人类入侵景象下的处置库安全评价分析

2021-03-20李鹏飞李洪辉赵帅维贾梅兰刘宇辰

世界核地质科学 2021年1期

毛亮，李鹏飞，李洪辉，赵帅维，贾梅兰，刘宇辰

(1.中国辐射防护研究院，太原 030006； 2.中国核工业集团有限公司，北京 100822)

地质处置库是指在地表以下300～1 500 m的稳定的地质体中建造的用于最终处置高放废物玻璃固化体、乏燃料和α废物的工程设施，其主要目的是通过工程屏障和天然屏障以包容放射性核素并延缓核素的释放，并将放射性核素与生物圈隔离，保证生态系统与人类的安全。因此，安全评价在处置场址选择、处置库设计与建造、许可证申请等各阶段均有重要意义。

在情景分析中，人类直接介入处置库的景象最有可能发生在以下两种情形下：1)因为技术的进步而使得能够通过改进处置库的一些相关设施来提高处置库的安全性，或者可以再次提取利用处置库废物所包含的一些核素；2)人类有可能在处置库场址及周围的相关区域发现新的矿产资源，在处置库相关信息丢失的情况下，人类的开采行为有可能损坏处置库的相关设施，破坏处置库的屏障功能，甚至可能发生钻孔直接穿透废物包体的情形。在第1种情形下人类通常会采取一定的辐射防护措施，如配戴防护面罩等，因此一般不会受到过量照射。只针对第2种情形进行试算以给出人类入侵景象下的最大受照辐射剂量。

虽然在现有的科学技术水平下，发生人类入侵处置库活动的可能性极其微小。但是，根据高放废物地质处置相关的安全准则和技术准则[1-2]，高水平放射性废物在处置过程中应该保证安全性和适宜性，并且应保证在技术条件、社会条件和经济条件等方面对未来人类的影响最小。因此，对人类入侵处置库的景象进行安全评价分析是十分必要的。

1 人类入侵景象下的安全评价方法

高放废物地质处置系统的安全评价不同于其他工程系统的安全评价，主要表现在：1)所考虑的时间尺度长；2)所涉及的空间范围大，且具有明显的非均质特征；3) 所关注的过程复杂。伴随未来生物圈和近地表环境条件下的不确定性而来的是高放废物地质处置系统安全评价将面临的许多不确定因素。这一特征决定了传统的思维方式和方法难以适应高放废物地质处置系统的安全评价。图1给出IAEA推荐并在国际上普遍采用的方法。具体评价时,首先,通过分析处置系统的特征(Feature)及影响系统演变、深化的各种事件(Events)和过程(Processes)来构思系统未来各种可能的行为，这一过程即为情景分析；然后，通过建立描述系统深化过程的模型来模拟系统未来可能的发生、发展过程,并对地质处置系统的安全性进行预测分析；最后，将模拟结果与有关规范或标准进行对比以评价高放废物地质处置系统的安全性和可靠性。整个评价过程都要充分考虑各种潜在的情景以免遗漏，同时，对用于安全评价的模型都必须经过严格的验证和对比[1-2]。

图1 处置库安全评价流程图Fig.1 Flow chart of safety assessment

人类入侵处置库景象下的安全评价过程如图2所示，其中的内照射剂量是指工人在处置库的地下工作时，吸入的放射性气溶胶颗粒产生的内照射剂量；外照射剂量是指在未来可能发生的钻探活动中提取到包含高放废物的岩心后，工人在进行岩心编录时受到的岩心中放射性核素放出的γ射线对人产生的辐射剂量。在计算得到人类入侵高放废物地质处置库所受到的照射剂量后，即可通过剂量风险转换因子进行风险评估。最后，通过与安全标准进行对比，以此来评价人类入侵处置库景象的安全程度。

图2 人类入侵景象安全评价方法Fig.2 Safety assessment method for human invasion scenarios

1.1 剂量计算模型

当发生人类入侵处置库事故，个人受照剂量主要由两部分组成：外照射受照剂量Hext(t)和内照射受照剂量Hint(t)。内照射受照剂量可以由式(1)计算：

(1)

外照射受照剂量Hext(t)可以由式(2)计算：

(2)

玻璃固化体中的核素含量随时间的变化可以由式(3)计算：

(3)

式中：λm—放射性核素Ci的衰变系数，y-1；Ci+1—放射性核素Ci的母核素，Bq/g；λm+1—放射性核素Ci+1的衰变系数，y-1；gsi—玻璃固化体的衰变速率，y-1。

其中玻璃固化体的衰变速率可用式(4)计算：

(4)

式中：aGlass—玻璃固化体的表面积，m2；ρGlass—玻璃固化体的密度，kg/m3；VGlass—玻璃固化体的体积，m3；k—玻璃固化体的溶解速率，kg/(m2·y-1)。

1.2 风险评估模型

风险评估是指计算一个人在受到电离辐射照射后发生致命性癌症的概率。例如，风险系数为1×10-4是指一个人在受照后患上致命性癌症的机率为0.000 1。

人类入侵处置库的风险系数R(t)可以用下列公式进行计算：

R(t)=γ·P·∑jHj(t)

(5)

式中：R(t)—时间t的危险系数，y-1；γ—风险因子，Sv-1；Hj(t)—当人类入侵行为发生时所产生的受照剂量；P—钻孔穿透废物体的概率，y-1。

概率P可以用以下公式进行计算：

P=S·P1

(6)

式中：S—处置库在地表的投影面积，m2；P1—单位地表面积达到或超过处置库深度的钻孔数量，m-2。

1.3 安全标准

我国目前执行的《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》对辐射防护剂量限值有明确的规定，其中在基本限值中规定实践对公众的年有效剂量不超过1 mSv。除此之外，还应对该景象下的危险程度与其他各类危险度进行对比(表1)。

表1 各种类型危险度的比较Table 1 Comparison of various types risk

2 计算结果与分析

2.1 计算参数选取

2.1.1 剂量计算模型参数

核燃料在反应堆内发生各种核反应(主要是裂变反应和中子俘获反应)后，乏燃料中除了仍剩有的原有元素外，主要生成了两大类核素，即，裂变核素和锕系核素。之后，乏燃料经过“湿法”或者“干法”储存使得大部分的短寿命放射性核素完全衰变，经过后处理工艺提取有用的放射性核素后，制得玻璃固化体。由于目前中国并未有玻璃固化体配方，因此，在本次计算中选用日本核燃料循环机构(JNC)的配方[3]，选用该配方主要基于以下几个方面的考虑：1)中国将来拟采用法国的高放废液后处理技术，目前正在与法国后处理厂开展技术引进谈判，而日本JNC的后处理技术同样来自于法国；2)目前国内、外关于后处理配方的公开数据极其缺乏。JNC配方中所含的主要核素如下所示，内照射剂量与外照射剂量计算模型中所使用的一些主要参数如表2所示。下面列出了玻璃固化体中的主要核素及其衰变系，由于处置场在关闭的前1 000 a之内一般不会发生信息丢失的情形，对于短寿命的放射性核素如137Cs、90Sr等都至少衰变10个半衰期以上，因此在计算时可以忽略不计。

主要的裂变/活化核素如下：

·151Sm→151Eu
·135Cs→135Ba
·126Sn→126Sb
·107Pd→107Ag
·99Tc→99Ru
·94Nb→94Mo
·93Zr→93mNb
·79Se→79Br

4N系核素如下：

·240Pu→236U→232Th→228Ra

4N+1系核素如下：

4N+2系核素如下：

4N+3系核素如下：

2.1.2 风险评估模型参数

截至2020 年4月27日，中国(不包括中国台北)在运核电机组已达47台，除秦山3期两台重水堆核电机组产生的乏燃料不需要后处理外，预测到2020年，中国(不包括中国台北)在运核电装机容量可达58 GW，需处理处置的乏燃料累积可达3 500 tHM。一台百万千万核电机组一年产生的乏燃料约20 t。按此测算到2020年，中国如能实现58 GW的核电装机目标，中国核电厂每年产生的乏燃料将超过1 000 t(表3)，至2050年中国将累计达到约50 000 t左右。以1 t乏燃料处理后高放废物为0.2 m3计，乏燃料后处理所形成的高放废物约10 000 m3。以25 m3高放废物可以转化为164个玻璃罐计算，至2050年中国共需处置的高放玻璃罐约为65 600罐。风险评估模型中所需的一些主要参数见表3。

2.2 评估结果

2.2.1 剂量评估结果

利用剂量估算模型公式(1)～(4)计算了该景象下的裂变/活化系、4N～4N+3系的核素对人的内照射剂量与外照射剂量值(图3～7)。计算结果表明最大内照射剂量在101数量级上，贡献较大的核素有240Pu、241Am、237Np和243Am等。最大外照射剂量在10-4数量级上，贡献较大的核素有126Sn和243Am等。