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摘 要：针对核设施退役放射性废物处理中的问题进行分析，首先提出了聚乙烯屏蔽块表面剥离处理，主要包括：表面湿法擦拭去污，表面剥离去污；其次，研究了箱体切割解题减容处理，内容有：清洗去污再解体，对箱体进行直接切割解体处理。最后，总结了混凝土墙面剥离处理，包括：表面冲洗、擦拭去污和表面剥离处理。通过对这些内容的分析，以期为核设施退役放射性废物处理工作提供一定帮助。
关键词：核设施退役；放射性废物处理；表面剥离去污；箱体切割解题减容
对于我国核设施退役以及放射性废物处理进行分析，认为我国在这方面的技术研究起步较晚，历史遗留了相对复杂的核设施问题。我国退役治理管理技术总体水平较低，技术人员、人力资源以及利益相关者等因素均对其具有一定影响。
1 聚乙烯屏蔽塊表面剥离处理
针对某类核设施退役后，有可能产生6m3的聚乙烯屏蔽组合块，其中的β表面存在30Bq/cm2的污染。在之前的退役活动过程中，通常将这些聚乙烯屏蔽块组合当中一种最低放废物，直接放入到标准废物包装箱内，大概形成3个包装箱的废物。因为聚乙烯屏蔽组合块表面污水存在较低水平，并且多为较为松散的附着物，对其进行表面去污之后，可以将大部分表面固定污染水平降到0.8Bq/cm?以下，最终实现再利用水平[1]。
1.1 表面湿法擦拭去污
对钢丝刷进行使用，从而进行表面的刷洗和去污。经过实验，这种去污的效率较低，所产生的去污效果也不是很好，工作量也较大，对含有聚乙烯微粒去污废液进行收集和处理，较为困难。
1.2 表面剥离去污
借助点炮制等工具，进行聚乙烯屏蔽组合块进行表面的剥离，从而将表面2mm的沾污层去掉。对电动工具等进行使用，进而对聚乙烯屏蔽组合块的表面开展相应剥离实验，这样做的剥离效率较高，并且剥离表面也十分光洁。
2 箱体切割解题减容处理
当某类核设施退役过程中，可能会产生一定的箱体废物，这类箱体废物β表面的污染水平最高为9.14Bq/cm?。对其进行处理过程中，其难点主要在于内部表面所附着的重铬酸钾结晶，这样做可能会对处理人员产生一定危害。以往退役活动过程中，为了使人员安全提供保障，一般对这种箱体做出整体包装处理，进而形成一个独立的装体。但是，这种独立包装不但占用了大量贮存空间，并且不方便对其进行运输和贮存。对此，将废物减容作为基础，对箱体实施清洗去污方式，也可以直接进行机械切割解体[2]。
2.1 清洗去污再解体
对高压水或者泡沫、去污剂等，将箱内附着的重铬酸钾洁净进行去除。使用这种方式的难点在于，退役的现场并不存在含铬废液处理能力，不能对含铬放射性去污液进行科学处理。
2.2 对箱体进行直接切割解体处理
首先搭建相应的空气隔离箱，同时设置较大排量的空气净化小车，相应操作人员佩戴较为全面的防护用品，对磨机的机械式切割工具进行使用，在隔离间内，沿着箱体焊缝实施解体切割。这种方式的实施需要较大的工作量，同时有可能产生人员伤害风险。
具体实践过程中国，需要对两种方案进行综合性考量，最后使用机械切割解题方式。对这种方式进行使用，对4个箱体进行解题和装箱，减容处理效果较为明显。
3 混凝土墙面剥离处理
某核设施建筑退役时，对源项进行调查后发现，控制区的内墙和地面β表面产生的污染水平较低，大概为137.5Bq/cm?。如果对其进行直接拆除，会因为放射性污染扩散，导致全部拆除物均被污染，并且形成大量低水平放射性混凝土废物。为了防止这种情况出现，对其进行表面冲洗，并且擦去表面污渍。
3.1 表面冲洗、擦拭去污
先使用拖布，将墙地面表面上存在的污染物去除，并且使用高压水，对混凝土墙面表面进行冲洗和剥离。相关实验认为，拖布可能会导致污染出现扩散现象，实施过程中，冲洗水会将污染物带入到混凝土的深处，并且难以对这些冲洗水进行收集。
3.2 表面剥离处理
对专用混凝土墙地面进行剥离去污装置进行直接使用，针对已经测量了的污染深度混凝土墙、地面实施剥离处理。相应实验结果表明，使用这种方式的去污效率比较高，提高排风情况下，并不会出现粉尘污染情况[3]。
对实验效果进行分析，具体实践过程中，对专用剥离装置中“边测量、边逐层深入剥离”的方式，实现3个核设施建筑污染墙地面的表面剥离处理，通过这种方式，促使其均达到表面固定污染水平不大于0.8Bq/cm?。针对已经剥离下来的放射性混凝土，对其进行收集之后，将其放入到200L标准废物桶内。对其进行剥离之后，确保其表面污染水平在0.8Bq/cm以下，经过相关部门批准之后，结合非控制区内部普通工业厂房实施科学处理。
4 结语
相应单位对核设施退役工程中，使用核最小化技术，同时在最小化方面获得以下成果：预先设定生产6m3的聚乙烯屏蔽物，对其进行表面剥离之后，促使其得以有效降低。对其进行计算，预先设定其占用8m3箱体废物，采用减容处理方式，促使其降低到3m3。此外，使用放射性废物墙体表面剥离处理之后，促使废物量被降到原来的1%。
参考文献
[1]胡冬梅，张良，张永领.核设施退役放射性废物最少化实践[J].辐射防护通讯，2013，（1）：12-15.
[2]汪萍，廖运璇，刘新华，等.核设施退役中若干环境相关问题的探讨[J].核安全，2012，（1）：51-55.
[3]刘立坡，李国青，靳立强，等.我国核设施退役治理标准化现状及建议[J].辐射防护，2016，（5）：326-334.
（作者单位：中国核动力研究设计院）
关键词：核设施退役；放射性废物处理；表面剥离去污；箱体切割解题减容
对于我国核设施退役以及放射性废物处理进行分析，认为我国在这方面的技术研究起步较晚，历史遗留了相对复杂的核设施问题。我国退役治理管理技术总体水平较低，技术人员、人力资源以及利益相关者等因素均对其具有一定影响。
1 聚乙烯屏蔽塊表面剥离处理
针对某类核设施退役后，有可能产生6m3的聚乙烯屏蔽组合块，其中的β表面存在30Bq/cm2的污染。在之前的退役活动过程中，通常将这些聚乙烯屏蔽块组合当中一种最低放废物，直接放入到标准废物包装箱内，大概形成3个包装箱的废物。因为聚乙烯屏蔽组合块表面污水存在较低水平，并且多为较为松散的附着物，对其进行表面去污之后，可以将大部分表面固定污染水平降到0.8Bq/cm?以下，最终实现再利用水平[1]。
1.1 表面湿法擦拭去污
对钢丝刷进行使用，从而进行表面的刷洗和去污。经过实验，这种去污的效率较低，所产生的去污效果也不是很好，工作量也较大，对含有聚乙烯微粒去污废液进行收集和处理，较为困难。
1.2 表面剥离去污
借助点炮制等工具，进行聚乙烯屏蔽组合块进行表面的剥离，从而将表面2mm的沾污层去掉。对电动工具等进行使用，进而对聚乙烯屏蔽组合块的表面开展相应剥离实验，这样做的剥离效率较高，并且剥离表面也十分光洁。
2 箱体切割解题减容处理
当某类核设施退役过程中，可能会产生一定的箱体废物，这类箱体废物β表面的污染水平最高为9.14Bq/cm?。对其进行处理过程中，其难点主要在于内部表面所附着的重铬酸钾结晶，这样做可能会对处理人员产生一定危害。以往退役活动过程中，为了使人员安全提供保障，一般对这种箱体做出整体包装处理，进而形成一个独立的装体。但是，这种独立包装不但占用了大量贮存空间，并且不方便对其进行运输和贮存。对此，将废物减容作为基础，对箱体实施清洗去污方式，也可以直接进行机械切割解体[2]。
2.1 清洗去污再解体
对高压水或者泡沫、去污剂等，将箱内附着的重铬酸钾洁净进行去除。使用这种方式的难点在于，退役的现场并不存在含铬废液处理能力，不能对含铬放射性去污液进行科学处理。
2.2 对箱体进行直接切割解体处理
首先搭建相应的空气隔离箱，同时设置较大排量的空气净化小车，相应操作人员佩戴较为全面的防护用品，对磨机的机械式切割工具进行使用，在隔离间内，沿着箱体焊缝实施解体切割。这种方式的实施需要较大的工作量，同时有可能产生人员伤害风险。
具体实践过程中国，需要对两种方案进行综合性考量，最后使用机械切割解题方式。对这种方式进行使用，对4个箱体进行解题和装箱，减容处理效果较为明显。
3 混凝土墙面剥离处理
某核设施建筑退役时，对源项进行调查后发现，控制区的内墙和地面β表面产生的污染水平较低，大概为137.5Bq/cm?。如果对其进行直接拆除，会因为放射性污染扩散，导致全部拆除物均被污染，并且形成大量低水平放射性混凝土废物。为了防止这种情况出现，对其进行表面冲洗，并且擦去表面污渍。
3.1 表面冲洗、擦拭去污
先使用拖布，将墙地面表面上存在的污染物去除，并且使用高压水，对混凝土墙面表面进行冲洗和剥离。相关实验认为，拖布可能会导致污染出现扩散现象，实施过程中，冲洗水会将污染物带入到混凝土的深处，并且难以对这些冲洗水进行收集。
3.2 表面剥离处理
对专用混凝土墙地面进行剥离去污装置进行直接使用，针对已经测量了的污染深度混凝土墙、地面实施剥离处理。相应实验结果表明，使用这种方式的去污效率比较高，提高排风情况下，并不会出现粉尘污染情况[3]。
对实验效果进行分析，具体实践过程中，对专用剥离装置中“边测量、边逐层深入剥离”的方式，实现3个核设施建筑污染墙地面的表面剥离处理，通过这种方式，促使其均达到表面固定污染水平不大于0.8Bq/cm?。针对已经剥离下来的放射性混凝土，对其进行收集之后，将其放入到200L标准废物桶内。对其进行剥离之后，确保其表面污染水平在0.8Bq/cm以下，经过相关部门批准之后，结合非控制区内部普通工业厂房实施科学处理。
4 结语
相应单位对核设施退役工程中，使用核最小化技术，同时在最小化方面获得以下成果：预先设定生产6m3的聚乙烯屏蔽物，对其进行表面剥离之后，促使其得以有效降低。对其进行计算，预先设定其占用8m3箱体废物，采用减容处理方式，促使其降低到3m3。此外，使用放射性废物墙体表面剥离处理之后，促使废物量被降到原来的1%。
参考文献
[1]胡冬梅，张良，张永领.核设施退役放射性废物最少化实践[J].辐射防护通讯，2013，（1）：12-15.
[2]汪萍，廖运璇，刘新华，等.核设施退役中若干环境相关问题的探讨[J].核安全，2012，（1）：51-55.
[3]刘立坡，李国青，靳立强，等.我国核设施退役治理标准化现状及建议[J].辐射防护，2016，（5）：326-334.
（作者单位：中国核动力研究设计院）