国内某伴生放射性固体废物刚性填埋设施设计

安田鑫，王煦晋

（1.中核四川环保工程有限责任公司 四川 广元 628000；2.中核资源再生有限公司 北京 100022）

伴生放射性固体废物是指非铀（钍）矿产资源开发利用活动中产生的铀（钍）系单个核素活度浓度超过1 Bq·g-1的固体废物，包括采选及冶炼过程产生的尾矿、尾渣和其他残留物等［1］。2017年末，全国伴生放射性固体废物累积贮存量为20.30亿t，其中放射性活度浓度超过10 Bq·g-1的固体废物总量为224.95万t［2］。

与核能、核技术和铀矿冶不一样，伴生放射性矿涉及行业多、工艺技术复杂、从业人员庞大、遗留问题多、与公众关系密切，但一直未能建立完善的配套法规和标准［3］。同时由于伴生放射性固体废物天然放射性核素的特殊性，无法进入工业废物、危废和人工核素放射性废物处置场，由此造成废物长期无处可去，暂存于企业厂区内，辐射环境安全隐患突出。面对日益严峻的辐射环境风险，2020年3月国家生态环境部发布了《伴生放射性物料贮存及固体废物填埋辐射环境保护技术规范（试行）》（HJ 1114—2020）。本文介绍了新规范在国内某环境整治项目伴生放射性固体废物填埋设施选址、设计、建设、运行、关闭和监护等环节中的实际应用，以及新规范中未明确的刚性填埋单元的设计问题和解决措施，作为新规范颁布后国内首个依标建设的刚性填埋设施，为今后其他类似工程的实施提供参考。

1 废物源项及场址条件

1.1 填埋废物源项情况

所涉及的放射性废物分类参考国家相关标准要求，天然放射性核素混合物的物料中每一种天然放射性核素的活度浓度≤1 Bq·g-1［4-5］的废物为免管废物。

1.1.1独居石废渣

独居石废渣总量约为7 900 t，废渣总α平均比活度为7.10×105Bq·kg-1，废渣中238U最高比活度为6.51×104Bq·kg-1，226Ra最高比活度为4.07×105Bq·kg-1，232Th最 高 比 活 度 为5.47×104Bq·kg-1。

1.1.2绿柱石废渣

绿柱石废渣为HW20含铍废物，铍含量介于0.1%～0.3 %之间，具有一定的毒性；废渣的放射性核素含量较低，但因与独居石混堆，约7 300 t绿柱石废渣无法豁免需填埋；废渣总α平均比活度为1.35×104Bq·kg-1，废渣中238U最 高 比 活 度 为2.09×103Bq·kg-1，226Ra最 高 比活 度 为2.76×103Bq·kg-1，232Th最 高 比 活 度为7.84×103Bq·kg-1。

1.1.3其他各类废物

其他各类废物主要包括受污染建筑垃圾、污染土、洞体剥离废物等，均为非豁免废物，需进行填埋处置，总量约2 700 t。

1.2 场址条件分析

拟建场址位于半山腰一处废弃的石灰岩采石场内，距原废物库直线距离约1 km，处于地方生态红线范围以外。

场址区岩石属较硬岩，岩体完整程度分类为较完整，岩体基本质量等级为Ⅱ类；岩体渗透系数介于8.71×10-8～7.08×10-7cm·s-1之间，渗透性等级属于极微透水，没有泉水出露，渗透性低对放射性核素有较好的阻滞性能。地下水主要为基岩裂隙水，水量贫乏，无稳定地下水位，地下水位埋藏较深，大于50 m。

拟建区域未发现有活动断层通过，属地震基本稳定区；场地类别为Ⅰ0类；抗震设防烈度为6度，设计基本地震加速度值为0.05 g，场址具有良好的区域稳定性和岩土体稳定性。场址不良地质作用主要为危岩和崩塌、岩溶，但其发育较弱，通过采取危岩清理、注浆加固等工程措施，可有效提高场址的本质安全性。

场地内及周边沟谷中地表水系不发育，沟谷中仅在降雨时有暂时性水流，场地位置海拔高程154 m，距离最近的河流约3 km，海拔高程约20 m，远高于当地最高洪水水位，不易受到洪水影响。

综上所述，该场址条件满足伴生放射性固体废物填埋设施选址要求。

2 填埋设施设计方案

2.1 填埋设施形式的确定

新规范中要求铀（钍）系单个核素活度浓度≤400 Bq·g-1的伴生放射性固体废物可采用柔性填埋单元，当铀（钍）系单个核素活度浓度＞400 Bq·g-1，应根据实际情况采取更为严格的环境保护措施。根据伴生放射性固体废物种类、放射性核素种类和活度浓度等信息，制定分级、分类的处置政策［6］。

因此，对于独居石废渣、部分较高水平绿柱石废渣采用刚性填埋；并预留柔性填埋单元建设用地，主要用于填埋环境整治产生的其他废物。

2.2 刚性填埋设施设计

新规范未对刚性填埋单元设计提出具体要求，对于伴生放射性固体废物中含有重金属（浸出毒性超标）的废物，还应满足危险废物处理处置的相关标准要求［7］。通过对比《伴生放射性物料贮存及固体废物填埋辐射环境保护技术规范（试行）》（HJ 1114—2020）、《低中水平放射性废物近地表处置设施设计规定—非岩洞性处置》（EJ 1109.1—2000）［8］与《危险废物填埋污染控制标准》（GB 18598—2019）［9］中对填埋单元的要求作为设计参考。表1中列出了相关规范中关于填埋单元设计要点的对比结果。

表1 伴生放射性固体废物填埋单元设计要点对比Table 1 Design standards of associated radioactive solid waste landfill unit

通过比较相关规范，并参考实际工程案例，本填埋设施选择采用刚性填埋单元，填埋单元采取防水、防腐和抗渗措施，单元内设置渗滤液导排系统，单元底部由渗漏检测系统和天然防渗层（天然基础层）构成，单元顶部运行期间设置防雨措施，关闭后设置封场覆盖系统、地下水监测系统、地表截洪及排水系统。

2.2.1填埋单元设计

本次设计填埋设施共建设4个“全地上式刚性”填埋单元，钢筋混凝土结构，占地面积约1 700 m2。填埋单元净尺寸分别为1#：15 m×31 m×5.2 m，2#、3#：15 m×31 m×6 m，4#：9.2 m×20 m×6 m，合计填埋容量约为9 050 m³。填埋单元主体结构最厚处为800 mm，最薄处为400 mm，顶板及承重梁预留钢筋待封场前二次浇注。伴生放射性固体废物填埋设施总体布置见图1。

图1 某伴生放射性固体废物填埋设施平面布置示意图Fig.1 Design drawing of an associated radioactive solid waste landfill facilities

2.2.2单元防水、抗渗和防腐设计

洞内废渣含水率介于20 %～60 %之间，总体偏高，平均含水率约30 %，废渣pH值平均为7.3，呈弱碱性。受工期和场地制约现场无法对废物在填埋前进行中和等预处理，为提高钢筋混凝土池体耐久性，采用“外防水层+结构防水+内防腐层”设计，工程现场详见图2。

图2 某伴生放射性固体废物填埋单元防渗系统（a）填埋单元内防腐层（b）填埋单元外防水层Fig.2 Anti seepage system of an associated radioactive solid waste landfill unit（a）Anti corrosion coating inside the landfill unit（b）External waterproof layer of landfill unit

外防水层：2层4 mm厚弹性体改性沥青防水卷材（一级防水）；

结构防水：C30防水混凝土，抗渗等级P8；

内防腐层：3 mm厚环氧玻璃钢+7 mm厚环氧砂浆。

2.2.3渗滤液导排设计

危废刚性填埋单元常见的渗滤液导排方式有“竖向抽排”和“底部导排”两种。“底部导排”需在单元底部设置架空式目视检测区约增加20 %成本［10］，管道需穿底部防腐层、结构层、防水层容易形成薄弱环节造成漏点。

填埋单元中的渗滤液主要来自废物所含游离水，采用“竖向抽排”通过在各填埋单元设置集水竖井及潜水泵（图3），对井内渗水抽排收集，经废水处理系统处理后上清液回用，或浇至单元废渣顶部通过晾晒自然蒸发，确保含水率低于30 %。

图3 某伴生放射性固体废物填埋单元集水竖井示意图Fig.3 Water collecting well of an associated radioactive solid waste landfill unit

2.2.4底部防渗及渗漏检测系统设计

填埋场区底部天然防渗层（天然基础层）为天然石灰岩（属较硬岩），岩体渗透系数≤1×10-7cm·s-1，清理底部杂土及植被至天然基岩，场地平整后使底部向东侧自然找坡1 %～2 %，填埋单元底部与天然基础层之间铺设100 mm厚C15素混凝土垫层，并向南北两侧渗水导排沟找坡2 %。

填埋设施的渗漏检测系统由单元底部人工防渗层（HDPE膜）和设置在填埋单元四周的渗水导排沟、渗水检测井共同构成，两座渗水检测井接导排沟底。考虑利用单元底部的防渗层将渗漏液引至四周渗水导排沟及渗水监测井内，渗水监测井伸出地面500 mm，用于监护期间的日常监测及渗水抽排使用。渗水导排沟详见图4。

图4 某伴生放射性固体废物填埋设施渗水检测系统示意图Fig.4 Water seepage detection system of an associated radioactive solid waste landfill facility

2.3 填埋方式确定

2.3.1废物包装方式比选

废物包装和填埋方式包括：“集装袋包装+码放填埋”和“钢箱转运+直接填埋”两种，包装方式不会对最终填埋安全造成影响，废物包装及填埋方式比选见表2。

表2 某伴生放射性固体废物填埋设施废物包装方式比选Table 2 Screen of waste packaging methods of an associated radioactive solid waste landfill facilities

经比选，采用“转运钢箱+直接填埋”在节约成本、废物最小化、提高单元利用率、提高工作效率和减少人员受照等方面更优。

2.3.2吊装设备与防雨措施比选

影响吊车设备及雨棚选型的因素：1）需多单元同步开展填埋作业；2）可覆盖全部填埋区域；3）填埋单元尺寸不统一；4）受雨棚选型影响；5）控制成本。

常用吊装设备主要有：龙门吊、行吊、塔吊、汽车吊和悬臂吊。龙门吊跨度大成本高，作业效率低，对场地空间要求高；行吊需要与雨棚配合安装，大大提高了雨棚的成本，对场地空间要求高；悬臂吊灵活性差，覆盖范围小。

雨棚选型主要包括：固定式、移动式、伸缩式。固定式钢结构雨棚若满足全覆盖和行吊的安装要求，造价高；移动式无法满足多单元同步作业要求，单元尺寸不统一无法重复利用。

综上所述，采用“伸缩式雨棚+塔吊+汽车吊”方案（图5）。

图5 某伴生放射性固体废物填埋设施吊装及填埋工艺示意图Fig.5 Schematic diagram of the hoisting and landfill of an associated radioactive solid waste landfill facilities

优点：填埋设施建设期、运行期和封场期衔接紧密，塔吊的利用率高；塔吊吊臂长可覆盖全部区域；多单元作业时，利用汽车灵活的特点，可同步作业提高效率；伸缩雨棚成本低，仅为同尺寸钢结构雨棚的30%；可单独开启或关闭方便灵活。

缺点：塔吊属于高空作业，受天气影响较大；填埋单元为全地上式，汽车吊司机视野受限；伸缩雨棚耐久性、抗风性差，不适合长期运行的填埋设施。

2.4 填埋单元封顶和封场覆盖系统设计

在完成填埋作业后，将对各单元填埋废物pH值、含水率和放射性等特性进行检测，满足要求后立即启动封场覆盖工作。

2.4.1填埋单元封顶

封顶前先对填埋废物平整铺设土工布后检测其承载力，对承载力不满足的区域铺设碎石垫层，浇筑钢筋混凝土顶板400 mm厚，采用结构找坡，坡度为1%，顶部采用耐穿刺防水卷材。

2.4.2封场覆盖系统设计

封场覆盖层要达到抑制氡析出、屏蔽γ辐射、防止植物根系和动物侵入、防止冰冻和暴晒产生裂缝、防止地表水渗入、减小水土流失等目的［11］。填埋设施封场覆盖层自下而上分为：天然屏蔽层、人工防渗衬层、排水层、防生物侵扰层、植被恢复层。

对填埋单元内废渣γ辐射剂量率起到屏蔽作用的主要为填埋单元钢筋混凝土顶板和天然屏蔽层，由于设计之初无法判断填埋单元填满后顶部最高γ辐射剂量率，故采用源项调查数据对封场覆盖层厚度进行保守计算。

根据γ射线在屏蔽材料中的减弱规律，覆盖层厚度与屏蔽γ辐射剂量率之间的关系见公式（1）：

式（1）中：X—屏蔽材料厚度，mm；Rx—穿透屏蔽材料后的剂量率，μGy·h-1；R0—未屏蔽的剂量率，μGy·h-1；Δ1/2—半值层厚度，mm。

根据ICRP49号报告（1976）可得对于226Ra产生的γ射线混凝土的半值层厚度为69 mm；参考张贺飞［12］、袁勤［13］等人在内蒙古及湖南矿山尾渣库封场项目中对黏土半值层厚度取平均值240 mm。

根据补充源项调查数据，废渣表面γ辐射剂量率最高为165 μGy·h-1，经钢筋混凝土顶板屏蔽后R0取2.96 μGy·h-1，Rx取0.1 μGy·h-1，经计算后取X黏土=1 180 mm，因当地雨水充沛，长期冲刷造成水土流失，考虑覆盖层厚度的安全余量，在原有基础上增加20 cm，最终确定天然屏蔽层（夯实黏土，压实系数≥0.93）厚度为1 400 mm。

封场覆盖层中的人工防渗衬层采用双层2 mm厚的HDPE膜（渗透系数为1×10-13cm·s-1），鉴于HDPE膜具有非常优秀的抑制氡析出的效果［14］，同时填埋单元采用钢筋混凝土封顶，同样可有效抑制氡的析出［15］。但考虑到混凝土和HDPE膜均为人工材料，相较于铀、镭等长寿命核素半衰期，人工材料的寿命很短，因此天然材料覆盖层（夯实黏土）才是最根本的降氡措施。

考虑天然覆盖层的降氡效果与氡在覆土层中的扩散系数和废渣的氡析出率紧密相关，根据EJ/T 1128—2001［16］中关于覆盖层厚度的计算方法见公式（2）：

式（2）中：X—覆土厚度，mm；Dc—氡在覆土层中的扩散系数，cm2·s-1；λ—氡衰变常数，λ=2.1×10-6·s-1；Jt—覆盖前氡析出率，Bq·m-2·s-1；Jc—覆盖后氡析出率，Bq·m-2·s-1。

参考周星火等人［17］的试验数据，在覆土中的氡扩散系数Dc为0.52×10-3cm2·s-1（覆土密度为1.5 g·cm-3的亚黏土），Jc满足GB 23727—2020中对氡析出率的限值要求为不大于0.74 Bq·m-2·s-1，根据补充源项调查数据覆盖前废渣氡析出率Jt的最高值为3.07 Bq·m-2·s-1，经计算后取X=230 mm；张辉等人［18］的试验条件与本文基本类似，参考其试验数据中将氡析出率降低至限值要求的覆土厚度介于400～550 mm之间，均远小于屏蔽γ辐射剂量率所需覆土厚度，最终覆土厚度确定为1 400 mm。

完成全部废渣填埋作业后（填埋单元顶板未浇筑），对填埋单元内废渣顶部表面γ辐射剂量率进行监测，最高为48.8 μGy·h-1，监测废渣顶部氡析出率最高为2.93 Bq·m-2·s-1，设计天然屏蔽层厚度满足现场屏蔽要求。封场覆盖层的回填材料和厚度作法如图6所示。

图6 某伴生放射性固体废物填埋设施封场覆盖层示意图Fig.6 Schematic diagram of capping layer of an associated radioactive solid waste landfill facilities

2.5 填埋设施配套及长期监护

填埋设施建设配套包括：地表截洪及排水系统、地下水监测系统、空气取样点、永久性标志、围栏及视频监控系统等后期监测维护设施，填埋设施建设前后对比见图7。

图7 某伴生放射性固体废物填埋设施场区前后对比（航拍图）Fig.7 Aerial photograph of the construction site for an associated radioactive solid waste before and after filling and burying

填埋设施关闭后对设施的安全稳定性与辐射防护有效性开展为期30a的监护，监护期间应进行巡视监护，并定期开展辐射监测工作。

巡视监护是定期对设施的稳定性、完好性进行巡视检查，发现隐患及时排除，主要巡查内容包括：覆盖层顶部完整性、挡土坝及护坡、截洪及排水设施、渗水及地下水监测设施、围栏及监控设备等，其中应重点关注渗漏、裂缝、滑坡、沉降、水土流失及人为入侵等现象的发生，监测频次1次/季度，雨季应适当增加巡视监护次数。

定期辐射监测是监护期监管工作的重要组成部分，主要监测项目包括：空气中γ辐射剂量率、覆土表面氡析出率、地表水及地下水［19-20］。监测项目及监测频率详见表3。

表3 某伴生放射性固体废物填埋设施监护期监测项目Table 3 Monitoring items during the monitoring period of an associated radioactive solid waste landfill facilities

填埋设施监护期内所致公众剂量约束值不应超过0.1 mSv·a-1，表面氡析出率不应大于0.74 Bq·m-2·s-1，其他各项 监 测项目指 标 参考填埋设施建成前、后及当地对照点本底监测数据进行比对，以确定填埋设施的长期安全稳定性和辐射防护有效性。

3 废物填埋效果

填埋设施封场后，采用现行有效的国家标准、行业标准分析方法对填埋设施及周边γ辐射剂量率、空气中氡及氡析出率、土壤样品及地下水中放射性核素含量进行监测分析。

监测结果详见表4～8。

表4 某伴生放射性固体废物填埋设施环境γ辐射剂量率监测结果Table 4 Monitoring results of environmental gamma radiation dose rate of an associated radioactive solid waste landfill facilities

根据监测结果显示，填埋设施封场环境恢复后，环境辐射水平与填埋设施本底值处于同一水平，在本底值正常涨落范围内，填埋设施防渗系统、渗滤液导排、渗漏检测系统安全可靠，填埋设施的建设、运行和关闭未对环境造成影响。

表5 某伴生放射性固体废物填埋设施空气中氡浓度监测结果Table 5 Monitoring results of radon concentration in the air of an associated radioactive solid waste landfill facilities

表6 某伴生放射性固体废物填埋设施氡析出率监测结果Table 6 Monitoring results of radon exhalation rate of an associated radioactive solid waste landfill facilities

表7 某伴生放射性固体废物填埋设施土壤中γ核素分析结果Table 7 Gamma nuclide content analysis results in the soil of an associated radioactive solid waste facility

表8 某伴生放射性固体废物填埋设施地下水监测井水中放射性核素分析结果Table 8 Gamma nuclide content analysis results of groundwater in monitoring well for an associated radioactive solid waste facility

4 结论

1）通过参考国内成熟刚性危废填埋单元设计思路，执行HJ 1114—2020（试行）的设计要求，提出了新规范中未明确的伴生放射性固体废物刚性填埋单元的防渗防腐系统、渗滤液导排系统、渗漏检测系统的可行设计方案，并以工程实践进行了有效验证，为今后国内类似工程提供参考。

2）短周期运行的伴生放射性固体废物刚性填埋设施，在采取必要的降尘和防遗撒措施后，采用“转运钢箱+直接填埋”“塔吊+伸缩式雨棚”的方式可极大减少二次废物，提高工作效率，减少人员受照时间并有效降低工程成本。

3）经计算，确定了填埋单元封顶钢筋混凝土结构厚度为400 mm，填埋设施封场天然屏蔽层厚度为1 400 mm，配合双层2 mm厚HDPE膜（人工防渗层）对氡析出的良好抑制效果，封场后辐射环境监测结果满足γ辐射和氡的屏蔽防护要求。

4）新规范中要求铀（钍）系单个核素活度浓度＞400 Bq·g-1应采取更为严格的环境保护措施，但只规定了辐射环境保护原则，未明确具体措施；同时国内各伴生矿开发利用涉及行业众多，对伴生放射性固体废物填埋设施的技术标准及需求有所不同，建议相关部门及各行业以此标准为基础，对伴生放射性固体废物刚性填埋设施的设计标准进行补充完善，以满足辐射防护和环境保护最优化原则要求。