核电站在运行过程中产生一定量的废物，主要由废树脂、废过滤器、检修材料、棉织物等组成^[1]，“分类收集，分类处置”是核电站废物处理的基本原则之一^[2]。将清洁解控废物作为放射性废物进行处置，不符合《中华人民共和国放射性污染防治法》和《放射性废物管理规定》等法律法规的要求^[3]。清洁解控是实现废物最小化的有效途径，可有效降低放射性废物的处理、处置成本，有利于核电经济、稳定和可持续发展。

相关标准明确辐射源的活度浓度和（或）总活度低于审管部门规定的清洁解控水平时，经审管部门批准可以解除管理控制^[4-5]。确定解控水平后，为验证待解控物料中的放射性活度浓度水平低于执行的解控水平，需建立和采用合格的放射性活度浓度监测及验证程序，为保证测量结果的真实性和可靠性，需对采样的代表性和分析准确性进行严格控制^[6]。

本文针对清洁解控监测中样品取样代表性、监测内容、分批监测等问题，介绍某核电站废树脂清洁解控监测实践，主要包括：特性初步调查、监测内容与方法、样品均匀性和代表性检验、分批原则和方法及监测结果^[7-8]。其废树脂清洁解控放射性监测流程图见图1。

1 材料与方法 1.1 特性初步调查

废树脂清洁解控监测初步调查工作主要分为文档调查和现场勘查。文档调查主要包括收集废树脂的类型、系统来源、系统放射性水平、系统运行历史、整备方式、事故（事件）报告及监测数据等；现场勘查主要包括确定废树脂暂存地点、存放方式、废物量等。废树脂特性初步调查可以为确定废树脂取样方法、放射性监测内容与方法等提供依据。

1.1.1 废树脂概况

核电站拟清洁解控的重要用户中间冷却回路系统（KAA系统）以及蒸汽发生器排污和排污水净化系统（LCQ系统）产生的14.4 m³含放射性废树脂，废树脂已装入废物桶内并暂存在废物库内。

1.1.2 废树脂源项特性

KAA系统和LCQ系统废树脂中放射性核素种类和含量与其承担的功能和系统运行情况有直接的联系。

KAA系统废树脂中的放射性核素种类和含量与一回路冷却水中的放射性核素种类和含量直接相关，同时也取决于核岛重要设备中含放射性的一回路冷却水向KAA系统循环水中的泄露或渗透情况。根据核电站运行历史记录，2KAA10系统曾发生超阈值报警，卸载下的2KAA系统树脂床中的废树脂中放射性核素活度浓度水平可能较高。

LCQ系统废树脂中可能含有的放射性核素与KAA系统中可能含有的放射性核素种类相同，但含量可能更少。根据核电站运行历史记录，没有发生过一回路和二回路冷却系统之间的泄露事件。

1.2 监测方案 1.2.1 监测内容与方法

考虑到一回路冷却水中含有的活化产物和裂变产物，一部分核素具有很短的半衰期（小于几天），即使被树脂吸附，本批废树脂已卸载较长时间，短半衰期核素已基本衰变完毕；并且这些树脂对⁸⁵Kr等气态放射性核素不具备吸附能力。因此废树脂中可能含有的放射性核素主要包括⁵⁴Mn、⁶⁰Co、¹⁴C、³H等活化产物，以及⁹⁰Sr、¹³⁴Cs、¹³⁷Cs等裂变产物和锕系核素。

根据本批拟清洁解控废树脂特性，所开展的放射性监测项目包括以下内容：

（1）γ能谱测量，确定⁶⁰Co、¹³⁷Cs、¹³⁴Cs、⁵⁴Mn或样品中其它γ放射性核素的含量；

（2）总α测量，以判断废树脂样品中锕系核素的含量；

（3）⁹⁰Sr核素的测量；

（4）总β测量，辅助验证除⁹⁰Sr、¹³⁷Cs、¹³⁴Cs之外的其它β放射性核素；

（5）³H、¹⁴C核素的测量。

放射性监测应按照相关监测标准和质量控制开展实验室活动，保证监测结果准确性^[9-10]。

1.2.2 均匀性和取样代表性检验方案

当废物桶内废树脂放射性均匀时，简单取样方法即可满足取样代表性的要求；当废物桶内废树脂的放射性不均匀时，应进行取样代表性的检验。

为了检验废树脂放射性核素含量的均匀性，明确放射性核素含量的分布情况以及平均含量，首先在1KAA、2KAA和2LCQ系统废树脂中随机各选取2个废物桶。对选取废物桶采用梅花5点柱状取样，并根据废物桶高度将每个点的柱状样分为3层，具体取样位置示意图如图2所示，其中桶中心为1点，四周的4点均匀布置于半径为0.72 r处，分层样品分别距桶底为2～20 cm、40～60 cm、80～95 cm，每个桶共取15份样品。由于同一来源、同一类型、同一批次卸载废树脂中放射性核素含量具有正相关性，可以认为其它放射性核素与γ放射性核素的分布有相似规律，用γ放射性核素结果检验废物桶均匀性。将每个废物桶按照梅花5点法取5个柱状样品混合均匀后作为代表性样品，对其进行γ能谱测量，并将测量结果与该废物桶15份均匀性检验样品的检测结果平均值进行比较，确定样品代表性。

1.2.3 分批原则和方法

对于同一来源、同一类型、同一批次卸载的废树脂，首先通过对每个废物桶的代表性样品进行放射性核素的γ能谱分析并计算C值，再根据C值将树脂分为若干批次。取代表性批次样品分析其他核素重新计算批次C值，对批次废树脂进行清洁解控。其中C值的定义如下：

假设废树脂中含多种人工放射性核素，其中各种人工放射性核素的活度浓度C_i与各自的免管浓度值C_oi（GB 27742—2011中的推荐值）^[11]的比值之和，见下公式：

$ C = \sum\limits_{i = 1}^n {\frac{{{C_{\text{i}}}}}{{{C_{\text{o}}}_i}}} $

式中:

C_i是第i种人工放射性核素的活度浓度（Bq/g），

C_oi是GB 27742—2011中所列第i种人工放射性核素的解控水平，Bq/g，

n是存在于废树脂中的人工放射性核素的种类数。

2 结　果 2.1 均匀性和代表性检验结果

废物桶均匀性检验样品γ放射性核素含量检测结果显示，除111008废物桶外其它废物桶中的核素活度浓度均低于探测限。111008废物桶均匀性检测结果见表1。不考虑监测结果全部为探测限废物桶，由表1可知，废物桶中废树脂γ放射性核素的分布不均匀。

代表性样品与检验样品均值比较结果见表2。由表2可以看出，每个废物桶代表性样品的测量结果，可以真实地反映废物桶放射性核素活度浓度水平，¹³⁷Cs活度浓度最大相对偏差为18.2%，¹³⁴Cs活度浓度由于测量时间差异，且测量值在探测限附近，数据虽有差异但在可接受范围内。因此利用梅花5点取样法取5份柱状样品再混合均匀后作为该桶废树脂的代表性样品进行放射性核素含量分析是可行的。

2.2 分批结果

废树脂C值和分批情况见表3。将分批后的每一批次废树脂作为申请清洁解控对象，从每一批中随机抽取1桶废树脂样品作为该批次的代表废物桶作进一步的取样分析。

2.3 分批后核素测量结果

对分批后的样品进行总α、总β、⁹⁰Sr、³H、¹⁴C，其分析结果见表4和表5。由分析结果可看出，对于同一来源、同一类型、同一批次的废树脂，γ放射性核素含量较高的废物桶，对应的总β活度浓度也较高，比如第2批次、第3批次和第7批次的废树脂。这些测量结果也验证了关于废树脂桶中相关放射性核素含量具有正相关性的推论。可以判断虽然⁹⁰Sr的含量都在探测限以下，但实际含量应该与γ核素的含量也具有较好的相关性。

对于³H，由于这种放射性核素分配系数极低、迁移速率很快，表现的相关性较差。GB 27742—2011中规定的³H的免管浓度值为100 Bq/g，而所有废树脂样品中³H的实际测量值都很低（与免管浓度值比值最大为0.013），如此低水平的³H含量基本不影响废树脂的清洁解控。

对于¹⁴C，与γ放射性核素相关性表现较差。GB 27742—2011中规定的¹⁴C的免管浓度值为1 Bq/g，本次测量的超过免管浓度的分别为第4和第7批，该批废物不能清洁解控。

分批放射性废树脂C值见表5，本次满足清洁解控要求的有55桶。

3 讨　论

核电站废物清洁解控放射性监测过程中，应重点加强样品取样的代表性检验。本项目采用梅花5点取样法取5份柱状样品并混合均匀后作为该桶废树脂的代表性样品。

对于来自同一系统、同一类型、同一批次卸载的盛放于不同废物桶中的废树脂，可以通过对每个废物桶的代表性样品进行γ放射性核素含量测量，并根据系统来源、树脂特性、运行历史和测量结果将其分为若干批次，分批后选定的样品进行实验室放射性核素活度浓度分析时，除关注¹³⁷Cs等γ核素和⁹⁰Sr核素活度浓度分析之外，还应关注¹⁴C或者其他低能γ和β特征核素活度浓度的分析^[12]。以批次对废树脂进行清洁解控申请。这样即能保证项目实施的合理性也能减少实验室分析的工作量。

此外，核电站在废树脂整备过程中应标示清晰，记录完整，为后续监测和处置提供更有利的条件。核电站废树脂如采用分层装桶，可以更有效地实现废物最小化。