英國核能產業解除管制之量測作業
葉俊賢 王正忠 張柏菁
核能研究所 保健物理組
1、前言
本文譯自英國核能產業主管論壇（Nuclear Industry Safety Directors Forum in U.K.）的解除管制與豁免作業準則（Clearance and Exemption Code of Practice, 2006）中之量測原則、量測設備與放射化學分析法之取樣活度分析（Measurement Practices），為英國核能產業之核能設施解除管制產生的廢棄物的量測作業實務之指引。
國內核能設施運轉多年產生之大量極低活度放射性廢棄物，而依據德國及日本等國家之實務經驗，極低活度放射性廢棄物佔廢棄物總量的90%以上。配合行政院原子能委員會93年12月29日發布之「一定活度或比活度以下放射性廢棄物管理辦法」，各核能設施機構可依據管理辦法第四條第二項之規定，處理其累積已趨近庫存飽和量的放射性廢棄物，預期未來隨各核能電廠之運轉仍會持續產生大量極低活度放射性廢棄物，尤其在進入除役及解除管制階段時，參考國外2007年日本東海核電廠除役申請廢金屬等各種固體廢棄物約2000噸的外釋作業經驗，在外釋計畫申請核准後，廢棄物均需依據擬訂之量測程序進行量測分析，以確保廢棄物之比活度符合管理辦法的要求，再執行外釋廠外作業。
核能研究所已完成台灣研究用原子爐（TRR）之濕貯槽拆除產生之混凝土塊量測與外釋，以及完成初期部份的廢金屬固體廢棄物之外釋量測作業，其目的在對核設施系統的除役過程中，產生之放射性固體廢棄物進行分級處理，透過放射性廢棄物減量及再利用，減少後端營運成本。
2.量測原則
量測與取樣的目的在導出一個數值，依據該數值可評估大面積表面或整批大量物件的放射活度水平，並且可以與本文件的準則要求做相互比較。在技術與設備的多樣性彈性考量下，依照特殊的現場狀況去衡量與判斷選擇最佳的量測方法。而設備的使用依存於下列的項目：量測材料的物理形式、許可的平均面積與質量、材料的天然背景水平、歷史資料（來判斷污染的核種組成）、最大可忽略的活度值、量測場所的環境、人工方式的逐件量測、執行量測的時機及人工量測與自動量測的效益平衡。
2.1偵測材料的物理特性
材料的物理特性包括可被切割成適當的尺寸或容積的電線、管件、電纜等材料，基於安全理由不能直接偵測污染或擦拭的材料，及易取樣直接量測表面污染的固態狀鋼板等材料。而每一件材料的物理特性，要可以適用於一般性常使用的評估方法、監測儀器與設備、量測的尺寸。圖1及圖2分別為廢棄物現場量測方法的流程及廢棄物實驗室量測方法的流程，而圖3為廢棄物外釋量測方法的流程。
圖1 廢棄物現場量測方法的流程
圖2 廢棄物實驗室量測方法的流程
圖3 廢棄物外釋量測方法的流程
2.2許可的平均面積與質量
執行直接量測表面污染，其物件的形式需適合量測儀器的最大有效面積與特性；而執行大量的活度評估時，則使用與物件相似尺寸範圍的設備。直接量測表面污染，採取量測一個特別的面積得到一個特別的可信賴水平，由於信賴水平依存於偵檢器的面積。當規劃量測方式時，要保證其面積或體積及量測方式可被充分的執行。
2.3天然背景的水平
量測污染核種137Cs時會被高能量40K的康普吞散射干擾，在選擇偵測技術與儀器的量測前，先鑑別已存在的天然核種與其活度，含天然核種活度需＜1 Bq / g。而石膏板含有核種226Ra，在衰減平衡至214Po的過程，會產生混合的α、β、γ輻射。背景活度的影響需儘量的小，而背景活度的水平是固定的，其主要的效應是來自量測設備的背景計數率的增加，造成量測的淨活度的統計不確定度的增加。
2.4歷史資料
由歷史資料及來源可預估污染的核種，細分面積並確認相關固定比例的核種，直接量測需能確認量測到混合核種中的相關比例的其中一種核種及估計該核種的活度，並導出最大可接受的計數率，而直接量測土壤可使用大面積碘化鈉閃爍偵檢器，其代表性核種為137Cs。
使用HPGe偵檢器可取樣量測核種137Cs及其他的加馬核種，而直接量測困難核種90Sr＋90Y，則使用化學分析法。另外直接量測表面污染/平方公尺的成本低於分析單一樣品成本的1％。
2.5偵測地點的環境
環境佳的偵測地點，可避免清潔的材料被污染及得到更佳的量測品質結果與提升準確度。通常要避免在建築物內量測是有困難的，室內照明、通風及清潔條件很少有滿意的，最主要的條件是環境的背景值要穩定的。而重要的是人員可舒適的在操作量測儀器，如地板監測器的輪子可固定污染源與偵檢器距離，量測大面積範圍的表面污染。
2.6量測人員
外釋量測不同於例行輻射防護的量測，因為可被接受的殘餘放射性活度水平通常小於偵檢儀器正常操作的活度限值，一般是接近於最小可信賴水平，因此訓練新的員工執行外釋量測，優於使用例行性方法評估輻射防護量測的舊員工。新員工帶來新的概念，舊員工通常不重視符合外釋限值的重要性。員工的技術與設備的性能，這二者間的相對關係是很明確的，如果員工的技術較差，則需要有較佳的設備支援。
2.7偵測時機
提前量測會有破壞程序或廢棄物被現場其他位置來的灰塵污染帶來的風險；而延後量測樣品表面易被破壞，工人、物件與切割設備的移動會帶來活度，例如有意義活度的材料被埋藏在清潔材料中，或清潔材料中混加了有活度的廢棄物。
2.8自動與人工監測的平衡點
對於解除管制外釋作業，一般採用人工方式的逐件量測，大多數預估所有的量測結果皆近似於背景，而不易判定是否具有放射性，認為是一種無趣及無意義的量測程序。自動化流程優於大量重複量測的需求，但是自動化的量測需提供可行性的技術，增加實施量測的財物及設備，評估可以取代並優於人工量測的量測方法。
2.9最大可接受的活度
良好的技術應該有能力識別每一個樣品，並達到正確的判定該樣品可能超過量測限值的95%信心水準，應有反複的選擇適當技術的程序，以取得總成本（時間、設備、服務及員工成本）與技術品質的平衡點。期望的最大可接受的活度為選擇技術與設備的基礎，良好的選擇是所提供技術的結果為使用最小成本而達成品質的要求。
可以利用電子設定門檻能量，以減少來自背景的高能量的計數貢獻，如計測核種137Cs (662keV)時，將門檻能量設定為720keV，則可避免天然核種40K (1460keV)的計數貢獻。另外，使用碘化鈉（NaI）偵檢器來大量量測加馬射線，對能量相近的污染核種60Co (1173keV，1332 keV)與天然核種40K (1460keV)，及污染核種137Cs (662keV)與天然核種214Bi (609keV)，將不易鑑別是天然或污染核種的活度。而合理的加大偵檢器面積，可降低最大可接受活度的效應，如大面積塑膠閃爍體偵檢器，可以排除非均勻活度導致不規則變動的影響。
2.10非期望結果的反應與控管
在解除管制作業量測開始時，操作人員應充分瞭解量測作業的面積、程序和場所，在移動任何非預期的物料時，亦需符合解除管制的準則。甚至於當某些型式的廢棄物，如金屬碎片已經被判定為非清潔廢棄物，混在收集的放射性物件中，却經常能夠通過門框監測器之量測，這些原因是部份工作人員的錯誤或是無法掌握非預期變化的情況。如果產生任何非預期的輻射劑量，必需加強管理上的調查，充分的瞭解情況以及辦別此類異常情況為何會發生，並改善程序降低再度發生的機會。
3.監測設備
一般量測主要分為單位質量的活度（Bq/g）與單位面積的活度（Bq/cm2），前者量測物件的比活度可當作是否符合外釋的準則；而後者量測物件的表面污染值可當作是否符合運送的限值。
另外量測設備分為二大類，即大量與表面污染量測設備，大量的量測設備分為阿伐、貝他及加馬量測；表面污染的量測設備分為直接式阿伐表面量測、直接式可攜式貝他表面量測、直接式表面量測、X射線及低能量加馬量測、氚表面活度量測及濕性表面（不含氚）量測等類。
4.放化分析法的取樣活度分析
一般情況，活度評估之樣品需經過放射化學分析法之處理與分析。分析實驗室通常引用Bq/kg的計測結果，但是規範限值採用Bq/g的比活度。
表1 建議樣品前處理的步驟
4.1樣品收集與前處理
樣品必須預防在使用收集、維持和儲存時，會將已存在的核種的成份與形式被有意義的改變。例如：
1.揮發性核種的損失，如氚水的蒸發或氡氣的損失。
2.核種的損失，如3H和14C經由組織中的成份的生物退化。
3.核種的物理與化學性質的改變。
4.核種吸附在容器的內層表面。
5.相互交叉污染。
表1為建議固體（非生物可消化及生物可消化）樣品與液體樣品的前處理步驟。
4.2樣品尺寸
樣品分析數量的要求依持於分析需求、偵檢限制、樣品非均勻、紀錄的特殊需求等。表2及表3分別為固體及液體樣品之最小質量的要求。
表2 固體樣品之最小質量的要求
表3 液體樣品之最小質量的要求
4.2.1樣品質量的彙整與符合偵檢極限（LOD）
表2與表3為達成符合偵測極限（LOD，Limiton of Detection）之各核種群組主要的最低質量要求。然而較大尺寸的樣品被要求有更低的偵測極限，而較小尺寸的樣品的偵測極限的要求將成比例式的增加。
4.3樣品形狀
核種分析實驗室採取官方認可的方法，執行分析廣泛範圍形式的一般樣品，然而更多異常的物質經常在去污操作時，會增加分析的困難，分析實驗室應提出解決實務上的技術問題；對非標準的樣品形式，分析實驗室通常要求優先分析這類樣品，採取檢驗適合該樣品形狀的有效程序的過程，或是增加有效的討論及測試研究。
4.4樣品運送和監督鏈
分析實驗室必須先安排分析可接受活度水平的適當性的樣品，列為優先通知處理及發送的對象，並經確認所需要的完整的文件，如樣品數量、物質形式、評估活度的水平、潛在的危險和分析需求。需確認下列伴隨樣品的監督鏈的相關項目：
1.樣品的辦識數目（代表每一個樣品的唯一條碼）
2.取樣的日期（參考日期）)
3.任何特別的危險（分析實驗室討論優先處理發送的樣品）
4.分析的需求
5.樣品的前處理和完成初期準備的流程。
4.5樣品前處理
樣品在被分析前，需要一些樣品的準備形式，如實驗室應討論採取能夠影響最終結果的前處理程序及使用的方法，水樣通常含有懸浮粒子物質，其中保留許多欲被分析的核種，必須決定先過濾樣品再分析其中分離的每個成份，或是將樣品均勻化再分析其全部的成份，這些開始時選擇及決定的方法，會得到不同的分析結果；而土樣通常先經大孔徑的篩選並保留任何大型的岩屑，應記錄任何被保留的物質數量及它的報告。
4.6均勻化樣品和部份取樣
樣品必需先經過前處理將樣品均勻化，並得到足夠一次分析的微量，在未來執行様品的前處理，如乾燥或焚化的選擇，是依存於分析的需求。重要的是樣品的均勻化優先於取樣，以保證量測結果具有大量來源樣品的代表性。當一些混合的軟性廢棄物，將樣品均勻化為不合實際或不可能時，這類樣品可適當的採取完整的樣品去分析。分析化學性質相似的阿伐和貝他核種，經常可以瀝濾出整個樣品和由瀝濾出的過濾溶液，再被進一步取樣以決定個別的阿伐和貝他核種。如果量測化學性質不同之阿伐和貝他核種，不可能適用於一般性可接受的瀝濾程序，因此在每次分析時皆需要做不同的前處理與溶解技術。全部取樣做加馬能譜分析可決定整個樣品的加馬核種，而部份取樣（次取樣）是為了每次分析或每次量測部份樣品的加馬能譜分析，然後再由這些部份樣品決定整批的加馬比例，而所有的部份取樣的分析結果，皆與個別的部份樣品相關，然後再使用部份樣品的加馬核種資料，修正回這整批的樣品。
4.7樣品乾燥和焚化
樣品通常在被乾燥時會有重量的改變，即在分析前出現水成份的變化效應。乾燥對樣品在各個時期有更穩定的產出，一般使用冷凍乾燥和烘箱乾燥二種方法，冷凍乾燥可避免樣品的熱分解，然而樣品乾燥將導致損失氚水及某些其他的揮發性核種，而損失的體積則依存於被使用的方法。很多的技術需要在燃燒過程中移除有機的物質，而揮發性核種可能因燃燒的溫度而損失，例如3H，14C，35S，99Tc，103Ru，106Ru，137Cs及210Po。
4.8樣品溶解
大部份的量測阿伐或貝他核種的放化分析技術，始於樣品的溶解時期，通常包括適合樣品浸洗的酸如硝酸、鹽酸和王水。大部份的樣品溶解通常廣泛的使用氫氟酸和過氯酸。而特殊方法的選擇依存於樣品的形式、放射性核種的分析和一些對最終結果的立即有意義的效應。
4.9加馬能譜量測核種
一般使用鑑別力較佳及需要液態氮冷卻之高純度鍺（HPGe）偵檢器或計測效率較高及不需要冷卻之碘化鈉（NaI）偵檢器量測加馬能譜，加馬能譜計測系統通常量測＞40keV的光子能量，但是特別的薄窗型偵檢器能量測低能量核種如55Fe及129I。而量測加馬核種包括活化產物如51Cr、54Mn、55Fe、59Fe、60Co、65Zn、134Cs，分裂產物如131I、137Cs，錒系核種如241Am、天然U/Th系列。另外影響儀器效率因素為光子能量、晶體大小、樣品幾何形狀、樣品密度（低能量加馬）。
4.10阿伐核種量測
使用阿伐能譜儀或真空離子偵檢器量測阿伐核種，如224Ra、226Ra、230Th、232Th、234U、（235U、236U）、238U、237Np、239Pu、240Pu、236Pu、238Pu、241Am、242Cm、244Cm、252Cf；而使用氣流式比例計數器、鋅硫面障閃爍偵檢器來量測總阿伐活度。另外，能量重疊的核種如239Pu & 240Pu、235U & 236U，因為利用化學分離術分析這一類核種困難，則使用觀察個別核種的能量分支產率（%）差異以鑑別核種。
4.11貝他發射（含電子捕獲核種）
貝他發射核種包括活化產物如3H、14C、35S、41Ca、45Ca、55Fe、63Ni，分裂產物如89Sr、90Sr、99Tc、129I、147Pm及如锕系核種241Pu。使用氣流式比例計數器、GM管及碳氫面障閃爍計數器可以量測貝他活度；使用液體閃爍計數器可以量測低能量貝他核種如3H、14C、63Ni、55Fe；使用Ceren Kov計數器可以量測高能量貝他核種如90Sr＋90Y。
4.12氚的分析
氚的分析決定於樣品粒子的複雜性，分析技術的選擇依存於氚的化學形式和樣品的形狀，對於水溶液樣品蒸餾法通常使用純化的微量水來優先分析氚，該已被鹼性化微量的水優先被蒸餾，可防止揮發性核種在蒸餾中被蒸餾出。對於固體的樣品則使用一種量化的方法，樣品可在水中被浸洗，而大部份的氚可被過濾於水中被量測得到，此方法適合被氚水污染表面的樣品，而方法的選擇主要依存於大量類似污染的形式和分析的預算。
4.13總阿伐及總貝他量測
使用氣流式比例計數器量測α/β的總活度。而水樣活度使用α/β分離之液體閃爍計數器；土樣活度則使用X-ray螢光分析儀（天然U / Th的有意義的比例及其活度的修正值）。另外，α發射體的校正射源係使用核種U、Pu及241Am，β發射體的校正射源係使用核種40K、137Cs。
4.14非放射性量測技術
本技術已經廣泛的被使用於核種的定量，有效的量測長半化期核種如99Tc、129I、U、氚、237Np及Pu。而非放射性量測技術包括螢光法（Fluorimetry）、電漿質譜儀（ICPMS）、熱離子質譜儀（TIMS）、二次離子質譜儀（SIMS）、超音波離子質譜儀(RIMS)及加速器質譜儀（AMS）等方法，圖4為ICPMS之最低可測活度與半衰期（年）之關係。非放射性量測技術是偵檢原子質量數，而非偵檢粒子發射體，許多的數據顯示由非放射性量測技術的濃度分析結果的觀點更精確於量測放射活度，而質量的濃度轉換成活度的公式如下：
活度（Bq / kg）＝（質量分數（ppm）× 4.17 × 1020）/（A × t）
其中A代表核種之原子量，t代表核種的半衰期（秒）。
圖4 ICPMS之最低可測活度與半衰期（年）之關係
4.15方法的執行
執行放化分析法的技術與量測時，需注意下列各項：
1.靈敏度： 儀器效率、取樣分析的數量、化學性質再現
2.品質管制：背景量測方法、已知活度樣品、實驗室內部參考物質、參考物質的證書、品管頻度係依照分析計畫的程序書規定。
3.不確定度：信賴水準、使用百分比或數個標準差表示、一般的不確定度為量測值的5％～10％。
4.偵測限值：最低可測濃度（Bq/樣品體積，Bq/樣品重量）。而影響偵測限值的因素有計算方法、儀器背景、計測效率樣品的分析數量、計測時間等，另外較低的儀器低限需要較多的分析成本來達成。
5.準確度與精確度：圖5為準確度與精確度的含意圖解。
圖5 準確度與精確度的含意圖解
4.16樣品儲存與處理
在許多場合採取部份樣品作分析並讓客戶同意實驗室如何去保留並儲存該樣品是很重要的事情，當需重複查驗樣品的存檔資料時，須考慮要求配合再分析採用的相關儲存程序。
4.17分析方法的發展
這些上述廣泛的分析技術能有效的執行核種分析，而分析實驗室需規劃的項目包括明確的取樣項目及保存程序、要求期限內送交實驗室、適當的容器保存樣品、監督與執行樣品運送至實驗室的方法、使用最適當的分析技術鑑定核種、特殊的取樣，保存要求及取樣數量、部份取樣（加馬樣品，具代表性）的前處理與分離程序、出現非均勻活度時的特定程序、潛在的干擾、靈敏度，精確度及偵測極限的要求、不確定度及偵測極限的計算方法、品質管制、分析的時程與期限及計測結果的報表形式。
5.結語
目前我國核能研究所正在依據主管機構核准之外釋標準及放行標準，執行除役固體廢棄物之解除管制量測作業，英國核能產業之核能設施產生廢棄物的解除管制量測作業指引，可提供借鏡作為參考及比較。
參考文獻
1. Guidance on the characterization and Remediation of Radioactively Contaminated Land Environment Agency,May 2002
2. The Radioactive Substances Act 1993
3. Health and Safety Policy Exchange Meeting Document RC2025,1992
4. Derived Limits for Surface Contamination NRPB-DL2,Nov 1979 and Supplement 1982
5. The Ionising Radiations Regulations,SI No.1333,1985 (mostly revoked by Ref.9)
6. The Radioactive Substances ACT 1960 (repealed by Ref.2)
7. The Radioactive Substances (Substances of Low Activity)Exemption Order,SI No.1002,1986 and amendment SI No.647,1992
8. Euratom Basic Safety Standards Directive 96/29,13 May 1996
9. Work with Ionising Radiation L121 Ionising Radiation Regulations 1999 Approved Code of Practice,HSE Legal Series,2000
10. The Environmental Protection Act 1990
11. Waste Strategy 2000 England and Wales,Parts 1&2 (Cm 4693-1 and Cm 4693-2),May 2000
12. The Radioactive Substances ACT 1993:Implementing The Revised Basic Safety Standards Directive Euratom 96/29 DETR Consultation Paper 1999
13. The Radioactive Substances (Phosphatic Substances,Rare Earths, etc) Exemption Order,SI No.2648,1962
14. The Royal Commission on Environmental Pollution (Cm 310) 1988;and Statutory Guidance on The Regulation of Radioactive Discharges into the Environmental from Nuclear Licensed Sites DETR Consultation Paper 2000
15. The RadioactiveMaterial (Road Transport) Regulations 2002,SI No.1092,2002
16. The Packaging Labelling and Carriage of Radioactive Material by Rail Regulations 2002,SI No.2099,2002
