徐侃 熊扣紅 閆曉俊 郭喜良 徐春艷 高超

摘 要：通過對IAEA 和國內(nèi)外關(guān)于放射性輕微污染物料清潔解控管理和實踐的分析，對國內(nèi)核電廠運行產(chǎn)生的放射性污染物料清潔解控管理存在的問題進(jìn)行了思考并在此基礎(chǔ)上提出了改進(jìn)建議。

關(guān)鍵詞：核電站;輕微污染物料;清潔解控;廢物最小化

中圖分類號：TL94 文獻(xiàn)標(biāo)識碼：A

能源替代是碳中和產(chǎn)業(yè)鏈中重要的一環(huán)，核能是能源替代的重要途徑之一，在國家關(guān)于“碳達(dá)峰”、“碳中和”的工作意見中明確提出了積極有序安全地發(fā)展核電的要求。核能發(fā)展和利用過程中不可避免地會產(chǎn)生放射性污染物料，這些污染物料的安全處理構(gòu)成了核能綠色、低碳和可持續(xù)發(fā)展的重要因素。

放射性輕微污染物料的清潔解控是通過對放射性輕微污染物料的精細(xì)化分類管理，實現(xiàn)污染物料的清潔解控或再循環(huán)再利用，是實現(xiàn)放射性廢物最小化的最有效途徑，也將促進(jìn)核能的綠色生態(tài)高質(zhì)量發(fā)展。核行業(yè)可清潔解控的放射性污染物料主要有金屬、廢樹脂、廢堿渣、混凝土等，絕大多數(shù)物料具有循環(huán)再利用價值。據(jù)統(tǒng)計，核設(shè)施運行過程可解控物料的占比約為20% ～30%，而大型核設(shè)施核電廠退役過程中可作為清潔解控評估和管理的放射性污染物料，如APG（蒸發(fā)器排污系統(tǒng)）樹脂、廢空氣過濾器框架、廢棄設(shè)備/ 工器具、工作安全鞋、工作服、手套、塑料布等，占比可達(dá)80% ～90%[1-2] 。

自20 世紀(jì)初國際上公認(rèn)了建立被放射性污染的物項、設(shè)備、核設(shè)施的清潔解控準(zhǔn)則的必要性，美國和歐盟等就清潔解控概念的適用性開展了長期的持續(xù)的研究，在確定劑量準(zhǔn)則和推導(dǎo)清潔解控限值的基礎(chǔ)上，對核設(shè)施產(chǎn)生的多種物料開展了清潔解控實踐。國際原子能機構(gòu)（IAEA）對國際上清潔解控管理良好實踐結(jié)果的歸納，使得核設(shè)施產(chǎn)生的放射性污染物料的清潔解控管理得以持續(xù)發(fā)展。國內(nèi)對放射性污染物料的清潔解控也進(jìn)行了一些實踐。

本文通過對IAEA 和國內(nèi)外在放射性輕微污染物料的清潔解控管理實踐的分析，進(jìn)行了一些思考并提出了相關(guān)建議。

1 清潔解控管理的國際現(xiàn)狀

1. 1 IAEA 關(guān)于清潔解控的導(dǎo)則

IAEA 第89 號安全導(dǎo)則《輻射源和實踐的豁免準(zhǔn)則》[3] 描述了豁免的依據(jù)，即個人劑量足夠低，可免于監(jiān)管部門監(jiān)管且必須進(jìn)行輻射防護(hù)和管理控制成本方面的優(yōu)化。在此基礎(chǔ)了確定了個人年有效劑量不大于10 μSv/ a 與集體劑量當(dāng)量不大于1 人·Sv/ a 的劑量準(zhǔn)則推導(dǎo)值。1996 年的基本安全標(biāo)準(zhǔn)沿用這個概念作為豁免和清潔解控的依據(jù)[4] 。

2004 年的安全導(dǎo)則IAEA-RS-G-1. 7 規(guī)定了清潔解控活度濃度限值制定的主要放射學(xué)依據(jù)是個人年有效劑量小于等于10 μSv[5] ?？紤]可能導(dǎo)致較高輻射照射的低概率事件的發(fā)生，還使用了一項附加準(zhǔn)則，即由此種低概率事件引起的年有效劑量應(yīng)當(dāng)不超過1 mSv，皮膚的當(dāng)量劑量標(biāo)準(zhǔn)為50 mSv/ a。該安全導(dǎo)則中應(yīng)用“排除”概念導(dǎo)出了適用于天然放射性核素的活度濃度限值;應(yīng)用“豁免”概念導(dǎo)出了人工放射性核素的活度濃度限值。

該安全導(dǎo)則同時給出了通用解控限值的建立與推導(dǎo)的基本流程，即首先確定污染物料清潔解控后的可能受照情景，根據(jù)受照情景和受照途徑（如外部吸入、食入和皮膚滲透等）進(jìn)行不同受照途徑的劑量計算，并以清潔解控劑量準(zhǔn)則為輸入，推導(dǎo)不同放射性核素的清潔解控限值。對有條件清潔解控的定義為：超出了通用的解控限值，需要通過專門的評價并獲得批準(zhǔn)。

2014 年發(fā)表的基本安全標(biāo)準(zhǔn)BSS GSR-Part 3指出清潔解控水平的準(zhǔn)則是個人受照劑量，在清潔解控和豁免概念中不再考慮集體劑量準(zhǔn)則[6] 。

該基本安全標(biāo)準(zhǔn)中對清潔解控的定義為“備案或授權(quán)的設(shè)施和活動中的放射性物料或物品不再受監(jiān)管機構(gòu)的監(jiān)管控制”。這里的實踐是指“所有來自現(xiàn)存源的額外被引入的照射源、照射途徑，或被修改的照射途徑，且增加了公眾的受照可能性或被照射人數(shù)的活動”。對清潔解控水平的定義為“由監(jiān)管部門規(guī)定的，用活度濃度表達(dá)的數(shù)值，在該值或低于該值時，備案或授權(quán)實踐中的輻射源可不再受監(jiān)管控制”。因此，清潔解控應(yīng)是一個由監(jiān)管機構(gòu)規(guī)定的監(jiān)管過程。

根據(jù)2014 年基本安全標(biāo)準(zhǔn)，IAEA 于2018 年啟動了對IAEA-RS-G - 1. 7—2004 安全導(dǎo)則的修訂，修訂草案中將豁免和清潔解控分為兩個導(dǎo)則（DS 499 和DS 500）分別進(jìn)行討論，DS 500 修訂草案[7] 指出該安全導(dǎo)則將不包括豁免的內(nèi)容，被污染的非食品類商品的管理，放射性污染場址的釋放管理控制和應(yīng)急放射性廢物的管理。DS 500 修訂草案主要涵蓋了以下內(nèi)容：（1）清潔解控管理框架：描述了監(jiān)管機構(gòu)和授權(quán)實施部門的職責(zé)、清潔解控過程的管理和實施、分級方法在清潔解控中的應(yīng)用;（2）清潔解控過程：包括清潔解控流程、含多種核素物料的解控、待解控物料的表征;（3）不同物理形態(tài)物料的解控：包括固體物料解控一事一議方法的應(yīng)用、無條件解控限值的保守推導(dǎo)、表面污染和體污染解控準(zhǔn)則、清潔解控測量的實施和不確定度的考慮;液體物料清潔解控的性質(zhì)和范圍、清潔解控水平（ 活度濃度或總活度）、清潔解控概念的實際應(yīng)用案例;氣體物料清潔解控和排放概念、清潔解控概念的實際應(yīng)用案例;（4）有條件清潔解控：有條件清潔解控的放射學(xué)基礎(chǔ)、劑量準(zhǔn)則和解控限值水平;（5）其他主要內(nèi)容：相關(guān)方的參與和提高公眾理解，基于表面污染測量的放射性核素解控限值推導(dǎo)的劑量模型，小型醫(yī)療設(shè)施清潔解控概念的應(yīng)用實例，事故后廢物和物料填埋或再循環(huán)的篩選水平等。

1. 2 歐盟對清潔解控的管理

歐盟委員會（EC） 頒布實施了豁免和清潔解控的系列輻射防護(hù)（ RP） 要求，1996 年的理事會96/ 29/ 號指令《制定保護(hù)電離輻射對工人和公眾健康造成風(fēng)險的基本安全標(biāo)準(zhǔn)》提出了為滿足豁免要求的活度濃度和總活度限值，提出監(jiān)管部門制定清潔解控限值的劑量準(zhǔn)則應(yīng)為10 μSv/ a[8] ，并列舉了各成員國使用的清潔解控水平。RP 第134 號出版物對1996 年成員國理事會關(guān)于許可和豁免概念使用情況進(jìn)行了評價[9] 。歐盟各成員國對清潔解控概念的使用存在較大的差異：法國將放射性廢物分為六大類，沒有采用清潔解控的概念，較低水平的廢物均按照極低放廢物管理;德國將放射性廢物分為四大類，對低水平以下的廢物均采用清潔解控概念進(jìn)行管理，沒有極低放廢物的定義，規(guī)定了無條件清潔解控和有條件清潔解控的適用范圍和限值要求，提出無條件清潔解控適用于所有類型污染物料，特別是建筑物、建筑碎石和場址，有條件清潔解控則適用于焚燒廢物、建筑的拆除物、金屬熔融物等。

1998—2001 年間，EC 先后出版了《核設(shè)施拆除產(chǎn)生的廢金屬再循環(huán)的推薦劑量準(zhǔn)則》（RP 第89 號出版物）[10] ，《核設(shè)施拆除產(chǎn)生的建筑物和碎石清潔解控的推薦劑量準(zhǔn)則》（RP 第113 號出版物）[11] ，《清潔解控和豁免概念的實際使用》（RP第122 號出版物第1 部和第2 部）[12-13] 。

2010 年出版的RP 第157 號出版物[14] ，對清潔解控和豁免水平的EC 體系和IAEA 體系進(jìn)行了系統(tǒng)比較，主要以IAEA RS-G-1. 7—2004 和 ECRP 第122 號出版物第1 部為參考進(jìn)行比較，比較結(jié)果如圖1 所示。由圖可以看出， EC 體系和IAEA 體系對清潔解控采用了相同的劑量準(zhǔn)則，即10 μSv/ a。二者的不同之處主要在于：其一，IAEA體系作為通用的清潔解控要求，主要按不同照射途徑進(jìn)行了考慮，而EC 體系考慮了無條件解控，金屬熔煉和建筑物的一事一議的有條件解控;其二，RS-G-1. 7—2004 推薦的固體物料通用的清潔解控限值絕大多數(shù)可滿足EC 體系清潔解控監(jiān)管要求，而安全導(dǎo)則中對天然核素和人工核素的區(qū)分和限值推導(dǎo)個別景象需要進(jìn)行修正，對通過水遷移的釋放景象需要討論。

1. 3 美國對清潔解控的管理

美國核管會（NRC）（其前身為原子能委員會，AEA）從20 世紀(jì)40 年代就開始致力于放射性輕微污染物料清潔解控導(dǎo)出的研究。1957 年AEA制訂的輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定當(dāng)物料中放射性核素低于某個值時，該物料可免于審管體系的控制，但未給出清潔解控放射性核素的具體活度濃度參考值，在隨后的補充文件中指出免于審管控制要求的申請可采取一事一議的評價方法[15] 。1964 年，美國嘗試開始建立統(tǒng)一的清潔解控標(biāo)準(zhǔn)，其范圍僅限于對放射性表面污染的考慮，沒有考慮放射性體污染、中子活化和污染的土壤，該活動持續(xù)了近20 年。20 世紀(jì)80 到90 年代，隨著受照途徑評價模式的發(fā)展以及同期美國核管會（NRC）對核設(shè)施退役監(jiān)管要求的修訂和IAEA 對清潔解控準(zhǔn)則（原來的豁免準(zhǔn)則）[3] 的制訂，NRC 研究了清潔解控的劑量準(zhǔn)則、放射性核素的表面污染和體污染活度濃度限值，并以國家標(biāo)準(zhǔn)的形式（ANSI-HPSN13. 12—1999）頒布實施[16] 。

2003 年NRC 頒布了用于核設(shè)施產(chǎn)生物料清潔解控放射性評價的NURGE-1640 系列報告[17] ，報告共分為四卷，第一卷為主報告，第二到第四卷為附錄。報告完整描述了由特定物料清潔解控所致的可能的個人年受照劑量的計算和可能的結(jié)果，解控物料包括鐵、不銹鋼、銅、鋁和混凝土等。

劑量估算考慮了86 種受照景象，每種景象考慮了清潔解控需要監(jiān)測的115 種放射性核素，并給出了這些放射性核素的清潔解控水平限值，鋼材和混凝土兩大類物料中的核素限值稍有差異，鋼材類的限值略高于混凝土。由于在解控限值推導(dǎo)時采用了更接近實際的工業(yè)實踐的參考景象，盡量減小了不必要的各種照射景象和照射途徑的保守余度。

USNRC-1640 推薦的解控水平大于IAEA 和EC 體系推薦的清潔解控限值。最終，NRC 在導(dǎo)出放射性物料解控水平的劑量標(biāo)準(zhǔn)上取得了共識，提出了“可忽略的劑量水平” 的概念，推薦固體物料清潔解控的個人劑量準(zhǔn)則為10 μSv/ a，該準(zhǔn)則與IAEA 和EC 體系保持了一致。

2 國內(nèi)清潔解控管理實踐

2. 1 相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)

截至目前，國內(nèi)豁免和清潔解控管理的基本輻射防護(hù)依據(jù)仍是《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》（GB 18871—2002）[18] ，該標(biāo)準(zhǔn)給出的豁免準(zhǔn)則和豁免水平（包括活度濃度和總活度）僅適用于1 t 以內(nèi)的小批量物料的管理，并不適用于大批量污染物料的清潔解控管理。

2009 年頒布實施的《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》（ GB / T17567—2009）[19] 規(guī)定了核設(shè)施運行和退役過程中產(chǎn)生的鋼鐵、鋁、鎳、銅等金屬污染材料再循環(huán)再利用的清潔解控水平，包括表面污染水平和體污染水平，該標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定的表面污染解控水平與GB18871—2002 中的規(guī)定一致，該標(biāo)準(zhǔn)提出的體污染水平是以再循環(huán)再利用為目的，通過不同金屬材料可能的再利用途徑，以個人劑量10 μSv/ a 和集體劑量1 人·Sv/ a 推導(dǎo)得出，這也是國內(nèi)目前有條件清潔解控管理的參考和實踐。

2011 年頒布實施的《可免于輻射監(jiān)管的物料中放射性核素活度濃度》（GB 27742—2011） 規(guī)定的可免于輻射監(jiān)管的活度濃度限值直接采納了IAEA RS-G-1. 7—2004 推薦的通用的清潔解控限值，可理解為無條件清潔解控限值[20] 。

2. 2 研究及成果

2000 年起，放射性污染物料清潔解控管理開始受到國內(nèi)廣泛關(guān)注，研究內(nèi)容包括了清潔解控限值和劑量水平[21-22] ，清潔解控標(biāo)準(zhǔn)、流程和實踐[23-24] ，退役中的清潔解控[25-26] ，核電站放射性污染物料清潔解控[2，27-29] ， 核燃料廢渣清潔解控[30] ，核醫(yī)療廢物清潔解控[31-32] 等。

通過清潔解控工作，促進(jìn)了放射性固體廢物最小化管理，受到了國內(nèi)核電廠的普通關(guān)注。秦山核電和大亞灣核電較早啟動了報廢空氣過濾器金屬框架和蒸發(fā)器排污系統(tǒng)（APG）廢樹脂的清潔解控工作，論證結(jié)果得到了國家監(jiān)管部門的審評認(rèn)可。經(jīng)過近十余年的探索和實踐，已建立了廢空氣過濾器金屬框架和APG 廢樹脂清潔解控管理流程，且在國內(nèi)多個核電廠得以推廣應(yīng)用。由于工作服、工作鞋、安全帽、廠房建筑物等物料的污染水平低、來源清楚、污染源項基本清晰，近年來，清潔解控的對象也逐步擴展至這些物料。隨著我國核電單臺機組放射性固體廢物產(chǎn)生量的設(shè)計值和管理目標(biāo)值逐步優(yōu)化，對輕微污染物料的清潔解控作為固體廢物的減量化的一條有效途徑將受到越來越多的關(guān)注和研究。

近十年來，國內(nèi)核電廠開展了廣泛的放射性污染物料清潔解控實踐，也取得了一些較好的管理經(jīng)驗：

（1）放射性輕微污染物料清潔解控主要依據(jù)GB 27742—2011 規(guī)定的清潔解控限值，對待解控物料需要開展輻射水平測量，清潔解控符合性評估，清潔解控申請。申請報告和文件的內(nèi)容應(yīng)至少包括廢物來源及特性、解控標(biāo)準(zhǔn)依據(jù)、測量方法及結(jié)果、質(zhì)量保證、解控流程及相關(guān)附件。待獲得解控批準(zhǔn)后，實施清潔解控。

（2）對不同核設(shè)施不同類型的污染物料，解控評估和申請基本采用了“一事一議” 的方法，截至目前已建立了包括蒸發(fā)器排污系統(tǒng)（APG）廢樹脂和廢空氣過濾器金屬框架在內(nèi)的不同物料的清潔解控流程[2] 。通常在污染物料第一次清潔解控申請時，清潔解控流程作為解控申請文件的組成部分獲得批復(fù)。

（3）自核電廠啟動APG 廢樹脂和廢過濾器金屬框架清潔解控實踐工作以來，放射性清潔解控評估的物料類型已開始擴展到工作服、工作鞋、安全帽、廠房建筑物、廢油和廢有機溶劑等多種類型。

3 思考和建議

從廢物最小化角度出發(fā)，國內(nèi)已有較多的清潔解控管理實踐，特別是核電廠運行產(chǎn)生污染物料的清潔解控管理。但與國際相比仍存在較明顯的差距，還需結(jié)合國內(nèi)實際情況，參考國際最新的管理標(biāo)準(zhǔn)要求，持續(xù)關(guān)注和開展放射性污染物料清潔解控的研究和實踐。

（1）放射性污染物料清潔解控的關(guān)鍵是采用合理、有效的放射性輻射水平測量方法，獲得足夠可信的用于清潔解控符合性評估的核素活度濃度結(jié)果。國內(nèi)目前輻射測量包括現(xiàn)場污染水平和劑量率測量，以及采樣核素活度濃度分析，均是人工操作，輻射測量任務(wù)重、周期長，無法使暫存的待解控物料及時得到放行。隨著輻射測量技術(shù)的不斷提升，有必要盡快開展輕微污染物料活度判定快速測量技術(shù)和特定廢物流中放射性核素活度相關(guān)性估算方法的研究和應(yīng)用。

（2）國內(nèi)目前已有多年的核設(shè)施運行輕微污染物料清潔解控的實踐，形成了多種污染物料清潔解控的流程并部分得以推廣應(yīng)用，但比較國際上清潔解控管理安全要求的新進(jìn)展，國內(nèi)對清潔解控安全管理的標(biāo)準(zhǔn)化研究還有較大差距，有必要參照國際標(biāo)準(zhǔn)體系，結(jié)合國內(nèi)已有實踐研究并形成不同類型污染物料清潔解控規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)體系。

（ 3）IAEA-RS-G-1. 7—2004 修改稿中新增了針對以填埋處置、回收、再循環(huán)再利用為目的的有條件清潔解控的放射性依據(jù)和解控限值內(nèi)容，以及清潔解控概念對液體和氣體的適用，這些在國內(nèi)目前僅有極少數(shù)的實踐，且解控審管采取了保守處理的方式。有必要緊跟IAEA-RS-G - 1. 7—2004 的修改成果，補齊國內(nèi)清潔解控的短板或不足。

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