退役环境影响评价是核技术利用项目实施退役前的一个重要环节。2011年环境保护部发布的《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》规定, 核技术利用项目在退役实施前须妥善处理项目所涉及的放射源、编制退役环境影响评价文件, 并报原《辐射安全许可证》发证机关审批, 审批不通过的不得实施退役。

环境保护部核与辐射安全中心作为环境保护部技术支持单位承担着核技术利用项目的环境影响评价文件的审评、《辐射安全许可证》的审查等相关技术支持工作。笔者就发现的一些核技术利用项目退役环境影响评价文件中存在的源项调查不严谨、废物处理不科学、评价标准取值不合适、剂量估算不合理以及现场监测评价不充分等问题进行初步探讨。

1 核技术利用项目退役环境影响评价的主要内容和意义

目前国内还没有专门的针对核技术利用项目退役的环境影响评价的导则, 退役项目的环境影响评价是参考《核技术应用项目环境影响报告书(表)的内容和格式》 (HJ/10.1-1995)进行的。核技术利用项目退役环境影响评价文件主要包括项目基本情况介绍(退役范围、目标等)、源项调查与分析、环境质量现状、辐射监测、预计产生废物量的盘查及处理措施、环境影响分析、安全分析、退役实施方案及管理措施、评价结论等内容。

退役环境影响评价文件主要是评估退役过程以及退役后的场所对人员及环境的影响, 判断潜在事故发生的可能性, 分析其危害并给出合理可行的应对措施。此外, 退役环境影响评价文件还包括终态验收的重要信息, 是整个项目退役顺利实施的重要文件和依据。

2 问题及相应对策 2.1 源项调查缺乏严谨

就核技术利用项目退役而言, 源项调查是整个退役过程的关键环节, 其目的是摸清源项、为退役计划或方案制定、退役费用和人员受照射的剂量估算提供依据。对于一些项目的退役, 比如涉及非密封放射性物质, 除了摸清放射源数目外, 源项调查还要盘清退役项目有关的放射性物质(含放射性废物等), 以及掌握整个场所的污染分布情况。

源项调查不清, 尤其放射源的数目, 在我国辐射安全监管历史上是有沉痛教训的。致使多人死亡的山西“忻州事件” ^[1], 直接原因就是没有摸清放射源的数量, 致使放射源遗漏在现场, 最终导致惨剧的发生。一些项目的退役环境影响评价文件中存在源项交代不清、数量描述前后不一致的问题, 这是源项调查不严谨所致, 往往会埋下事故隐患或者无法为后续的退役方案、治理措施、剂量估算等提供基础。

总体而言, 相比核设施的退役, 核技术利用项目退役的源项调查并不复杂, 但也不能小视, 退役时也需针对不同的项目量身定制调查计划。调查计划主要包括人员及分工、设备情况以及调查方法、时间节点等。其中调查方法比较关键, 常见的调查方法包括文档调查、计算和现场检测调查。文档调查即收集整理项目建设和运行的记录、审批文件等, 对于仅涉及放射源(密封源)的退役项目, 找到最初的购买源的合同、进出口或转让审批表等证明放射源数目的材料尤为必要, 务必做到账物相符。在一些建成年代较早的项目, 最初的项目设计、建造人员大多离岗、运行人员也经多次变化、档案材料大多已不全或散失, 这种情况下对一些人员的回访建立抢救性的参考资料是一种较好的补救措施。计算是对涉及非密封放射性物质的项目非常必要, 用以估算退役场所使用、遗留的核素量。现场检测调查主要是指辐射、辐射类型检测以及核素分析等, 用以确定污染的类别、分布和数量。检测时必须注意仪器的灵敏度、探测限、是否在检定有效期内等质量保证工作并在环境影响评价文件里体现。

在一些源项较复杂的项目中源项调查有可能无法一步到位, 需要随着退役进程逐步修订和完善。

2.2 废物处理不科学

目前核技术利用单位项目退役环境影响评价文件中普遍存在“废物扩大化”的倾向, 违反废物最小化的原则。“废物扩大化”是指退役时, 本可以通过技术手段或管理措施使预计产生的废物量减小而不采取的现象, 比如, 去除建筑物的表面污染时逐层去除的方法可减少废物料的产生量却因繁琐不被采取。这种倾向的危害一是增加了废物的量, 浪费了项目单位的物力、财力, 其次是这些废物若送到收贮单位必定占用相应的收贮空间致使收贮单位的能力降低, 从而使更危险的源项不能被及时收贮。同时这些废物的最终处置也会给国家带来较大地经济负担。

环境影响评价文件应针对退役项目的具体核技术利用的情况遵照废物最小化原则提出废物处理的措施和建议。对辐照装置等湿法贮源的设施, 仅涉及密封源使用, 但若源包壳破损有可能造成贮源井井水的污染。此时可使用井水处理等系统利用吸附材料来将井水中的放射性物质吸附, 处理后的井水检测合格并经审管部门批准后排放, 吸附材料则可以按照固体废物送交当地城市放射性废物库收贮。对于涉及开放性操作的项目, 应注意按照核素的半衰期、辐射类型等进行分别收集、整备废物, 尤其对于短半衰期的核素应从衰变降低其活度的角度尽量将废物最小化。此外, 还应在环境影响影响评价文件中给出预计的废物量, 并按照辐射水平(比活度)、半衰期、状态、数量以及处理措施分别加以描述, 做到废物的统计、处理清晰且符合有关要求。

2.3 评价标准取值不合适

环境影响评价文件必须根据项目情况给出设定的辐射工作人员和公众的辐射剂量约束值、表面污染控制水平、污染物浓度(比活度)、环境剂量率等控制值。这是评价项目对环境及人员所致影响的需要。核技术利用退役项目的一些评价标准(控制值)是基于项目对相关人员所致剂量约束值推导出的, 所取剂量约束值不同则导出的评价标准(控制值)也不同, 如《拟开放场址土壤剩余放射性可接受水平规定》 (HJ53-2000)中基于剂量约束值0.1 mSv所推导出的土壤中放射性核素的剩余活度可接受水平, Co-60、Cs-137分别为0.03 Bq/g、0.12 Bq/g。

很多评价文件存在割裂剂量约束值与导出的控制值关系的现象, 如剂量约束值取0.1 mSv, 而土壤中Co - 60的剩余活度可接受水平取0.1 Bq/g。这与国家标准有冲突, 是不合理的。

笔者认为, 在环境影响评价时首先应给出清晰的剂量约束值。对于无限制开放利用场址, 对公众成员的剂量约束值应控制在0.1~0.3 mSv/a^{[2, 3]}, 具体的数值则依据项目情况确定。确定的原则是场址开放后保证对现在和将来生活在场址内或附近人员所产生的危险足够小。其次根据项目特点分析照射途径。剂量约束值是考虑所有照射途径后受照人员所有年剂量的累加值, 必须分析所有可能的照射途径, 包括外照射, 食入、吸入污染物等所致内照射。最后计算时应紧密结合项目特点合理选择计算参数, 包括项目的污染范围、核素种类、剂量转换因子等。从而得到项目场址土壤中的剩余活度可接受水平。

2.4 剂量估算不合理

对于一些涉及污染去除, 废源、废物整备等的退役项目, 从源项调查到污染去除、废物整备等各个环节都会有人员接受不同程度的外照射, 环境影响评价文件需要对这个照射程度进行估算, 以保证工作人员或公众的受照剂量在预定的范围内。剂量估算可以为制定、修正具体的源项操作方案提供依据。

有些环境影响评价文件在剂量估算时出现过于保守的情况, 对存在多个场所的退役项目, 不同场所的剂量估算都采用某一剂量率最高场所的数据进行估算, 致使一些场所的估算剂量明显高于实际水平、不合理, 从而使依据估算数据制定出的操作方案不合实际, 造成大量的人力、物力和财力的浪费。

对具体执行退役方案的工作人员外照射剂量的估算应按照不同场所的辐射水平及类型、操作方式、操作时间以及人员分工等进行。首先应依据源项调查的结果制定初步的退役方案, 针对不同场所不同污染类型、数量、辐射水平以及处理措施制定实施细则。其次根据场所特点(污染去除的难易程度、操作方式、所用工具及步骤、剂量率的高低等)初步确定每个一步所需的时间。最后依据具体实施人员的数量及分工、工作位置的剂量率估算出每个人的剂量数据。

对于事故时的剂量估算应是基于具体退役项目可能出现的事故情形, 事故情形要有针对性。对事故情形时的剂量估算除了给出可能产生的最大照射剂量外还要给出应对措施。

2.5 现场监测评价不充分

这里的现场监测是指核技术利用退役项目在退役实施过程中对项目现场的辐射环境实时测量以及对退役实施人员个人剂量的测量。对现场辐射水平实时测量可以使退役实施人员了解现场的辐射水平变化, 并依据辐射水平的情况采取不同的应对措施, 比如辐射水平异常升高时的紧急撤离, 所以现场监测是一种防护措施。同时现场实时监测也是修正源项调查的重要步骤, 能发现“新的”源项。

一般情况下, 核技术利用退役项目环境影响评价文件中都能明确退役时须实时监测, 但对现场环境、监测要求等缺乏必要的描述, 给后续退役的实施带来不便。除了利用实时监测防止源项遗漏外, 环境影响评价单位应依据项目特点给出现场的温度、湿度等环境信息; 给出监测仪器量程范围、能量响应的相关要求以保证监测仪器能与现场辐射类型相匹配。同时必须强调对现场监测出现的异常数据不能忽视, 应找到根本原因, 这有可能就是源项调查时遗漏的源项所致。总之要对现场实时监测的能力作出评估, 以保证实时监测的有效性。

3 结语

核技术利用项目退役的最重要问题就是妥善处理好源项, 退役既涉及源项对人员与环境的影响, 也涉及退役过程的安全问题。其环境影响评价文件应除了对源项有关的内容进行评价外, 还须对整个退役实施的管理措施进行评价, 从而为其制定提供指导。