HAF J0004-1992 预防和减轻由放射性物质释放造成的地下水污染

本文件不仅适用于核电厂，而且也适用于其他的核设施。？[第1页] ∥叫扩僦管臀鬻梦 怯 华 辖 鬻 鬻 、 鳙 ！ 西 ； ？ ’“ ‘ ！ ‘ 几 ！ 1‘v （ ‘ 、 了 ！ ’一 ‘ ” 一 一 一 ～ ～ ？ ～ ？ ～ 一 ？ ～ ？ ‘？ ， 碟 ． ． 。 一 一 一 一 ～ ～ ． ． 屿 ‘ ． 一 ． 一 一 ． J 预 防 和 减 轻 由 放 射 性 　物质释放造成的 　地下水污染 [第2页] 　　　 、 — — 一 ‘ 刖 吕 　　国家核安全局自1984年10月成立后已陆续发布了一批核安全法规 （ 条例 、 )9定和实施细 铡 ） 和导则 。 核安全法规是强制性的法律文件 。 核安全导则是指导性文件 ， 是法规的说明和 补充 。 核安全法规和导则中规定了核安全监督管理制度 ， 提出了核安全的基本要求以及建议 采用的方法和程序 ， 但在实际执行中还需要有更具体的技术上的指导 。 因此 ， 我们选择了一 部分国际原子能机构 （ IAEA ） 或其他米NO,的技术出版物作为蓝本陆续编译成核安全法规手 ‘册和技术文件 ， 供有关部门和人员参考使用 。 　　本文件是参照IAEA1988年发布的技术文件TECDOC-482“防止和减轻由放射性物A ：释放造成的地下水污染”编译的 。 原文是IAEA为支持50-SG-S7-',f则而Q制的用户细则说 碑明 ， 其内容对于我国实施核安仝导则HAF0107《 核电厂厂址选0-与水文地JA的关系 》 有很好 ： 的 指 导 作 用 。 ’ 　　本法规技术文件是国家核安全局委托核工业标准化研究所组织编译的 。 编译过程中 ， 按 照我国现有核安全法规 ， 并结合国内管理体制及在建核电厂的实际惰况作了必要的修改 。 对 本文件的应用 ， 应在遵循我国有关法规和导则基础上进行 。 如发现不妥和错误之处 ， 请予指 jE 。 　国家核安全局 一 一 九 九 二 年 四 月 六 日 [第3页] ？ ｝ 目 录 ｝ ？ ｝ I 1 　 － － 　 』 ？ ’？ 1 　 － I － － － 　 － I l － － I, I, 　 － － － － － l － － l － l ｝ 一 、 － － l ‘ l l － ？ [第4页] I、 引言和范围 　概述． 地 下 水 是 环 境 中 最 敏 感 的 组 成 孰 朴 少 一 ？ 宅7为 先 坛 ＾～J”注 委 蜘 业 ， 耘 ？ ； ～ ～ ～ ， ？ ‘． 广 。 厂 岗岩或玄武岩 ） 不同尺寸的裂缝和缝隙内部直至沉积岩和土 （ 如冲积层 ） 的大大小小孔隙 内 。 深度和位置可能严重影响岩石裂缝的性质 ， 而在沉积构造中孔隙的大小和分布在很短的 距离可能变化很大 。 上述因素说明对地下水运动的预测是困难的 。 此外 ， 地下水运动的速率 ， 低时每年几厘’ 米或高时每年几十米 ， 这使得地下水系统很容易遭到破坏 ， 因为进入地下水的污染物在很长 的时期可能继续存在 。 被污染的地下水慢慢朝着诸如井或泉的出口移动 ， 或者在很长的距离 内迁移’或煮在比较短的期间内流到人可接近的环境中去 。 应该不惜任何代价来避免地下水 的污染 ， 尤其是当地下水源是用于饮用或灌溉时这一点更重要 。 　　全世界都在努力选择这样的核电厂和核设施的厂址 ， 在那里 ， 自然条件合适 ， 并且对于？ ． 　设计基准事件不要求特别的工程措施来保护公众的健康和安全及保护环境 。 尽管有上述这些．？ 　总的趋势 ， 但遍及世界的核设施事实上位于具有不同地下条件的地区 ， 并在很宽的范围内变 　化 。 这意味着核设施不仅可能座落在象花岗岩 、 片麻岩或玄武岩的大块岩石上 ， 而且还可能． 　座落在页岩 、 砂 、 淤泥或粘土层上 。 这些地下岩层的渗透性 ， 在砂砾或断裂的岩石情况下可 　’以非常高 ， 或者在淤泥和粘土层情况下则很低 。 　　　对不同的地质条件 ， 水文地质状况呈现不同的特性 。 在潮湿地区 ， 通常存在一个或多个 　浅的蓄水层 ， 地下水与核电厂地基的接触是常见的事 。 　　　因此 、 由于放射性物质释放导致的地下水意外的污染能以不同的方式发生 ， 并且其后果 ‘可能随厂址的不同而不同 。 对于发放核电厂许可证的典型要求包括对放射性物质向地下水系 　统意外释放的评价 。 因此需进行计算以确定 （ a ） 流量与所释放的同位素半衰期的关‘系’(bj 　为把浓度降低到所关心的水平以下 ， 弥散的影响 。 作为获得低于干预水平的浓度的一种手 　段 ， 正在考虑对零释放和消除弥散的要求 。 切尔诺贝利事故突出了这样一个事实 ， 即安全分？ 　析应该包括严重释放情况 。 　　　本文件给出了释放的放射性物质到达人体的潜在途径和机理以及为预测地下放射性物质 　的特性的模拟条件方面的基本资料 。 然而本文件的主要目的是综述防止进入地下水系统污染 　暂缝厂外释放和减轻这种释放可能产生的影响的现有技术 。 由美国核管会发起或在其赞助下 ， 　整苎左行的数字模拟结果表明：预防和 （ 或 ） 减轻污染的技术可以大大延长地下水的流动 ．时间 ， 从而降低污染的迁移速率 。 这些研究结果表明了研制厂址特有的内部对策对安全分析 　的价值 ， 以及通过这些研究结果所提供的依据 ， 在厂址特殊的水文地质条件 、 释放情况和厂 　址的环境特性的基础上选择最合适的预防和 （ 或 ） 减轻污染方法的价值 。 更详细的讨论见下 文 。 1.2途径 　　来自核设施的放射性物质能够到达生物圈并导致对人的辐射照射 ， 其可能的途径之一是 　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　一一戚‘？ 遽民灶觐 [第5页] 通过地下水 。 放射性物质可能以液态 、 气态 、 固态或以三种状态的各种混合形式释放 。 由于 核设施的异常工况 ， 可能发生不同来源的泄漏 ， 例如 ， 从破裂的容器或管道泄漏的放射性浓 缩物 ， 或者是应急冷却系统中含有不同能谱的放射性核素的污染的水的泄漏 。 污染水能够渗 　入地层到达地下水 ， 并朝着居民直接饮用或为灌溉或为家蓄用水的地点迁移 。 　　几个潜在途径当中 ， 以液体形式对地下水的直接污染似乎是最严重的一种 。 通过雨水对 建筑物上或植物上沉积物的冲洗 ， 或通过雨水对沉降到地面沉积物的淋洗 ， 或通过含有值得 重视的多种放射性核素的地表水对蓄水层的污染 ， 使得放射性核素向火气的严重释放也可 以成为一种现实的途径 。 放射性物质的气载释放要完全控制在厂区范围内是很困难的 。 因 此 ， 对这种释放情况 ， 很可能只限于采取减轻措施 。 象切尔诺贝利事故情况 ， 在厂区30公 里半径以内的土受到污染 ， 要求采取补救措施 ， 并且由于地下水被污染 ， 成千的水井必须废 弃。 　　然而 ， 表土这样大量的污染本质上不过是代表了特别不利的情况 ， 从地下水污染的观点 来看 ， 这条途径可能是次要的 ， 因为细粒土 （ 即淤泥和粘土 ） 的滞留能力同砂 、 砂砾和大多 ， 数岩石相比相对要高 ， 这使向下扩散污染的可能减至最小 （ 由大雨和积雪融化表征的情况除． 外 ） 。 况且通过松散区向下的运动不可能总是导致蓄水层的污染 ， 特别是在具有高的上水份蒸 发损失总量的区域 。 另外 ， 由于多种土壤的浸析过程是一个长期过程 ， 在这一过程中 ， 只有 具有足够长半衰期的放射性核素是值得考虑的 。 　　放射性物质的蒸汽状态 ， 是由具有高蒸汽压力的放射性核素以气态形式释放造成的 ， 或者是由于液体或固体污染物一旦曝露在环境当中的蒸发造成的 。 　　众所周知 ， 直接释放到地下的大多数气体元素和化合物依自然地形扩散而返回地面 ， ’不 过可以相信 ， 严重的地下水污染不可能以这种方式发生 。 可以预料 ， 严重事故可以导致固体 物质向蓄水层渗透而后造成污染 ， 污染的速率受源的浸出率的控制 。 　　因此 ， 可以得出结论．．最大概率的严重释放导致的地下水污染很可能通过地下水与污染 掖体的直接接触发生 。 由于各种各样的厂址条件 ， 这种事件能以不同的方式发生 ， 并且其后果 可能差异很大 。 从一个厂址到另一个厂址 ， 当考虑到核设施各种不同的类型和接近生物圈的 各种不同途径时 ， 这一点变得更加明显 。 这使得人们对整个问题的复杂性和把普遍结论应用 到许多不同类型装置的困难性有所了解 。 有关水路径的更详细说明见参考资料〔l)0 　　关于潜在释放情况的有关间题在第2 S中说明 。 1.3模型 　　最终照射将主要依据以定性及定量方式变化的源 、 放射性物质的物理和化学性质 、 在厂 址区域内的土和岩石类型 、 厂址条件 ， 尤其取决于蓄水层的构造 、 流速 、 温度和水化学以及 生物圈附近的特性 。 由于以上这些原因 ， 用一般的方法来评价地下水污染的潜在影响是很困 难的 ， 因为在这样一个系统中的大多数参数是厂址特征的参数 。 　　为了预测地下水中污染物的性质和为了评价对居民的潜在照射 ， 目前通常都备有许多计 算机模型 ， 认识到这一点是很重要的 。 计算机模型使我们能够分析由地表和地下勘测所搜集 的数据 。 然而 ， ～计算机分析的结果将主要取决于已确定的系统的完整性和准确性 。 在许多情 况下 ， 计算机模型是在整个大区域内对特征进行平均 ， 并且这一结果还不能足够详细地描述 特定位置的有关特性 。 因此 ， 使用的模型要不断改进和 （ 或 ） 修改使之体现装置建造和运行 期间出现的数据方面的变化 ， 例如地基挖掘工作引起的那些变化 ， 这是很重妥的 。 此外 ， 除 ？ 2； [第6页] ？ 水质和随方向 、 随流动时间的变化外 ， 还应该仔细确定现在的和可能的用水户并纳入模型当 ？ 中 。 ， 　　实质上 ， 有些模型是很简单的 ， 在近似假定某个含水结构是均匀的和各向同性的条件 　下 ， 模型就可是一次性流过或以恒定的释放速摔为基础 。 更复杂的模型耍考虑整个地质结构 　的非均匀性和各向异性 、 弥散特性及吸附现象 。 核安全导则HAFO 107《 核电厂厂址选择与 　水文地质的关系 》 （ 参见IAEA5O-SG-S7 (2)） 中讨论了不同类型的模型 。 这方面的进一步讨 ？ 论在本文件的第3章内 。 　T.4 9防和减轻的方法 　　　正如前面所述 ， 地下水中放射性核素的迁移如果与大气或地表水路径相比 ， 则是一个相 　当慢的过程 。 在许多情况下 ， 这一特性使得放射性核素有可能衰变到对居民带来的危险被认 　为是可以接受的水平以下 。 然而 ， 在某些情况下 ， 在集中用水或大量用水的地点可能发生公 　众不可接受的污染 。 共原因可能是在厂址存在不适宜的地质和水文地质条件 ， 也可能是由于 　放射性核素的不利特性降低了土颗粒对这些核素的吸附能力 ， 或者是由于释放的放射性物质 　初始量很大 ， 等等 。 这就需要采取适当的方法把这种情况的潜在后果减至最小程度 。 　　预防放射性物质向地区地下水系统的厂外释放和在严重释放情况下减慢放射性核素运动 　速度的方法大致分为三组 。 第一组是利用阻挡层的技术 ， 用这样的方式可以防止已污染的地 　下水从人工建造的包容构筑物向外的泄漏 。 ？ 第二组方法是通过使用能动设施连续地改变地下 　．水的基本特性 （ 例如 ， 水力压头 、 地下水流速及其流动方向 ） 对地下水系统产生影响 。 第三组 　包括地面阻挡层的设计以防止来自地面释放的污染物的渗透 。 　　　目前可获得的对现有方法的评述列在t"S4*o 　1.5文件的适用范围 　　本文件不仅适用核电厂 ， 而且也适用于其他的核设施 ， ’例如乏燃料后处理工厂或浅地表 　处理场的厂址 。 但是 ， 本文件对于在深层地质结构内或在位于远离地面之下的岩石洞穴内的高 　放废物的贮藏是不完全适用的 ， 因为那里的水文地质条件可能更复杂 ， 这样就不容许使用该 　文件所论及的所有方法 。 该文件对于高放废物的深层处置场的地面设施是适用的 ， 这些地面 　设施是为了对放射性物质最终处置而进行接收 ， 暂存和包装的 。 尸般来说 ， 本文件适用于有 　下述特点的设施：(I） 处理大量液态放射性物质和放射性物质可能会从最初包容构筑物泄漏并 　’污染地下水 ， (2)沉积在地表的放射性物质能够浸出 ； (3） 地下水能与放射性物质直接接触 。 　　　虽然本文件强调的重点是核电厂产生的放射性物质 ， 但是所推荐的方法完全适用于任何 　危险物质 ， 例如有机液体和有毒物质或其它的危险物 ， 在可接近的生物圈内这些物质的存在 　可能会给公众带米健康危害以及经济损失 。 [第7页] 　2释放的特征 2.1概述 　　由于设备泄漏或操纵员差错导致的较小的 、 有限数量的放射性液体的泄漏和溢出 ， 可能 不会对操作人员或居民造成危险 。 作为规则 ， 为减小这种情况的后果的预防措施早已用于设 施的设计 ， 也在操作规程中以及在运行程序所规定的必要的纠正行动中有所体现 。 然而 ， 在 许多情况下已经发生这种溢出的地方 ， 相当大体积的土已被挖掘和移到已认可的处置场 。 发 生这种作业的地区通过混凝土路面的路缘系统的铺设使得它们更安全 。 ； 但是 ， 在大多数核设施中可能发生两种导致厂址地下水直接污染的极端倩况？ (1)储 存 在 地 下 贮 存 箱 内 的 液 体 放 射 性 废 物 的 意 外 释 放 。 ， (2） 由于堆芯过热和接着发生的燃料熔化引起的严重堆芯事故 。 可能导致污染物渗入 地下并到达下面的蓄水层 。 　　这两种情况在下文将作奥详细的讨论 。 　　应该注意 ， 对地下水迁移需考虑的事项 ， 不必考虑在这两种情况中出现的所有放射性核 素 ， 因为只有它们当中的某些核索能呈现这样的特性— —经由地下水对生物圈的污染起重要 作用 。 这些放射性核素的这种特性如下｛ 　　 （ a ） 经论证 ， 放射性核素的量值是足以使最近排放点的浓度水平超过所设计的行动限 值 。 　 、 (b ） 放射性核素应该以可溶性的 、 离子的形式存在 ， 以保证它们能容易随地下水一起 输运 （ 应注意溶解度曲线呈抛物线型 ， 在低的和高的pH值范围内m 解度高 。 这 ， 样 ， 文件中 的 溶 解 度 值 可 能 是 不 精 确 的 ） 。 　　(c ） 某些放射性核素应该有足够长的半衰期以保证它们在到达易接近的生物圈之前不 会衰变到极低的水平 。 　　(d ） 某些放射性核素应该表现较低的吸附倾向以避免在最近的释放点处滞留 。 　’在上述两种极端情况中所涉及到的一系列放射性核素中只有某些核素符合这些准则 。 从 运输能力的观点来看 ， 一个典型的放射性核素是氚 ， 它不会被矿物质阻滞 ， 它几乎具有与地 下水同样的速度移动 ， 并且它在某些废湾中的初始含量相当高 。 然而 ， 它的辐射毒性却很低 并且通常对邻近的用水户不会带来严重的危险 。 　　在具有商辐射毒性的核素中‘00Sr对大多数矿物质和岩石呈现了较低的吸附能力 。 1 ° a Ru, ' 0 0 Ru和’0Tc也 具 有 以上 特 性 ， 并已 知 它 们具 有 形 成复 杂 的 、 很 难NY*留 的离 子 和 化 合物的倾向 ， 因此它们应该被列出 ， 即使它们在源中的含量很低 。 　　在有放射性铯(Cs） 的情况下会发生相反的情况 。 它的裂变产额很高 ， 由于这一原因在 大多数释放中都会碰到它 。 但是铯离子可很好地滞留在土中 ， 从而使其在经过很长时间以后 才到达蓄水层排放点 。 　　在活化的腐蚀产物中 ， 02C 。 和60Ni有一定的重要性 。 超铀元素具有长半衰期 ， 但有5D. 好的滞留能力和相当低的裂变产额 。 在此 ， 也作为一种不太重要的源 。 [第8页] 在上述两种极端情况中涉及到的放射性核素的一些特性被概括在表1和表2中 。 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 1‘ 表1在废物箱破裂情况中涉及到的选定放射性核素的一些特性 放射性核素｝半衰期（ 年） 1 1e活度（ a)｝吸附能力（ b)辐射毒性（ c) 　 81I .’ I 12.,3 f很 高 一 无 ｝很 低 　 "Cr 　 5'Mn一 。 .85 I高 一 高 ：｝ 中 　 s'Fe 　 " C 。 一 5.3一 很 高 ‘’ ｝ 很 高 一 中 ： 　 “ Ni-8000。 一 低 一 很 高 一 低 　 "Sr｝ 29｝低 ］ 低 一 中 ｝ 高 ． 　 9 OTC｝ 21300。 一 很 低 ｝ 低 一 低 ， ？ 　 ？ 1 0 Ru｝ 1一 中 一 低 一 中 一 低 　 129工 ｝159000｝很 低 一 低 一 很 高 、 　 184Cs｝ 2.06一 高 ｝高 一 很 低 137CS｝ 33一 很 高 ！ 高 ’ 一 高 　 287 Np｝ 21.00000一 低 ｝高 一 很 高 ｝ ’ 中 　 288Pu'1 87.8｝低 ｛ 很 高 ｝ 很 高 　 28opu｝ 2440。 一 低 ｝ 很 高 ｝ 很 高 241Pu-15一 、 低 ｜ 很 高 一 中 　 24' Ani-433一 低 卜 ‘很 高 l彳 良 高 ， -2,12 Cm I 　 24'Cm-17.9｛低 ｝ 很 高 一 很 高 　 　 (a ） 放 射 性 核 素 的 特 定 活 度 是 根 据 下 列 的 分 类 表 征 的 ｛ 　 　 　 ？ 很 ？？ ？ 高？ ？ 。 （ ？大 ？v． 于 h ） 所 列 核 素 总 活 度 的 ？ ． 1哑？ 　 　 　 　 高 （ h) ..................？总 活 度 的 1%-109'0 - 　 　 　 　 中 （ M ) ...........？ .总 ........ 活 度 的 0.1%-19b 　 　 　 　 低 （ I,) .............？ .. 总 ...... 活 度 的 0.01° 0-0.1010 　 　 　 　 　 很 低 （ y. L) .....？ ..小 ....... 于 总 活 度 的 0.01010 　 　 (b ） 吸 附 能 力 是 用 表 明 放 射 性 核 v对 大 多 数 土 壤 吸 附 能 力 类 似 的 Kd方 法 （ cm 8/g) 按 照 下 列 分 类 来 表 征 的 ： 　 　 　 　 很 高 （ v.h) ...............Kd范 围 在 几 千 以 内 　 　 　 　 i (h) ..................... Kd范 围 在 几 百 以 内 　 　 　 　 中？ (m ) ？ ...................Kd范 围 在 几 十 以 内 　 　 　 　 低 （ L) .....................Kd范 围 在 几 个 以 内 　 　 (c ） 辐 射 毒 性 借 助 于 由 摄 入 路 径 进 入 人 体 的 放 射 性 核 素 的 年 摄