楊 潔，楊 彪， 趙楊軍，王 彥

(中國輻射防護(hù)研究院，太原 030006)

1 引 言

隨著我國核電機(jī)組不斷投入運(yùn)行，核電機(jī)組的運(yùn)行、維護(hù)及退役過程中將產(chǎn)生大量放射性污染金屬。我國秦山、大亞灣、田灣等核電基地經(jīng)過幾十年的運(yùn)行，已積累了相當(dāng)數(shù)量的廢金屬，這些廢金屬目前采用暫存的處理方式。但廢金屬集中貯存，不僅存在輻射風(fēng)險(xiǎn)和交叉污染風(fēng)險(xiǎn)，而且還因尺寸規(guī)格不一，不易收集，使得核電站的庫存壓力越來越大。

根據(jù)國際上對放射性廢金屬的處理實(shí)踐，熔煉循環(huán)再利用是處理核電等行業(yè)產(chǎn)生的廢金屬的有效手段。該方法通過對廢金屬進(jìn)行熔煉，完成去污、減容后進(jìn)行再利用，既減少了廢金屬貯存和處置所占場地，同時(shí)可將熔煉后的鋼錠回收利用，重新澆筑成核電站用屏蔽套、廢物桶等，實(shí)現(xiàn)廢物的重復(fù)利用，滿足放射性廢物最小化要求，而且還能取得社會和經(jīng)濟(jì)的雙重效益。依據(jù)國家廢物最小化戰(zhàn)略要求以及核電發(fā)展形勢和行業(yè)可持續(xù)發(fā)展的需要，應(yīng)積極開展核電站放射性廢舊金屬熔煉去污工作。

在放射性廢金屬進(jìn)行熔煉及回收利用之前，需要開展放射性廢金屬的測量工作，測量出所包含的放射性核素和比活度，需要達(dá)到相應(yīng)的清潔解控水平。我國標(biāo)準(zhǔn)《核設(shè)施的鋼鐵、鋁、鎳和銅再循環(huán)、再利用的清潔解控水平》(GB17567-2009)中明確指出放射性廢金屬表面污染水平和體污染水平均應(yīng)等于或低于標(biāo)準(zhǔn)給出的清潔解控水平后，放射性物料經(jīng)審批并經(jīng)熔煉后作為原材料利用。

熔煉去污就是把放射性核素污染的金屬放置于熔煉爐中進(jìn)行高溫熔煉。在熔煉過程中，通過加入特定組分的助熔劑與放射性核素一起進(jìn)行熔煉，經(jīng)過造渣，使金屬廢物中部分放射性核素富集到渣和煙塵中，以達(dá)到去污和減容的目的。為了確保核電廠放射性污染金屬熔煉二次污染物的排放符合國家法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)，需要對核電廠放射性污染金屬熔煉二次污染物氣載釋放源項(xiàng)進(jìn)行估算。由于我國目前未獲取核電廠廢舊金屬熔煉去污過程中核素的分配百分比，即各核素進(jìn)入粉塵、鋼渣、產(chǎn)品中的分配系數(shù)，因此很難估算熔煉設(shè)施的釋放源項(xiàng)。

熔煉去污過程中核素分配系數(shù)的確定有利于核電廠廢金屬熔煉關(guān)鍵核素篩選，是獲取熔煉設(shè)施運(yùn)行對周圍環(huán)境及人員影響是否可接受的前提條件。通過對國外核電廠放射性金屬熔煉設(shè)施分配系數(shù)的調(diào)研，對各核素的分配系數(shù)進(jìn)行比較分析，推薦合理、保守的核素分配系數(shù)，以期為今后我國熔煉設(shè)施氣載源項(xiàng)的排放評價(jià)提供理論方法。

2 各國放射性金屬清潔解控水平

2.1 中國

《核設(shè)施的鋼鐵、鋁、鎳和銅再循環(huán)、再利用的清潔解控水平》(GB17567-2009)[1]標(biāo)準(zhǔn)中給出了物料清潔解控的劑量準(zhǔn)則和推導(dǎo)的鋼鐵、鋁及鎳物料中的解控水平值。

2.1.1 清潔解控的劑量準(zhǔn)則

一年實(shí)踐使相關(guān)人員及公眾成員個人受到的有效劑量預(yù)計(jì)在10μSv量級或更低的水平；

一年實(shí)踐所產(chǎn)生的集體劑量不超過1人·Sv的水平，或者防護(hù)最優(yōu)化分析表明，解控是最優(yōu)的選擇。

2.1.2 清潔解控水平

表面污染的鋼鐵、鋁、鎳和銅物料，當(dāng)其表明污染水平等于或低于GB18871-2002《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》[2]附錄B中關(guān)于可解控的物體表面放射性物質(zhì)污染控制水平(控制區(qū)水平的五十分之一)或?qū)徆懿块T審定的其他水平時(shí)，經(jīng)審管部門同意后，可以直接實(shí)施解控，作為普通物品使用，表面污染控制水平見表1。

對于確認(rèn)屬于體(包括活化)污染的鋼鐵、鋁、鎳和銅物料，凡是其活度濃度等于或低于表2給出的清潔解控水平或?qū)徆懿块T審定的其他水平時(shí)，經(jīng)審管部門同意后，可解控使用。

表1 表面污染控制水平Tab.1 surface specific clearance levels (Bq/cm2)

注：1：表中所列數(shù)值系指表面上固定污染和松散污染的總數(shù)；2：表面污染水平超過表中所列數(shù)值時(shí)，應(yīng)采取去污措施；3：β粒子最大能量小于0.3MeV的β放射性物質(zhì)的表面污染控制水平，可為表中所列數(shù)值的5倍。

表2 清潔解控水平值Tab.2 Mass specific clearance levels (Bq/g)

2.2 歐盟

歐盟于1998年發(fā)布第89號報(bào)告《Recommended radiological protection criteria for the recycling of metals from the dismantling of nuclear installations》[3]中給出了物料解控的劑量準(zhǔn)則和清潔解控水平值。

2.2.1 清潔解控劑量準(zhǔn)則

個人全身有效劑量<10μSv/a；

集體劑量<1人·Sv/a；

皮膚劑量<50mSv/a。

2.2.2 清潔解控水平值

表3中列出了RP89號報(bào)告中推導(dǎo)出的歐盟推薦的污染金屬再循環(huán)、再利用的清潔解控水平值。目前英國、德國等均采取該解控水平值進(jìn)行熔煉金屬的再循環(huán)、再利用的控制。

表3 清潔解控水平值和表面污染控制值Tab.3 Mass specific clearance levels and surface specific clearance levels

3 各國放射性金屬熔煉核素分配系數(shù)

放射性污染金屬的熔煉去污已被美、德、英等國家視為處理大批量放射性污染金屬的首選工藝。

3.1 德國

德國辛北爾康普公司(SIEMPELKAMP)主營放射性金屬的熔煉[4-5]，熔煉設(shè)施包括CARLA 熔煉設(shè)施和GERTA熔煉設(shè)施。CARLA 熔煉廠主要采用3.2t中頻爐熔煉核電廠放射性污染金屬，年處理能力2 000 t/a，成品主要制備成屏蔽材料和容器。GERTA廠主要處理含天然放射性污染的廢舊金屬。1998年，辛北爾康普公司獲得營運(yùn)執(zhí)照。經(jīng)過近10年的穩(wěn)定運(yùn)行，2009年執(zhí)照批復(fù)限值有所提高。德國熔煉設(shè)施兩次執(zhí)照批復(fù)限值見表4。

CARLA熔煉廠實(shí)測獲得熔煉過程中放射性核素分配系數(shù)，見表5。分配系數(shù)給出了活化核素和裂變核素熔煉過程中在鋼錠、爐渣和粉塵中的比例，其中核素60Co熔煉釋放到大氣環(huán)境的量很小，只有1%，大部分進(jìn)入到鋼錠和爐渣中。

表4 德國熔煉設(shè)施執(zhí)照批復(fù)限值Tab.4 The license approval limit of German smelting facility

表5 德國CARLA 熔煉設(shè)施熔煉去污核素分配系數(shù)Tab.5 The decontamination nuclide partition coefficient of German CARLA melting facility (%)

續(xù)表5

放射性核素鋼錠爐渣粉塵65Zn36125214C-59595Zr2872-103,106Ru67<133125Sb954195,96Nb81172

3.2 英國

英國Studsvik廠WAC金屬熔煉設(shè)施自1987年開始進(jìn)行核電廠放射性金屬的熔煉[6]。截止2014年，該廠已經(jīng)處理碳鋼、不銹鋼27 700t，金屬鋁800t，金屬鉛400t。熔煉處理放射性污染金屬來自沸水堆、壓水堆維修活動產(chǎn)生的含活化核素Co-60、Ni-63、Fe-55的污染金屬以及核電廠燃料元件受損產(chǎn)生的含裂變核素Cs-137、Sr-90等污染金屬。

該廠的接收限值為金屬表面劑量率輻射水平<0.2mSv/h，熱點(diǎn)輻射水平<0.5mSv/h；1m處表面劑量率輻射水平<0.1mSv/h；核素平均活度濃度<500 Bq/g。

英國Studsvik廠WAC金屬熔煉實(shí)測獲得的核素分配系數(shù)見表6。

表6 英國Studsvik廠熔煉去污核素的分配系數(shù)Tab.6 The decontamination nuclide partition coefficient of British Studsvik melting facility (%)

3.3 歐盟

9月底至10月中旬，每畝茶園施腐熟餅肥100～150公斤或商品畜禽糞有機(jī)肥150～200公斤+38%茶樹專用肥(氮-五氧化二磷-氧化鉀=18-8-12或相近配方)30公斤，有機(jī)肥和專用肥拌勻后開溝15～20厘米或結(jié)合深耕施用。

歐盟委員會報(bào)告《放射性材料在有限制核設(shè)施領(lǐng)域再循環(huán)再利用》(EUR 18041)中提供了廢金屬熔煉接收限值及核素分配系數(shù)[7]。

歐盟給出的熔煉設(shè)施一般的接收限值包括輻射水平和核素的接收限值。貨包表面輻射水平<0.1mSv/h(1cm)；表面污染或金屬活化接觸劑量率<0.1mSv/h。Co-60等γ核素的接收限值<1 500 Bq/g；α核素< 100Bq/g。

表7 歐盟熔煉去污核素的分配系數(shù)Tab.7 The decontamination nuclide partition coefficient of European melting facility (%)

續(xù)表7

3.4 美國

美國WERF設(shè)施用于處理低水平β/γ污染廢物。采用功率為750kW的電磁感應(yīng)熔爐處理廢金屬。監(jiān)測結(jié)果顯示，91%～100%的Co、0～15%Cs、0～4%Sr熔煉后仍在鋼錠中[8]。

美國Scientific Ecology Group Inc (SEG)公司委托美國橡樹嶺國家實(shí)驗(yàn)室進(jìn)行放射性廢金屬熔煉。該設(shè)施自1992年運(yùn)行，采用處理能力為20t的電爐。該設(shè)施廢金屬接收限值[9]：

金屬表面接觸劑量率：<2mSv/h

Co-60：1 850Bq/g

易裂變核素 (U-233,U-235,Pu-239,Pu-241) ～ 37Bq/g

在上報(bào)美國能源部(DOE)的放射性廢金屬再利用環(huán)境影響評價(jià)報(bào)告中給出一些代表性核素的分配系數(shù)的取值范圍，見表8。

表8 美國熔煉去污核素的分配系數(shù)取值范圍Tab.8 The decontamination nuclide partition coefficient of American melting facility (%)

3.5 IAEA

1992年，國際原子能機(jī)構(gòu)(IAEA)出版的安全系列報(bào)告《核設(shè)施材料的再循環(huán)、再利用解控原則的應(yīng)用》(No.111-P-1.1)，報(bào)告對核設(shè)施產(chǎn)生廢舊金屬的熔煉再循環(huán)進(jìn)行了研究，其中有關(guān)核電廠放射性污染金屬主要核素的分配系數(shù)見表9[10]。

表9 IAEA熔煉去污核素的分配系數(shù)取值范圍Tab.9 The decontamination nuclide partition coefficient of IAEA (%)

4 熔煉分配系數(shù)選取

綜上所述，不同國家含放射性污染金屬在熔煉過程中的分配系數(shù)的監(jiān)測結(jié)果存在一定差異(見表10)，但總體上有如下幾個特點(diǎn)。

4.1 不同核素的分配系數(shù)差別較大。核素60Co、63Ni熔煉過程中的性質(zhì)相近，即絕大多核素進(jìn)入鋼錠和爐渣中，僅有少量的核素通過氣載途徑釋放到環(huán)境。核素90Sr、137Cs熔煉過程中的性質(zhì)較為相近，即絕大多數(shù)核素通過氣載途徑釋放到環(huán)境中，僅有少量核素留在鋼錠和爐渣中?？梢?，核素熔煉分配系數(shù)與核素本身的特征有關(guān)。熔煉去污對于錒系、銪、鍶、鋯等放射性同位素效果明顯，對于鐵、鎳等放射性同位素?zé)o明顯效果，在選擇熔煉分配系數(shù)時(shí)，必須重點(diǎn)關(guān)注。

4.2 同一核素的分配系數(shù)，不同國家的推薦值存在一定的差異。其中德國、英國、歐盟、IAEA給出的核素60Co進(jìn)入氣載途徑的分別為1%、0～80%、0.5%、0.5%?？梢姡琁AEA與歐盟推薦的主要核素進(jìn)入鋼錠、爐渣、粉塵的百分含量基本一致。

3 結(jié) 論

放射性污染金屬的熔煉去污是處理核電廠大批量輕微放射性污染金屬的首選工藝。在進(jìn)行核電廠放射性污染金屬熔煉二次污染物氣載釋放源項(xiàng)估算時(shí)，需要采用較為合理的核素分配系數(shù)。各國核素分配系數(shù)監(jiān)測結(jié)果表明，IAEA與歐盟統(tǒng)計(jì)的主要核素進(jìn)入鋼錠、爐渣、粉塵的百分含量基本一致，建議在源項(xiàng)估算時(shí)優(yōu)先選取。由于核素的熔煉分配系數(shù)受熔煉技術(shù)、熔煉裝置、熔煉工藝等因素的影響，因此我國在進(jìn)行核電廠廢金屬熔煉的二次污染氣載源項(xiàng)估算時(shí)，應(yīng)結(jié)合核素的自身特性以及國外的實(shí)測數(shù)據(jù)，提出合理且較保守的源項(xiàng)估算結(jié)果，為獲取熔煉設(shè)施運(yùn)行對周圍環(huán)境及人員的影響提供依據(jù)。