羅 愷，李 洋，趙楊軍

(中國輻射防護研究院,太原 030006)

1 研究背景

核電站在運行及退役期間，由于維護、設備更換以及退役作業(yè)會產生大量金屬廢物，包括碳鋼、不銹鋼等，由于廢金屬中U、Sr、Co、Cs等放射性核素，其中廢金屬的α表面污染水平在0.8～25Bq/cm2，β表面污染水平在0.8～66Bq/cm2[1]。以上世紀八十年代退役的“四號機組”為例，退役產生的廢金屬總重約2 000t，廢金屬表面污染水平為：1.7×10-3～2.5Bq/cm2，0.33～80Bq/cm2，鈾殘留量約為11～15kg[2]。

目前對受放射性污染金屬的處理和處置方法包括：填土處理、表面去污和熔煉去污等方法。填土處理處理費用高對資源是極大的浪費，由于填土處理對環(huán)境具有潛在風險，還需要建立一套完整的監(jiān)管系統用以及時處理潛在風險。表面去污主要包括物理表面方法和化學表面去污，表面去污對于幾何形狀簡單的部件效果較好，但對滯留在金屬內部的放射性核素去污效果不佳難以達到再利用水平。

研究表明，采用熔煉去污可將金屬體積減少2～10倍，廢渣產生量僅為金屬重量的4%，對于α核素及其子體去污效率可以到達90%以上。通過熔煉去污可使實現放射性廢金屬的再利用，并大大降低廢金屬對環(huán)境污染和周圍人員的輻射危險，廢金屬熔煉簡要工藝流程見圖1。

圖1 廢金屬熔煉簡要工藝流程[3]Fig.1 Brief technological process of waste metal smelting

通過熔煉可將廢金屬中大部分超鈾元素進入到廢渣中，鑄錠中存留了54Mn、60Co、95Nb、110mAg、124Sb和125Sb等核素，鑄錠產品在核工業(yè)行業(yè)中可用以制作放射性廢物容器、處置庫或廢物貯存設施使用的混凝土鋼筋等，在歐洲已經給出放射性廢金屬再利用推薦值，但還缺乏相關指導值，希望通過研究給出我國放射性廢金屬再利用限值指導值。

2 模型介紹

放射性廢物容器主要為鋼桶或鋼箱，研究中假設核電廢金屬熔煉后的鑄錠用以制造廢物鋼桶和廢物鋼箱，采用蒙特卡洛方法進行模擬。

2.1 鋼桶模型

2.1.1 鋼桶基本模型

假定利用比活度為1Bq/g的鑄錠制作成品為LID-IIa型合金鋼桶，鋼桶主要材質為Fe，其中混有54Mn、60Co、95Nb、110mAg、124Sb和125Sb等放射性核素，γ射線能量及發(fā)射概率見表1，核素鋼桶尺寸見表2，鋼桶三視圖見圖2，鋼桶包含上下底，壁厚均為0.15cm，鋼桶內外均為空氣，其組分比例見表3。

表1 γ射線能量和發(fā)射概率Tab.1 The energy and emission possibility of γ ray

表2 LID-IIa型標準鋼桶尺寸Tab.2 The size of LID-IIa standard steel cylinder

表3 空氣組分Tab.3 Components of air

圖2 LID-IIa型標準鋼桶三視圖Fig.2 Three views of LID-IIa standard steel cylinder

2.1.2 鋼桶表面劑量測量模型

放射性廢物桶以多層并排疊放的方式放置進行表面劑量率模擬計算，廢物桶總高464cm，總寬619.3cm，放置方式見圖3。

圖3 多個LID-IIa型標準鋼桶排列方式(正視圖)Fig.3 Arrangement of multi-LID-IIa standard cylinders(front view)

放射性廢物桶表面劑量率模擬計算探測點共設4個，探測器布點見圖4。探測點位1位于頂層中間鋼桶外上側表面z軸正向100cm處；探測點位2 位于頂層中間鋼桶外上側表面z軸正向0cm處；探測點位3位于底層中間鋼桶外表面x軸正向100cm處；探測點位4位于底層中間鋼桶外表面x軸正向0cm處。

圖4 LID-IIa標準型鋼桶表面和表面100cm處劑量測量點Fig.4 Measuring point for the surface and 100cm to the surface of LID-IIa standard cylinder

2.2 鋼箱模型

2.2.1 鋼箱基本模型

假定利用比活度為1Bq/g的鑄錠制作的成品為FA-IV型合金鋼箱，鋼箱主要材質為Fe，其中混有54Mn、60Co、95Nb、110mAg、124Sb和125Sb等放射性核素，γ射線能量及射線發(fā)射概率見表1，鋼桶尺寸見表4，鋼箱三視圖見圖5，鋼箱包含上下底，壁厚均為0.3cm，鋼箱內外均為空氣，空氣組分見表3。

表4 FA-IV型標準鋼箱尺寸Tab.4 Size of FA-IV standard steel box

圖5 FA-IV型標準鋼箱三視圖Fig.5 Three views of FA-IV standard steel box

2.2.2 鋼箱表面劑量測量模型

放射性廢物箱以多層并排疊放的方式放置進行表面劑量率模擬計算，廢物箱總高401.1cm，總寬1 736.9cm，放置方式見圖6。

以前機械設計制造更依賴人力，對人力資源的消耗很大，不管是從基礎設計還是到車間生產都離不開人工作業(yè)，大企業(yè)要想獲得更高的利潤就要事先對故障、警報進行排查處理，這相應的有消耗了企業(yè)生產成本。機械設計制造自動化以后，所設計、所生產的各項環(huán)節(jié)都有了賴以維系的內部監(jiān)督系統，通過智能化監(jiān)督系統的記錄處理，能很快在最短時間內找出機械設計的故障部位和原因，自動示警就無須人工花費時間精力處理，進而對工程安全也是一重保障。

圖6 多個FA-IV型標準鋼箱排列方式(正視圖)Fig.6 Arrangement of multi-FA-IV standard steel boxes(front view)

FA-IV鋼箱劑量率計算探測器共放置8個探測點位，探測器布點見圖7。探測點位1位于頂層中間鋼箱外上側表面z軸正向100cm處；探測點位2 位于頂層中間鋼箱外上側表面z軸正向0cm處；探測點位3位于底層中間鋼箱外表面x軸正向100cm處；探測點位4位于底層中間鋼箱外表面x軸正向0cm處；探測點位5位于底層y軸負向邊界鋼箱外表面處；探測點位6 位于底層y軸負向邊界鋼箱外表面y軸負向100cm處。

圖7 FA-IV標準型鋼箱表面和表面100cm處劑量測量點Fig.7 Measuring point for the surface and 100cm to the surface of LID-IIa standard steel boxes

3 研究與分析

3.1 LID-IIa型合金鋼桶模擬結果與分析

圖8 LID-IIa型合金鋼桶表面劑量率Fig.8 Dose rate for surface and 100cm to the surface of LID-IIa standard cylinders

如圖8所示， LID-IIa型合金鋼桶上表面、側表面(a)以及上表面100cm和側表面100cm劑量率(b)，結果未考慮自吸收效應。通過模擬可知，鋼桶中Co-60對劑量貢獻最大，Sb-125對劑量貢獻最小。

模擬中考慮熔煉后鋼桶中主要包括5種對劑量率貢獻的放射性核素，其中表面有效劑量率最大貢獻值為1.94E-06Sv/h，假設所有核素貢獻值均為1.94E-06Sv/h，工作人員接觸鋼桶時間700h/a，計算可得在鋼桶表面年劑量率為6.79mSv；表面100cm處劑量最大貢獻值為3.05E-08 Sv/h，同樣假設所有核素貢獻值均為3.05E-08 Sv/h，計算可得鋼桶表面100cm年劑量率為0.107mSv。保守估計結果表明，鋼桶表面和表面100cm處劑量值均低于職業(yè)人員年有效劑量標準。

3.2 FA-IV型合金鋼箱

圖9 FA-IV型合金鋼箱表面和表面100cm劑量率Fig.9 Dose rate for surface and 100cm to the surface of LID-IIa standard steel boxes

如圖9所示，FA-IV型合金鋼箱前表面、上表面(a)以及前表面100cm和上表面100cm劑量率(b)，結果中未考慮自吸收效應。通過模擬可知，鋼桶中Co-60對劑量貢獻最大，Sb-125對劑量貢獻最小。

模擬中考慮熔煉后鋼箱中主要包括5種對劑量率貢獻的放射性核素，其中表面有效劑量率最大貢獻值為5.09E-06 Sv/h，假設所有核素貢獻值均為5.09E-06 Sv/h，工作人員接觸鋼箱時間700h/a，計算可得在鋼箱表面年有效劑量率為17.8mSv；表面100cm處劑量率最大貢獻值為6.15E-08 Sv/h，同樣假設所有核素貢獻值均為6.15E-08 Sv/h，計算可得鋼箱表面100cm年有效劑量為0.215mSv。保守估計結果表明，鋼箱表面和表面100cm處劑量值均低于職業(yè)人員年有效劑量標準。

3.3 自吸收效應

采用體源自吸收因子處理源介質自吸收的情況，體源自吸收因子是指：從源點到探測點考慮自吸收與不考慮自吸收時的輻射量的比值。

以圓柱體自吸收因子為例，可表示為：

(1)

k=h/R表示圓柱的高度與半徑之比；

p=b/R示柱源中心線(圓柱端面)到探測點距離與半徑之比。

表1中給出了鋼桶尺寸，由此計算可得圓柱源

(2)

(3)

LID-IIa型合金鋼桶中60Co產生的γ射線能量最高，其平均能量為1.25MeV，在鋼鐵中的線線衰減系數μ=5.438 5m-1，由此可以計算得到在鋼鐵中γ射線的平均自由程λ=0.183 9m。鋼桶厚度d=0.15cm，因而鋼桶厚度與γ射線在鋼桶中平均自由程的比值為：

(4)

根據李德平和潘自強院士主編的《輻射防護手冊》[4]給出圓柱源軸向自吸收因子和圓柱源徑向自吸收因子，見表5和表6。

表5 圓柱源軸向和徑向自吸收因子Tab.5 Cylindrical source self-absorption factorsof axial and radial direction

表6 柱源徑向自吸收因子Tab.6 Cylindrical source self-absorption factors of radial direction

根據計算結果，μsR=0.008 16→0，圓柱源軸向和徑向自吸收因子為1，因此厚度為0.15cm的鋼桶對γ射線的自吸收效應很小。

同理可以計算得到FA-IV型合金鋼箱對γ射線自吸收效應很小。

4 結 論

根據對LID-IIa型合金鋼桶和FA-IV型合金鋼箱模擬計算，可以得到以下結論：

4.1 根據保守計算，LID-IIa型合金鋼桶表面100cm處的職業(yè)人員年有效劑量為0.107mSv； FA-IV型合金鋼箱表面100cm處的職業(yè)人員年有效劑量為0.215 mSv；若工作人員同時操作LID-IIa型合金鋼桶和FA-IV型合金鋼箱，則工作人員所受年有效劑量為0.322mSv，低于《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》(GB 18871-2002)中職業(yè)照射5年平均劑量限值[5]。

4.2 根據保守計算，LID-IIa型合金鋼桶和FA-IV型合金鋼箱表面職業(yè)人員年有效劑量為6.79mSv和17.8mSv；若工作人員同時操作LID-IIa型合金鋼桶和FA-IV型合金鋼箱，則工作人員所受年有效劑量為24.59mSv，低于GB 18871-2002中職業(yè)人員任何一年不能超過50mSv的規(guī)定。計算為保守估計，實際操作中工作人員與合金鋼桶或合金表面距離遠大于0cm，對工作人員的職業(yè)照射年有效劑量值遠小于24.59mSv。

4.3 考慮LID-IIa型合金鋼桶和FA-IV型合金鋼箱對γ射線自吸收效應，計算表明自吸收效應很小可以忽略。

因此，核電廢金屬經熔煉為比活度為1Bq/g鑄錠制作為LID-IIa型合金鋼桶和FA-IV型合金鋼箱對年累積操作時間為700h的工作人員的職業(yè)照射有效劑量滿足國家標準。