UO2芯块研制实验室初步源项调查

杨海涛,刘小龙,潘学荣,任 萌,周显明,徐凯迪,王 特

(中国核动力研究设计院,四川 成都 610041)

随着科技的发展和科研任务的改变,老旧核设施难以满足现阶段的需求,且存在较多安全隐患。合理处置老旧核设施关系到生态环境安全和公众健康,成为环境保护领域亟需解决的问题之一[1-5]。源项调查工作贯穿退役治理的全过程,是安全退役的重要保障,能为核设施退役处置方案的制定、环境影响评价及退役工程实施提供合理的意见和建议[6-11]。

源项调查的基本方法主要包括历史资料收集与评估、源项调查方案设计、现场监测和取样分析、数据处理与分析、废物量估算等[12-15],能较全面地覆盖待调查对象的各个方面。某UO2芯块研制实验室计划退役,笔者对其进行了初步源项调查,该实验室内各类物项污染程度差异较大,在初步源项调查工作中需注重辐射监测的区分处理。

1 UO2芯块研制实验室概况

UO2芯块研制实验室于20世纪70年代建成并投入运行,为砖混结构,承担过各类贫铀、低富集度芯块的研制任务。在2008年汶川大地震中建筑物主体结构受到一定程度的破坏,随即对主体结构进行了加固与维修。随着科研和生产任务的结束,对实验室进行了封闭处理。目前实验室内通风系统、特排系统、供电系统、生产给水系统、消防设施等基本无改造再利用的价值,同时实验室内存有大量用于放射性工作的设备及放射性污染废物,存在放射性物质外泄的风险。

2 调查目的及内容

2.1 调查目的

以UO2芯块研制实验室为调查对象,调查分析实验室内部设施、设备和建筑物的污染现状,气溶胶浓度水平,积存废物形式、数量,放射性污染分布等情况,初步掌握UO2芯块研制实验室内的污染情况,为实验室后续处置提供参考。

2.2 调查方法和内容

初步源项调查采用的方法见图1。

图1 初步源项调查方法Fig. 1 Preliminary source terms survey method

2.2.1 运行历史调查

查阅该实验室历史运行资料,对实验室承担过的科研生产工作进行调查,主要调查内容包括承担的科研生产项目、放射性物质使用数量、主要核素、是否发生过放射性物质泄漏安全生产事故等。

2.2.2 表面污染和γ辐射剂量调查

在建筑物地面和墙面进行布点,测量其表面污染和γ辐射剂量水平。对设施、设备外表面,根据其实际形状采用直接测量或擦拭测量。

2.2.3 取样调查

取样调查内容主要有:1)气溶胶浓度水平调查。采用固定式取样设备抽取气溶胶样品,取样结束后将样品运回,检测其气溶胶浓度。2)地面及墙面取样调查。选取典型操作间或典型区域的中心点为取样点,用铲凿凿取样品进行检测。

2.2.4 污染面积和污染物项估算

对于建筑物的污染面积和污染物项估算,主要包括与污染有关的各操作间、走廊的建筑物地面及墙面污染面积。对于操作间内的各类设施、设备的污染面积和污染物项估算,主要包括污染设施、设备的数量及污染面积等。对于积存的固体废物污染面积和污染物项估算,主要包括废物类别、废物量等数据的分类和记录。

2.2.5 估算原则

参照《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871—2002)、《拟开放场址土壤中剩余放射性可接受水平规定(暂行)》(HJ 53—2000)的相关规定,结合现场实际情况,制定估算原则:1)对于墙面、地面和其他污染物项,α表面污染水平≥0.08 Bq/cm2或β表面污染水平≥0.8 Bq/cm2或γ剂量率≥1 μSv/h时,界定为放射性污染物项;2)对于土壤或其他固体残留物,放射性比活度≥1×103Bq/kg时,界定为放射性污染物项。因本项目只涉及贫铀、低富集度芯块研制任务,统一按天然铀进行估算,总铀残留量≥40 mg/kg即界定为放射性污染物项。

2.3 仪器设备

初步源项调查工作使用的仪器设备主要有X-γ剂量率仪、α/β表面污染仪、低本底α/β测量仪、高纯锗γ能谱仪、气溶胶采样器,所有仪器均经过检定且在检定有效期内(表1)。

表1 初步源项调查工作使用的仪器设备Table 1 Instruments and equipment used in preliminary source items investigation

3 初步源项调查实施

3.1 表面污染及γ辐射剂量调查

3.1.1 操作间污染调查

对操作间地面及墙面进行巡测,对高于实验室内本底水平的区域进行表面污染水平定点测量,采用梅花形布点法或交叉间隔布点方式,合理布置尽量多的测量点,测量并记录区域内污染水平。对于地面,按照1 m×1 m网格进行全面布点,以网格中心为测量点。对于墙面,按照1 m间距进行全面布点测量;在高度大于2 m区域,取中心点作为测量点位。对于天花板/吊顶,顶面测量点位为其中心点。

考虑到操作间内设备布置和物项堆放情况,可局部调整布点方式,点位应避开突出的设施设备或非封闭区域(门、窗、无墙面等)。

3.1.2 走廊或通道污染调查

对于走廊或通道,测量点位的起点为走廊或通道的一端。地面测量点位于地面长轴中线上,测量点间距6 m;墙面布点选取距离地面2 m处为中线,测量点间距12 m;顶面布点选在其中线上,测量点间距12 m。

3.1.3 操作间内设施、设备污染调查

对实验室内设施设备进行直接巡测,根据UO2芯块研制实验室的特点,依据历史运行情况选取典型设施和设备进行测量,测量设施和设备内、外表面污染水平和辐射水平。根据实际情况,选用直接测量、擦拭取样测量等方法。

3.2 测量布点实例

实际布点时,需将房间的6个面展开,形成1个平面,放射性普查布点位置见图2。

图2 放射性普查布点位置Fig.2 Location of radioactive survey

3.3 样品采集

采样对象按类别划分为气溶胶样品、地面样品和墙面样品,样品采集情况见表2。

表2 样品采集情况Table 2 Situation of sample collection

3.3.1 气溶胶样品采集

将气溶胶采样器放置于待取样区域内,取样头长度约为1.5 m,空抽5 min后进行样品采集,控制取样流量为500 L/min、取样时间为1 000 min。

3.3.2 地面样品采集

地面样品采集步骤:1)在取样点处画出100～400 cm2的取样面;2)将取样面周围的尘土及杂物清理干净,在取样面四周铺2层干净的白纸,底层白纸用胶带纸粘贴固定;如果取样点上有尘土,则将其一并收入取样袋中;3)用铲凿凿取样品,首次取样深度为10 mm。

3.3.3 墙面取样

墙面取样步骤:1)在取样点处画出100～400 cm2的取样面,将取样面下方的浮灰及疏松部分除去,面积以接样袋粘贴方便为准;2)在取样面正下方粘贴一定面积的干净白纸,随后在白纸上粘贴干净接样袋,备用;3)用铲凿凿取样品,首次取样深度为10 mm;4)如果墙壁表面有涂层,仔细刮取墙壁表面涂层即可,所取样品要全部收集在样品袋内。

3.4 污染物项调查

对实验室内所有物项进行清点、测量、记录,统计污染设备数量。依据2.2.5中的估算原则,对α表面污染水平≥0.08 Bq/cm2或β表面污染水平≥0.8 Bq/cm2或γ剂量率≥1 μSv/h的物项,按放射性污染物项统计。

4 初步源项调查结果

4.1 实验室运行情况

该实验室在运行期间,主要进行核燃料及材料的科学研究和小批量生产,未发生任何放射性物质泄漏安全生产事故,实验室内主要污染核素为234U、235U和238U,污染核素单一。

4.2 表面污染及γ辐射剂量水平

表面污染及γ辐射剂量测量结果见表3。该实验室内表面污染及γ辐射剂量水平总体较低,测量结果中最大值分布在各操作间的手套箱室内壁、过滤器、阀及连接管道内壁等处。

表3 表面污染及γ辐射剂量测量结果Table 3 Measurement results of surface pollution and γ radiation dose

4.3 取样分析结果

4.3.1 气溶胶取样检测

走廊和各操作间的气溶胶取样检测结果见表4。可以看出,该实验室内走廊和各操作间气溶胶样品的总α和总β活度浓度均处于较低水平,其中芯块烧结间和分解煅烧间的气溶胶样品总α和总β活度浓度高于其他区域。

表4 气溶胶取样检测结果Table 4 Aerosol concentration test results

4.3.2 墙面和地面样品总铀检测

走廊和各操作间墙面和地面样品总铀检测结果见表5～表6。可以看出,该实验室污染区域主要集中在承担粉末制备、废液处理、芯块烧结的相关操作间,承担分析检测的操作间总铀浓度较低。对于固体样品,依据2.2.5中的估算原则,当总铀残留质量分数≥40 mg/kg,即界定为放射性污染物质。粉末制备间取样深度为10 mm的地面样品总铀残留质量分数为47.28 mg/kg,为放射性污染物质;剩余样品总铀残留质量分数均小于40 mg/kg。粉末制备间增大取样深度至15 mm时,样品中总铀残留质量分数下降至19.65 mg/kg。

表5 墙面样品总铀检测结果Table 5 Total uranium test results for wall samples

表6 地面样品总铀检测结果Table 6 Total uranium test results for floor samples

4.4 污染面积和污染物项估算

4.4.1 建筑物污染面积估算

依据2.2.5中的估算原则,当墙面、地面的α表面污染水平≥0.08 Bq/cm2或β表面污染水平≥0.8 Bq/cm2或γ剂量率≥1 μSv/h时,即为污染区域。经过对建筑物污染水平监测,地面污染面积约650 m2,墙面污染面积约350 m2,总计约1 000 m2。

4.4.2 污染设备估算

实验室内沾污设备总计约300台(套),主要涉及各型手套箱、通风柜、加热炉、过滤器、反应釜、贮槽、泵类设备、烘箱、煅烧炉、筛分机、压机等。在进行退役治理时,需进行去污、切割、整理整备,以达到装箱贮存或外运熔炼的处置条件。

4.4.3 其他固废估算

实验室内的放射性固体废物主要为铀污染的低放固体废物,体积约80 m3,主要物项包括废旧细纱手套、口罩、工作服、乳胶手套、套袖、围裙、工作鞋、工作帽、污染建筑材料等,固体废物的α表面污染水平≤2.0 Bq/cm2、平均γ辐射剂量率约为0.58 μSv/h。

4.5 废物管理

按照废物最小化原则,在退役过程中,应对各类废物进行分类收集、分类包装,不同废物采取不同的处置方式。通过限制放射性废物的交叉污染和扩散,实现退役过程中的废物最小化[16-17]。

对于固体废物,首先对其进行放射性检测,判断其是否为放射性固体废物,然后区分金属制品与非金属制品,大件金属废物经切割后与小件金属废物一同整备;金属废物和非金属废物按不同的去向分类处置。对于液体废物,则在现场进行分类包装,有机废液送废液处理设施暂存,非有机废液送废液处理设施处理。对于建(构)筑物,测量其是否存在放射性污染,非污染部分直接拆除,污染部分去污合格后拆除,剥离废物经放射性检测后,按检测结果装袋送不同处置点。本项目退役过程中废物管理流程见图3。

图3 废物管理流程示意图Fig. 3 Schematic diagram of waste management process

5 结论

该实验室主要污染核素为234U、235U和238U,放射性污染核素单一;实验室内气溶胶浓度均处于较低水平,其中分解煅烧间气溶胶样品浓度最高,总α和总β活度浓度分别为0.501 mBq/m3和4.79 mBq/m3;总体放射性污染水平较低,污染区域集中在手套箱室内壁、过滤器、阀及连接管道内壁等位置;建筑物地面及墙面污染面积总计约1 000 m2,需进行去污处理的污染设备约300台,实验室内放射性固体废物约80 m3。

该实验室污染核素单一、污染水平较低;但污染面积大、积存污染物项种类繁杂。在进行退役治理时,建议采用技术成熟、施工简单的治理方案,将废物做好分类处理,避免交叉污染。