高放废液贮存设施退役源项调查辐射防护实践

摘   要：高放废液贮存设施是专门用于贮存放射性比活度≧4×1010Bq/L的放射性废液的核设施，设施一般由主工艺系统和辅助系统组成，主工艺系统包括设备室、贮罐及工艺管线、冷却系统、搅拌系统和监控系统等;辅助系统包括呼排系统、进排风系统、取样系统、给排水系统、供电系统等。高放废液贮存设施所贮存的高放废液在处理完毕后，设施即可转入退役阶段，而核设施退役源项调查是核设施转入退役阶段后首先开展的工作。

关键词：高放废液贮存  源项调查  辐射防护

中图分类号：TL943                                 文献标识码：A                       文章编号：1674-098X（2020）06（b）-0121-02

高放废液贮罐退役源项调查的主要目的是了解和掌握设施内的放射性核素污染现状及分布情况，为核设施退役方案的设计、环境影响评价、安全分析、职业健康评价及退役废物管理提供依据。源项调查主要工作内容包括工程特性调查、辐射水平及污染水平普查、取样分析、盘存量估算等，其中，取样分析环节需要直接对高放射性物相进行操作，辐射防护工作就变得尤为重要。

1  待退役高放废液贮存设施简介

该高放废液贮存设施建于20世纪70年代初，1976年投入使用，高放废液贮存设施分为地面和地下两部分，地上建筑为砖混结构，地下部分为四个设备室及工艺管沟，四个设备室呈“田”字形布局，每个设备室内分别安装一个高放废液贮存大罐，设备室盖板上开有4个工艺安装孔。

该设施的四个高放废液贮罐按其位号依次启用，因其超过设计使用寿命，于1994年将99%以上的高放废液倒入另一贮存厂房进行贮存，并对该设施贮罐进行了置换清洗，清洗后在贮罐内加入0.5mol/L稀硝酸进行压罐，1999—2000年将99%以上的压罐水倒出，经检测分析，压罐水为高放水平，贮存设施现残余一定量废液。2015年对罐口安装孔进行取盖监测，罐口处辐射水平达50mSv/h。

2  待退役高放废液贮存设施源项调查辐射防护设计

对高放废液贮存设施退役源项调查的辐射防护设计，必须建立在对源项调查的各项具体工作进行深入分析的基础上，并结合源项调查各项具体工作的特点以及存在的风险进行设计。

2.1 源项调查辐射安全风险分析

高放废液贮存设施退役源项调查的主要工作包括高放废液贮存设施工程特性调查、辐射水平及污染水平普查、取样分析、盘存量估算等，而涉及现场的作业主要包括辐射水平及污染水平普查和取样分析，由于辐射水平及污染水平普查工作主要是对设施现有状态的确认，基本不涉及作业对象源项的变化，因而风险较小。而取样分析作业由于需要改变核设施呼排系统正常运行状态，且需要对贮罐罐底残留物和贮罐构件取样，属于高水平放射性物相操作，存在内照和外照超剂量风险。

2.2 辐射防护设计准则

以防止确定性效应的发生，并将随机性效应发生的概率降低到可以接受的尽量低的水平为目标，坚持实践正当性、辐射防护最优化和剂量限值的原则。

2.3 实践正当性

实践正当性是指引起辐射危险的设施和活动必须能够产生总体效益。由于该高放废液贮存设施退役是为了确保国家核安全，而源项调查是为退役方案的设计及安全分析和环境评价提供设计输入和依据，且该活动已经获得国家主管部门的许可，符合实践正当性原则。

2.4 輻射防护最优化

为了提供合理可行的最高辐射安全水平，采取了以下减少照射的具体措施。

2.4.1 实施远距离样品采集

设计加工贮罐残留物远距离取样装置，利用真空抽吸原理实现样品远距离采集。该装置由控制平台和样品采集平台组成，样品采集平台由取样瓶、过滤器、缓冲罐、真空泵、清洗系统、视频监控系统等集成，安装在一个可移动小车上;控制平台由控制器及视频显示终端构成，可实现对样品采集系统的远距离控制和监控。该装置具有体积小、结构简单、操作方便、定点定位精确、易安装拆解等特点，样品提升高度≥7.5m，可采集≥1mL的样品。

2.4.2 建立取样屏蔽装置

为了保证作业人员的辐射安全，将人员作业区域按橙区标准进行控制，剂量率水平控制在5μGy/h～100μGy/h，对放射性气溶胶浓度控制在<1DAC。为此，专门设计加工了一套屏蔽装置进行金属构件样品的提取、切割、制备和转移工作。该屏蔽装置由挂铅屏蔽箱体、吊装设备、样品制备平台、样品夹持机构、切割工装、进排风装置和视频监视系统等部件组成。

屏蔽主要通过箱体外挂的铅屏蔽层实现，铅屏蔽层就地组装，铅板之间采用相互咬合方式叠加，屏蔽铅板厚度依据所操作源项放射性水平与人员作业区域剂量率控制水平计算获得。对屏蔽装置内放射性气溶胶的控制由该装置的进排风系统完成，进排风系统设一个排风高效过滤器，其运行参数根据高放废液贮存设施原呼排系统、排风系统与本装置排风系统进行综合分析确定。屏蔽箱体内部三个侧壁设置有视频监控，操作人员可以通过外部视频监控终端对屏蔽箱体内部操作进行监控。

2.4.3 放射性气流组织

由于取样过程会破坏高放废液贮存设施原呼排系统和通排风系统，因而取样前需要对设施原呼排系统和通排风系统的运行参数进行重新调整。在进行取样作业时，通过调整贮罐呼排系统，将贮罐负压控制在-0.02kPa左右，通过调整通排风系统，将设备室负压维持在-0.05kPa左右，屏蔽装置内负压维持在-0.01kPa左右，以保证橙区与红区排风的负压梯度和呼排系统的换气次数。

2.5 个人剂量限值

根据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）要求，结合本单位《辐射防护大纲》要求进行了优化，确定此次源项调查作业人员的外照射剂量当量控制在≤4mSv，个人年均内、外照射剂量当量≤10mSv。

3  辐射防护实施效果

3.1 作业场所γ剂量率水平

利用屏蔽装置进行金属构件样品取样时，作业人员所处环境γ剂量率最大为43.14μSv/h，最小值为14.97μSv/h，平均值为25.36μSv/h。满足5μGy/h～100μGy/h的橙区γ剂量率控制要求。

3.2 放射性气溶胶浓度

利用屏蔽装置进行金属构件样品取样作业时，屏蔽装置内总α为3.48E-2Bq/m3，总β为15.27E-1Bq/m3;屏蔽装置外总α为0.36E-2Bq/m3，总β为1.62E-1Bq/m3。利用远距离取样装置对贮罐残留物取样作业时，作业场所总α为0.66E-2Bq/m3，总β为2.46E-1Bq/m3。均满足放射性气溶胶活度浓度<1DAC的控制要求。

3.3 个人剂量水平

此次源项调查取样工作共计21人·次，人员外照射平均个人剂量为1.9mSv，个人剂量最大值为2.2mSv，个人剂量最小值为1.5mSv;内照射个人剂量为本底水平，满足≤4mSv的控制要求。

4  结语

此次针对高放废液贮存设施退役所开展的源项调查，在我国尚属首次。对于此次源项调查，通过远距离装置实现了贮罐残留物样品的远距离采集;通过建立取样屏蔽装置實现了对高放金属样品的切割、制备和转移;通过设定作业人员个人剂量限值保证了作业人员的辐射安全;通过重新组织放射性气流，消除了作业人员的内照射风险，避免了对环境可能造成的污染。与此同时，此次针对高放废液贮存设施退役源项调查所采取的各项具体防护措施，践行了辐射防护最优化的原则，也为我国同类核设施退役源项调查辐射防护工作的开展提供示范和可以借鉴的实践经验。

参考资料

[1] 潘自强.辐射安全手册精编[M].北京：科学出版社，2014.

[2] 王俊峰.核设施退役工程[M].北京：中国原子能出版社， 2013.

[3] 刘华江，刘玉龙.外照射剂量学[J].辐射防护通讯，2018（38）：39-41.

作者简介：张锡东（1969，3—），男，汉族，山东安丘人，本科，工程师，研究方向：核设施退役和放射性三废治理。