放射性废金属熔炼去污分配系数研究

杨 洁，杨 彪， 赵杨军，王 彦

(中国辐射防护研究院，太原 030006)

1 引 言

随着我国核电机组不断投入运行，核电机组的运行、维护及退役过程中将产生大量放射性污染金属。我国秦山、大亚湾、田湾等核电基地经过几十年的运行，已积累了相当数量的废金属，这些废金属目前采用暂存的处理方式。但废金属集中贮存，不仅存在辐射风险和交叉污染风险，而且还因尺寸规格不一，不易收集，使得核电站的库存压力越来越大。

根据国际上对放射性废金属的处理实践，熔炼循环再利用是处理核电等行业产生的废金属的有效手段。该方法通过对废金属进行熔炼，完成去污、减容后进行再利用，既减少了废金属贮存和处置所占场地，同时可将熔炼后的钢锭回收利用，重新浇筑成核电站用屏蔽套、废物桶等，实现废物的重复利用，满足放射性废物最小化要求，而且还能取得社会和经济的双重效益。依据国家废物最小化战略要求以及核电发展形势和行业可持续发展的需要，应积极开展核电站放射性废旧金属熔炼去污工作。

在放射性废金属进行熔炼及回收利用之前，需要开展放射性废金属的测量工作，测量出所包含的放射性核素和比活度，需要达到相应的清洁解控水平。我国标准《核设施的钢铁、铝、镍和铜再循环、再利用的清洁解控水平》(GB17567-2009)中明确指出放射性废金属表面污染水平和体污染水平均应等于或低于标准给出的清洁解控水平后，放射性物料经审批并经熔炼后作为原材料利用。

熔炼去污就是把放射性核素污染的金属放置于熔炼炉中进行高温熔炼。在熔炼过程中，通过加入特定组分的助熔剂与放射性核素一起进行熔炼，经过造渣，使金属废物中部分放射性核素富集到渣和烟尘中，以达到去污和减容的目的。为了确保核电厂放射性污染金属熔炼二次污染物的排放符合国家法规标准，需要对核电厂放射性污染金属熔炼二次污染物气载释放源项进行估算。由于我国目前未获取核电厂废旧金属熔炼去污过程中核素的分配百分比，即各核素进入粉尘、钢渣、产品中的分配系数，因此很难估算熔炼设施的释放源项。

熔炼去污过程中核素分配系数的确定有利于核电厂废金属熔炼关键核素筛选，是获取熔炼设施运行对周围环境及人员影响是否可接受的前提条件。通过对国外核电厂放射性金属熔炼设施分配系数的调研，对各核素的分配系数进行比较分析，推荐合理、保守的核素分配系数，以期为今后我国熔炼设施气载源项的排放评价提供理论方法。

2 各国放射性金属清洁解控水平

2.1 中国

《核设施的钢铁、铝、镍和铜再循环、再利用的清洁解控水平》(GB17567-2009)[1]标准中给出了物料清洁解控的剂量准则和推导的钢铁、铝及镍物料中的解控水平值。

2.1.1 清洁解控的剂量准则

一年实践使相关人员及公众成员个人受到的有效剂量预计在10μSv量级或更低的水平；

一年实践所产生的集体剂量不超过1人·Sv的水平，或者防护最优化分析表明，解控是最优的选择。

2.1.2 清洁解控水平

表面污染的钢铁、铝、镍和铜物料，当其表明污染水平等于或低于GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》[2]附录B中关于可解控的物体表面放射性物质污染控制水平(控制区水平的五十分之一)或审管部门审定的其他水平时，经审管部门同意后，可以直接实施解控，作为普通物品使用，表面污染控制水平见表1。

对于确认属于体(包括活化)污染的钢铁、铝、镍和铜物料，凡是其活度浓度等于或低于表2给出的清洁解控水平或审管部门审定的其他水平时，经审管部门同意后，可解控使用。

表1 表面污染控制水平Tab.1 surface specific clearance levels (Bq/cm2)

注：1：表中所列数值系指表面上固定污染和松散污染的总数；2：表面污染水平超过表中所列数值时，应采取去污措施；3：β粒子最大能量小于0.3MeV的β放射性物质的表面污染控制水平，可为表中所列数值的5倍。

表2 清洁解控水平值Tab.2 Mass specific clearance levels (Bq/g)

2.2 欧盟

欧盟于1998年发布第89号报告《Recommended radiological protection criteria for the recycling of metals from the dismantling of nuclear installations》[3]中给出了物料解控的剂量准则和清洁解控水平值。

2.2.1 清洁解控剂量准则

个人全身有效剂量<10μSv/a；

集体剂量<1人·Sv/a；

皮肤剂量<50mSv/a。

2.2.2 清洁解控水平值

表3中列出了RP89号报告中推导出的欧盟推荐的污染金属再循环、再利用的清洁解控水平值。目前英国、德国等均采取该解控水平值进行熔炼金属的再循环、再利用的控制。

表3 清洁解控水平值和表面污染控制值Tab.3 Mass specific clearance levels and surface specific clearance levels

3 各国放射性金属熔炼核素分配系数

放射性污染金属的熔炼去污已被美、德、英等国家视为处理大批量放射性污染金属的首选工艺。

3.1 德国

德国辛北尔康普公司(SIEMPELKAMP)主营放射性金属的熔炼[4-5]，熔炼设施包括CARLA 熔炼设施和GERTA熔炼设施。CARLA 熔炼厂主要采用3.2t中频炉熔炼核电厂放射性污染金属，年处理能力2 000 t/a，成品主要制备成屏蔽材料和容器。GERTA厂主要处理含天然放射性污染的废旧金属。1998年，辛北尔康普公司获得营运执照。经过近10年的稳定运行，2009年执照批复限值有所提高。德国熔炼设施两次执照批复限值见表4。

CARLA熔炼厂实测获得熔炼过程中放射性核素分配系数，见表5。分配系数给出了活化核素和裂变核素熔炼过程中在钢锭、炉渣和粉尘中的比例，其中核素60Co熔炼释放到大气环境的量很小，只有1%，大部分进入到钢锭和炉渣中。

表4 德国熔炼设施执照批复限值Tab.4 The license approval limit of German smelting facility

表5 德国CARLA 熔炼设施熔炼去污核素分配系数Tab.5 The decontamination nuclide partition coefficient of German CARLA melting facility (%)

续表5

放射性核素钢锭炉渣粉尘65Zn36125214C-59595Zr2872-103,106Ru67<133125Sb954195,96Nb81172

3.2 英国

英国Studsvik厂WAC金属熔炼设施自1987年开始进行核电厂放射性金属的熔炼[6]。截止2014年，该厂已经处理碳钢、不锈钢27 700t，金属铝800t，金属铅400t。熔炼处理放射性污染金属来自沸水堆、压水堆维修活动产生的含活化核素Co-60、Ni-63、Fe-55的污染金属以及核电厂燃料元件受损产生的含裂变核素Cs-137、Sr-90等污染金属。

该厂的接收限值为金属表面剂量率辐射水平<0.2mSv/h，热点辐射水平<0.5mSv/h；1m处表面剂量率辐射水平<0.1mSv/h；核素平均活度浓度<500 Bq/g。

英国Studsvik厂WAC金属熔炼实测获得的核素分配系数见表6。

表6 英国Studsvik厂熔炼去污核素的分配系数Tab.6 The decontamination nuclide partition coefficient of British Studsvik melting facility (%)

3.3 欧盟

9月底至10月中旬，每亩茶园施腐熟饼肥100～150公斤或商品畜禽粪有机肥150～200公斤+38%茶树专用肥(氮-五氧化二磷-氧化钾=18-8-12或相近配方)30公斤，有机肥和专用肥拌匀后开沟15～20厘米或结合深耕施用。

欧盟委员会报告《放射性材料在有限制核设施领域再循环再利用》(EUR 18041)中提供了废金属熔炼接收限值及核素分配系数[7]。

欧盟给出的熔炼设施一般的接收限值包括辐射水平和核素的接收限值。货包表面辐射水平<0.1mSv/h(1cm)；表面污染或金属活化接触剂量率<0.1mSv/h。Co-60等γ核素的接收限值<1 500 Bq/g；α核素< 100Bq/g。

表7 欧盟熔炼去污核素的分配系数Tab.7 The decontamination nuclide partition coefficient of European melting facility (%)

续表7

3.4 美国

美国WERF设施用于处理低水平β/γ污染废物。采用功率为750kW的电磁感应熔炉处理废金属。监测结果显示，91%～100%的Co、0～15%Cs、0～4%Sr熔炼后仍在钢锭中[8]。

美国Scientific Ecology Group Inc (SEG)公司委托美国橡树岭国家实验室进行放射性废金属熔炼。该设施自1992年运行，采用处理能力为20t的电炉。该设施废金属接收限值[9]：

金属表面接触剂量率：<2mSv/h

Co-60：1 850Bq/g

易裂变核素 (U-233,U-235,Pu-239,Pu-241) ～ 37Bq/g

在上报美国能源部(DOE)的放射性废金属再利用环境影响评价报告中给出一些代表性核素的分配系数的取值范围，见表8。

表8 美国熔炼去污核素的分配系数取值范围Tab.8 The decontamination nuclide partition coefficient of American melting facility (%)

3.5 IAEA

1992年，国际原子能机构(IAEA)出版的安全系列报告《核设施材料的再循环、再利用解控原则的应用》(No.111-P-1.1)，报告对核设施产生废旧金属的熔炼再循环进行了研究，其中有关核电厂放射性污染金属主要核素的分配系数见表9[10]。

表9 IAEA熔炼去污核素的分配系数取值范围Tab.9 The decontamination nuclide partition coefficient of IAEA (%)

4 熔炼分配系数选取

综上所述，不同国家含放射性污染金属在熔炼过程中的分配系数的监测结果存在一定差异(见表10)，但总体上有如下几个特点。

4.1 不同核素的分配系数差别较大。核素60Co、63Ni熔炼过程中的性质相近，即绝大多核素进入钢锭和炉渣中，仅有少量的核素通过气载途径释放到环境。核素90Sr、137Cs熔炼过程中的性质较为相近，即绝大多数核素通过气载途径释放到环境中，仅有少量核素留在钢锭和炉渣中。可见，核素熔炼分配系数与核素本身的特征有关。熔炼去污对于锕系、铕、锶、锆等放射性同位素效果明显，对于铁、镍等放射性同位素无明显效果，在选择熔炼分配系数时，必须重点关注。

4.2 同一核素的分配系数，不同国家的推荐值存在一定的差异。其中德国、英国、欧盟、IAEA给出的核素60Co进入气载途径的分别为1%、0～80%、0.5%、0.5%。可见，IAEA与欧盟推荐的主要核素进入钢锭、炉渣、粉尘的百分含量基本一致。

3 结 论

放射性污染金属的熔炼去污是处理核电厂大批量轻微放射性污染金属的首选工艺。在进行核电厂放射性污染金属熔炼二次污染物气载释放源项估算时，需要采用较为合理的核素分配系数。各国核素分配系数监测结果表明，IAEA与欧盟统计的主要核素进入钢锭、炉渣、粉尘的百分含量基本一致，建议在源项估算时优先选取。由于核素的熔炼分配系数受熔炼技术、熔炼装置、熔炼工艺等因素的影响，因此我国在进行核电厂废金属熔炼的二次污染气载源项估算时，应结合核素的自身特性以及国外的实测数据，提出合理且较保守的源项估算结果，为获取熔炼设施运行对周围环境及人员的影响提供依据。