1、第 48 卷第 2 期2023 年 2 月环境科学与管理ENVIONMENTAL SCIENCE AND MANAGEMENTVol.48 No.2Feb 2023收稿日期:2023 02 17基金项目:河北省重点研发计划项目(项目编号:21373806D)作者简介:李元岗(1985 )，男，硕士，高级工程师，研究方向:核工业环保设计与环境影响评价。文章编号:1674 6139(2023)02 0173 06城市放射性废物库辐射环境影响研究李元岗，刘颖，苏晓书，冀东，孙娟(中核第四研究设计工程有限公司，河北 石家庄 050021)摘要:城市放射性废物库是保障核技术利用放射性废物安全贮存的重要公
2、益性环保设施。为合理估算城市放射性废物库辐射环境影响，评估职业工作人员及公众的受照剂量，以某省新建城市放射性废物库为例，开展辐射环境影响剂量计算。结果表明，职业工作人员与公众最大年有效剂量均满足标准要求。从辐射屏蔽、放射性工作场所分区、人流物流控制、通风措施及辐射监测等方面，阐述了城市放射性废物库的辐射防护措施。为城市放射性废物库的辐射环境影响分析与辐射防护提供借鉴。关键词:城市放射性废物库;辐射环境影响;辐射防护;环境影响评价中图分类号:X34文献标志码:AEnvironment Impact of adiation from Urban adwaste epositoryLi Yuanga
3、ng，Liu Ying，Su Xiaoshu，Ji Dong，Sun Juan(The Fourth esearch and Design Engineering Corporation，CNNC，Shijiazhuang 050021，China)Abstract:The urban radwaste repository is an important public welfare environmental protection facility to ensure the safe stor-age of radioactive waste used in nuclear techno
4、logy In order to estimate the radiation environmental impact of urban radwaste reposi-tory reasonably and assess the exposure dose to occupational staff and the public，this paper took a new built urban radwaste repos-itory in a province as an example to calculate the radiation environmental impact T
5、he results showed that the maximum annual effec-tive dose of occupational staff and the public met the standard requirements The radiation protection measures for urban radwaste re-pository were expounded from the aspects of radiation shielding，radioactive workplace zoning，people flow and logistics
6、control，ventilation measures and radiation monitoring It provided reference for the analysis of radiation environmental impact and radio pro-tection of urban radwaste repositoryKey words:urban radwaste repository;radiation environmental impact;radioprotection;environmental impact assessment前言城市放射性废物
7、库(简称放废库)是保障核技术利用放射性废物安全贮存的重要公益性环保设施，其运行过程中对环境、公众及职业工作人员产生的辐射环境影响备受关注。陈德育等认为由于放废库内废源包装陈旧、信息不全等原因，存在产生放射性污染的风险，并从管理角度提出了防止污染的对策和建议1。何岱开展了某企业中子源库的辐射环境影响估算分析，介绍了中子源库的辐射环境剂量估算模式2。周文明等采用伯杰公式对某公司存放60Co 和137Cs 的放射源库进行了屏蔽计算3。上述学者主要对存贮单一类型放射源的企业放射源库的辐射环境影响开展研究，针对放废库的辐射环境影响分析尚未见报道。以某放废库为例，通过源项分析确定等效源强，合理估算其辐射环
8、境影响，评估工作人员及公众的371第 48 卷第 2 期2023 年 2 月李元岗等城市放射性废物库辐射环境影响研究Vol.48 No.2Feb 2023受照剂量，并提出相应的辐射防护措施，为放废库的辐射环境影响分析与辐射防护提供借鉴。1放废库概况及源强分析1 1放废库概况某省放废库为单层库房，有效库容1 000 m3，设计使用期限 50 年。放废库库坑采用半地下式坑，地下 1 7 m、地上 0.8 m，主要布置废物贮存区、废物装卸厅、排风机房、控制室和更衣间等。放废库仅用于放射性废物(源)贮存，不设废物处理和整备装置。废物贮存区共设有贮存坑 32 个，贮存坑均为钢筋混凝土结构，库坑外壁厚为
9、30 cm，库坑内壁厚为25 cm。废物贮存区空间以库坑盖板为界分成上下两部分，盖板以下为废源及废物贮存坑、排风风道，盖板以上为吊运大厅。库坑上搭盖钢筋混凝土盖板，采用正“T”和倒“T”型楔边盖板样式，库坑盖板厚度为 30 cm。放射性废物(源)包装容器为 200 L 或 50 L 标准废物桶。放废库配备一套起重量为 5t 的遥控电动双臂梁行吊装置，用于吊运库坑盖板和废物桶。1 2废物源项根据该省核技术利用放射性废物统计结果，其来源主要为:建材、医疗卫生、工业、化工、电力、地质、石油、煤炭和科研教学等行业，放废库收贮的放射性废物及废(旧)放射源的主要核素种类组成见图 1。根据图 1 中统计数据
10、可知，放废库中收储量较多且能量较高的核素有两种，即137Cs 与60Co。放废库共 32 个源坑，按保守情况下存储比例及分类存储原则，约需要 14 个贮源坑用于存放137Cs废源，约需要 8 个贮源坑用于存放60Co 废源，其余贮源坑用于存放其它低能量放射性废物。存储过程中采用划分存放区域且对源坑进行编号的方式存储废旧放射源，避免废源之间的叠加影响。综上所述，该图 1放射性废物及废(旧)放射源的主要核素种类组成放废库辐射源项为:8 个60Co 废源贮源坑，14 个137Cs废源贮源坑，其他坑内贮存的放射性废物由于能量很低，对环境的辐射影响忽略不计。1 3等效源强计算放废库收贮放射性废物(源)使
11、用两种包装容器:200 L 或 50 L 标准废物桶。通过检测统计得出，该省放射性废物货包表面剂量率水平为 0.08 Sv/h953 Sv/h，在此基础上，保守考虑 2 倍安全系数，采用200 Sv/h(检测最大值的2 倍取整)为限值进行等效源强计算。按照式(1)4 计算等效源强。A=Hr2 3 600 106(1)式(1)中:H 为货包表面1 m 处剂量率限值，2 102Gy/h;A 为等效源强，Bq;为空气比释动能率常数，Gym2Bq1s1，60Co:8 67 1017Gym2Bq1s1，137Cs:2 12 1017Gym2Bq1s1;r 为 等效源距货包表面的距离，200 L 废物桶中
12、心距其表面的距离为 0.45 m，50 L 废物桶中心距其表面的距离为 0.225 m。471第 48 卷第 2 期2023 年 2 月李元岗等城市放射性废物库辐射环境影响研究Vol.48 No.2Feb 2023经计算，针对单个 200 L 标准废物桶，60Co 等效源强为 1 30 108Bq，137Cs 等效源强为 5 31 108Bq;针对单个 50 L 标准废物桶，确定60Co 等效源强为 3 24 107Bq，137Cs 等效源强为 1 33 108Bq。针对单个库坑，包装容器采用 200 L 标准废物桶时，库坑内可采用 2 层码放，每个库坑可存放 80个，此时库坑等效源强分别为:
13、60Co 为 1 04 1010Bq，137Cs 为 4 25 1010Bq;包装容器采用 50 L 标准废物桶时，库坑内可采用 4 层码放，每个库坑可存放360 个，此时库坑等效源强分别为:60Co 为 1 17 1010Bq，137Cs 为 4 78 1010Bq。2放废库辐射环境影响分析2 1库坑盖板表面剂量率水平分析采用 MicroShield 软件进行贮存60Co 或137Cs 废源库坑盖板上方的剂量率计算，依次将整个贮存区库坑以及60Co 或137Cs 所在的几个库坑等效为体源，计算其对屏蔽体外产生的辐射剂量率水平，计算时考虑自屏蔽效果。对于241Am Be 中子源，因其采用双层外
14、壳(内层铂铑合金+外层不锈钢)包装，可消除241Am 发出的低能 射线的影响，可不考虑 外照射的辐射危害2。因此，241Am Be 中子源的外照射剂量率计算仅考虑中子的影响。采用 辐射防护基础5 中推荐公式进行库坑盖板上方的剂量率计算，见式(2)。H=1 3 1074r2Sf103(2)式(2)中:H 关注点处剂量当量率，Gy/h;S 源的中子发射率，S=y A，中子/s，其中:A 为等效源强，Bq，y 为241Am Be 中子源的中子产额，8 65 105s1Bq1;f屏蔽材料中的中子减弱因子，f=e0.088t，t为屏蔽体厚度，cm;r 等效源距关注点的距离，m。13 107 中子注量率
15、剂量当量率转换因子。经计算，库坑盖板上方剂量率见表 1。表 1库坑盖板上方剂量率计算结果污染源贮存废物方式盖板上方剂量率水平(Gy/h)60Co200 L 标准废物桶32150 L 标准废物桶318137Cs200 L 标准废物桶11550 L 标准废物桶112241Am Be200 L 标准废物桶0.22650 L 标准废物桶0.254根据表 1 可知，贮存60Co 废源、137Cs 废源和241Am Be 中子源的单个源坑盖板表面剂量率水平最高分别为3 21 Gy/h、1 15 Gy/h 和 0.254 Gy/h，满足“库房盖板正上方 0.5 m 处最大剂量率不超过20 Sv/h”的标准要
16、求6。同时，贮存60Co 废源、137Cs 废源时，包装容器采用 200 L 标准废物桶时，盖板上方的剂量率水平高于采用 50 L 标准废物桶时的剂量率;贮存241Am Be 中子源时，采用两种类型包装容器，其盖板表面剂量率水平均很低。因此，在计算放废库外围及放废库内部关注点的剂量率水平时，仅考虑库坑内存放60Co 废源或137Cs 废源，包装容器为 200 L 标准废物桶的情况。22放废库外围及放废库内部关注点处剂量率计算在计算放废库外围及放废库内部关注点处剂量率水平时，将集中贮存60Co 或137Cs 的若干个库坑作为一个等效体源进行计算，其中:60Co 库坑共计 8个，等效源强为 8 30 1010Bq;137Cs 库坑共计 14个，等效源强为 5 94 1011Bq。放废库外围及放废库内部关注点分布见图 2。571第 48 卷第 2 期2023 年 2 月李元岗等城市放射性废物库辐射环境影响研究Vol.48 No.2Feb 2023图 2放废库外围及放废库内部关注点分布图放废库外围及放废库内部关注点处剂量率计算结果见表 2。表 2放废库外围及放废库内部关注点处剂量率计算结果点位