浅谈低放废水处理设施退役的环境影响评价

麻锦琳,侯辉娟,熊章辉

(中国核电工程有限公司,北京100840)

浅谈低放废水处理设施退役的环境影响评价

麻锦琳,侯辉娟,熊章辉

(中国核电工程有限公司,北京100840)

本文针对我国核设施配套的低放废水处理设施退役阶段环评工作的重点和难点进行了论述,针对该类设施退役过程中的主要环境影响因子及其评价标准,通过工程分析和可能的环境影响后果预测,总结了一套适用于同类工程退役阶段环境影响评价的方法,可以为同类工程提供参考。

低放废水;核设施;退役;环境影响;筛选模式;剂量评价

根据《中华人民共和国放射性污染防治法(2003年6月)》,核设施是指核动力厂(核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等)和其他反应堆(研究堆、实验堆、临界装置等);核燃料生产、加工、贮存和后处理设施;放射性废物的处理和处置设施等。核设施营运单位应当在申请领取核设施建造、运行许可证和办理退役审批手续前编制环境影响报告书,报国务院环境保护行政主管部门审查批准;未经批准,有关部门不得颁发许可证和办理批准文件。可见,退役是核设施全寿期管理的最后一个重要环节,而退役阶段的环境影响评价则是核设施退役实施的必要前提条件之一。

我国的很多核电厂、研究堆、核燃料后处理设施等都配套建设了低放废水处理设施,目前已经有一些完成了生产运行任务,面临退役。低放废水处理设施的营运单位需取得退役许可证,必须委托有资质的环评单位开展退役阶段的环评工作。根据《中华人民共和国环境影响评价法》和《建设项目环境影响评价资质管理办法》,我国的建设项目环境影响评价实施“分类管理、分级审批”制度。核设施选址、建造、运行和退役等各阶段的环境影响评价均由国家环保部审批,并且营运单位必须委托登记在“核工业”类别的环境影响评价机构开展相应评价工作。到目前为止,我公司已经编制了多个核设施的退役阶段环评报告,积累了宝贵的经验。

本文将主要围绕笔者参与的某项低放废液处理设施的退役阶段环评为例来开展论述。由于我国目前还没有专门针对核设施退役阶段的环境影响报告书格式与内容要求,因此我们在编制类似项目的环评报告时,主要参考《NEPA-RG1核电厂环境影响报告书的内容和格式》的相关要求。

1 低放废水处理设施退役方案

根据GB 9133《放射性废物的分类》,浓度小于或等于4E＋06 Bq/L的放射性液体属于低放废液。低放废液处理设施的主要功能就是将大型核设施产生的低放废液通过蒸发、过滤、离子交换等手段,处理到满足国家排放标准的水平之后将达标废液排放到环境。

IAEA把退役分为三种策略:立即拆除、延迟拆除和就地埋葬,具体核设施的退役策略选择取决于设施的类型、地理位置、场地使用、与其他共处设施的关系等许多因素,并且不同国家的退役策略也各有不同。本文所述的低放废水处理设施采用蒸发方法处理废水,由于已经使用了数十年,其处理设备(主要蒸发器)等已经不再可用,但仍需要承担处理任务,故退役的目的是将处理设备、管道拆除,将厂房清理去污之后,重新安装新的处理工艺系统。因此,其退役的终态为有限制使用,退役方案分为前期准备阶段、清洗去污阶段和最终拆除阶段。

(1)前期准备阶段:在退役方案制定之前,首先对初步源项进行调查,并对厂址特性进行鉴定,申请许可,筹措经费。同时做好设备及工器具准备,对人员进行培训,对通风、照明等辅助系统进行整治。

(2)清洗去污阶段:经过初步的清洗和去污,一些设备可以先行拆卸,如控制台、办公设备等。

(3)最终拆除阶段:这个阶段的主要工作是拆除系统和设备,清理厂房,对可降级或准备解控的物项进行深度去污,并开展终态放射性特性调查。

退役源项调查是开展后续退役设计和开展环境影响评价的基础,对制定退役方案的科学性、经济性和安全性具有重要意义,是核设施退役过程中重要的一环。因此,退役前期准备阶段的源项普查工作尤为重要。在开展源项调查时要结合工程项目的具体特征,并依据《后处理厂退役源项调查取样技术准则》(EJ/T 1193—2002),通过对设施的建/构筑物、系统和设备取样以及直接现场测量等方法,全面掌握退役现场的污染水平和辐射场情况,并编写一份“退役初始阶段特性调查报告”,作为后续工作的基础。

退役过程最重要的一项工作就是根据设施的特点和现状,制定切实可行的退役方案。对于退役后仍作为辐射工作场所的低放废水处理设施而言,退役路线通常为:放射性特性调查→退役前期整治→旧系统、设备拆除→厂房清理→退役终态放射性特性调查→有限制开放。其中前期整治主要是针对通风、照明、淋浴间等,确保其在退役过程的可用性和可靠性。在系统、设备拆除是核设施退役的主要工作内容之一,作业现场需要对大型设备进行解体、切割,同时会产生一定量的放射性气溶胶。退役方案中需要采取必要的措施防止污染扩散,以减少对环境的影响,主要的措施如下:

·退役前对设施的进排风系统进行必要的整治,合理控制各区的气流方向;

·设备拆除过程中尽可能采用冷切割机具,现场并配备局部排风装置,以减少污染物的扩散;

· 合理安排各系统的拆除顺序,避免不同物项交叉污染;

· 拆除后的废物就地进行检测、分类,可解控的废物送统一场地经测量解控,其余视情况进一步处理处置或直接送至有资质的处置管理设施。

对于退役后仍作为辐射工作场所的项目,拆除和清理工作的表面污染控制水平建议达到《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871—2002)中监督区水平:α表面污染小于0.4 Bq/cm2,β表面污染小于4 Bq/cm2。而对于那些退役后达到无限制开放水平的项目,则需要按照IAEA文件WS-R-3的要求和WSG5.1的指导进行评价,其终态残留土壤的水平,通常根据退役设施的具体情况,并参考《拟开放场址土壤中剩余放射性可接受水平规定(暂行)》(HJ/T 53—2000)来确定。待拆除和清理工作全部结束,需对残留放射性进行终态放射性特性调查,以判断退役结果是否符合管理目标值要求,最终应形成一份“终态特性调查报告”。

2 环境现状调查与评价

环境影响评价的首要任务是确定现状调查和影响预测评价的范围。根据《辐射环境监测技术规范》(HJ/T 61—2001)和《环境影响评价技术导则 大气环境》(HJ 2.2—2008)等,考虑到低放废水处理设施退役过程向环境释放的放射性物质较小,因此气态途径的评价范围通常取以设施排风口为中心,半径5 km的圆形区域。

通常可采用实地调查和调研统计年鉴等公开资料,获取调查范围内的人口、土地利用、工业、交通运输等环境现状资料。我国的核设施基地通常都设有自动气象站和环境监测大纲,可以提供多年的气象观测数据和环境监测数据。

3 环境影响预测与评价

我国目前尚没有专门针对核设施退役阶段环评的评价准则,类似项目的环评主要依据《核动力厂辐射防护规定》(GB 6249—201)和《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871—2002)中的相关规定,即:

——任何厂址的所有核设施向环境释放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂量,每年必须小于0.25 mSv的剂量约束值;

——对于获准的实践或源退役所造成的持续照射,其剂量约束应不高于该实践或源运行期间的剂量约束。剂量约束值通常应在公众照射剂量限值的10%～30%(即0.1 m～0.3 mSv/a)的范围之内。

——对于实践终止后厂址开发的准则,IAEA导则WS-G-5.1中明确了关键组公众辐射照射最优化剂量约束值取值范围为10μSv/a～0.3 mSv/a。

退役过程产生的各类固体废物都送至有资格的收贮单位,废水经处理、监测达标后集中排放,残留放射性废液经水泥固化处理后,最终进行安全处置,均不会直接对环境造成影响。因此,低放废水处理设施退役过程的排放源项,主要是指退役过程中释放到环境中的放射性气体(气溶胶)。气载排放源项主要结合初始源项调查数据和退役方案进行估算,需要考虑一定的保守性。此外,还需要针对通风过滤器失效情况开展环境风险评价,并对噪声等非放射性特征污染物开展预测评价。

由于低放废水处理设施退役过程的气载排放源项较小,在确定其退役过程的剂量约束值时需要结合其所属的科研/生产基地的剂量约束值分配情况,通常选取0.01 mSv/a作为退役工期内的公众剂量约束值,即:由放射性释放所造成的公众最大个人有效个人剂量不应超过0.01 mSv/a。对于通风过滤器失效的情况,选取0.1 mSv作为单次事故的公众剂量控制值。剂量后果评价预测通常采用二级筛选模式即可,该模式不考虑烟羽抬升,辐射剂量计算采用基本剂量模式,不分年龄组,只计算成人所受到的有效剂量。计算中考虑的照射途径包括:空气浸没外照射、地面沉积外照射、吸入内照射和食入内照射。篇幅所限,本文不再对该模式展开详细论述。

以笔者参与的几项低放废水处理设施退役工程为例,为期2年左右的退役过程,全程向环境释放的气载放射性流出物总量约在105Bq的量级,对评价区域内的公众个人造成的最大辐射剂量约为10－5μSv/a的水平,远小于 WS-G-5.1所建议的最优化约束值的下限(10μSv/a)。相比天然辐射本底,类似核设施的退役过程对公众造成的辐射影响基本都是可以忽略不计的。在退役过程发生通风过滤器失效事故的情况下,周边公众个人所受到的最大有效剂量约在10－2μSv/a的水平,可见其环境风险是非常微小的。

4 结论与建议

本文从低放废水处理设施的工程特点和退役方案等方面,分析了类似核设施退役阶段环境影响报告书在源项普查、退役方案等方面需要重点开展的工作,并给出了类似项目的环境影响后果。可以看出,该类项目退役过程对周边环境的影响是极小的,远低于天然辐射本底水平。

从建立健全文件体系方面,我们建议国家相关的行政主管部门尽快制定适用于核设施退役阶段环境影响报告书的格式与内容要求。对于低放废水处理设施等放射性水平较低、退役过程对环境可能造成的影响极小的核设施,我们也希望相关主管部门能够出台相应的简化评价和审批流程。

[1] 核设施退役中几个值得重视的问题,《辐射防护》,2002年,罗上庚．

[2] IAEA.Methods for the Minimization of RadioactiveWaste from the Decontamination and Decommissioning of Nuclear Facilities．IAEA Technical Reports SeriesNo．401．Vienna,2001．

[3] IAEA．非反应堆核设施的退役．孙东辉等译.IAEA TECDOC2386,1996．

[4] IAEA.WS-R-3 Remediation of Areas Contaminated by Past Activities and Accidents,2003．

[5] IAEA.WS-G-5.1 Release of Sites from Regulatory Control on Termination of Practices,2007．

iminary Analysis of the EIA Process for the of the EIA Process for the Low-level Radioactive Liquid Management Facilities During Decommissioning Phase

MA Jin-lin,HOU Hui-juan,XIONG Zhang-hui
(China Nuclear Power Engineering Co．,Ltd．,Beijing 100840)

The emphases and difficulties existing in environmental impacts assessment of low-level radioactive liquid management facility in cooperation with nuclear facilities during decommissioning stage are dissertated in this paper．According to the main environmental impacts factors and assessment standards,a method available to assess environmental impacts of decommissioning stage is summarized by project analyses and potential environmental impacts prediction and can provide a reference for same kind projects．

Low-level radioactive liquid;Nuclear facilities;Decommissioning;Environmental impacts;Screening mode;Dose assessment

TL943

A

0258-0918(2016)01-0269-04

2015-7-7

麻锦琳(1979—),女,硕士,研究生,高级工程师,现从事环境保护与环境影响评价方面研究