用于核电厂报废空气过滤器金属框架辐射源项调查的方法

摘要

本发明属于放射性废物处理处置技术领域，具体涉及一种用于核电厂报废空气过滤器金属框架辐射源项调查的方法，目的是提供一种用于核电厂报废空气过滤器金属框架辐射源项调查的方法。本发明采用核电厂各相关系统污染核素范围调查、报废空气过滤器主要放射性污染核素调查和金属框架中放射性污染核素的调查与验证步骤。该方法可以准确、高效、经济地了解过滤器金属框架中可能存在的放射性核素种类及其活度浓度，为实现核电厂产生的报废空气过滤器的清洁解控工作提供技术支持。

说明书

技术领域

本发明属于放射性废物处理处置技术领域，具体涉及一种用于核电 厂报废空气过滤器金属框架辐射源项调查的方法。

背景技术

我国核电厂每年都会产生有相当数量的报废空气过滤器，由于其仅 受到轻微放射性污染，放射性污染水平较低，产生的金属框架具有再利 用价值。其中大部份金属框架可依据解控要求，从放射性废物监管体系 中分离，作为一般物料进行再利用。通过报废空气过滤器金属框架清洁 解控操作，能够减小放射性废物量，促进废物的再循环和再利用，降低 核电厂放射性废物管理成本，提高核电厂的经济效益。

然而我国放射性废物管理领域中，清洁解控工作正处在发展和完善 阶段，国内目前尚没有针对核电厂产生的报废空气过滤器的具体、可行 的清洁解控方法。清洁解控过程中，需对报废空气过滤器金属框架的辐 射源项进行调查，以保证金属框架辐射水平的准确测量和表征。为充分 了解过滤器金属框架中的辐射源项，包括其中可能存在的放射性核素种 类及其活度浓度，需对报废空气过滤器金属框架的辐射源项进行调查， 为实现核电厂产生的报废空气过滤器的清洁解控提供技术支持。然而, 目前尚没有用于核电厂报废空气过滤器金属框架辐射源项调查的方法 的相关报道。

发明内容

本发明的目的是解决现有杂物滤网维修不便、工期长、施工风险大、 施工环境恶劣、经济性差的问题，提供一种分体拼接式杂物滤网。

本发明是这样实现的：

一种用于核电厂报废空气过滤器金属框架辐射源项调查的方法，包 括如下步骤：

第一步：核电厂各相关系统污染核素范围调查；

第二步：报废空气过滤器主要放射性污染核素调查；

第三步：金属框架中放射性污染核素的调查与验证。

如上所述的核电厂各相关系统污染核素范围调查步骤，收集核电厂 相关资料，确定污染核素范围。

如上所述核电厂各相关系统污染核素范围调查步骤，具体包括如下 步骤：

(1)资料收集；

收集核电厂环境影响报告和最终安全分析报告中有关气载放射性 流出物主要放射性核素资料，核电厂报废空气过滤器型号、空气过滤器 来源、核电厂相关的运行历史及事件、与待解控报废空气过滤器相关系 统的气态流出物监测资料；

(2)确定污染核素范围；

对第一步步骤(1)收集到的相关资料进行综合评价；将设计和评 价资料与实际监测资料相结合，找出核电厂气载流出物中主要核素范 围，具体从《可免于辐射防护监管的物料中放射性核素浓度活度》中所 列的核素谱中选择；再按照核电厂报废空气过滤器产生的各通风系统由 核电站实际运行情况有针对性地给出放射性污染核素的范围。

如上所述的报废空气过滤器主要污染核素调查步骤，选取报废空气 过滤器调查对象，进行取样，测量样品中滤材中核素活度浓度，筛选主 要污染核素。

如上所述的报废空气过滤器主要污染核素调查步骤，具体包括如下 步骤：

(1)选取调查对象；

按照报废空气过滤器来源于核电厂的各个通风系统，使用便携式γ 剂量率测量报废空气过滤器外表面γ剂量率，选取外表面γ剂量率水平 显著高于环境本底辐射水平的报废空气过滤器；

(2)取样；

将第二步步骤(1)选取的报废空气过滤器金属框架进行拆解，取 其内部少量γ剂量率水平显著高于环境本底辐射水平的污染滤材样品， 用塑料封口袋取样并做好标号标识；

(3)测量滤材中核素活度浓度测量；

将第二步步骤(2)获取的空气过滤器内部滤材样品准确称量后， 放入样品盒内，使用高纯锗γ谱仪，定量测量样品中放射性核素的活度 浓度；

(4)筛选主要污染核素；

按照报废空气过滤器来源于不同的系统，将核电厂各通风系统产生 报废空气过滤器内部滤材的核素测量结果进行分析；以测量样品中各种 核素的活度浓度与其样品总活度浓度的比值大小为标准，选取核素的活 度浓度与其样品总活度浓度的比值大于10％的核素，作为滤材中的主 要污染核素。

如上所述的金属框架中放射性污染核素的调查与验证步骤，选取金 属框架样品，制取样品，验证金属框架中放射性污染核素。

如上所述的金属框架中放射性污染核素的调查与验证步骤，具体包 括如下步骤：

(1)取样；

分别对金属框架表面污染测量值高于0.8Bq/cm2的部位进行标识 并取样，制成标准钢屑样品，单个样品质量为20～200g，用取样瓶封装 并做好标记；

(2)制样；

准确称取10～20g第三步步骤(1)获取的钢屑样品，用硝酸和盐 酸的混合酸进行溶解；将样品溶解装置置于通风橱中，将钢屑样品加入 溶解装置，分多次加入混合酸，每次滴加3～5mL，并连续搅拌，待样 品完全溶解后，放置冷却至室温；将钢屑样品溶液完全转移测量瓶中并 定容，按照钢屑样品编号进行标记；

(3)验证金属框架中放射性污染核素；

使用高纯锗γ谱仪准确测量第三步步骤(2)制取的样品中放射性 核素的活度浓度，对报废空气过滤器金属框架中放射性污染核素进行验 证。

如上所述的硝酸和盐酸的体积比为1:3。

本发明的有益效果在于：

本发明采用核电厂各相关系统污染核素范围调查、报废空气过滤器 主要放射性污染核素调查和金属框架中放射性污染核素的调查与验证 步骤，可以准确、高效、经济地了解过滤器金属框架中可能存在的放射 性核素种类及其活度浓度，为实现核电厂产生的报废空气过滤器的清洁 解控工作提供技术支持。

附图说明

图1是本发明的一种用于核电厂报废空气过滤器金属框架辐射源 项调查的方法的流程图。

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本发明的一种用于核电厂报废空气过滤 器金属框架辐射源项调查的方法进行进一步的介绍。

如图1所示，一种用于核电厂报废空气过滤器金属框架辐射源项调 查的方法，包括如下步骤：

第一步：核电厂各相关系统污染核素范围调查；

收集核电厂相关资料，确定污染核素范围。具体包括如下步骤：

(1)资料收集；

收集核电厂环境影响报告和最终安全分析报告中有关气载放射性 流出物主要放射性核素资料，核电厂报废空气过滤器型号、空气过滤器 来源、核电厂相关的运行历史及事件、与待解控报废空气过滤器相关系 统的气态流出物监测资料。

(2)确定污染核素范围；

对第一步步骤(1)收集到的相关资料进行综合评价；将设计和评 价资料与实际监测资料相结合，找出核电厂气载流出物中主要核素范 围，具体从(GB27742-2011)《可免于辐射防护监管的物料中放射性核 素浓度活度》中所列的核素谱中选择；再按照核电厂报废空气过滤器产 生的各通风系统由核电站实际运行情况有针对性地给出放射性污染核 素的范围。

第二步：报废空气过滤器主要污染核素调查；

选取报废空气过滤器调查对象，进行取样，测量样品中滤材中核素 活度浓度，筛选主要污染核素。具体包括如下步骤：

(1)选取调查对象；

按照报废空气过滤器来源于核电厂的各个通风系统，使用便携式γ 剂量率测量报废空气过滤器外表面γ剂量率，选取外表面γ剂量率水平 明显高于环境本底辐射水平的报废空气过滤器。

(2)取样；

将第二步步骤(1)选取的报废空气过滤器金属框架进行拆解，取 其内部少量γ剂量率水平显著高于环境本底辐射水平的污染滤材样品， 用塑料封口袋取样并做好标号标识。

(3)测量滤材中核素活度浓度测量；

将第二步步骤(2)获取的空气过滤器内部滤材样品准确称量后， 放入样品盒内，使用高纯锗γ谱仪，定量测量样品中放射性核素的活度 浓度。

(4)筛选主要污染核素；

按照报废空气过滤器来源于不同的系统，将核电厂各通风系统产生 报废空气过滤器内部滤材的核素测量结果进行分析。以测量样品中各种 核素的活度浓度与其样品总活度浓度的比值大小为标准，选取核素的活 度浓度与其样品总活度浓度的比值大于10％的核素，作为滤材中的主 要污染核素。

第三步：金属框架中放射性污染核素的调查与验证；

选取金属框架样品，制取样品，验证金属框架中放射性污染核素。 具体包括如下步骤：

(1)取样；

分别对金属框架表面污染测量值高于0.8Bq/cm2的部位进行标识 并取样，制成标准钢屑样品，单个样品质量为20～200g，用取样瓶封装 并做好标记。

(2)制样；

准确称取10～20g第三步步骤(1)获取的钢屑样品，用硝酸和盐 酸(体积比为1:3)的混合酸进行溶解；将样品溶解装置置于通风橱中， 将钢屑样品加入溶解装置，分多次加入混合酸，每次滴加3～5mL，并 连续搅拌，待样品完全溶解后，放置冷却至室温；将钢屑样品溶液完全 转移测量瓶中并定容，按照钢屑样品编号进行标记。

(3)验证金属框架中放射性污染核素；

使用高纯锗γ谱仪准确测量第三步步骤(2)制取的样品中放射性 核素的活度浓度，对报废空气过滤器金属框架中放射性污染核素进行验 证。

下面，结合某核电厂的具体实施例对本发明的方法进行更进一步的 描述。

第一步：核电厂各相关系统污染核素范围调查；

收集核电厂环境影响报告和最终安全分析报告中有关气载放射性 流出物中主要放射性核素资料，核电厂报废空气过滤器型号、空气过滤 器来源、核电厂相关的运行历史及事件、与待解控报废空气过滤器相关 系统的气态流出物监测资料，调查放射性污染核素的范围。

某核电厂最终安全分析报告中关于气载放射性流出物中放射性核 素见表1，气态流出物监测资料中放射性核素见表2。由于报废空气过 滤器已于废物库中暂存较长的时间，因此，污染核素调查时不考虑短半 衰期的核素。对相关的资料进行综合分析与评价，某核电厂报废空气过 滤器主要放射性污染核素范围调查结果见表3。

表1某核电厂最终安全分析报告关于气载放射性流出物中放射性核素

表2某核电厂气载放射性流出物监测资料中的放射性核素

表3某核电厂报废空气过滤器中主要污染核素范围

第二步：报废空气过滤器主要放射性污染核素调查；

按照报废空气过滤器来源于核电厂的各个通风系统，使用便携式γ 剂量率测量报废空气过滤器外表面γ剂量率，选取外表面γ剂量率水平 明显高于环境本底辐射水平的报废空气过滤器，将选取的报废空气过滤 器金属框架进行拆解，取其内部少量γ剂量率水平显著高于环境本底辐 射水平的污染滤材样品，用塑料封口袋取样并做好标号标识。其滤材的 辐射测量结果见表4。将空气过滤器内部滤材样品准确称量后，放入样 品盒内，使用高纯锗γ谱仪，定量测量样品中放射性核素的活度浓度。

表4某核电厂报废空气过滤器滤的辐射材测量结果

按照报废空气过滤器来源于不同的系统，将核电厂各通风系统产 生报废空气过滤器内部滤材的核素测量结果进行分析。以测量样品中 各种核素的活度浓度与其样品总活度的比值大小为标准，选取核素的 活度浓度与其样品总活度的比值大于10％的核素为滤材中的主要污染 核素。某核电厂报废空气过滤器滤材样品中放射性核素测量结果见表 5，滤材中放射性核素组成与表3中的核素范围基本一致，其中放射性 活度占总活度的比值较大的核素，即为主要污染核素。某核电厂A系 统中的主要污染核素包括⁵¹Cr、⁵⁴Mn、⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁹⁵Zr、⁹⁵Nb、^110mAg； B系统中的主要污染核素包括⁵¹Cr、⁶⁰Co、⁹⁵Nb、¹²⁴Sb、¹²⁵Sb、¹³⁷Cs。

表5某核电厂报废空气过滤器滤材样品中放射性核素测量结果

第三步：金属框架中放射性污染核素的调查与验证；

选取γ剂量率水平显著高于环境本底辐射水平的金属框架，分别对 金属框架表面污染测量高点标识部位进行取样，测量结果见表6。将其 制成标准钢屑样品，单个样品质量为20～200g，用取样瓶封装并做好标 记。

表6某核电厂报废空气过滤器金属框架γ剂量率及β表面污染测量结果

准确称取10～20g钢屑样品，用硝酸和盐酸(体积比为1:3)的混 合酸进行溶解；将样品溶解装置置于通风橱中，将钢屑样品加入溶解装 置，分多次加入混合酸，每次滴加3～5mL，并连续搅拌，待样品完全 溶解后，放置冷却至室温；将钢屑样品溶液完全转移至测量瓶中并定容， 按照钢屑样品编号进行标记。

使用高纯锗γ谱仪准确测量样品中放射性核素的活度浓度，对报废 空气过滤器金属框架中放射性污染核素进行验证测量。测量核素种类按 照表3中的核素范围进行,测量结果见表7。报废空气过滤器金属框架样 品中，被检出核素如4Mn、58Co、60Co、95Zr、110mAg、14C、3H 等均在表3和表5所列的核素范围内；未检出核素的活度浓度均小于其 探测下限值(LLD)，由此可证明利用本源项调查方法能够顺利实现金 属框架中放射性核素的源项分析。

表7某核电厂报废空气过滤器金属框架中放射性核素活度

本发明采用核电厂各相关系统污染核素范围调查、报废空气过滤器 主要放射性污染核素调查和金属框架中放射性污染核素的调查与验证 步骤，可以准确、高效、经济地了解过滤器金属框架中可能存在的放射 性核素种类及其活度浓度，为实现核电厂产生的报废空气过滤器的清洁 解控工作提供技术支持。