Kết quả khảo sát các tòa nhà được tóm tắt dưới đây từ Báo cáo Đặc điểm Tòa nhà (Phụ lục C). Mức độ phóng xạ còn lại đo được trong tòa nhà được tóm tắt cho sàn, tường và trần theo từng loại vật liệu/nền (bê tông, kim loại, tấm thạch cao, v.v.) để quét, quét mẫu (có thể tháo rời) và tổng hoạt độ điểm cố định trong Phụ lục C, Bảng 3-5 đến 3-15 cho PAOC-1 đến PAOC-10. Những kết quả này được sử dụng để hỗ trợ việc xác định các vị trí ứng cử cho việc lấy mẫu thể tích và phân tích hóa phóng xạ theo các tiêu chí sau:

• Kết quả quét tối đa được ghi nhận trong mỗi lưới khảo sát được so sánh với hoạt động nền tham chiếu cho chất nền đó. Các vị trí vượt quá hoạt động nền tham chiếu gấp 2 lần được đánh dấu là vị trí ứng cử để lấy mẫu và phân tích thể tích.
• Hoạt độ cố định có thể loại bỏ được xác định thông qua việc đếm các vết bẩn thu thập được trên 100cm2 đã được chuyển đổi thành dpm/100cm2. Các kết quả vượt quá Tiêu chí Giải phóng Bề mặt RCB thấp nhất về hoạt độ có thể loại bỏ được (14 dpm/100cm2 alpha và 4.670 dpm/100cm2 beta/gamma, xem Bảng 5-1) đã được đánh dấu là các vị trí ứng viên để lấy mẫu và phân tích thể tích cho từng chất nền/PAOC.
• Các phép đo tĩnh điểm cố định về tổng hoạt động alpha và beta/gamma trong cpm đã được lập bảng để so sánh với giá trị sàng lọc được tính toán (CSV) trong cpm tương ứng với Tiêu chí giải phóng bề mặt RCB thấp nhất đối với các nguồn phát alpha (14 dpm/100cm2) và beta/gamma (4.670 dpm/100cm2) như sau:
  • Đối với nguồn phát alpha CSV (cpm) = (14 dpm/100cm2 * Hiệu suất của thiết bị) + Hoạt động nền tham chiếu (cpm)
  • Đối với các nguồn phát beta/gamma CSV (cpm) = (4.670 dpm/100cm2 * Hiệu suất của thiết bị) + Hoạt động nền tham chiếu (cpm)
    Các vị trí có hoạt động điểm cố định vượt quá CSV được đánh dấu là vị trí ứng viên để lấy mẫu và phân tích thể tích.
• Ngoài các tiêu chí trên, các vị trí ngẫu nhiên đã được chọn để lấy mẫu phân tích thể tích cho từng chất nền/PAOC. Các vị trí ngẫu nhiên này được chọn dựa trên:
  • yêu cầu của RCB về việc lấy mẫu và phân tích bổ sung (ví dụ, trong PAOC-2, PAOC-4, PAOC-7 và PAOC-8) cần thiết để đạt được độ tin cậy 95 phần trăm trong việc tuân thủ Tiêu chí phát hành RCB thể tích của NMED; và
  • theo quyết định của CN để xác nhận hoạt động thể tích trong từng loại vật liệu/chất nền xây dựng trong mỗi PAOC độc lập với kết quả quét và sàng lọc điểm cố định

Trong số 2.056 kết quả xét nghiệm phết tế bào từ 10 PAOC, không có kết quả nào cho thấy sự hiện diện của hoạt độ alpha hoặc beta/gamma có thể loại bỏ vượt quá Tiêu chuẩn Giải phóng Bề mặt RCB thấp nhất áp dụng cho các nguồn phát alpha hoặc beta/gamma. Ngoài ra, không có kết quả hoạt độ tổng điểm cố định nào của beta/gamma vượt quá Tiêu chuẩn Giải phóng Bề mặt RCB thấp nhất áp dụng cho các nguồn phát beta/gamma. Do đó, việc lấy mẫu và phân tích thể tích chủ yếu dựa trên việc xác định các vị trí mà:

• Giá trị quét ghi lại tối đa lớn hơn 2 lần so với hoạt động nền tham chiếu.
• Trong đó kết quả tĩnh điểm cố định cho tổng hoạt động alpha vượt quá CSV (tính bằng cpm).
• Tại các địa điểm ngẫu nhiên được chọn để xác nhận hoạt động theo thể tích ngay cả khi kết quả khảo sát chỉ ra mức độ hoạt động thấp hơn mức nền tham chiếu 2X, Tiêu chí sàng lọc bề mặt RCB và/hoặc CSV.

Việc áp dụng các tiêu chí này đã thu thập và phân tích 139 mẫu, trong đó khoảng hai phần ba các phân tích hóa học phóng xạ được thực hiện đối với nguồn phát alpha và một phần ba đối với nguồn phát beta/gamma. Trong số 668 phân tích phòng thí nghiệm được thực hiện trên 139 mẫu, 567 mẫu, tương đương khoảng 85%, được báo cáo là "U", chưa được xác định trên các MDC.

15 phần trăm còn lại của các phân tích có hoạt động được báo cáo trên MDC đều được báo cáo ở mức thấp hơn nhiều so với Tiêu chuẩn Giải phóng Thể tích RCB đối với các chất phóng xạ được cấp phép. Hai mẫu thể hiện hoạt động được báo cáo cao nhất, gần với Tiêu chuẩn Giải phóng Thể tích RCB là các mẫu sàn bê tông 6-NE-F-7-RS và 6-NE-F-8-RS với mức Cs-137 lần lượt là 4,2 pCi/g và 4,8 pCi/g, so với Tiêu chuẩn Giải phóng Thể tích RCB là 6,6 pCi/g. Hai mẫu này được lấy từ sàn bê tông tại PAOC-6NE, liền kề với một vết cắt trên sàn bê tông, nơi đất bị ô nhiễm Cs-137 đã được loại bỏ trong các hoạt động khắc phục trước đây.

Phần lớn (88 phần trăm) các chất phóng xạ được phát hiện báo cáo ở trên MDC có liên quan đến urani (U-234, U-235 và U-238) ở mức chỉ bằng một phần nhỏ Tiêu chí Giải phóng Thể tích RCB (ví dụ, nồng độ U-235 cao nhất được báo cáo ở mức 0,0504 pCi/g là trong mẫu sàn bê tông (5E- F-4-C) so với Tiêu chí Giải phóng Thể tích RCB là 4,82 pCi/g đối với U-235). Một đánh giá về tất cả các kết quả urani xây dựng cho thấy tỷ lệ phần trăm trung bình và các bất định liên quan (ở một độ lệch chuẩn) của U-234, U-235 và U-238 không mâu thuẫn với tỷ lệ phần trăm urani tự nhiên như Viện Khoa học và Giáo dục Oak Ridge đã báo cáo (ORISE, 2012).

Một mẫu bê tông từ trần nhà trong PAOC-6SE (PAOC-6-CC-254) cho thấy phát hiện Cs-137 ở mức thấp là 0,395 pCi/g, thấp hơn nhiều so với Tiêu chuẩn giải phóng thể tích RCB (6,6 pCi/g).

Chất phóng xạ duy nhất được cấp phép khác được báo cáo từ các thử nghiệm xây dựng ở mức cao hơn MDC có ý nghĩa là Tritium. Tritium được báo cáo tại năm địa điểm: một ở PAOC-6NE (mẫu sàn 6NE-F-56-C) ở mức 1,64 pCi/g; hai ở PAOC-5E (tường 5E-WS-67-BM và tường 5E-WW-33-M ở mức lần lượt là 1,45 pCi/g và 1,59 pCi/g); và hai ở PAOC-5W (tầng 5W-F-30-C và tường 5W-WE-52-AM ở mức lần lượt là 1,02 pCi/g và 2,58 pCi/g). Tiêu chuẩn Giải phóng Thể tích RCB đối với H-3 là 64,8 pCi/g.

Việc CN phát hiện ra một hồ sơ trong hồ sơ xây dựng trong quá trình phân tích đặc tính cho thấy đã có báo cáo về việc phát tán 1 uCi tritium trên sàn của "khu vực lắp ráp" vào năm 1970. Mặc dù vụ tràn được báo cáo là đã được làm sạch đến mức còn lại dưới 3E-05uCi tritium (được phát hiện trên mẫu lau), nhưng việc phát hiện tritium ở mức thấp trong PAOC-5 và PAOC-6 bảo đảm việc đánh giá thêm để đánh giá xem liệu mức tritium còn lại cao hơn có thể vẫn còn trong những khu vực này hay không.

Sau khi tham khảo ý kiến của RCB, CN đã tiến hành các cuộc khảo sát bổ sung tại PAOC-5 và PAOC-6 bằng cách sử dụng Ludlum Model 2350-1 với đầu dò khí không cửa sổ 44-110 để thu thập các điểm đếm tĩnh cố định trong một phút trên khoảng cách hai feet trên lưới 90 sft (9x10ft) trong và xung quanh mỗi khu vực phát hiện và tại bốn vị trí bổ sung trong PAOC-6. Thiết bị này có khả năng phát hiện tritium với MDA từ 450 đến 700 dpm/100cm2 so với Tiêu chí giải phóng bề mặt RCB là 1,14E+08 dpm/100cm2 (xem Bảng 5-1). Mức độ hoạt động cao nhất được phát hiện trong các cuộc khảo sát này là 25.103 dpm/100cm2 trong một lưới bổ sung ở PAOC-6NE. Những kết quả này cung cấp mức độ đảm bảo hợp lý rằng không có nồng độ tritium dư cao hơn trên bề mặt tòa nhà ở mức độ tiếp cận Tiêu chí giải phóng RCB.

Các phát hiện lẻ tẻ ở mức thấp khác được báo cáo trong kết quả phòng thí nghiệm, và/hoặc sự không chắc chắn trong kết quả được báo cáo ở mức dưới MDC đã được báo cáo đối với Am-241, C-14 và Cu-244. Mức độ hoạt động rất thấp được báo cáo trong các mẫu này, và/hoặc sự hiện diện của các phân tích đồng hành về vật liệu xây dựng cho cùng một chất phóng xạ trong cùng một PAOC, cho thấy mức độ hoạt động được báo cáo của các chất phóng xạ này không có nhiều ý nghĩa đối với Tiêu chí Giải phóng Thể tích RCB và nằm trong phạm vi dự kiến có khả năng xảy ra kết quả dương tính giả (với tỷ lệ phát hiện dưới 5%).

CN kết luận rằng kết quả tổng hợp từ các cuộc khảo sát và phân tích hóa phóng xạ của vật liệu xây dựng tại các khu vực có tiềm năng tác động dư lượng cao nhất của vật liệu phóng xạ được cấp phép (PAOC-1 đến PAOC-10) cung cấp đủ bằng chứng cho thấy bề mặt công trình đáp ứng các tiêu chí về Bề mặt và Thể tích của RCB để phát thải không hạn chế. Mặc dù các kết quả này cho thấy mức độ thấp hơn mức phù hợp để phát thải của DCGL, Bên được cấp phép đã thận trọng cho rằng bê tông liền kề với vết cắt trên sàn, nơi Cs-137 vẫn còn tác động đến đất và là nơi có mức độ hoạt động cao nhất trong tất cả các mẫu công trình được báo cáo, sẽ được quản lý như LLRW cùng với đất bị ảnh hưởng bởi Cs-137.

Kết quả khảo sát và đặc điểm bề mặt đất bên ngoài (bê tông, nhựa đường và đất mặt) được tóm tắt dưới đây từ Báo cáo Bề mặt Đất Bên ngoài (CN, 2021a). Khu vực bên ngoài của công trường được chia thành 10 Khu vực Khảo sát (Khu vực Khảo sát 1-10, Hình 13-1). Kết quả khảo sát quét được đánh giá bằng cách so sánh với các số liệu nền tham chiếu và khu vực cục bộ, đồng thời được bổ sung bằng cách thu thập các phép đo tĩnh điểm cố định đối với tổng hoạt động gamma tại tất cả các vị trí có hoạt động gamma cao hơn nền tham chiếu. Phạm vi và hoạt động gamma trung bình của các khu vực nền tham chiếu và các phép đo khảo sát hiện trường đối với đất (trong và ngoài công trường), nhựa đường và bê tông được tóm tắt trong Hình 13-2.

Các phép đo tĩnh điểm cố định đối với tổng hoạt động gamma đã được vẽ biểu đồ cho 10 khu vực khảo sát bao phủ toàn bộ bề mặt đất bên ngoài của địa điểm (Khu vực khảo sát 1-10). Tổng hoạt động gamma được biểu đồ dưới dạng một phần của Tiêu chuẩn thể tích RCB thấp nhất đối với các nguồn phát gamma, Cs-137 ở mức 6,6 pCi/g và được sử dụng như một công cụ sàng lọc để xác định các khu vực có hoạt động gamma cao hơn là các vị trí ứng viên cho việc đánh giá thêm. Kết quả được hiển thị trong Hình 13-3 đến Hình 13-11. Lưu ý rằng kết quả của Khu vực khảo sát 7, bến tàu, được đánh giá tương tự như các khảo sát đặc tính tòa nhà dựa trên thiết bị đo đầu dò kép được sử dụng và không được đưa vào biểu đồ (xem CN, 2021a). Các phần tính toán được tô sáng bằng màu chuyển dần như sau:

• Màu xanh lá cây đậm đến nhạt biểu thị các phân số có giá trị âm đến 0.
• Màu xanh lá cây nhạt đến vàng biểu thị các phân số từ 0 đến nhỏ hơn 1,0.
• Màu vàng đến cam biểu thị các phân số từ 1,0 đến nhỏ hơn 2,0.
• Màu đỏ biểu thị các phân số gần bằng 2,0 hoặc lớn hơn.

Như được chỉ ra trong Hình 13-3 đến 13-11, phần tô bóng từ xanh lá cây sang vàng trên hầu hết các Khu vực khảo sát 1-10 cho thấy tổng hoạt động gamma chỉ là một phần nhỏ trong Tiêu chí giải phóng thể tích RCB đối với Cs-137 và do đó có ý nghĩa tương đối thấp. Phần tô bóng từ vàng sang cam hoặc đỏ biểu thị tổng hoạt động gamma ở mức bằng hoặc cao hơn Tiêu chí thể tích RCB đối với Cs-137 và biểu thị các vị trí có ý nghĩa tương đối lớn hơn. Các vị trí có tổng hoạt động gamma quan sát được cao nhất (màu đỏ) đã được xác định tại Khu vực khảo sát 5 (Hình 3-6, các phần từ 2 đến 4) và tại các Khu vực khảo sát 8 (Hình 3-8, hai vị trí G95 và G140 trong đó phần lần lượt là 10 và 140). Kết quả đánh giá thêm các vị trí G95 và G140 chỉ ra rằng nguồn gốc của hoạt động tăng cao là quặng urani tự nhiên trong vật liệu lấp đầy.

Sự tương quan giữa kết quả khảo sát Khu vực khảo sát 5 với kết quả khảo sát gamma tháng 5 năm 2009 tại địa điểm này (Hình 13-12) được báo cáo trong các cuộc điều tra trước đây cho thấy một mô hình tương tự về các chỉ số gamma cao ở phía tây của tòa nhà trước đây được cho là do "các chậu cây và đặc điểm của tòa nhà" như khối xây sân trong, v.v.

Các vị trí thể hiện các cụm đo gamma cao tại Khu vực Khảo sát 2-6, 9 và 10 và/hoặc các đường thoát nước đã được đánh giá thêm đối với Am-241 bằng cách thực hiện khảo sát FIDLER tại một loạt các vị trí điểm cố định trên cùng khoảng cách lưới được sử dụng cho khảo sát gamma tại mỗi khu vực khảo sát. Kết quả khảo sát FIDLER cho thấy hoạt động phù hợp với nền tham chiếu ở tất cả các khu vực được khảo sát (xem CN, 2021a).

Các vị trí được khoanh tròn trong Hình 13-3 đến 13-11 thể hiện các vị trí được chọn để thu thập mẫu đất, bê tông và nhựa đường để phân tích trong phòng thí nghiệm các chất phóng xạ được cấp phép mục tiêu. Các vị trí lấy mẫu thường được chọn sao cho tương ứng với các vị trí có tổng hoạt độ gamma cao hơn so với các vị trí xung quanh. Một ngoại lệ là Khu vực Khảo sát 9 ở phía đông tòa nhà, nơi các vòng tròn màu vàng biểu thị 24 vị trí lấy mẫu (Hình 13-10, sáu đường cắt ngang, mỗi đường cắt ngang có bốn mẫu) được thu thập dọc theo các đường cắt ngang để đánh giá thêm tiềm năng của C-14 trong đất liên quan đến sự cố tràn dầu trong các xe kéo đo liều trước đây được đặt ở phía đông của tòa nhà (như đã báo cáo trong HSA (CN, 2022c)).

Tổng cộng 121 mẫu đất, bê tông và nhựa đường đã được thu thập tại các Khu vực Khảo sát từ 1 đến 10 và được gửi đi phân tích trong phòng thí nghiệm các chất phóng xạ được cấp phép mục tiêu. Kết quả phân tích trong phòng thí nghiệm của 773 phân tích đã hoàn thành được tóm tắt trong Hình 13-13 và được trình bày như sau:

• Trong 65% (501) phân tích, các chất phóng xạ mục tiêu được báo cáo là không xác định được (U) ở nồng độ trên MDC.
• Trong 4% (30) phân tích, các chất phóng xạ mục tiêu được báo cáo ở nồng độ cao hơn mức không chắc chắn và thấp hơn MDC.
• Trong 31% (240) phân tích, các chất phóng xạ mục tiêu được báo cáo ở nồng độ cao hơn MDC. Trong số các chất phóng xạ mục tiêu được báo cáo cao hơn MDC:
  • 77% dành cho U-234, U-235 và U-238.
  • 18% dành cho Cs-137.
  • 5% có nồng độ Am-241, Cf-252, Pu-238/239, Sr-90 và H-3 thấp.

Nồng độ thấp của Am-241, Cf-252, Pu-238/239, Sr-90 và H-3 được cho là do phát hiện dương tính giả vì kết quả không được lặp lại trong phân tích trùng lặp hoặc được xác minh ở nồng độ rất thấp mà việc xác định vẫn chưa chắc chắn. Trong mọi trường hợp, nồng độ thấp của các chất phóng xạ mục tiêu này đều được báo cáo ở mức thấp hơn nhiều so với Tiêu chuẩn Giải phóng Thể tích RCB.

Mức Cs-137 được báo cáo phù hợp với mức nền tham chiếu, mức được báo cáo ở New Mexico từ bụi phóng xạ (Englert, D. & Ford-Schmid, R., 2007) và được báo cáo ở mức thấp hơn nhiều so với Tiêu chí giải phóng thể tích RCB.

Nồng độ trung bình của các đồng vị urani (U-234, U-235 và U-238) được báo cáo trong đất, bê tông và nhựa đường được thể hiện dưới dạng phần trăm tổng urani trong Bảng 13-4. Những kết quả này được so sánh với tỷ lệ phần trăm urani được báo cáo bởi ORISE (ORISE, 2012) là có nguồn gốc tự nhiên và được báo cáo trong các mẫu vật liệu xây dựng được đánh giá tại chỗ (CN, 2021). Sự so sánh này cho thấy tỷ lệ phần trăm urani trong đất, bê tông và nhựa đường phù hợp với urani có nguồn gốc tự nhiên và/hoặc được báo cáo trong vật liệu xây dựng tại chỗ.

Bảng 13-4: Tỷ lệ phần trăm Uranium trong đất, bê tông và nhựa đường bên ngoài so với Uranium tự nhiên của ORISE và vật liệu xây dựng tại chỗ

Kết quả xét nghiệm trong phòng thí nghiệm đối với đất, bê tông và nhựa đường cho thấy nồng độ các chất phóng xạ được cấp phép mục tiêu đều thấp hơn Tiêu chuẩn Giải phóng Thể tích RCB tại tất cả các địa điểm ngoại trừ G95 và G140 tại Khu vực Khảo sát 8. Xét nghiệm phân tích đất tại các địa điểm G95 và G140 tại Khu vực Khảo sát 8 cho thấy hoạt động gamma tăng cao có liên quan đến sự hiện diện của urani (U-234, U-235 và U-238) được phát hiện có liên quan đến quặng urani tự nhiên tại hai địa điểm này.

Hai vị trí có hoạt động gamma tăng cao được xác định tại Khu vực Khảo sát 8 nằm ở G95 (60.000 cpm, được biểu diễn dưới dạng phân số của 10) và G140 (511.000 cpm, được biểu diễn dưới dạng phân số của 139). Vị trí G95 tương quan với một vết nứt trên nhựa đường tại khu vực khảo sát 8. Vị trí G140 nằm trong một khu vực chưa được trải nhựa bên trong một nhà kho nằm ở ranh giới phía nam của Khu vực Khảo sát 8.

Đánh giá sâu hơn về G95 và G140 đã được hoàn thành bằng cách loại bỏ nhựa đường thủ công, đào đất, sàng lọc đất và thu thập mẫu để phân tích trong phòng thí nghiệm. Tổng giá trị gamma của đất đào bên dưới vết nứt nhựa đường tại G95 lên tới 37.000 cpm, trong khi các mảnh đá đen có màu xanh lá cây và vàng cho thấy hoạt động gamma lên tới 850.000 cpm khi tiếp xúc bằng máy dò NaI 3×3 (CN, 2021c).

Tương tự như vậy, đất đào lên từ độ sâu ước tính sáu inch dưới bề mặt đất tại G140 trong nhà kho cho thấy tổng số đo gamma lên tới 425.000 cpm và các mảnh đá đen góc cạnh lớn hơn có màu xanh lá cây và vàng cho thấy tổng số đo gamma lên tới 616.000 cpm hoặc 3mR/giờ ở độ sâu sáu inch khi sử dụng máy đo Ludlum Model 19 micro-R (CN, 2021c).

Cả hai cuộc khai quật đều được tiến hành với diện tích ước tính 2x2 feet (khoảng 60cm) chiều rộng và 1,5 feet (khoảng 40cm) chiều sâu. Ước tính 10,5 feet khối đất bị ảnh hưởng đã được loại bỏ, chứa và xử lý tại chỗ. Các mẫu đất thu thập từ sàn và bốn bức tường (hướng bắc, nam, đông và tây) của mỗi cuộc khai quật đã được sàng lọc và phát hiện có hoạt động gamma gần bằng, nhưng vẫn có thể phân biệt được với nền tham chiếu (24.000 cpm). Các mẫu đá vụn góc cạnh màu đen có màu xanh lá cây và vàng cùng các mẫu đất sau khai quật từ tường và sàn của các cuộc khai quật tại G95 và G140 đã được gửi đi phân tích trong phòng thí nghiệm về các chất phóng xạ được cấp phép (CN, 2021c).

Tỷ lệ phần trăm đồng vị urani được báo cáo trong các mẫu đá vụn được phân tích bằng phổ alpha từ G95 và G140 so với tỷ lệ phần trăm do ORISE báo cáo đối với quặng urani tự nhiên được trình bày trong Bảng 13-5 bên dưới. Những kết quả này cho thấy các mảnh đá được phát hiện tại G95 và G140 có thành phần tương tự như quặng urani tự nhiên.

Bảng 13-5: So sánh tỷ lệ phần trăm đồng vị Uranium trong quặng tại chỗ với quặng Uranium tự nhiên

So sánh tỷ lệ phần trăm đồng vị Uranium trong quặng tại vị trí G95 và G140 với ORISE Phần trăm Tự nhiên Bạn
Đồng vị	Mẫu ESA- 8-95 pCi/g	% Bạn	Mẫu EGS-8-G140-UOR2 R pCi/g	% Bạn	% U ORISE U tự nhiên
U-234	14,300	48.0%	6,190	48.3%	49.50%
U-235	786	2.6%	244	1.9%	2.30%
U-238	14,700	49.4%	6,390	49.8%	48.30%

Việc loại bỏ các mảnh quặng quan sát được và đất xung quanh cho thấy hoạt động gamma giảm trong đất sau khi loại bỏ, gần bằng với nền. Phân tích trong phòng thí nghiệm các mẫu đất sau khi loại bỏ thu thập từ sàn và tường của G95 và G140 cho thấy nồng độ đồng vị urani trong đất thấp hơn đáng kể, với mức dư tối đa của U-235 tại G95 và G140 giảm xuống dưới Tiêu chuẩn Thể tích RCB áp dụng. Tuy nhiên, cả nồng độ tối thiểu và trung bình của U-234 và U-238 vẫn ở mức cao hơn tiêu chuẩn so sánh cho việc phát thải không hạn chế tại G95 và G140 (Bảng 13-6).

Bảng 13-6: Khu vực khảo sát 8 – Nồng độ Uranium sau khi loại bỏ G95 và G140 (U-234, U-235 và U-238)

		G95 Sau khi loại bỏ				G140 Sau khi loại bỏ
Chất phân tích	RCB NMED Tiêu chuẩn giải phóng thể tích	Minium	Tối đa	Trung bình		Minium	Tối đa	Trung bình
U-233/234	7.8 1	15.1	43.0	27.0		12.3	41.5	23.9
U-235/236	4.82	0.7	2.1	1.2		0.6	2.8	1.3
U-238	8.4 1	14.2	42.3	26.1		12.0	42.7	24.8
1- Tiêu chí so sánh cho việc phát hành không hạn chế
In đậm giá trị quá tiêu chí phát hành

Người được cấp phép sẽ loại bỏ móng công trình, bề mặt bê tông và nhựa đường trên toàn bộ khu vực và hoàn thành việc xác định đặc điểm đất bên dưới các khu vực này để xác nhận sự hiện diện hoặc vắng mặt của các tác động từ vật liệu phóng xạ được cấp phép bên dưới các bề mặt này trong Giai đoạn 2. Người được cấp phép đề xuất loại bỏ các tác động còn lại đối với đất bên dưới bề mặt từ quặng urani tại các vị trí G95 và G140 trong Giai đoạn 3. Bất kỳ khu vực tác động bổ sung nào được xác định bên dưới móng, bê tông hoặc nhựa đường, nếu có, cũng sẽ được loại bỏ như một phần của công việc Giai đoạn 3.

Bên được cấp phép đã bắt đầu thu hồi tất cả các nguồn kín chứa trong các giếng hiệu chuẩn vào tháng 11 năm 2007 (TE, 2008). Một nguồn Cs-137 được báo cáo đã rơi xuống đáy HRW và không được thu hồi. Ô nhiễm Cs-137 rời rạc đã được phát hiện, và việc thu hồi nguồn tiếp theo đã bị tạm dừng (TE, 2008). Các giếng hiệu chuẩn, bao gồm cả nguồn Cs-137 bị vỡ vẫn còn trong HRW, đã được di dời và xử lý đúng cách tại địa điểm khác vào năm 2010 (ERM, 2011). Ô nhiễm Cs-137 trong đất được phát hiện ở nồng độ lên tới 1.220 pCi/g.

Năm 2012, bốn lỗ khoan và một ống dẫn PVC đã được tiến hành trong khu vực xung quanh HRW cũ và tiến hành ghi nhật ký gamma để hỗ trợ mô hình hóa vùng bị ô nhiễm (ERM, 2012). Kết quả cho thấy vùng bị ô nhiễm ước tính có đường kính 1,5 feet (4,5 mét), tập trung vào vị trí trước đây của HRW và kéo dài đến 19 feet (5,8 mét) dưới mặt đất. Chỉ số gamma cao được ghi nhận ở độ sâu 7, 11 và 19 feet (5,8 mét) (ERM, 2012).

Năm 2013, việc loại bỏ đất nhiễm phóng xạ Cs-137 liền kề với vùng HRW cũ đã được tiến hành bằng cách đào sâu xuống 8 feet (khoảng 2,4 mét), sau đó sử dụng máy khoan dimeter 2 feet (khoảng 0,6 mét) đặt tại vùng HRW cũ và tiến lên theo từng bước 3 feet (khoảng 0,6 mét) để loại bỏ đất trong phạm vi 2 feet (khoảng 0,6 mét) tính từ vùng HRW cũ, từ độ sâu 8 đến 24 feet (khoảng 2,3 mét) dưới mặt đất (TIG, 2013). Ước tính 11,8 yard khối đất nhiễm phóng xạ Cs-137 đã được loại bỏ, chứa và xử lý như một loại đất LLRW (đất chứa phóng xạ tự nhiên) bên ngoài khu vực. Bốn hố đào đất liền kề với ranh giới phía bắc, phía nam, phía đông và phía tây của vùng loại bỏ đã được khoan để thu thập và sàng lọc các mẫu đất về hoạt động gamma và lựa chọn để phân tích mẫu đất trong phòng thí nghiệm bằng phương pháp phổ gamma. Kết quả cho thấy tác động của Cs-137 còn lại đến đất ở nồng độ trung bình là 1.595 pCi/g từ 6 đến 22 feet bgs với nồng độ cao nhất được báo cáo là 7.960 pCi/g được báo cáo ở 18-22 feet bgs (TIG, 2013).

Báo cáo của CN tóm tắt các phương pháp và kết quả phân tích chi tiết Cs-137 còn sót lại trong đất tại khu vực trước đây của HRW được trình bày trong Phụ lục D (CN, 2017). Công việc bao gồm thu thập 20 mẫu đất mặt tại 10 vị trí trong vết cắt 7 x 11 foot trên sàn và đào 30 lỗ khoan đất xuống độ sâu 28 feet (8,5 mét) dưới mặt đất trong một khu vực có kích thước khoảng 6 feet x 6,5 feet (1,8 x 1,9 mét) xung quanh HRW trước đây. Các lõi đất được thu thập liên tục từ bề mặt đến đáy của mỗi lỗ khoan ( Phụ lục D, Bảng 1 - Tóm tắt về các lỗ khoan đất ).

Các mẫu bề mặt và lõi đất được khảo sát bằng thiết bị khảo sát thực địa cầm tay, phân tích bằng ISOCS để xác định và định lượng ô nhiễm phóng xạ, sau đó được gửi đi phân tích trong phòng thí nghiệm để phân biệt vùng ô nhiễm và vùng không ô nhiễm. Kết quả cho thấy mối tương quan hoàn hảo (100% phù hợp) giữa ISOCS và phân tích trong phòng thí nghiệm về việc phân định vùng ô nhiễm và vùng không ô nhiễm ( Phụ lục D, Bảng 3 - Tóm tắt Phân tích Khoan Đất ).

Kết quả là, mức độ đất bị ảnh hưởng bởi Cs-137 cần loại bỏ khỏi nền được xác định như tóm tắt dưới đây.

Nồng độ Cs-137 được phát hiện trong đất dao động từ 0,08 pCi/g đến 3.510 pCi/g và trung bình là 460 pCi/g trên một khu vực bị ảnh hưởng tập trung tại vùng HRW cũ, trải dài 1,2 mét theo hướng đông-tây, 1,5 mét theo hướng bắc-nam và từ 1,8 đến 7,3 mét dưới mặt đất. Tổng thể tích đất bị ảnh hưởng trên nền đất (giả sử độ giãn nở 20% khi đào) ước tính chỉ dưới 20 mét khối (CN, 2017). Mức độ ảnh hưởng của Cs-137 còn lại đối với đất cần loại bỏ trong Giai đoạn 3 được tóm tắt trong Phụ lục D, Hình 3.

Phần này trình bày một mô hình khái niệm về địa điểm để hướng dẫn lập kế hoạch phục hồi địa điểm trong tương lai sẽ được hoàn thành trong quá trình ngừng hoạt động của địa điểm và hỗ trợ phân loại các khu vực của địa điểm dựa trên lịch sử địa điểm trước đó, đặc điểm và công việc khắc phục đã hoàn thành bằng phương pháp MARSSIM (NRC, 2000).

Các khu vực bị ảnh hưởng của địa điểm này chỉ giới hạn ở đất ngầm tại ba địa điểm, nơi các tác động còn lại vẫn ở mức vượt quá Tiêu chí Giải phóng RCB. Nguồn phát thải tại ba địa điểm này (nguồn Cs-137 và quặng urani) đã được loại bỏ. Ngoài ra, việc xử lý đất tại mỗi địa điểm đã loại bỏ mức độ tác động cao nhất và dư lượng vẫn còn trong đất cần xử lý xuống mức nền hoặc DCGL. Một mô hình địa điểm khái niệm đã được phát triển để tóm tắt nguồn gốc, bản chất và phạm vi của từng khu vực bị ảnh hưởng, như được mô tả dưới đây, nhằm hỗ trợ lập kế hoạch khắc phục trong quá trình ngừng hoạt động của địa điểm. Sơ đồ khối của mô hình địa điểm khái niệm được thể hiện trong Hình 13-14.

Trong trường hợp tác động còn lại đối với đất từ nguồn Cs-137 bị vỡ, nguồn này bao gồm muối xesi clorua, phần lớn trong số đó nằm trong HRW và được loại bỏ trong quá trình loại bỏ HRW. Vỏ HRW được quan sát thấy bị vỡ do ăn mòn và khiến Cs-137 di chuyển từ giếng vào đất gần đó. Việc loại bỏ đất bị ảnh hưởng trong phạm vi đường kính hai feet tập trung vào HRW trước đó đã thành công trong việc loại bỏ ước tính 70% cesium được giải phóng vào đất xung quanh. Mức độ tác động của đất còn lại trong đất phía trên nền được xác định rất rõ ràng là thể tích mở rộng theo chiều ngang 4 feet x 5 feet và từ 6 đến 24 feet bên dưới mặt đất. Thể tích đất bị ảnh hưởng được ước tính thận trọng là 20 thước khối tại chỗ. Vị trí xả bên dưới tấm bê tông của tòa nhà đã giảm thiểu sự xâm nhập của nước mưa vào khu vực đất bị ảnh hưởng và do đó di chuyển xuống nước ngầm.

Các nghiên cứu về số phận và quá trình vận chuyển của xesi clorua trong môi trường chỉ ra rằng ngay cả khi vật liệu được giải phóng dưới dạng hạt khô, chẳng hạn như muối Cs-137 từ nguồn bị rò rỉ, xesi sẽ trở thành nước ở độ ẩm tương đối vượt quá 67 phần trăm (EPA, 2018). Xesi dạng nước sau đó có xu hướng được vận chuyển qua môi trường xốp và bám dính chặt vào bề mặt của môi trường đó (đất). Bản chất ẩm ướt được quan sát thấy của đất sét, bùn trong các lỗ khoan tiến sâu bên dưới tòa nhà và sự phân bố quan sát thấy của Cs-137 trong vòng vài feet theo chiều ngang từ HRW trước đây cho thấy xesi được giải phóng từ HRW vào đất có thể đã chuyển sang pha nước trong độ ẩm của đất và khuếch tán theo chiều ngang vào đất sét, bùn xốp xung quanh, bám dính chặt vào đất trong vòng vài feet xung quanh HRW trước đây.

Đánh giá chất lượng nước ngầm tại chỗ và ngoài khu vực cho thấy không có tác động nào từ vật liệu phóng xạ được cấp phép đến nước ngầm. Đánh giá chất lượng nước ngầm tại chỗ vào năm 2024 đã xác nhận sự hiện diện của nước ngầm bên dưới khu vực ở độ sâu 331 đến 336 feet với Đội hình Tesuque. Các trầm tích địa chất bên dưới khu vực bao gồm các loại đất sét liên tục, có độ dày từ vài feet ở độ sâu nông, lên đến độ dày 100 feet ở độ sâu 135 feet (DBS&A, 2025). Những loại đất sét dày, liên tục, đặc này cũng sẽ cản trở quá trình di chuyển xuống của Cs-137 đến nước ngầm nằm ở độ sâu hơn 330 feet. Khi xem xét các đặc điểm vật lý của khu vực và khu vực nguồn, việc thiếu sự thẩm thấu của lượng mưa vào khu vực đất bị ảnh hưởng do vị trí của nó bên dưới tòa nhà, ái lực cao để xesi khuếch tán trong đất và bám vào đất sét, các lớp đất sét lớn và khoảng cách lớn mà xesi cần di chuyển trong đất để đến nước ngầm, CN kết luận rằng có rất ít khả năng xesi trong đất tác động đến nước ngầm bên dưới khu vực. Kết luận này được củng cố thêm bằng việc thử nghiệm nước ngầm tại chỗ và ngoài địa điểm cho thấy không có tác động nào từ các chất phóng xạ được cấp phép, bao gồm Cs-137, đến nước ngầm.

Trong trường hợp hai vị trí có cặn từ quặng urani tự nhiên trong đất tại các vị trí G95 và G140, người ta không biết quặng được tìm thấy tại địa điểm này như thế nào. Có khả năng quặng được đưa vào từ một nguồn bên ngoài địa điểm, ví dụ như một thành phần của lớp sỏi nền được đặt trước khi lát. Hoặc, urani nghèo là một thành phần của kho RAM được cấp phép. Bất kể nguồn gốc là gì, quặng đã được loại bỏ và xử lý đúng cách bên ngoài địa điểm. Cặn quặng còn lại trong đất được giới hạn ở độ sâu nông từ 2-3 feet và được phát hiện nằm bên dưới một lớp caliche dày đặc dày vài feet, một lớp trầm tích canxi cacbonat có độ cứng gần bằng đá (CN, 2021c). Sự hiện diện của caliche sẽ giới hạn quặng ở độ sâu nông phía trên caliche khiến nó dễ dàng được loại bỏ bằng cách khai quật nông.

Sự hiện diện của quặng tại G95 và G140 dựa trên việc phát hiện hoạt động gamma tăng cao trong quá trình khảo sát bề mặt đất bên ngoài của địa điểm (CN, 2021a). Không quan sát thấy hoạt động gamma tăng cao ở các khu vực khác của địa điểm, tuy nhiên, có khả năng nền bê tông, lớp phủ bề mặt bê tông và nhựa đường đã che chắn phát xạ gamma của quặng nằm bên dưới các bề mặt này khỏi bị phát hiện bởi các thiết bị khảo sát cầm tay. Do đó, việc loại bỏ các bề mặt bê tông và nhựa đường và hoàn thành các cuộc khảo sát thực địa sẽ được hoàn thành trong Giai đoạn 2 để đảm bảo không có thêm khu vực nào có quặng urani tự nhiên hoặc các nuclit phóng xạ được cấp phép khác tồn tại trong các khu vực này của địa điểm. Bất kỳ khu vực tác động nào được phát hiện sẽ được xử lý theo các hành động loại bỏ của Giai đoạn 3.

Thiết kế khảo sát MARSSIM thừa nhận rằng không phải tất cả các khu vực của địa điểm đều có cùng tiềm năng ô nhiễm tồn dư và do đó không đảm bảo cùng một mức độ khảo sát để đạt được sự tuân thủ Tiêu chí Giải phóng RCB của NMED (NRC, 2000). Thiết kế khảo sát dựa trên tiềm năng tác động dựa trên lịch sử sử dụng, lưu trữ, giải phóng, dọn dẹp và đặc điểm sau khắc phục của RAM. Cấp độ phân loại đầu tiên là chia địa điểm thành các khu vực bị ảnh hưởng và không bị ảnh hưởng. Các khu vực không bị ảnh hưởng không có tiềm năng ô nhiễm tồn dư hợp lý và không yêu cầu khảo sát phóng xạ bổ sung để xác định sự tuân thủ quy định với các tiêu chí giải phóng. Các khu vực bị ảnh hưởng là những khu vực vẫn duy trì tiềm năng ô nhiễm tồn dư ở một mức độ nào đó và được chia thành ba phân loại phụ của MARSSIM (NRC, 2000):

• Khu vực Loại 1 – những khu vực có hoặc đã từng có mức độ ô nhiễm phóng xạ đã biết hoặc tiềm ẩn vượt quá DCGL.
• Khu vực Loại 2 – những khu vực có hoặc đã từng có mức độ ô nhiễm phóng xạ đã biết hoặc tiềm ẩn vượt quá DCGL, nhưng không còn dự kiến sẽ có mức độ ô nhiễm còn sót lại.
• Khu vực Loại 3 – khu vực không được dự kiến chứa bất kỳ chất phóng xạ còn lại nào hoặc có thể chứa chất phóng xạ còn lại ở một phần nhỏ của DCGL.

Các khu vực không bị ảnh hưởng và các khu vực bị ảnh hưởng được phân loại là Loại 1, Loại 2 và Loại 3 được tóm tắt trong Hình 13-15 đối với Bề mặt tòa nhà bên trong, Hình 13-16 đối với Bề mặt tòa nhà & đất bên ngoài và Hình 13-17 đối với Đất ngầm – Nằm bên dưới tòa nhà, bê tông, nhựa đường & đất mặt.

Các khu vực không bị ảnh hưởng bao gồm:

• Tất cả các bề mặt bên trong và bên ngoài tòa nhà ngoại trừ một phần nhỏ của tấm bê tông ở PAOC-6 nơi đã hoàn thành việc loại bỏ đất liền kề với HRW trước đây (Hình 13-15).
• Toàn bộ nội thất của tòa nhà bao gồm cả hệ thống cơ điện và điện tử bên trong và bên ngoài tòa nhà.
• Tất cả các bề mặt đất bên ngoài bao gồm đất, bê tông hoặc vỉa hè (Hình 13-16).
• Tất cả đất ngầm nằm bên dưới bề mặt đất lộ ra (Hình 13-17, ngoại trừ Lớp 2 bên dưới).

Các khu vực bị ảnh hưởng bao gồm:

• Khu vực Loại 1 - Đất trong khu vực 4x5 foot liền kề với HRW cũ từ độ sâu từ 6 đến 24 feet dưới mặt đất vượt quá DCGL đối với Cs-137 và được chỉ định là Loại 1 (Hình 13-17). Đất trong khu vực 2x2 foot đến độ sâu 3 feet dưới mặt đất tại các vị trí G95 và G140 trong Khu vực Khảo sát 8 vượt quá DCGL đối với U-234 và U-238 và cũng được chỉ định là Loại 1 (Hình 13-17).
• Khu vực Loại 2 - Tất cả đất nằm bên dưới móng nhà, bê tông bề mặt và mặt đường nhựa đều được chỉ định thận trọng là Loại 2 (Hình 13-16, không bao gồm Khu vực Loại 1 ở trên). Việc xác định quặng urani tự nhiên trong lớp lấp bên dưới mặt đường và khả năng bê tông và bề mặt lát che chắn các khu vực quặng khác, nếu có, có thể tác động đến đất bên dưới các vật liệu này ở các mức cao hơn DCGL. Đất bên trong sàn bị cắt ở PAOC-6 từ 0 đến 6 bên dưới mặt đất cũng có thể bị tác động bởi Cs-137 ở các mức gần với DCGL và cũng được chỉ định là Loại 2. Bê tông xây dựng trên sàn liền kề với khu vực HRW trước đây cũng duy trì khả năng Cs-137 ở các mức gần với hoặc cao hơn DCGL và cũng được chỉ định là Loại 2 (Hình 13-15).
• Khu vực Lớp 3 - Bề mặt tòa nhà trong PAOC-6 (Hình 13-15 tường, trần và sàn, ngoại trừ sàn bê tông cắt liền kề với HRW được chỉ định là Lớp 2) được chỉ định thận trọng là Lớp 3 vì các khu vực này đã được chứng minh là không chứa hoạt động còn lại hoặc chứa hoạt động Cs-137 còn lại ở các khu vực cục bộ tại một phần nhỏ của DCGL.