室外放射性污染区的环境治理方法研究

姜星斗，华正韬，刘迎林，谢珍妮

(中国核电工程有限公司 核设施退役工程所，北京 100840)

1 引 言

在核工业发展的过程中，始终将安全放在首要考虑的地位。但是，由于各种原因，在核设施运行的过程中，仍然无法避免事故状态下放射性物质向环境的释放。放射性废水、废气和废渣排入环境，将会对环境造成污染。放射性物质经过环境的迁移，最终使人受到辐射剂量。人群受到照射的途径主要包括以下几类[1](图1)。

我国虽然没有严重核事故造成大面积的核污染，但是在数十年的核工业发展过程中，也存在一定范围的室外污染区。这些污染区的环境治理，也越来越受到审管部门和公众所关注。污染区经过环境治理后，如果能够重新开发或者利用，还可以促进国民经济的持续发展，功在当代，利在千秋。

图1 人群受到照射的主要途径Fig.1 The main ways of human exposure.

2 污染区治理的特点

本文以位于我国西北地区的A工厂较大面积的污染区为例，对大面积污染区环境治理的方案进行分析。

该基地位于我国西北部地区，在运行期间，由于事故导致较大量低放水平的废水从厂房和管道中溢出，在室外地表形成了漫溢，造成了数千平方米的广阔地区受到放射性污染。

在事故发生后，曾经采用了表层覆盖干净土壤的方式进行了应急处理。依据当时的监管要求和技术发展水平而言，属于常规的处理措施。但是，由于事故排放的放射性保留在室外环境中，年深日久，风吹雨淋，逐步向环境扩散。目前，经过源项调查，污染区域产生了面积扩大，同时污染向地下扩散的两方面影响。源项调查的结果摘录于表1。

表1 某室外污染区源项调查结果摘录Tab.1 The result of source term investigation of an outdoor contaminated area. (Excerpt)

根据国家环境保护总局标准HJ53-2000拟开放场址土壤中剩余放射性可接受水平规定中相关核素的允许残留值，90Sr为0.1 Bq/g，137Cs为0.12 Bq/g，本污染区地下两米处的污染水平大致是允许残留值的20～240倍，污染区域治理的难度很高。

3 治理目标

3.1 污染区治理剂量约束值

国家标准GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》中第11.4.3条规定，核设施退役后厂址的开放，以及以往实践所污染的场区或土地的重新开发或利用，造成的持续照射的剂量约束值应在0.1～0.3mSv/a范围之内。特殊情况下，经审管部门认可，可将剂量约束值放宽到1mSv/a[2]。GB18871《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》是根据六个国际组织(即：联合国粮农组织、国际原子能机构、国际劳工组织、经济合作与发展组织核能机构、泛美卫生组织和世界卫生组织)批准并联合发布的《国际电离辐射防护和辐射源安全基本安全标准》对我国辐射防护基本标准进行修订的。

国际原子能机构(IAEA)在安全导则WS-G-5.1实践终止后场址的审管解控中，同样指出：对于场址从审管下解控，采用与物料解控不同的剂量约束值是合理的和切实可行的。物料的解控可以在实践的寿期内多次发生，也可以在实践终止阶段发生。所解控的物料可能进入贸易，其潜在用途广泛，因此应该满足10μSv/a的剂量约束。土地解控的剂量约束值应该进一步优化，由于土地解控后留在原处，其潜在的用途确定性要高于解控后的物料，因此允许场址开放比物料解控占有个人剂量限值的更大份额(即剂量约束值不超过0.3mSv/a)是合理的[3]。

国家标准GBZ 167-2005 放射性污染的物料解控和场址开放的基本要求第5.2.1条规定，对由以往事件的残留放射性物质污染的场区或土地，在采取了清除和补救行动后实施场区土地的重新开放或利用时，应根据剂量约束值控制公众受持续照射的水平。公众中关键人群组所受的附加年有效剂量应控制在0.1～0.3mSv/a[4]。

综合上述要求，本污染区治理项目，初步确定治理后持续照射的剂量约束值为0.1mSv/a。

3.2 治理终态

室外污染区治理项目，应该结合所在地区的场址特征、工农业发展情况以及终态场址用途等条件，来选择剂量约束值。根据剂量约束值来推导土壤中允许残存的放射性核素浓度时，应该综合考虑终态场址的用途、场址特征等具体情况，根据不同项目的特点来选择不同的照射情景和相关的参数。

国家环境保护总局标准HJ53-2000拟开放场址土壤中剩余放射性可接受水平规定中，则明确了相应于0.1mSv/a的剂量约束值的土壤中剩余放射性可接受水平的参考值，见表2[5]。

表2 基于年剂量约束值为0.1 mSv所导出的土壤中若干放射性核素的剩余活度浓度可接受水平(摘录)Tab.2 Acceptable level of radioactive nuclides residual activity in soil, which were derived based on annual dose constraint value of 0.1 mSv. (Excerpt) (Bq/g)

国家标准GB27742-2011可免于辐射防护监管的物料中放射性核素活度浓度中，对可疑免于辐射防护监管的物料中的放射性核素活度浓度作出了规定，其中对于本项目关键核素的的免管浓度给出了如下的数值，见表3[6]。

表3 人工放射性核素免管浓度值(摘录)Tab.3 The exemption concentration value of artificial radioactive nuclide. (Excerpy) (Bq/g)

本项目综合了上述各类标准，同时参考了核工业其他工程的类似数据，最终确定了清理目标值，见表4。本项目在初步确定了项目清理目标值之后，立即开展了环境影响评价相关的工作。特别应指出的是，本项目在环评工作中，也参考了EJ/T1191-2005推导退役后厂址土壤中放射性残存物可接受活度浓度的照射情景、计算模式和参数，充分考虑了场址开放后的用途、拟开放场址的情况，分析了合理保守的照射情景和各种照射途径[7]。

表4 某室外污染区治理项目的清理目标值Tab.4 The cleanup target value of an outdoor contaminated area project (Bq/g)

4 理技术与方案

4.1 源项调查

本项目污染面积较大，常规的地表划线分区调查较为困难。考虑到本项目分布于空旷的室外环境中，选择了飞机航拍来进行了污染区的污染面积测量，取得了较好的成果。但是，航拍数据在热点标识和污染深度的确定方面是有缺陷的。因此，本项目在航拍取得的污染范围内，进一步采取了地面划分网格的传统手段确定了地表热点，同时采取了地下深层钻孔的手段来获取了地下污染深度的数据。

4.2 污染土清理

污染土清理前由辐射监测人员按网格测量该区域的表面剂量率、表面污染水平，并取样测量。污染土的清理工作由司机操作推土机在污染区域表面进行。司机操作推土机将当前清理区的污染土分层推至指定堆积位置，每层清理污染土深度约0.2m，具体层深可结合清理工作进程和该层清理前的源项测量数据确定。每完成一层污染土的清理后，需按网格测量清理区域的表面剂量率、表面污染，并辅以取样测量结果进行对照检验，直至剩余污染土满足本项目治理终态允许的残留值。污染土清理工作使用的推土机、挖掘机等车辆，其司机室内(已增加了局部屏蔽)γ剂量率不超过5μSv/h。

污染土推至指定堆积位置后，由工作人员在该位置操作挖掘机将污染土装入送料机构后，送至污染土分类机具进行分类。分类后的污染土按照低放水平污染土装入标准废物桶，极低放水平污染土装入软包装袋内，分类送往不同的废物处理和处置设施。

4.3 污染土分类

大量放射性污染土的快速分类，目前仍然是一个技术上的难题。工程中已经得到应用的分类设备是针对已经装入标准废物桶的污染土，使用废物桶无损分析仪。同时，还可以辅以污染土样品分析，根据样品分析数据判断污染土的放射性水平。

然而，在污染区治理工程的现场，大量的污染土需要先经过分类，然后选择不同的包装容器，后续的处理处置路线和处理成本都不相同。低放污染土将装入标准废物桶，送往废物处理设施，最终送往中低放废物处置场，而极低放污染土则装入包装袋送往极低放填埋设施。取样测量虽然也是很好的方法，可以得到污染土准确的放射性活度浓度等数据，但是在治理工程现场，废物量动辄数千甚至上万立方米，样品的代表性难以保证。同时，实验室样品分析的时间太长，治理现场大量污染土的分类无法等待实验室数据进行后续的分装工作。综合上述分析，在治理工程现场对大量污染土的快速分类机具就成为关键设备。

日本福岛核事故后有大片国土被核电厂释放的放射性物质污染，可能的污染土数量达到数百位吨，根据国外设备公司的介绍，日本使用了一种污染土现场分类设备，设备示意图见图2。

图2 污染土现场分类设备设备示意图Fig.2 Schematic diagram of on-site classified equipment for contaminated soil

污染土处理能力：100t/h。探测下限：100Bq/kg。

这种设备使用大体积塑料闪烁体探测器来测量容器内土壤的总γ计数率，结合预先设计的算法，能够给出土壤的比活度，据此进行土壤的分类，对于工程量较大的污染土分类项目，使用这种设备是可行的现场分类方法。

4.4 气膜式建筑

本项目在室外作业，又使用推土机和挖掘机等工程机械进行污染土壤的回取，现场实施过程将会有大量扬尘。考虑到项目位于西北地区，在春秋两季作业时风沙较大，必须采取措施控制污染气溶胶向周边环境的扩散，导致周边环境受到污染。

气膜式建筑是用特殊的建筑膜材做外壳，配备一套智能化的机电设备在气膜建筑内部提供空气的正压，把建筑主体支撑起来的一种建筑结构系统。本项目为了控制污染土回取过程气溶胶的扩散，在污染区局部搭建大型气膜建筑，在内部开展污染土的回取、分类和分装工作。

●本项目拟选择大跨度气膜建筑系统，跨度约120m；

●本项目拟选择的气膜结构内外气压差约为250Pa；

●有效的把各种污染物密闭在膜内，并设置专用气体净化系统，满足排放目标；

●内部配有照明系统保证连续作业，即使在夜晚也可以正常工作，车辆与工作人员分别有各自的进出门，人员车辆设备分区工作；

●拆装方便，容易转移可多次重复使用。

在项目评审过程中，气膜式建筑得到了专家的认可，但是目前项目尚未批复。气膜式建筑没有用于室外污染区治理的先例，但是北京已经有多家气膜式体育场馆，山西多个气膜式煤棚已投入使用，经过调研，气膜式建筑对于控制内部和外部的气体扩散具有良好效果。

5 环境影响

本项目在最终确定清理目标值后，立即进行了环境影响评估工作。由于清理区域退役后实行有限制开放，场址继续用于科研生产活动。因此，清理区域退役终态的辐射环境影响评价中假定该区域退役后用于工业生产活动，因此对退役终态所致个人剂量的估算需要考虑的途径包括：γ外照射、微尘吸入和土壤食入途径。本次估算考虑的退役终态景象为：污染区域清理后加盖1m厚的覆盖土层，清理作业面不直接裸露于空气中。这样的情景下，经计算本工程退役终态所致个人有效剂量约为E-5mSv/a，关键途径为γ外照射，对环境的影响是非常小的。

6 结 论

本项目分析了某室外污染区环境治理工程的源项特点，根据项目的污染特点、污染水平和污染分布，选择了合理的治理剂量约束值，并根据相应的技术标准和参考工程确定了保守的治理终态目标值。在技术方案的选择上，同时兼顾了成熟技术的使用和具有一定技术领先水平的创新方案，并将气膜式建筑等成熟的民用技术首次应用到室外污染区治理领域中，实现了军用技术和民用技术的相互转化和促进。

参考文献：

[1] The Fukushima Daiichi Accident Report by the Director General[EB/OL].https://www.iaea.org/newscenter/news/iaea-releases-director-generals-report-on-fukushima-daiichi-accident.2017-12-21.

[2] GB18871-2002,电离辐射防护与辐射源安全基本标准[S].

[3] WS-G-5.1,实践终止后场址的审管解控[S].

[4] GBZ 167-2005,放射性污染的物料解控和场址开放的基本要求[S].

[5] HJ53-2000,拟开放场址土壤中剩余放射性可接受水平规定[S].

[6] GB27742-2011,可免于辐射防护监管的物料中放射性核素活度浓度[S].

[7] EJ/T1191-2005,推导退役后厂址土壤中放射性残存物可接受活度浓度的照射情景、计算模式和参数[S].