1 基本情况

为了及时解决海南省长期以来闲置废弃放射源无家可归"问题, 消除闲置废弃放射源存在的辐射安全隐患^[1]。海南省于2004年在三亚市某公司医疗废物焚烧场内建设"放射性废物临时库"(以下称为"临时库"), 作为当时全省唯一的放射性废物(源)暂存库, 在相当一段时间内为海南的辐射环境安全提供了重要的硬件设施保障。2010年全国统一建设的放射性废物库项目^[2]顺利竣工并通过相关验收。出于统一规范管理的需要, 在"临时库"的废旧放射源全部安全转移到新建放射性废物库的同时, 还需对"临时库"实施清污、退役、监测、评价, 以达到无限制开放使用的目的。

临时库"位于三亚市某公司医疗废物焚烧场内西北角方向, 公司外围有围墙、大门和保安值守。库内建筑面积45 m², 单层砖混结构, 内设带钢筋混凝土盖板的15个地下贮源坑。坑内底板和侧壁均用混凝土批挡防渗处理。库房安装了双层防盗门、排气扇和报警装置, 库内配置废物桶和手动吊装设备等简易设施。该库于2005年建成并通过了省级环保部门组织的竣工验收。根据《城市放射性废物管理办法》等法律法规, "临时库"制定了放射性废物库安全管理办法、废源收贮程序和辐射事故应急预案等相关制度, 在入口处设置了明显的放射性警示标志, 安全管理人员均经过辐射安全与防护培训, 24小时有人值守。"临时库运行期间, 收贮人员和安全人员严格执行废源收贮程序、废源入库程序和入库登记手续、废物库值班登记手续, 废物库定期安全检查程序。截止退役前的整个运行期间未发生任何安全事故。

2 源项及二次整备情况 2.1 源项情况

源项调查是整个退役工作的基础工作^[3], 目的是查清放射性废源的种类、性状、源强、数量、来源及时间。"临时库"共收贮了包括²²⁶Ra、⁶⁰Co、¹³⁷Cs、²⁴¹Am、⁹⁰Sr、⁶³Ni、¹⁹²Ir、¹⁴⁷Pm及²³⁸Pu共计9种闲置废弃放射源76枚。收贮情况见表 1。

表 1可见, 海南省辐射环境监测站于2006年下半年刚成立就立即展开了全省首次集中收贮闲置废弃放射源工作, 极大地减少了由于分散在各地企业闲置废弃放射源可能导致的安全隐患。为便于分析, 将各行业所收放射源分类列于表 2和图 1。

从表 2、图 1中可以看出, "临时库"收贮的9种放射源中, ¹³⁷Cs:为45枚占总数的59.2%;其次是⁶⁰Co为8枚占总数的10.5%;⁹⁰Sr6枚占7.8%;²⁴¹Am和¹⁹²Ir均为5枚分别占6.6%;其余均不足5%。行业分布中建材行业23枚占总数的30.3%;制糖业18枚占23.7%;医疗8枚占10.5%;地质7枚占9.2%;烟草5枚占6.6%;公路交通4枚占5.3%;含教育、科研、食品、肥料、钢铁、选矿及石化行业在内的其他行业11枚占14.3%。

2.2 二次整备

由于临时库收贮的放射源为多年来各单位自行暂存或临时包装, 部分废源存在包装体积过大, 屏蔽不严射线泄露明显等问题。为了顺利完成本次废源转移和"临时库"退役工作, 保证放射性废物运输的安全, 确保废源进入新库后的辐射环境安全, 尽量减少工作人员的受照剂量。在对已收贮的放射性废源、废物进行认真核查, 确保帐物相符的前提下, 对需转移的放射性废源、废物逐个逐件进行认真检查、监测, 并采取以下措施进行认真整备。①对部分早期收贮的包装不规范、容积过大的放射源进行减容、整备和重新包装, 使每枚放射源都装入标准废物桶中。②对于外表剂量超过收贮标准的放射源, 采用加铅屏蔽的办法降低辐射剂量, 使装有放射源的废物桶表面剂量一律按 < 100μSv/h控制(为《城市放射性废物管理办法》限值的1/2)。③对每只装有放射源的废物桶进行详细记录、编号、录入数据库。④对二次整备产生的包装垃圾、不含源的设备部件等, 经监测确无放射性残留后分别作为废旧金属和普通垃圾处理。

二次整备的目的是既使放射性废物(源)容积最小化, 便于运输; 又解决库存放射源可能存在的破损泄漏隐患, 彻底解决原来收贮不规范的问题, 确保不让一个问题放射源进入新库, 也不对"临时库"及周围环境留下任何放射性安全隐患。

2.3 转移运输

为了确保放射源转移过程的安全, 我们根据相关法规要求事先制定工作方案和严格的工作程序。

2.3.1 使用专用的放射性废物运输车辆

在整个放射源转移过程的运输, 采用环境保护部统一配发的放射性废物运输专用车辆, 确保放射性废物运输用车符合相关规程。

2.3.2 严格检查车辆安全和控制运输重量

每次运输前必须对运输车辆进行安全检查, 并对每次运输的放射源数量和重量严格控制, 确保运输过程的安全。

2.3.3 严控汽车表面剂量, 确保工作人员的安全

每次转移放射源装车后, 对汽车侧面及驾驶室的辐射剂量进行监测, 严格控制辐射剂量, 以确保辐射剂量符合国家相关规程的要求。

2.3.4 配备合格的技术人员押送车辆

押送车辆的人员由经过辐射安全与防护人员培训合格人员担任, 并采取有效措施, 预防突发性辐射事故的发生。

放射源转移过程的辐射剂量监测情况见表 3。

监测结果表明, 整个运输过程中, 车辆和周围环境的辐射水平完全符合国家相关规范要求。

3 评价依据、监测仪器及方法 3.1 评价依据

"临时库"放射源转移完毕并进行场地清理后, 该库址将交原单位统一规划使用。根据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871- 2002), 《生活饮用水卫生标准》(GB5749-2006), 《生活饮用水标准检验方法放射性指标》(GB/T5750.13- 2006), 《放射性物料解控和场址开放的基本要求》 (GBZ167-2005)及《拟开放场址土壤中剩余放射性可接受水平规定》(HJ53-2000)对拟开放的"临时库"址及周围环境放射性水平进行综合评价。

3.2 仪器与方法

使用QX-3138便携式X-γ剂量率仪进行γ辐射监测, CLB-104型低本底α、β测量仪测量水中总放水平, ScintiSPECpro-N3型高纯锗γ能谱仪进行土壤和固体样品放射性核素测量。所有监测仪器均经过计量部门检定, 并在有效期内, 仪器使用前经过校准或检验。监测工作人员均持相应的监测资质证书, 监测数据和报告经过三级审核, 严格把关。测量方法依照《环境地表γ辐射剂量率测定规范》GB/T 14583-1995、《辐射环境监测技术规范》HT/J61- 2001、《土壤中放射性核素的γ能谱分析方法》GB 11743-1989和《表面污染测定第一部分β发射体(最大β能量大于0.15MeV)和α发射体》GB14056.1 -2008执行。

4 临时库及其周围放射性水平 4.1 γ辐射水平

按网格法在库址及周围共布点61个, 进行空气吸收剂量率水平监测, 监测结果见表 4。

4.2 地下水样分析结果

为了判断周围地下水是否受到放射性污染, 本次调查对"临时库"库南侧约25 m处深约10 m的井水进行了采样分析, 水样中总α、总β监测结果, 地下水总α为0.25 Bq/L, 总β为0.51 Bq/L, 均满足《生活饮用水卫生标准》(GB5749-2006)指标限值(指导值)的要求。因此, 放射性废物临时库在使用过程中未对周围地下水产生放射性污染。

4.3 土壤及固体废物监测结果

为了调查放射源在贮坑及土壤中是否产生残存放射性污染, 本次调查对临时库"内贮源坑内沉淀泥土、混凝土和混凝土垫层下红土等进行了样品采集, 并送实验室进行核素分析, 因原库存放射源以²²⁶Ra、¹³⁷Cs和⁶⁰Co为主, 因此这三种核素的放射性比活度为本次调查的核素分析项目, 监测结果见表 5。由监测数据可以看出混合土样中各主要核素的活度浓度范围为:²²⁶Ra 25.0~37.6 Bq/ kg, ¹³⁷Cs < 1.4 Bq/kg, ⁶⁰Co < 1.7 Bq/kg, 均低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)中豁免水平核素浓度1 000 Bq/kg的标准。由此判断"临时库"在使用过程中未对周围土壤产生放射性污染, 放射源转移后, 土壤也未发现放射性物质残留影响。

总体而言, 随着原库存放射源的转移和"临时库退役, 库址及周围环境放射性水平为正常天然放射性本底水平范围内, 放射性废物临时库在使用过程中未对周围环境产生放射性污染, 放射源转移后, 土壤、地下水等主要环境介质中也未发现放射性物质的残留影响, 放射性废物临时库已达到了清洁解控水平, 整个放射源转移和场地处理工作可确保原场址达到无限制开放使用的目的。

5 讨论 5.1 应高度重视废旧放射源贮存场所的退役工作

由于各地经济发展的需要, 一些放射工作场所甚至是废旧放射源贮存场所被转做他用, 这些场所的放射源或放射性物质一旦得不到妥善处置, 则可能处于失控状态, 形成安全隐患^[4]。因此废旧放射源贮存场所的退役工作应受到应高度重视。

5.2 建立和完善放射工作场所退役工作的相关技术规范

由于核技术应用的日趋广泛, 放射工作场所包括废旧放射源贮存场所的类别、用途、退役内容等形形色色, 差别很大。各地的退役和评价工作主要参照《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871- 2002), 《放射性物料解控和场址开放的基本要求》 (GBZ167-2005)及《拟开放场址土壤中剩余放射性可接受水平规定》(HJ53-2000)等标准。缺乏规范的技术要求和操作规程, 对不同类型、级别、规模和用途场所的退役评价范围、要素、操作规范等无技术文件可参照, 一般都是各地自行其是。应尽快组织制定统一的技术规范, 对退役工程进行必要的分级、分类, 并按级按类提出规范性技术原则及规范, 指导各类放射工作场所的退役工作。

5.3 应重视放射性废物的减量化

废物最少化是放射性废物管理的一项基本原则^[5], 处置和退役过程中不仅要考虑放射性废物的体积和重量合理可达到的最少, 而且要考虑废物中包含的放射性核素合理可达到的最少, 还必须严格控制放射性废物包装物的表面剂量。