免于辐射防护监管浅议

张友芳

(中国恩菲工程技术有限公司， 北京 100038)

免于辐射防护监管浅议

张友芳

(中国恩菲工程技术有限公司， 北京 100038)

通过对免于辐射防护监管含义的理解和免于辐射防护监管范围的分析、推算，提出废渣的总活度浓度低于7.4×104Bq/kg所对应的天然放射性核素Th- 232的活度浓度为1×104Bq/kg，U- 238、Ra- 226的活度浓度为2×104Bq/kg作为不建放射性渣库贮存的限定性清洁解控水平，即低于清洁解控水平的伴生废物，可以免除建库贮存的核审管、免于放射性渣库的辐射防护监管。

辐射防护； 清洁解控； 免管废物； 附加有效剂量

0 前言

于2002年10月8日发布、2003年4月1日实施的《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》GB18871—2002附录A给出了“作为申报豁免基础的豁免水平：放射性核素的豁免活度浓度与豁免活度”，但该值只适用于小批量(小于1 t)物料的情况。涉及到对大批量(大于1 t)物料的矿物冶炼和利用、物料再循环再利用、轻微污染物料的处置等活动的审管，却存在一定困难。为此，2011年12月30日发布并于2012年12月1日实施的《可免于辐射防护监管的物料中放射性核素活度浓度》GB27742—2011出台。该标准是参考国际原子能机构(IAEA)安全导则“排除、豁免和解控概念的应用”(No. RS- G- 1.7)，并结合我国的实际情况制定的，它包含了“不加以管理(豁免或排除)”和“解除原先的管理(清洁解控)”两层含义，统一适用于人工放射性核素和天然放射性核素的辐射防护的监管。

1 免于辐射防护监管的含义

顾名思义，辐射防护就是对辐射(这里指电离辐射)进行防护。为达到辐射防护的目的，对辐射防护进行监督管理至关重要。免于辐射防护监管必须满足“操作和使用具有此种活度浓度水平的物料的活动，对公众个人所产生的附加有效剂量(氡吸入剂量除外)通常不大可能超过1 mSv/a”，这是天然放射性核素免管浓度确定的基础。

GB27742—2011对“物料”这样定义：物料是物品和材料的统称，生产操作、贸易、再循环、填埋处置等活动中涉及的大批量固态原材料、辅料，或拟处置物。对“天然放射性核素”这样定义：天然放射性核素是以显著量天然存在于地球上的放射性核素，主要指原生放射性核素U- 235、U- 238和Th- 232及其衰变子体。这样看来，伴生放射性矿开发利用过程中产生的有放射性的废物(伴生废物)，属于该标准定义的含有“显著量”天然放射性核素的“大批量固态拟处置物”，它能否被“豁免或排除”，取决于伴生废物中天然放射性核素活度浓度是否满足免管活度浓度值1 Bq/g，即103Bq/kg(这里所指的天然放射性核素是指以U- 238、U- 235和Th- 232为母核的、处于永久平衡的衰变链中的任何一种核素，即包括物料中链首天然放射性核素U- 238、U- 235和Th- 232，和分级链的链首核素Ra- 226，以及它们衰变链中的每一个衰变子体核素)。

1 g物质的活度：

A(Bq)=1.32×1016/(AiT)

(1)

Ai是核素原子量，T是以年为单位的该核素的半衰期。按式(1)计算：1 g Ra- 226的活度为3.65×1010Bq(～1Ci，1Ci=3.7×1010Bq)；1 g Th- 232的活度为4.1×103Bq；1 g U- 238的活度为1.23×104Bq。稀有金属伴生矿多数伴生天然钍。天然放射性核素豁免活度浓度103Bq/kg相当于物料中含天然钍(主要是Th- 232)0.024 4%。也就是说，物料中含Th- 232高于0.024 4%就不能豁免或排除。

2 免于辐射防护监管值的推算

显然，全部按放射性废物进行辐射防护监管固然对保护辐射环境有利，但不符合辐射防护最优化原则。通过代价- 利益分析，应当是经济、技术可合理达到、辐射危害尽可能低。如果废物中放射性核素活度浓度高于天然放射性核素免管活度浓度1 Bq/g即103Bq/kg的均按伴生放射性废物施行辐射防护监管，经济代价极为昂贵。

GB27742—2011中6.3.2款指出，“对于其活度浓度值超过表B.1、表B.2所列数值的情况，要求根据最优化原则对其进行逐列评价。根据评价结果所表明的照射(或潜在照射)大小，决定对其提出与其危险水平相适应的辐射防护管理要求。当评价结果表明，虽然其活度浓度值超过表B.1、表B.2所列数值的几倍(最大到10倍)，但对它免于辐射防护管理恰是优化方案时，审管部门仍然可以免于管理”。也就是说，虽然有些情况中其活度浓度超过了天然放射性核素豁免活度浓度值，但是由于其照射情景决定了其照射水平可能仍然是可以接受的；或者优化分析结果表明，只施加少量管理或不加管理恰是最优方案时，审管部门也可以做出免管(免除核审管控制—清洁解控或免于辐射防护监管)的决定。

如果采用IAEA安全导则No.RS- G- 1.7“排除、豁免、解控概念的应用”中给出的“超过几倍，最大10倍”的国际通用做法，以最大10倍计算，则审管部门对伴生废物做出免管或清洁解控决定的天然钍(主要是Th- 232)活度浓度应当是104Bq/kg，即含Th- 232 0.244%，即物料中含Th- 232高于0.244%就不能免管或清洁解控。

表1列出了典型物料中放射性核素的活度浓度和总活度浓度。从表1可见，无论是原料(例如REO60%包头稀土精矿)，还是废渣(例如包头矿碱法优溶渣)，只要天然钍含量大于0.2%，物料的总活度浓度都在7.4×104Bq/kg以上(7.4×104Bq/kg是自《辐射防护规定》GB8703—88实施以来，有色金属伴生矿开发利用过程稀土、稀有行业一致认同的放射性废渣下限值)。可以说，Th- 232的清洁解控水平应当在104Bq/kg上下，相当于Th- 232豁免活度浓度103Bq/kg的10倍左右。

相同质量的U- 238的活度是Th- 232的3倍，即物料中含0.08%的U- 238即可使物料的活度浓度达到104Bq/kg，要满足物料总活度浓度大于7.4×104Bq/kg，则物料中U- 238的含量应在0.1%以上。1 g的U- 238 活度是1.23×104Bq，物料含0.1%以上U- 238时活度浓度约为2×104Bq，也就是说，U- 238的清洁解控水平应当约为2×104Bq/kg，相当于U- 238豁免活度浓度103Bq/kg的20倍左右。如果按U- 238活度浓度2×104Bq/kg考虑，则相应物料中含U- 238的量应在0.16%左右。

Ra- 226的放射性很强。如果工艺中未将其除尽，随暴露时间的增加，物料的活度浓度不降反升。因此Ra- 226的活度浓度应当是清洁解控水平的一个重要指标(Ra- 224是钍系Th- 228的衰变产物，半衰期3.64 d，经过1月即8个半衰期左右，Ra- 224已基本衰变完，因此不必考虑Ra- 224的活度)。

Ra- 226是铀系Th- 230的衰变产物，半衰期1 600a，1g Ra- 226的活度为3.65×1010Bq，约1Ci。理论上讲，与1g U- 238处于永久平衡的量是3.53×10-7g，那么1 kg物料中与1.6 g U- 238处于永久平衡的Ra- 226的量应当是5.65×10-7g，其活度为2.09×104Bq(实际上，开放型场所U- 238和Ra- 226是不平衡的，实际测量的Ra- 226的活度值应当考虑U- 238和Ra- 226是不平衡的情况，换算成与U- 238处于永久平衡的Ra- 226的活度)，取整，Ra- 226清洁解控水平约为2×104Bq/kg，相当于Ra- 226豁免活度浓度103Bq/kg的20倍左右。

表1 典型物料中放射性核素的活度浓度和总活度浓度 单位：Bq/kg

注：①夏益华，可免于辐射防护监管的物料中放射性核素活度浓度编制说明，2007年3月28日；②王国珍、王济中，试谈包头稀土精矿烧碱法生产过程中放射性污染及防护措施；③益阳鸿源稀土有限责任公司，3.5万t独居石精矿资源综合回收绿色循环工艺生产项目可行性研究报告，2013年12月。

按照GB27742—2011中5.4.1款所指出的那样“对于含有不同天然放射性核素混合物的物料，应当要求其中每一种天然放射性核素的活度浓度均满足表B.1所列相关值的要求”所指出的那样，含有不同天然放射性核素Th- 232、U- 238和Ra- 226混合物的物料的免于辐射防护监管的前提是：天然放射性核素Th- 232、U- 238和Ra- 226的活度浓度均满足：Th- 232活度浓度<1×104Bq/kg；U- 238 活度浓度<2×104Bq/kg；Ra- 226 活度浓度<2×104Bq/kg。

3 结束语

将废渣的总活度浓度低于7.4×104Bq/kg所对应的天然放射性核素Th- 232活度浓度 1×104Bq/kg，U- 238、Ra- 226活度浓度 2×104Bq/kg，确定为不建放射性渣库贮存的限定性清洁解控水平，即低于清洁解控水平的伴生废物，可以免除建库贮存的核审管、免于放射性渣库的辐射防护监管。这比较适合有色金属伴生废物产生和管理的现状，也比较适合我国的国情(根据GB27742—2011中5.4.1款，对于含有不同天然放射性核素混合物的物料，应当要求其中每一种天然放射性核素的活度浓度均满足上述相关值的要求。也就是说，只要其中有一种天然放射性核素的活度浓度不满足上述相关值的要求，就不能称作免除建库贮存的核审管、免于放射性渣库的辐射防护监管的免管废物，而必须建放射性渣库贮存，加强辐射防护监管)。建议审管部门在制定清洁解控水平时参考上述推算值，并根据最优化原则，对公众个人所产生的附加有效剂量(氡吸入剂量除外)进行评价，依据评价结果所表明的照射(或潜在照射)大小，提出免于建库贮存的辐射防护监管的其它相应要求。

[1] IAEA(国际原子能机构)安全导则“排除、豁免和解控概念的应用”(No. RS- G- 1.7)

[2] 夏益华. 可免于辐射防护监管的物料中放射性核素活度浓度编制说明,2007年3月28日.

Discussion on Material Not Requiring Radiological Regulation

ZHANG You-fang

By understanding the meaning of material not requiring radiological regulation and analyzing and predicting the scope of material not requiring radiological regulation, this paper proposes the waste slag total activity concentrations lower than 7.4×104Bq/kg corresponding natural radionuclides Th-232 activity concentration 1×104Bq/kg, U-238, Ra-226 activity concentration 2×104Bq/kg are the not build-limiting clearance level for radioactive slag storage, It is lower than the clearance levels of associated waste, then it exempted from nuclear audit of building storage to store, from radiation protection supervision of radioactive slag storage.

radiation protection; clearance level; exempt waste; additional effective dose

2014-11-13

张友芳(1949—)，女，四川资中人，大学本科，高级工程师，一直从事环境保护、放射卫生防护工作，曾参与国标GB4792—1984、GB8703—1988部分条款的修订。

X758

A

1008-5122(2015)05-0046-03