⁶⁰Co辐照装置在农业、化工、灭菌、医学和工业等方面有着广泛的应用, 据统计截止2008年底我国现有约140座设计规模11.1 PBq以上的工业⁶⁰Co辐照装置^[1]。同时由于早期建成的部分辐照装置设计落后、源活度低、安全设施不完善等被淘汰^[2]; 辐照装置发生事故后整改未达到要求^[3]; 基础防护设施难以适应现行辐射安全防护制度, 为了消除安全隐患^[4-5]; 单位结构调整, 辐照装置闲置^[6]; 辐照装置所在地由于城市规划功能的调整, 需要拆迁^[7]等原因开始实施退役。

⁶⁰Co辐照装置中所用高活度⁶⁰Co密封放射源潜在危害大, 在退役中为有效的保护工作人员和公众安全, 辐射监测及辐射防护显得尤为重要, 特别是对长期闲置、安全管理不规范或曾发生事故的⁶⁰Co辐照装置退役辐射监测更加重要。

我所承担我国国内多个⁶⁰Co辐照装置的退役辐射监测工作, 一般可将退役辐射监测大致分为五个阶段:前期准备、倒源实践、源项调查、过程辐射监测、终态辐射监测。退役中合理的辐射监测能实现退役废物最小化, 工作人员个人剂量、公众附加剂量低于剂量约束值, 保护了环境, 在辐照装置退役工作中起到保驾护航的作用。

1 前期准备

辐照装置退役辐射监测前期准备主要是掌握现行的法律法规、部门规章和标准, 摸清辐照装置的运行历史和现状。为下一步辐射监测方案制定和开展提供必要的条件准备。

1.1 掌握现行的标准与规范

文献[2]对辐照装置退役适用的法律法规、条例和部门规章做了详细的介绍, 这里列出辐射监测采用的标准与规范:电离辐射防护与辐射源安全基本标准(GB 18871-2002);放射性污染的物料解控和场所开放的基本要求(GBZ 167 -2005);放射性废物管理规定(GB 145000-2002);放射性废物的分类(GB 9133-1995);放射性物质安全运输规程(GB 11806-2004);污水综合排放标准(GB 8978-1996);用半导体γ谱仪分析低比活度γ放射性样品的标准方法(GB 11713-89);环境地表γ辐射剂量率测量规范(GB/T 14583-93);表面污染测定第一部分β发射体(最大β能量大于0.15 MeV)和α发射体(GB/T 14506-2008);γ辐照装置的辐射防护与安全规范(GB 10252-2009);γ辐照装置退役(核安全导则HAD 401/07-2013);X、γ外照射个人监测规定(EJ 1153-2004);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);辐射环境监测技术规范(HJ/T 61-2001)等。

1.2 摸清运行历史和现状

摸清运行历史需要对辐照装置自投入运行到退役的整个期间运行和变更情况及所发生的事件和事故进行资料的收集和分析, 特别关注:运行事件和事故记录, 装、换放射源的原始记录, 水中曾存放射源的记录, 贮源井井水检测记录。

辐照装置现状主要了解储源井和辐照室现状, 确认井水深度, 储源井内的放射源是否破损, 在倒源方案制定前对贮源井井水分层取样分析⁶⁰Co活度浓度。

2 辐射监测 2.1 倒源辐射监测

为了降低⁶⁰Co辐照装置退役期间的辐射水平, 首先进行倒源实践和移交放射源。由于高活度⁶⁰Co密封放射源的特性, 倒源辐射监测在整个退役阶段中显得尤为重要。

2.1.1 倒源辐射监测方案的制定

辐射监测实施方案是实施辐射监测的依据, 辐射监测方案应全面适用, 方案应包括:项目概况; 依据和标准; 监测仪器设备的选择及性能; 监测项目; 监测方法和质量保证等。倒源过程中由于源架的锈蚀和倒源工作人员的技术熟练程度差异, 可能造成工作人员操作位置瞬时γ剂量率较高, 仪器如选择不合理出现堵死无响应现象, 从而造成工作人员误照射, 根据⁶⁰Co辐照装置退役特点γ剂量率仪表的量程最大值需大于100 μSv/h。如果选择γ剂量率仪表有不同的量程档位, 监测从大量程档位开始。

2.1.2 倒源辐射监测

倒源辐射监测与倒源的操作相适应, 监测一般流程见图 1。

2.1.2.1 倒源前监测

倒源前监测目的是为了在准备辐照装置倒源条件时, 防止放射性废物交叉污染; 防止倒源工具存在放射性污染。倒源前监测主要包括:辐照装置内与倒源无关杂物γ剂量率和α、β表面污染水平监测, 区分放射性污染和一般杂物, 并进行分类整理存放; 倒源工具的α、β表面污染水平监测。

2.1.2.2 贮源井井水预处理监测

贮源井井水水质较差或井水放射性污染严重时, 可能使倒源工作人员不能快速有效的回取⁶⁰Co放射源, 从而造成工作人员不必要照射, 因此在倒源前应对不满足条件贮源井井水进行预处理。井水预处理监测主要包括:打捞出水面漂浮物、井底沉积物和水处理树脂γ剂量率监测, 初步区分放射性废物和一般废物。

2.1.2.3 倒源期间监测

倒源期间工作人员所受个人剂量占整个退役项目工作人员个人剂量比例可能最高, 也是最有可能发生超剂量照射的阶段, 因此倒源期间辐射监测是退役监测最重要的环节。倒源期间辐射监测重点关注:操作人员操作位置γ剂量率的变化情况、个人剂量监测和个人报警仪的报警现象, 确保工作人员个人剂量低于项目剂量控制值, 并协助退役工作人员甄别假源。当个人剂量报警仪超阈值报警时, 应查明报警原因, 加强辐射防护工作。

2.1.3 装源铅罐的监测

装源铅罐是退役放射性源的中转(运输)容器, 如存在污染未处理直接进入贮源井将造成贮源井井水污染, 增加后续退役去污工作, 同时增大退役废物量。装源铅罐的监测包括:铅罐下水前的γ剂量率和α、β表面污染水平监测, 确保铅罐无松散放射性污染, 如果发现放射性污染应进行去污, 铅罐监测合格后方可允许下水, 监测应特别关注铅罐的塞子和内腔是否存在污染。铅罐吊出水面的过程中应实时监测水面γ剂量率的变化, 确认铅塞密封性能。铅罐提出水面后, 监测铅罐表面最大γ剂量率和α、β表面污染水平, 确保铅罐无表面沾污和漏射线, 当监测结果满足要求(一般为β＜4 Bq/cm², 外表面最高辐射水平H＜2 mSv/h)后铅罐运出辐照室。

2.1.4 放射源的运输车辆监测

运输车辆监测是为了检验运输是否满足输运相关要求。运输车辆的监测包括:铅罐在运输车辆固定后监测运输车辆左、右、后车板表面及2 m处γ剂量率, 及驾驶室内驾驶员及副驾驶位置处的γ剂量率。

2.1.5 个人剂量监测

个人剂量监测是确保工作人员个人剂量低于项目剂量约束值的有效手段, 工作人员应正确配带个人剂量计和个人剂量报警仪, 辐射监测人员应根据现场γ剂量率水平和个人剂量报警仪数据合理安排工作人员的工作时间。

倒源过程中根据实际需要特别当辐照装置周围人口密集时, 可以在辐照装置周围布设热释光剂量计, 监测倒源过程对公众的附加剂量影响。

2.2 源项调查

此源项调查是指辐照装置放射源经过转让、返回生产单位或送贮之后, 对辐照装置中残留的放射性污染进行监测。源项调查是初步确定钴源水井是否污染及污染程度、辐照装置是否存在放射性沾污、是否存放放射性废物; 并估算退役可能产生的放射性废物量的有效手段。源项调查范围:辐照装置工作场所和辐照室周围50 m范围内。源项调查重点关注:不同深度的贮源井井水、贮源井底沉积物、水处理系统(滤芯和树脂床)、溢流管管道内沉积物、辐照装置内的堆放物品的⁶⁰Co活度浓度; 辐照室堆放物品、地面、墙面和井敷面表面β表面污染水平; 辐照装置的内、外环境γ剂量率; 辐照装置周围土壤中关键核素⁶⁰Co活度浓度。

2.3 过程辐射监测

辐照装置退役过程辐射监测主要是指在退役实施期间进行的跟踪监测, 退役过程辐射监测区分放射性废物和一般废物, 确保去污解控物品监测结果低于污染解控目标值, 废物的分类满足放射性废物分类要求, 退役工作人员个人和公众附加剂量低于剂量约束值, 确保退役过程辐射安全。过程监测主要包括:井水排放监测, 放射性污染去污跟踪监测, 废物分拣监测, 退役产生的放射性废物收集、分类、整备、运输监测, 个人剂量监测等。

2.3.1 井水排放监测

钴源井井水排放前监测其⁶⁰Co的活度浓度, 如果贮源井含放射性污染物质的活度小于10 Bq/L, 排放总活度小于1 × 105Bq, 向省级环保部门申请, 经批准后方可排入污水管道。如果超过排放控制值, 必须去污达标之后才能够予以排放, 去污监测参考贮源井井水预处理监测相关内容。

贮源井井水排放期间监测水面的γ剂量率变化, 检查钴源井是否遗留放射源。

2.3.2 过程监测

井水排放之后, 监测副井、贮源井覆面、井壁、井底、源架、吊绳、挂钩、操作工具、容器等β表面污染、γ剂量率, 井底沉积物⁶⁰Co活度浓度, 周围环境γ剂量率。如果发现污染热点, 应予以收集或去污, 去污过程应持续监测β表面污染水平, 确保放射性废物最小化。

辐照装置完成去污工作, 监测结果低于退役目标值之后, 贮源井开始拆除。拆除贮源井之后, 取贮源井下土壤样品分析⁶⁰Co活度浓度, 确保贮源井下土壤达到退役目标值(一般为⁶⁰Co活度浓度小于30 Bq/kg)。

2.4 终态辐射监测

终态辐射监测是为了确保辐照装置退役达到既定的退役目标, 一般为无限制开放。监测内容主要包括:辐照装置及周围环境γ剂量率水平, 辐照装置内和去污后拟解控部件和设备α、β表面污染水平和辐照室贮源井及辐照装置周围土壤⁶⁰Co活度浓度的测量。

3 结论

有效实用的辐射监测方案是圆满完成辐射监测工作的前提, 前期良好准备能保证辐射监测工作高效的实施, 合格的监测人员是整个监测工作的基础。

在⁶⁰Co辐照装置退役辐射监测中应建立实用的放射性废物分拣监测方法, 区分放射性废物和一般废物, 去污过程应实时跟踪监测; 装源铅罐下水之前的γ剂量率和α、β表面污染监测, 特别是对内腔和塞子的监测, 这能有效的防止铅罐污染井水, 避免增加退役去污工作量和废物产生量。退役辐射监测始终贯彻放射性废物最小化原则。

我所参与多个辐照装置退役辐射监测, 所有项目退役后解控物料β表面污染水平小于0.8 Bq/cm², 场址及周围γ剂量率均为当地环境本底水平, 土壤中⁶⁰Co活度浓度均小于退役目标值; 参与退役工作人员最大个人剂量均小于0.25 mSv, 低于其剂量约束值; 未对公众造成附加剂量影响; 未造成环境污染。有效的⁶⁰Co辐照装置退役辐射监测, 既能保障退役工程的实施, 也能保护工作人员、公众和环境, 并对退役放射性废物最小化作出贡献。