國家廢源庫廢放射源近地表處置活度限值研究

范　澤，圣　鋒，吳　宏，陳運利，王　杰，王洪祖

國家廢源庫廢放射源近地表處置活度限值研究

范澤，圣鋒，吳宏，陳運利，王杰，王洪祖

（中核清原環境技術工程有限責任公司，北京 100037）

在統計分析國家廢源庫現存廢放射源核素種類、數量、活度分布的基礎上，對廢放射源進行了分類篩選，以廢放射源近地表處置為目的，從長期安全性的角度，推導了可近地表處置的主要核素的活度上限值。并以此限值估算了國家廢源庫廢放射源近地表處置的減容效果。

國家廢源庫；廢放射源；處置；活度限值

處置作為廢放射源安全可靠管理的最后一步，已經成為國際社會的共識。按照我國相關國務院條例及部門規章要求，廢放射源可返回生產商、送交取得相應資質的貯存或處置單位、實施再循環再利用，以及清潔解控。目前，我國廢放射源主要以長期貯存管理為主，并沒有從根本上解決廢放射源的安全隱患，且我國當前正在運行的近地表處置場許可證規定不接收廢放射源。為了解決我國廢放射源的最終出路問題，需要研究包括廢放射源近地表處置活度限值在內的廢放射源處置事宜。

國家廢放射源集中貯存庫（簡稱國家廢源庫）位于西北低中放固體廢物處置場（簡稱西北處置場）內，于2007年底建成，庫內有源坑112個，有效容積2 600 m3。國家廢源庫內收貯的廢放射源均為密封放射源，收貯前進行了基于運輸和貯存要求的適當整備，未實施基于處置要求的廢放射源整備。截至2019年12月30日，國家廢源庫共貯存136 907枚廢放射源，已占用國家廢源庫庫容約1/2，廢放射源主要核素為：137Cs、60Co、90Sr、241Am、226Ra、238U、232Th、238+239Pu、63Ni等，盤存總活度約為8.60×1015Bq。國家廢源庫內現有廢放射源收貯情況見表1。

表1　國家廢源庫廢放射源收貯情況

1　國際廢放射源處置實踐

1.1　美國

在美國NRC 的技術報告中，沒有專門考慮廢放射源的處置，將廢放射源作為離散廢物，只需判斷廢放射源屬于哪類廢物，從而進行相應的處置。目前，美國Barnwell 處置場和Richland 處置場可接收歸入A、B、C 類廢物的廢密封源。對于歸入超C 類廢物的廢密封源還沒有明確的處置方案，由DOE 負責進行環境影響分析以確定超C 類廢物的處置方案。美國對屬于超C 類廢物的廢密封源仍回收后安全貯存，將來永久性地質處置庫建好后再進行處置。美國商業密封源處置源活度限值見表2[1]。

表2　美國商業密封源處置情況

注：① 根據特定場址的行政限制、廢物接收標準、平均濃度的應用或許可證條件，允許對含特定放射性核素的單個廢放射源的最大活度限值；

② DOE正在開發處置能力。

1.2　法國

法國自2014年起，部分符合要求的廢密封源開始送往ANDRA 管理下的奧布處置場（CSA）進行處置。極低水平放射性廢密封源在莫爾維利埃極低放廢物處置場（Cires）處置。未來在深地質處置場（Cigéo）處置高水平、長壽命廢密封源。法國廢放射源主要處置路徑和處置方式如表3[2]所列。

其中，對于近地表處置的奧布處置場，根據不同核素類型、包裝尺寸和景象計算的廢密封源接收的活度限值（LAS）見表4[2]所示。對于半衰期小于5.27 年的廢放射源（60Co），可不設置活度限制要求，主要考慮運行期間的輻射防護安全，廢密封源處置包的活度不大于270 TBq。當處置包活度大于270 TBq時，暫存到核素活度衰減值270 TBq，在CSA 處置。

表3　按照處置路徑主要廢放射源的處置方式

表4　法國主要廢密封源的接收活度限值

通過以上國家的廢放射源處置實踐及接收活度限值可以看出：美國對于放射性廢物管理自成體系，將廢密封源作為離散廢物看待，不同處置場的接收活度限值差別較大；法國等歐洲國家遵循IAEA在近地表處置設施安全評價方法改進項目（ISAM）中推薦的安全評價方法，根據自身場址特性，制定出了符合本國情況的處置方式及接收活度限值。結合我國的廢物管理體系，在對我國廢放射源處置進行景象分析、計算時，主要借鑒了法國的相關內容。

2　廢放射源分類及篩選

我國廢放射源分類的基本原則和方法與放射性廢物分類一致，從廢放射源處置的角度，根據這些放射源核素的半衰期、活度和豁免水平，把廢放射源分為四類，分類示意圖見圖1[3]。

圖1　廢放射源分類示意圖

第 1 類是指其活度水平小于或等于 GB 18871表A1規定豁免水平的任何半衰期的廢放射源。這類廢放射源經審管部門認可后可免除審管部門的監督管理，可作為非放廢物送城市垃圾填埋場分散處置。不過，考慮到長壽命源存在長期潛在的危害，也可選擇送極低放、低中放廢物處置場處置，特別是當單個源屬于豁免源，而數量很多（甚至數千枚源）集裝處理時，應包裝成符合低中放廢物處置場接收準則要求的廢放射源包送處置場處置，以防止污染擴散的可能性。

第2類是指其活度水平大于GB 18871規定的豁免水平，經過數十年（按照國家廢源庫壽期50 a考慮）的衰變，可達到豁免水平的廢放射源。這類廢放射源所具有的放射性危害和風險不是長期的，應選擇送城市廢物暫存庫或送國家廢放射源集中貯存庫貯存管理，也可選擇近地表處置。

第3類是指通常需要經過數十年至300 a的衰變，才能達到安全評價確定的可接受水平的廢放射源。根據廢放射源處置時考慮的安全評價景象的不同，按半衰期小于等于5 a和大于5 a的特征，進一步將這類源分成3A和3B兩類。這類廢放射源適合于近地表處置。3A類廢放射源在經過處置場數十年的運行時間后，其活度已經大大降低，因此在制定接收限值時主要考慮與運行有關的景象；3B類廢放射源在制定接收限值時則既要考慮與運行有關的景象，又要考慮關閉后的景象。

第4類是指經過300 a的衰變，仍然不能達到安全評價確定的可接受水平的廢放射源。這類廢放射源主要由長壽命放射性核素組成，并以α放射性核素為主，其處置的輻射安全主要考慮長期輻射安全性。可選擇的處置方式有30～300 m的中等深度的鉆孔、礦井、豎井處置和深度大于300 m的深地質處置。

考慮長期安全的廢放射源近地表處置接收限值推導，主要為3B類廢放射源。

在3B類廢放射源中，根據我國廢放射源的收貯情況再進行篩選。收貯的133Ba、152Eu廢放射源的最大活度經過300 a衰變，都可以達到豁免水平，因此在基于長期安全評價的活度限值推導中不予考慮。

根據上述討論，在廢放射源近地表處置接收限值推導時，需要考慮的核素為137Cs、90Sr（90Y）。

3　廢放射源近地表處置活度限值推導

3.1　活度限值推導方法

活度限值推導使用的是IAEA在近地表處置設施安全評價方法改進項目（ISAM）中推薦的安全評價方法。

在大部分安全評價中，對人類和/或環境的影響是計算終點，廢物活度濃度和總活度通常是評價的起點。與安全評價相反，在推導處置活度限值時，計算終點是廢放射源的活度限值，輻射防護標準為計算起點[4]。

3.2　輻射防護標準

推導國家廢源庫廢放射源近地表處置活度限值，采用的劑量限值是西北處置場關閉以后通過各種途徑向環境釋放的放射性核素對公眾中個人造成的有效劑量當量限值0.01 mSv/a[5]。

處置場有組織的控制解除后的任何時間內，對無意闖入者持續受照的年有效劑量不超過1 mSv[5]，無意闖入者發生挖掘、鉆探等事故時，可能受到的有效劑量不超過5 mSv[5]。

3.3　景象分析與選擇

采用IAEA使用的景象分析方法，并參照西北處置場環境影響評價過程中的景象，選擇推導廢放射源近地表處置源活度限值的評價過程中所需考慮的景象。

運行期間的景象：直接外照射景象和墜落景象。

由于廢放射源處置貨包的外表面劑量率需要滿足西北處置場廢物接收要求的外表面劑量率限值，故運行期間對人類產生的外照射劑量與其他廢物包情況相同，不再單獨進行分析。僅將外表面劑量率限值作為廢放射源貨包的總活度限值推導條件。

考慮廢放射源活度集中的特點，對于高活度廢放射源處置貨包建議選取具有更高抗沖擊性、耐腐蝕性的不銹鋼處置容器，故運行期間即使發生貨包墜落，也不會出現貨包破損、廢放射源散落的情況。

關閉后的景象：正常釋放景象、浸泡景象、居住景象、鉆探景象、鉆探后景象、裝口袋景象。

正常釋放景象、浸泡景象、居住景象是以整個處置單元為研究對象，因此該景象可推導廢放射源近地表處置在整個處置單元的總活度限值，已在西北處置場建設、運行環境評價中進行包絡性評價，不再單獨分析；鉆探景象、鉆探后景象和裝口袋景象是以單枚廢放射源為研究對象，通過這些景象可推導單枚廢放射源的活度限值。

因此選擇鉆探景象、鉆探后景象和裝口袋景象建立模型，推導近地表處置時單枚廢放射源的活度限值。假設處置場關閉300 a以后，即有組織監護期結束后，在無人看管的情況下，發生人類侵擾，即在處置場上方鉆探、鉆探后、裝口袋。

3.4　模型建立與限值推導

由于工業137Cs源形態一般為陶瓷氯化銫，高度不溶于水且不易腐蝕為粉末狀，故不考慮放射性散落進入土壤情景，只考慮外照射劑量。

醫用90Sr源為金屬面源，工業90Sr源為陶瓷覆釉源，考慮包殼破損后，放射性散落進入空氣、土壤產生內照射情景。

同時考慮近源區域β粒子產生的韌致輻射。

（1）鉆探情景

① 外照射

假設處置場關閉300 a后，無意闖入者在處置單元上進行鉆探。闖入者在鉆探時提取的巖芯直徑=10 cm，長度=5 m，闖入者距巖芯距離=0.5 m，鉆探時間5 h，則空氣比釋動能率可按下式計算：

由于廢放射源鉆出后仍為點狀源，根據照射量與空氣吸收劑量的關系，可推導出取巖芯者受137Cs所致的有效劑量當量率計算公式：

式中：—有效劑量當量率（取事故狀態單次急性照射劑量限值1 mSv/h），Sv·h-1；—核素的放射性活度，Bq；—線源的長度，即巖芯的提取長度，m；—為取巖芯者與巖芯中心的垂直距離，m；—為空氣比釋動能率常數，取值Cs-137=0.079 μGy·m2·MBq-1·h-1[6]；—空氣比釋動能到周圍劑量當量的轉換系數，取值1.21 Sv/Gy[7]。

鉆探帶出的廢放射源的殘留活度：

式中：Int為廢放射源處置時放射性核素的初始活度（Bq）；Exp為發生鉆探的時間（300 a）。

② 內照射

假定干法鉆探，考慮90Sr源破損，放射性核素散落進入空氣。吸入內照射所致劑量為：

inh,dust=air,gasrinh（3）

式中：air,gas—空氣中核素濃度，Bq/m3；—接觸時間，取值5 h；r—成人空氣呼吸率，0.02 m3/min；inh—核素吸入單位攝入量所致的待積有效劑量因子，取值9.0×10-9Sv/Bq[6]；inh,dust取值無意闖入者持續受照的年有效劑量限值1 mSv/a。

air,gas=dusts（4）

式中：dust—放射性含塵量，保守取值1 mg/ m3[8]；s—核素活度濃度，取值Res/10 Bq/g。

（2）鉆探后情景

假定鉆探后90Sr源破損，考慮土壤污染面積2 500 m2，厚度0.15 m，土壤密度2 000 kg/m3。污染土壤中90Sr活度濃度ARes/7.5×105Bq/kg。

外照射及吸入內照射影響遠低于鉆探情景，故直接考慮食入內照射。當地牧草中核素活度濃度p由下式計算得到：

p=soilve-λt（5）

式中：v—牧草從土壤攝入核素的濃集因子，取值v=3[9]；—農作物收獲時間，0.5 a。

公眾食入動物產品產生的待積有效劑量當量由下式得到：

g=ingggg（6）

式中：g—個人因食入動物產品而接受的年待積有效劑量當量，取公眾中個人造成的有效劑量當量限值0.01 mSv/a；ing—公眾成員食入單位攝入量所致的待積有效劑量Sv/Bq[6]；g—個人對g類產品的年攝入量，取10 kg/a；g—食入有關地區g類產品的份額，保守取1；g—動物產品中放射性核素活度濃度，Bq/kg，由下式計算得到：

g=APF（7）

式中，A—核素在動物中的轉移參數，取值8×10-3kg-1[9]；F—動物每天消耗的飼料量，取3 kg/d；P—動物飼料中的核素活度濃度，Bq/kg。

（3）裝口袋情景

闖入者將廢放射源裝入口袋4 h，與身體距離3 cm，隨后將廢放射源放入家中，距源2 m，每天8 h受到廢放射源的外照射，持續365 d。

同時，考慮近源區域β粒子產生的韌致輻射劑量率可按下式計算[7]：

式中：為β輻射體的β輻射活度，MBq；β為β粒子最大能力，MeV；為吸收體的有效原子系數；為考慮到內韌致輻射貢獻的修正因子，取水的外吸收體+值為12[7]；en為韌致輻射的質能吸收系數，保守取值為1；為距源的距離，取值3 cm。

按照無意闖入者發生挖掘、鉆探等事故時，可能受到的有效劑量不超過5 mSv[5]，代入式（1）、式（2）、式（8）。得出137Cs、90Sr源int。

綜上，單源活度限值如表6。

表6　廢放射源近地表處置主要核素活度限值

4　國家廢源庫減容效果估算

按照此活度限值，國家廢源庫中可進行近地表處置的廢放射源數量為100 338枚，見表7，占總收貯量的73.28%。可近地表處置的廢放射源總活度占收貯量的86%。

表7　可近地表處置的廢放射源數量

5　結語

我國是核技術利用大國，截至2019年，我國在用放射源已達到14萬余枚，已產生的廢放射源已達到20余萬枚[10]。核技術利用在為我國經濟發展和國防建設發揮重要作用的同時，安全環保的壓力也在不斷積累增長。目前，研究將國家廢源庫貯存的部分廢放射源進行近地表處置是解決廢放射源最終安全處置的重要一步。

以國家廢源庫貯存的廢放射源在西北低中放固體廢物處置場進行近地表處置為導向，提出了國家廢源庫現存主要廢放射源的近地表處置活度限值，并估算了國家廢源庫現存廢放射源減容效果。為之后廢放射源處置工作提供一定的參考價值。

［1］ LOW-LEVEL RADIOACTⅣE WASTE FORUM.INC. Disposition Options and Costs for Certain Radioactive Sealed Sources and Devices［R］．Lauderdale：the Disused Sources Working Group of the Low-Level Radioactive Waste Forum，2017.

［2］ 核與輻射安全監管研究．廢密封源近地表處置技術見解研究報告［R］．北京：中國核電工程有限公司，2019.

［3］ 低中放廢物處置場處置廢放射源研究報告［R］．北京：中核清原環境技術工程有限責任公司，2006.

［4］ 劉建琴，熊小偉，孫慶紅，等．廢放射源近地表處置活度限值推導［J］．原子能科學技術．2012，46（增刊）：658-663.

［5］ 西北處置場環境影響報告書（申請建造階段）［R］．北京：中核清原環境技術工程有限責任公司，2020.

［6］ 叢慧玲．實用輻射安全手冊［M］．2版．北京：原子能出版社，2007.

［7］ 潘自強．輻射安全手冊［M］．北京：科學出版社，2011.

［8］ 潘自強，王志波，陳竹舟，等．中國核工業三十年輻射環境質量評價［M］．北京：原子能出版社，1990.

［9］ IAEA.Derivation of activity limits for the disposal of radioactive waste in near surface disposal facilities：IAEA-TECDOC-1380［R］．Vienna：IAEA，2003.

［10］國家報告編寫組．《乏燃料管理安全和放射性廢物管理安全聯合公約》第七次審議會議，中華人民共和國國家報告［Z］．北京，2020.

Derivation of Activity Limits of Disused Sealed Radioactive Sources Stored in the National Centralized Storage Facility for Near-surface Disposal

FAN Ze，SHENG Feng，WU Hong，CHEN Yunli，WANG Jie，WANG Hongzu

（CNNC Everclean Envionmental Engineering Co.，LTD，Beijing 100037，China）

On the basis of statistical analysis of radionuclide types, quantity and activity distribution of the existing disused sealed radioactive sources (DSRS) stored in the national centralized storage facility, DSRS were classified. Considering the near-surface disposal as a target, and considering the long-term safety, the activity limits of DSRS for near-surface disposal were derived. This limit is used to estimate the volume reduction effect of the national centralized storage facility.

National centralized storage facility; Disused sealed radioactive sources; Disposal; Activity limits

TL942+.1

A

0258-0918（2021）06-1317-07

2021-03-11

范澤（1988—），河北石家莊人，工程師，現主要從事放射性廢物處置方面研究