某γ辐照装置退役去污过程简述

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1、某V辐照装置退役去污过程简述［摘要］本文分阶段简述了某辐照装置的退役去污过程，主要包括退役前源项调查、退役去污中废旧放射源倒源处置、去污工程实施、废弃物处置、退役过程中辐射测量等问题。［关键字］辐照装置源项调查退役去污废弃物处置［中图分类号］X324［文献码］B［文章编号］1000-405X(2013)-3-193-2四川省某研究院始建于1962年，长期从事辐照加工与科研工作O2009年经前期调查准备，制定详细的退役计划后,四川辐射站开始实施退役工作。1前期准备工作1.1源项调查分析本项目退役60Co放射源共228枚，总出厂活度为2.25X1016Bq,退役

2、时总活度约为3.15X1015Bqo60Co半衰期为5.27a,通过衰变放出能量高达315keV的高速电子成为60Ni,同时放出两束主要能量为1.33MeV和1.17MeV的Y射线，在放射性核素毒性分组中属高毒组。经多次现场查勘和监测并查相关历史运行资料，该院需退役的3个辐照场、1个放射源暂存库以及周边排水系统基本情况如下：1#辐照场采用旱井式屏蔽，尺寸为＜bO.05mXh2.26m,已长期停用，现在处于停用闲置状态。迷道、井口及井底的Y剂量率和a、B表面污染监测结果为正常水平。场前有一长6.OmX宽1.5mX深3.0m水池，池水无放射性污染，池内底泥有轻微

3、放射性污染。2#辐照场设计装源活度10万Ci,辐照室为圆柱形钢筋混凝土结构，建成之初为旱井式屏蔽，1985年改为水井式屏蔽，水井为圆柱形，尺寸ei.5mXh5.0m,井内水位4.8m,贮水量约为8.5m3o退役时装源49枚，源强2.2万Ci。迷道、井口及井底的V剂量率和a、B表面污染监测结果为正常水平。井内水质清澈透明，井底有少量尘埃，水井外壁为不锈钢防水钢板，中间为1次性连续浇铸混凝土，内壁粘贴釉面瓷砖。3#辐照场设计装源活度50万Ci,辐照室为方形钢筋混凝土结构，采用水井式屏蔽，尺寸长3.OmX宽加X深7.5m,退役时装源197枚，源强18万Cio其中有

4、18枚60Co放射源（约8万Ci）需转移至该院新建辐照场内。井口Y辐射剂量率为环境本底水平，东迷道个别点位Y剂量率及表面污染水平偏离正常水平。井内水位7.0m,水量约42m3,水质清澈透明，井底有少量淤泥。该院3#辐照场于1977年投入运行。建成后投入运行的第一批国产放射源191枚，出厂活度为3.601TBq,运行一段时间后经水质检测发现贮源井内水的放射性比活度较高。后经调查发现，产生贮源井水活度较高的原因是该批次放射源外包壳有破损。因2#辐照场贮源井补水设备、倒源工具、和放射源排列调整与3#辐照场共用一个系统，导致其水质情况与3#辐照场内相似。1979年至

5、2002年，该院在相关监测、管理部门的监督指导下分别对2、3#场内水质问题进先后行了四次处理，最终成功清除该事故造成的污染影响。1.2辐照场内外辐射环境质量监测退役工作开始前，对该院拟退役辐照场所的内外环境以网格布点进行了Y辐射吸收剂量率监测和井水中总B比活度检测和60Co核素分析，并查看历史运行监测数据，判断辐照场运行40多年以来的对外污染扩散水平，以确定场内外环境去污热点。1.3环境影响评价本次退役去污工作，在开始实施前制定了实施方案，并组织开展了环境影响评价。环评文件根据国家相关法律法规、技术标准对放射源的倒装和运输方案、去污处理措施及项目风险进行了分

6、析评价。明确了项目退役级别和退役工作的主要内容，并对项目去污工作所采用标准限值进行了核算⑴。2退役过程简述在项目退役经过环评论证并根据退役内容制定详细的退役实施方案和应急预案后，开始实施退役工作。具体退役工作简述如下：2.1废旧放射源退役回收整个放射源收贮过程，包含铅罐的设计和生产、倒源、倒源后的现场监测、运输线路的选择、源的运输监督监测、入库管理等多个环节。铅罐的设计制作由中国工程物理研究院完成，共制作铅室9个（备用1个），单个铅室的重量约为3.0to矩形贮源提篮共12个，每个提篮的盛源量为9〜25枚。在倒源过程中采样水下录相、水下V辐射监测仪等仪器，确保

7、井水内已无放射源存在，达到倒源预定目标；确保在整个倒源回收过程不产生新的放射性污染物。本次共退役60Co放射源228枚，全部安全运抵我省城市放射性废物库暂存，并由该库负责承担放射源向最终处置场的转移处置。2.2贮源井水的处置对贮源井水进行总B及60Co核素含量分析监测，监测结果表明，1#、2#、3#场井水及1#场前水池内水的总B放射性及60Co核素含量达到国家标准的要求，可以直接排放。在排放前，就排放沟渠走向、最终排入载体等进行考查论证,评价水体排放可能引起的环境辐射影响。确保排放水不对周边环境造成影响，并沿预定路径顺利排往预定地点。2.3场内去污首先对3个

8、辐照场空气中Y吸收剂量率水平进行普查,并重点对各贮源