某放射性废物焚烧站退役放射性源项调查

曾波曾凡均张彦刘登奎黄聪苟家元王力

（1.中国核动力研究设计院 四川成都 610005；2.四川省退役治理工程实验室 四川成都 610005；3.中核建中核燃料元件有限公司 四川宜宾 644000）

某放射性废物焚烧站于20世纪末建成，用于焚烧被低浓度铀污染的棉质劳保用品及其他可燃废物。焚烧站运行完全不接触低浓铀以外的源项。为制订退役方案，确保安全，需开展放射性源项调查［1］。通过本次源项调查，可为后续退役技术方案的制订、技术工艺选择、辐射防护等提供基本的参考数据［2］。

1 调查对象与方法

1.1 调查对象简介

焚烧站主要包括厂房和尾气烟囱两个部分。尾气烟囱位于厂房南侧。焚烧站周围有绿地和道路，紧邻一条大河及一座跨河大桥。焚烧站的工艺流程包括固体废物分拣、破碎、打包，可燃固体废物热解焚烧，烟气冷却、过滤、洗涤等步骤。废物灰烬在厂房内打包装桶后贮存。尾气经过过滤洗涤后进入烟囱排入环境，焚烧站自2012年许可证到期后停止运行。

1.2 调查前分析

根据焚烧站的运行史，可对源项情况预分析如下。

（1）低浓铀在铀矿冶结束时，处于铀的纯氧化物状态，未达到衰变平衡，故污染核素应仅有铀的同位素。相较于退役铀矿，该设施中226Ra、氡及子体可忽略［3-4］。

（2）由于污染源项仅为少量低浓铀，故基本不存在核临界安全问题，γ辐射应较低，存在α/β表面污染［5］。

（3）在焚烧废物时，放射性集中于焚烧后的灰烬。灰烬易沉积于焚烧炉、风管、地面等，易形成气溶胶。经过长期运行，放射性污染可聚集于设施内的较低位置，如水沟、地坑等。

（4）设施长期运行可能对周边环境造成少量的U污染。

1.3 调查范围

本次调查的范围包括厂房、尾气烟囱及紧邻焚烧站的周边环境。

1.4 调查方法和内容

调查采用了资料收集和辐射测量的方法。其中，辐射测量包括现场测量、介质取样和制样、实验室测量分析等，测量内容包括γ辐射水平、表面污染、气溶胶、现场污染物项（各类沉积物、污泥、建渣及其他现场遗留物品）及周边环境介质（土壤、地表水、气溶胶等），测量的物理量包括空气吸收剂量率、α/β表面污染活度、总U含量、总α/β活度浓度及核素活度浓度。资料收集是辅助手段包括设计资料、建造总结和运行记录的查阅及现场踏勘等，资料收集是否全面对于后续源项调查的顺利开展及调查结果的准确性具有重要作用［6］。

放射性盘存量估算基于现场辐射测量的结果，结合设施设计参数和运行史等进行进一步分析计算得到，本次调查流程图详见图1。

图1 源项调查流程图

另外，对设施周边环境进行了测量。设施内的调查布点及取样情况见表1。

表1 焚烧站内部调查布点及取样情况统计

调查过程中同时对焚烧站内部遗留所有物项的大概质量及表面积进行了统计，用于放射性盘存量估算。

2 调查结果

2.1 辐射测量结果

本次源项调查的现场γ辐射水平和表面污染水平、气溶胶、水样、土壤及设施内其他物项的测量结果分别见表2和表3。

表2 γ辐射水平和表面污染调查结果

表3 气溶胶样、水样、土壤样及其他物项取样测量结果

（1）调查中发现，设施内部堆积的放射性物项表面γ辐射水平相对较高。设施内外总体辐射水平总体处于较低水平，与环境本底处于同一数量级。设施内的表面污染水平分布较为不均，测量结果较大的点主要集中于工艺设备中与废物焚烧后灰烬直接接触的区域。设施内同时存在明显α和β表面污染。设施的γ辐射水平与表面污染水平调查结果与设施的实际功能相符。

（2）调查中发现，厂房内部及烟囱旁的气溶胶样品均测出了明显高于环境本底的放射性及U的存在，总体比环境本底高出1个数量级，说明设施内部及周边气溶胶受到了一定的U污染。

（3）调查中发现，厂房一楼大厅地坑水含较高的放射性，测量结果高出环境水样3~4个数量级。地坑位置属于放射性易沉积的区域，地坑水的放射性情况符合调查预期。

（4）调查中发现，设施四周的土壤均含有微量的U污染，相较于大河对岸比对土壤样品高出1~2个数量级，部分测量结果超过了国家环境标准中规定的拟开放场址土壤中剩余放射性可接受水平［7］。大河对岸土壤样品测量结果与全国天然放射性核素含量调查结果吻合［8-9］。

（5）调查中，对设施内的物项进行了较为全面的取样，测量结果发现，物项中，如下灰小室和热解炉内的灰样、水坑淤泥等的放射性较其他样品高，所有样品均具有较明显的放射性和U污染，所有取样位置的沉积物或工艺设备均需按照放射性废物进行处理。

2.2 放射性盘存量估算结果

在盘存量估算中，将焚烧站分为了3个部分。（1）焚烧站的建筑及非工艺设备表面污染，计算依据为典型位置表面污染测量结果和表面积估算数据。（2）设施内工艺系统的污染源项，计算依据为各工艺设备典型位置表面污染测量结果和污染面积估算数据。（3）设施内积存的放射性废物，如沉积物、灰烬、淤泥、过滤器、积水等，计算依据为取样测量结果和物项量的估算。焚烧站的放射性盘存量统计见表4，表中238U和235U的活度确定规则如下：（1）样品放射性只来源于238U和235U两种核素；（2）根据所有样品核素测量结果综合评判，认为238U和235U的活度比为4.54∶1。

从表4中可以看出，焚烧站的放射性盘存量为9.27×107Bq，其中，238U为7.56×107Bq，235U为1.71×107Bq。设施内沉积的淤泥、灰渣等积存物项占了放射性总量的大部分（74.7%），是设施退役中应重点对待对象。设施内的其他主要源项还包括各房间地面、平台地面、通风管道、焚烧工艺设备内表面等，属于焚烧站运行中易沉积放射性的区域。烟囱的放射性总量相对较低，仅占总盘存量的0.2%。

表4 盘存量估算结果

3 结语

（1）焚烧站总体辐射现状与设施功能和运行史相符。（2）现场γ辐射水平总体处于较低水平。（3）现场普遍存在松散表面污染，在退役施工中，应采取措施进行防护，并避免污染的扩散。（4）退役施工中，应采取必要措施控制气溶胶的产生，且应进行内照射防护与监测。（5）焚烧站的放射性主要源项是现场积存物项、工艺设备内表面、通风管道内表面及各房间地面等，应优先进行处理。（6）设施周围的土壤中存在一定的U污染，应在设施退役中进行专门的测量和处理。