染，計算依據為典型位置表面污染測量結果和表面積估算數據。（2）設施內工藝系統的污染源項，計算依據為各工藝設備典型位置表面污染測量結果和污染面積估算數據。（3）設施內積存的放射性廢物，如沉積物、灰燼、淤泥、過濾器、積水等，計算依據為取樣測量結果和物項量的估算。焚燒站的放射性盤存量統計見表4，表中238U和235U的活度確定規則如下：（1）樣品放射性只來源于238U和235U兩種核素；（2）根據所有樣品核素測量結果綜合評判，認為238U和235U的活度比為4.54∶1。

從表4中可以看出，焚燒站的放射性盤存量為9.27×107Bq，其中，238U為7.56×107Bq，235U為1.71×107Bq。設施內沉積的淤泥、灰渣等積存物項占了放射性總量的大部分（74.7%），是設施退役中應重點對待對象。設施內的其他主要源項還包括各房間地面、平臺地面、通風管道、焚燒工藝設備內表面等，屬于焚燒站運行中易沉積放射性的區域。煙囪的放射性總量相對較低，僅占總盤存量的0.2%。

表4 盤存量估算結果

3 結語

（1）焚燒站總體輻射現狀與設施功能和運行史相符。（2）現場γ輻射水平總體處于較低水平。（3）現場普遍存在松散表面污染，在退役施工中，應采取措施進行防護，并避免污染的擴散。（4）退役施工中，應采取必要措施控制氣溶膠的產生，且應進行內照射防護與監測。（5）焚燒站的放射性主要源項是現場積存物項、工藝設備內表面、通風管道內表面及各房間地面等，應優先進行處理。（6）設施周圍的土壤中存在一定的U污染，應在設施退役中進行專門的測量和處理。