随着核技术在科学研究中的广泛应用及其在技术进步中日益发挥的重要作用, 高校辐射安全管理工作面临着深刻的挑战, 由于基础防护设施难以适应现行辐射安全防护制度, 保证高校放射性工作健康发展, 对辐照装置切实做好环境保护工作, 为了消除安全隐患, 积极响应环保部门的建议, 山东某高校原子能利用实验站的辐照装置申请退役, 原址无限制开放使用。

1 概况

1990年, 某高校投资建设了设计装源总活度为3万居里的原子能利用试验站⁶⁰Co辐照装置。实验站的主要目的是为学校的教学和科研服务, 按时完成学校部分科研课题的辐照实验和学生观摩等任务。同时为周边地区的科研单位提供技术服务。2011年4月该高校委托有关环评单位进行钴源辐照装置退役项目环境影响评价, 并于2013年1月通过球环保审批。

2 污染因素分析 2.1 γ射线辐射污染

使用的密封放射源钴-60在发射β射线的同时发射2种γ射线。两种主要γ射线的能量分别为1.17 MeV和1.33 MeV, 平均能量为1.25 MeV, β射线能量是0.315 MeV。其中, β射线全部被放射源的密封包壳吸收, γ射线则具有很强的穿透力, 产生电离辐射污染, 是工作人员和实施退役时辐射防护设计需要考虑的主要因素。

2.2 放射性废水

正常工况下该项目不产生放射性废水。本项目主要分析贮源井井水是否受到放射源影响。贮源井长1.2 m、宽1 m、深4.5 m, 现场监测时井水深约3.5 m, 贮源井井水4.2 m³。

2.3 土壤

正常工况下该项目不会对周围土壤造成影响, 考虑到该辐照装置退役后, 土地利用规划无限制使用, 为了保证周围环境安全, 对土壤进行取样监测。

2.4 有害气体

辐照室钴-60放射源放置于贮源井内, 正常工况下不产生放射性废气, 当放射源暴露在空气中时, 会使空气在γ射线照射下产生少量的臭氧和氮氧化合物, 由于其产额较少, 因而不会对周围环境空气质量产生不良影响。

综上所述, 本项目评价因子:周围环境γ空气吸收剂量率; 表面污染; 地表水、地下水、土壤⁶⁰Co活度浓度; 贮源井水总放射性及⁶⁰Co活度浓度。

3 评价标准 3.1 《放射性污染的物料解控和场址开放的要求》^[1]

(GBZ167-2005), 其中5.2.1节:公众中关键人群组所受的附加年有效剂量应控制在0.1~0.3 mSv/a。山东省环境天然γ空气吸收剂量率水平见表 1。

3.2 依据《污水综合排放标准》^[2]

(GB8978- 1996), 对于第一类污染物最高允许排放浓度:总α放射性活度小于1 Bq/L, 总β放射性活度小于10 Bq/L。

3.3 依据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》^[3]

(GB18871-2002)中8.6节放射性物质向环境排放的控制要求, "每一次排放的活度不超过1ALImin, 并且每次排放后用不少于3倍排放量的水进行冲洗"。

本项目只涉及⁶⁰Co放射源, 而且井水一次性排放, 因此, 退役后井水的排放标准如下:总α放射性活度小于1 Bq/L, 总β放射性活度小于10 Bq/L; ⁶⁰Co排放总活度不超过1.85 × 10⁴ Bq (根据GB18871为钴-60的1ALImin)。

4 监测结果与评价 4.1 监测方法

①《环境地表γ辐射剂量率测定规范》^[4](GB/T14583-1993);②《辐射环境监测技术规范》(HJ/T61-2001);③《γ射线和电子束辐照装置防护检测规范》(GBZ141-2002);④《水中放射性核素的γ能谱分析方法》(GB/T16140-1995);⑤《土壤中放射性核素的γ能谱分析方法》(GB11743-1989);⑥ 《水中总β放射性测定蒸发法》(EJ/T900-1994);⑦ 《表面污染测定第1部分:β发射体(EBmax > 0.15 MeV)和α发射体》(GB/T14056.1-2008)。

4.2 质量保证

监测人员均经过考核, 所有监测仪器均经过计量部门检定并在有效期内, 监测仪器在使用前经过校准或检验。

4.3 监测内容 4.3.1 环境X-γ辐射剂量率

工作场所及环境X- γ周围剂量当量率。

4.3.2 辐照装置贮源井水

总α、总β、钴-60活度浓度。

4.3.3 辐照室周围地表水、地下水及土壤

钴-60活度浓度。

4.3.4 表面污染

工作场所表面污染监测。

4.4 监测仪器

① FH-40G便携式X-γ剂量率仪; ②FJ-2207α、β表面污染测量仪; ③digiDART型高纯锗γ谱仪; ④CLB-104型低本底α、β测量仪。

4.5 监测结果

放射源转运后对辐照室周围的X-γ周围剂量当量率以及表面污染等进行了监测, 见表 2和表 3。

由监测结果可知, 钴-60放射源转运后, 辐照室内及工作场所X-γ周围剂量当量率范围为(92.1~ 112.9) nSv/h, 处于山东省环境天然放射性本底水平的正常范围内。因此, 该工作场址退役后, 不会对公众造成附加的持续照射, 满足本项目公众剂量约束值0.1 mSv/a的要求。

以上监测结果可以看出, 辐照室周围表面污染水平为(0.04~0.07) Bq/cm², 满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)中不超过4 Bq/cm²的限值要求。

钴-60放射源转运后对贮源井水进行监测总α为0.026 Bq/L, 总β为0.240 Bq/L, 钴-60活度浓度小于0.020 Bq/L; 对周围地表水、地下水以及土壤取样分析均未检出⁶⁰Co核素。贮源井水中总α为0.026 Bq/L, 总β为0.240 Bq/L, 低于《污水综合排放标准》 (GB8978-1996)中总α、总β放射性分别不超过1 Bq/L和10 Bq/L的排放标准。⁶⁰Co活度浓度小于0.020 Bq/L, 贮源井水中的⁶⁰Co总活度不超过84 Bq。依据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》 (GB18871-2002)推导本项目⁶⁰Co一次允许排放活度总量不超过1.85 × 10⁴ Bq。

5 结论

该高校钴源辐照装置退役过程中, 建设单位和退役工作实施单位制定了安全有效的退役实施方案, 认真落实各项安全防护措施。整个退役工作在环保部门的监督下进行, 退役过程中没有对环境造成污染, 对工作人员的影响较小, 是可以接受的。

源退役后贮源井水中总α为0.026 Bq/L, 总β为0.240 Bq/L, 低于《污水综合排放标准》(GB8978- 1996)中总α、总β放射性分别不超过1 Bq/L和10 Bq/L的排放标准; 退役后贮源井水中⁶⁰Co活度浓度小于0.020 Bq/L, 井水中⁶⁰Co总活度不超过84 Bq, 依据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871 -2002)推导本项目⁶⁰Co一次允许排放活度总量不超过1.85 × 10⁴ Bq, 因此贮源井水可以一次排放, 但排放后需用不少于3倍排放量的水进行冲洗。

源退役后辐照室内及周围工作场所X-γ空气吸收剂量率范围为(92.1~112.9) nSv/h, 处于山东省环境天然放射性本底水平的正常范围内, 不会对公众造成附加的持续照射, 原址无限制开放使用是可行的。