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摘要:熔煉去污是核電金屬廢物最小化處理的有效方法，通過熔煉獲得的鑄錠產品中已經剔除大部分廢金屬中的超鈾元素至廢渣中。我國尚缺乏鑄錠產品再利用指導值，根據歐共體廢金屬再利用推薦，作為核工業廢物容器的再利用鑄錠產品比活度為1Bq/g。以混有54Mn、60Co、95Nb、110mAg、124Sb和125Sb放射性核素的LID－IIa型合金鋼桶和FA－IV型合金鋼箱作為研究對象，采用蒙特卡洛方法計算鋼桶和鋼箱表面和表面100cm處的劑量率。經計算，鋼桶表面100cm年劑量率為0.107mSv，鋼箱表面100cm年有效劑量為0.215mSv，鋼桶和鋼箱表面劑量值均低于我國對職業人員年有效劑量標準要求?？紤]厚度為0.15cm鋼桶和厚度為0.30cm鋼箱對γ射線自吸收效應的情況下，鋼桶和鋼箱自吸收因子為1可以忽略不計。計算結果表明，熔煉后鑄錠比活度為1Bq/g的鑄錠可作為在核工業廢物容器再利用原材料。

關鍵詞:熔煉去污;表面劑量;核電金屬;蒙特卡洛方法

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2000t，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］。

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。

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。

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。

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1736.9cm。

3研究與分析

3.1LID－IIa型合金鋼桶模擬結果與分析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－08Sv/h，同樣假設所有核素貢獻值均為3.05E－08Sv/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人員年有效劑量標準。

3.2FA－IV型合金鋼箱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－06Sv/h，假設所有核素貢獻值均為5.09E－06Sv/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－08Sv/h，同樣假設所有核素貢獻值均為6.15E－08Sv/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。

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處的職業人員年有效劑量為0.107mSv;FA－IV型合金鋼箱表面100cm處的職業人員年有效劑量為0.215mSv;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》(GB18871－2002)中職業照射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GB18871－2002中職業人員任何一年不能超過50mSv的規定。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的工作人員的職業照射有效劑量滿足國家標準。

參考文獻:

［1］陳安全.鈾礦冶放射性污染金屬熔煉去污及再生利用［J］.鈾礦冶，2011，2(30):95-99.

［2］關于開展“四號機組去污、回收利用”課題研究的函［Z］.中華人民共和國環境部國家核安全局文件，(85)核安字82號，1985.

［3］王曉黎.放射性污染金屬的再利用［C］.中國核學會輻射防護分會．小型“循環經濟”學術研討會論文匯編，108-111.

［4］李德平，潘自強．輻射防護手冊［M］.北京:原子能出版社1991:308-312.

［5］GB18871-2002，電離輻射防護和輻射源安全基本標準［S］.

作者：羅愷，李洋，趙楊軍單位：中國輻射防護研究院