麻錦琳,侯輝娟,熊章輝

(中國核電工程有限公司,北京100840)

淺談低放廢水處理設施退役的環(huán)境影響評價

麻錦琳,侯輝娟,熊章輝

(中國核電工程有限公司,北京100840)

本文針對我國核設施配套的低放廢水處理設施退役階段環(huán)評工作的重點和難點進行了論述,針對該類設施退役過程中的主要環(huán)境影響因子及其評價標準,通過工程分析和可能的環(huán)境影響后果預測,總結(jié)了一套適用于同類工程退役階段環(huán)境影響評價的方法,可以為同類工程提供參考。

低放廢水;核設施;退役;環(huán)境影響;篩選模式;劑量評價

根據(jù)《中華人民共和國放射性污染防治法(2003年6月)》,核設施是指核動力廠(核電廠、核熱電廠、核供汽供熱廠等)和其他反應堆(研究堆、實驗堆、臨界裝置等);核燃料生產(chǎn)、加工、貯存和后處理設施;放射性廢物的處理和處置設施等。核設施營運單位應當在申請領取核設施建造、運行許可證和辦理退役審批手續(xù)前編制環(huán)境影響報告書,報國務院環(huán)境保護行政主管部門審查批準;未經(jīng)批準,有關部門不得頒發(fā)許可證和辦理批準文件?？梢?退役是核設施全壽期管理的最后一個重要環(huán)節(jié),而退役階段的環(huán)境影響評價則是核設施退役實施的必要前提條件之一。

我國的很多核電廠、研究堆、核燃料后處理設施等都配套建設了低放廢水處理設施,目前已經(jīng)有一些完成了生產(chǎn)運行任務,面臨退役。低放廢水處理設施的營運單位需取得退役許可證,必須委托有資質(zhì)的環(huán)評單位開展退役階段的環(huán)評工作。根據(jù)《中華人民共和國環(huán)境影響評價法》和《建設項目環(huán)境影響評價資質(zhì)管理辦法》,我國的建設項目環(huán)境影響評價實施“分類管理、分級審批”制度。核設施選址、建造、運行和退役等各階段的環(huán)境影響評價均由國家環(huán)保部審批,并且營運單位必須委托登記在“核工業(yè)”類別的環(huán)境影響評價機構(gòu)開展相應評價工作。到目前為止,我公司已經(jīng)編制了多個核設施的退役階段環(huán)評報告,積累了寶貴的經(jīng)驗。

本文將主要圍繞筆者參與的某項低放廢液處理設施的退役階段環(huán)評為例來開展論述。由于我國目前還沒有專門針對核設施退役階段的環(huán)境影響報告書格式與內(nèi)容要求,因此我們在編制類似項目的環(huán)評報告時,主要參考《NEPA-RG1核電廠環(huán)境影響報告書的內(nèi)容和格式》的相關要求。

1 低放廢水處理設施退役方案

根據(jù)GB 9133《放射性廢物的分類》,濃度小于或等于4E＋06 Bq/L的放射性液體屬于低放廢液。低放廢液處理設施的主要功能就是將大型核設施產(chǎn)生的低放廢液通過蒸發(fā)、過濾、離子交換等手段,處理到滿足國家排放標準的水平之后將達標廢液排放到環(huán)境。

IAEA把退役分為三種策略:立即拆除、延遲拆除和就地埋葬,具體核設施的退役策略選擇取決于設施的類型、地理位置、場地使用、與其他共處設施的關系等許多因素,并且不同國家的退役策略也各有不同。本文所述的低放廢水處理設施采用蒸發(fā)方法處理廢水,由于已經(jīng)使用了數(shù)十年,其處理設備(主要蒸發(fā)器)等已經(jīng)不再可用,但仍需要承擔處理任務,故退役的目的是將處理設備、管道拆除,將廠房清理去污之后,重新安裝新的處理工藝系統(tǒng)。因此,其退役的終態(tài)為有限制使用,退役方案分為前期準備階段、清洗去污階段和最終拆除階段。

(1)前期準備階段:在退役方案制定之前,首先對初步源項進行調(diào)查,并對廠址特性進行鑒定,申請許可,籌措經(jīng)費。同時做好設備及工器具準備,對人員進行培訓,對通風、照明等輔助系統(tǒng)進行整治。

(2)清洗去污階段:經(jīng)過初步的清洗和去污,一些設備可以先行拆卸,如控制臺、辦公設備等。

(3)最終拆除階段:這個階段的主要工作是拆除系統(tǒng)和設備,清理廠房,對可降級或準備解控的物項進行深度去污,并開展終態(tài)放射性特性調(diào)查。

退役源項調(diào)查是開展后續(xù)退役設計和開展環(huán)境影響評價的基礎,對制定退役方案的科學性、經(jīng)濟性和安全性具有重要意義,是核設施退役過程中重要的一環(huán)。因此,退役前期準備階段的源項普查工作尤為重要。在開展源項調(diào)查時要結(jié)合工程項目的具體特征,并依據(jù)《后處理廠退役源項調(diào)查取樣技術(shù)準則》(EJ/T 1193—2002),通過對設施的建/構(gòu)筑物、系統(tǒng)和設備取樣以及直接現(xiàn)場測量等方法,全面掌握退役現(xiàn)場的污染水平和輻射場情況,并編寫一份“退役初始階段特性調(diào)查報告”,作為后續(xù)工作的基礎。

退役過程最重要的一項工作就是根據(jù)設施的特點和現(xiàn)狀,制定切實可行的退役方案。對于退役后仍作為輻射工作場所的低放廢水處理設施而言,退役路線通常為:放射性特性調(diào)查→退役前期整治→舊系統(tǒng)、設備拆除→廠房清理→退役終態(tài)放射性特性調(diào)查→有限制開放。其中前期整治主要是針對通風、照明、淋浴間等,確保其在退役過程的可用性和可靠性。在系統(tǒng)、設備拆除是核設施退役的主要工作內(nèi)容之一,作業(yè)現(xiàn)場需要對大型設備進行解體、切割,同時會產(chǎn)生一定量的放射性氣溶膠。退役方案中需要采取必要的措施防止污染擴散,以減少對環(huán)境的影響,主要的措施如下:

·退役前對設施的進排風系統(tǒng)進行必要的整治,合理控制各區(qū)的氣流方向;

·設備拆除過程中盡可能采用冷切割機具,現(xiàn)場并配備局部排風裝置,以減少污染物的擴散;

· 合理安排各系統(tǒng)的拆除順序,避免不同物項交叉污染;

· 拆除后的廢物就地進行檢測、分類,可解控的廢物送統(tǒng)一場地經(jīng)測量解控,其余視情況進一步處理處置或直接送至有資質(zhì)的處置管理設施。

對于退役后仍作為輻射工作場所的項目,拆除和清理工作的表面污染控制水平建議達到《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》(GB 18871—2002)中監(jiān)督區(qū)水平:α表面污染小于0.4 Bq/cm2,β表面污染小于4 Bq/cm2。而對于那些退役后達到無限制開放水平的項目,則需要按照IAEA文件WS-R-3的要求和WSG5.1的指導進行評價,其終態(tài)殘留土壤的水平,通常根據(jù)退役設施的具體情況,并參考《擬開放場址土壤中剩余放射性可接受水平規(guī)定(暫行)》(HJ/T 53—2000)來確定。待拆除和清理工作全部結(jié)束,需對殘留放射性進行終態(tài)放射性特性調(diào)查,以判斷退役結(jié)果是否符合管理目標值要求,最終應形成一份“終態(tài)特性調(diào)查報告”。

2 環(huán)境現(xiàn)狀調(diào)查與評價

環(huán)境影響評價的首要任務是確定現(xiàn)狀調(diào)查和影響預測評價的范圍。根據(jù)《輻射環(huán)境監(jiān)測技術(shù)規(guī)范》(HJ/T 61—2001)和《環(huán)境影響評價技術(shù)導則 大氣環(huán)境》(HJ 2.2—2008)等,考慮到低放廢水處理設施退役過程向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)較小,因此氣態(tài)途徑的評價范圍通常取以設施排風口為中心,半徑5 km的圓形區(qū)域。

通?？刹捎脤嵉卣{(diào)查和調(diào)研統(tǒng)計年鑒等公開資料,獲取調(diào)查范圍內(nèi)的人口、土地利用、工業(yè)、交通運輸?shù)拳h(huán)境現(xiàn)狀資料。我國的核設施基地通常都設有自動氣象站和環(huán)境監(jiān)測大綱,可以提供多年的氣象觀測數(shù)據(jù)和環(huán)境監(jiān)測數(shù)據(jù)。

3 環(huán)境影響預測與評價

我國目前尚沒有專門針對核設施退役階段環(huán)評的評價準則,類似項目的環(huán)評主要依據(jù)《核動力廠輻射防護規(guī)定》(GB 6249—201)和《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》(GB 18871—2002)中的相關規(guī)定,即:

——任何廠址的所有核設施向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)對公眾中任何個人造成的有效劑量,每年必須小于0.25 mSv的劑量約束值;

——對于獲準的實踐或源退役所造成的持續(xù)照射,其劑量約束應不高于該實踐或源運行期間的劑量約束。劑量約束值通常應在公眾照射劑量限值的10%～30%(即0.1 m～0.3 mSv/a)的范圍之內(nèi)。

——對于實踐終止后廠址開發(fā)的準則,IAEA導則WS-G-5.1中明確了關鍵組公眾輻射照射最優(yōu)化劑量約束值取值范圍為10μSv/a～0.3 mSv/a。

退役過程產(chǎn)生的各類固體廢物都送至有資格的收貯單位,廢水經(jīng)處理、監(jiān)測達標后集中排放,殘留放射性廢液經(jīng)水泥固化處理后,最終進行安全處置,均不會直接對環(huán)境造成影響。因此,低放廢水處理設施退役過程的排放源項,主要是指退役過程中釋放到環(huán)境中的放射性氣體(氣溶膠)。氣載排放源項主要結(jié)合初始源項調(diào)查數(shù)據(jù)和退役方案進行估算,需要考慮一定的保守性。此外,還需要針對通風過濾器失效情況開展環(huán)境風險評價,并對噪聲等非放射性特征污染物開展預測評價。

由于低放廢水處理設施退役過程的氣載排放源項較小,在確定其退役過程的劑量約束值時需要結(jié)合其所屬的科研/生產(chǎn)基地的劑量約束值分配情況,通常選取0.01 mSv/a作為退役工期內(nèi)的公眾劑量約束值,即:由放射性釋放所造成的公眾最大個人有效個人劑量不應超過0.01 mSv/a。對于通風過濾器失效的情況,選取0.1 mSv作為單次事故的公眾劑量控制值。劑量后果評價預測通常采用二級篩選模式即可,該模式不考慮煙羽抬升,輻射劑量計算采用基本劑量模式,不分年齡組,只計算成人所受到的有效劑量。計算中考慮的照射途徑包括:空氣浸沒外照射、地面沉積外照射、吸入內(nèi)照射和食入內(nèi)照射。篇幅所限,本文不再對該模式展開詳細論述。

以筆者參與的幾項低放廢水處理設施退役工程為例,為期2年左右的退役過程,全程向環(huán)境釋放的氣載放射性流出物總量約在105Bq的量級,對評價區(qū)域內(nèi)的公眾個人造成的最大輻射劑量約為10－5μSv/a的水平,遠小于 WS-G-5.1所建議的最優(yōu)化約束值的下限(10μSv/a)。相比天然輻射本底,類似核設施的退役過程對公眾造成的輻射影響基本都是可以忽略不計的。在退役過程發(fā)生通風過濾器失效事故的情況下,周邊公眾個人所受到的最大有效劑量約在10－2μSv/a的水平,可見其環(huán)境風險是非常微小的。

4 結(jié)論與建議

本文從低放廢水處理設施的工程特點和退役方案等方面,分析了類似核設施退役階段環(huán)境影響報告書在源項普查、退役方案等方面需要重點開展的工作,并給出了類似項目的環(huán)境影響后果?？梢钥闯?該類項目退役過程對周邊環(huán)境的影響是極小的,遠低于天然輻射本底水平。

從建立健全文件體系方面,我們建議國家相關的行政主管部門盡快制定適用于核設施退役階段環(huán)境影響報告書的格式與內(nèi)容要求。對于低放廢水處理設施等放射性水平較低、退役過程對環(huán)境可能造成的影響極小的核設施,我們也希望相關主管部門能夠出臺相應的簡化評價和審批流程。

[1] 核設施退役中幾個值得重視的問題,《輻射防護》,2002年,羅上庚．

[2] IAEA.Methods for the Minimization of RadioactiveWaste from the Decontamination and Decommissioning of Nuclear Facilities．IAEA Technical Reports SeriesNo．401．Vienna,2001．

[3] IAEA．非反應堆核設施的退役．孫東輝等譯.IAEA TECDOC2386,1996．

[4] IAEA.WS-R-3 Remediation of Areas Contaminated by Past Activities and Accidents,2003．

[5] IAEA.WS-G-5.1 Release of Sites from Regulatory Control on Termination of Practices,2007．

iminary Analysis of the EIA Process for the of the EIA Process for the Low-level Radioactive Liquid Management Facilities During Decommissioning Phase

MA Jin-lin,HOU Hui-juan,XIONG Zhang-hui
(China Nuclear Power Engineering Co．,Ltd．,Beijing 100840)

The emphases and difficulties existing in environmental impacts assessment of low-level radioactive liquid management facility in cooperation with nuclear facilities during decommissioning stage are dissertated in this paper．According to the main environmental impacts factors and assessment standards,a method available to assess environmental impacts of decommissioning stage is summarized by project analyses and potential environmental impacts prediction and can provide a reference for same kind projects．

Low-level radioactive liquid;Nuclear facilities;Decommissioning;Environmental impacts;Screening mode;Dose assessment

TL943

A

0258-0918(2016)01-0269-04

2015-7-7

麻錦琳(1979—),女,碩士,研究生,高級工程師,現(xiàn)從事環(huán)境保護與環(huán)境影響評價方面研究