核電廢金屬熔煉為容器的劑量限值研討范文

本站小編為你精心準(zhǔn)備了核電廢金屬熔煉為容器的劑量限值研討參考范文，愿這些范文能點(diǎn)燃您思維的火花，激發(fā)您的寫作靈感。歡迎深入閱讀并收藏。

摘要:熔煉去污是核電金屬廢物最小化處理的有效方法，通過熔煉獲得的鑄錠產(chǎn)品中已經(jīng)剔除大部分廢金屬中的超鈾元素至廢渣中。我國尚缺乏鑄錠產(chǎn)品再利用指導(dǎo)值，根據(jù)歐共體廢金屬再利用推薦，作為核工業(yè)廢物容器的再利用鑄錠產(chǎn)品比活度為1Bq/g。以混有54Mn、60Co、95Nb、110mAg、124Sb和125Sb放射性核素的LID－IIa型合金鋼桶和FA－IV型合金鋼箱作為研究對象，采用蒙特卡洛方法計(jì)算鋼桶和鋼箱表面和表面100cm處的劑量率。經(jīng)計(jì)算，鋼桶表面100cm年劑量率為0.107mSv，鋼箱表面100cm年有效劑量為0.215mSv，鋼桶和鋼箱表面劑量值均低于我國對職業(yè)人員年有效劑量標(biāo)準(zhǔn)要求?？紤]厚度為0.15cm鋼桶和厚度為0.30cm鋼箱對γ射線自吸收效應(yīng)的情況下，鋼桶和鋼箱自吸收因子為1可以忽略不計(jì)。計(jì)算結(jié)果表明，熔煉后鑄錠比活度為1Bq/g的鑄錠可作為在核工業(yè)廢物容器再利用原材料。

關(guān)鍵詞:熔煉去污;表面劑量;核電金屬;蒙特卡洛方法

1研究背景

核電站在運(yùn)行及退役期間，由于維護(hù)、設(shè)備更換以及退役作業(yè)會產(chǎn)生大量金屬廢物，包括碳鋼、不銹鋼等，由于廢金屬中U、Sr、Co、Cs等放射性核素，其中廢金屬的α表面污染水平在0.8～25Bq/cm2，β表面污染水平在0.8～66Bq/cm2［1］。以上世紀(jì)八十年代退役的“四號機(jī)組”為例，退役產(chǎn)生的廢金屬總重約2000t，廢金屬表面污染水平為:1.7×10－3～2.5Bq/cm2，0.33～80Bq/cm2，鈾殘留量約為11～15kg［2］。

2模型介紹

放射性廢物容器主要為鋼桶或鋼箱，研究中假設(shè)核電廢金屬熔煉后的鑄錠用以制造廢物鋼桶和廢物鋼箱，采用蒙特卡洛方法進(jìn)行模擬。

2.1鋼桶模型

2.1.1鋼桶基本模型假定利用比活度為1Bq/g的鑄錠制作成品為LID－IIa型合金鋼桶，鋼桶主要材質(zhì)為Fe，其中混有54Mn、60Co、95Nb、110mAg、124Sb和125Sb等放射性核素，γ射線能量及發(fā)射概率見表1，核素鋼桶尺寸見表2，鋼桶三視圖見圖2，鋼桶包含上下底，壁厚均為0.15cm，鋼桶內(nèi)外均為空氣。

2.1.2鋼桶表面劑量測量模型放射性廢物桶以多層并排疊放的方式放置進(jìn)行表面劑量率模擬計(jì)算，廢物桶總高464cm，總寬619.3cm。

2.2鋼箱模型

2.2.1鋼箱基本模型假定利用比活度為1Bq/g的鑄錠制作的成品為FA－IV型合金鋼箱，鋼箱主要材質(zhì)為Fe，其中混有54Mn、60Co、95Nb、110mAg、124Sb和125Sb等放射性核素，γ射線能量及射線發(fā)射概率見表1，鋼桶尺寸見表4，鋼箱三視圖見圖5，鋼箱包含上下底，壁厚均為0.3cm，鋼箱內(nèi)外均為空氣。

2.2.2鋼箱表面劑量測量模型放射性廢物箱以多層并排疊放的方式放置進(jìn)行表面劑量率模擬計(jì)算，廢物箱總高401.1cm，總寬1736.9cm。

3研究與分析

3.1LID－IIa型合金鋼桶模擬結(jié)果與分析LID－IIa型合金鋼桶上表面、側(cè)表面(a)以及上表面100cm和側(cè)表面100cm劑量率(b)，結(jié)果未考慮自吸收效應(yīng)。通過模擬可知，鋼桶中Co－60對劑量貢獻(xiàn)最大，Sb－125對劑量貢獻(xiàn)最小。模擬中考慮熔煉后鋼桶中主要包括5種對劑量率貢獻(xiàn)的放射性核素，其中表面有效劑量率最大貢獻(xiàn)值為1.94E－06Sv/h，假設(shè)所有核素貢獻(xiàn)值均為1.94E－06Sv/h，工作人員接觸鋼桶時(shí)間700h/a，計(jì)算可得在鋼桶表面年劑量率為6.79mSv;表面100cm處劑量最大貢獻(xiàn)值為3.05E－08Sv/h，同樣假設(shè)所有核素貢獻(xiàn)值均為3.05E－08Sv/h，計(jì)算可得鋼桶表面100cm年劑量率為0.107mSv。保守估計(jì)結(jié)果表明，鋼桶表面和表面100cm處劑量值均低于職業(yè)人員年有效劑量標(biāo)準(zhǔn)。

3.2FA－IV型合金鋼箱FA－IV型合金鋼箱前表面、上表面(a)以及前表面100cm和上表面100cm劑量率(b)，結(jié)果中未考慮自吸收效應(yīng)。通過模擬可知，鋼桶中Co－60對劑量貢獻(xiàn)最大，Sb－125對劑量貢獻(xiàn)最小。模擬中考慮熔煉后鋼箱中主要包括5種對劑量率貢獻(xiàn)的放射性核素，其中表面有效劑量率最大貢獻(xiàn)值為5.09E－06Sv/h，假設(shè)所有核素貢獻(xiàn)值均為5.09E－06Sv/h，工作人員接觸鋼箱時(shí)間700h/a，計(jì)算可得在鋼箱表面年有效劑量率為17.8mSv;表面100cm處劑量率最大貢獻(xiàn)值為6.15E－08Sv/h，同樣假設(shè)所有核素貢獻(xiàn)值均為6.15E－08Sv/h，計(jì)算可得鋼箱表面100cm年有效劑量為0.215mSv。保守估計(jì)結(jié)果表明，鋼箱表面和表面100cm處劑量值均低于職業(yè)人員年有效劑量標(biāo)準(zhǔn)。3.3自吸收效應(yīng)采用體源自吸收因子處理源介質(zhì)自吸收的情況，體源自吸收因子是指:從源點(diǎn)到探測點(diǎn)考慮自吸收與不考慮自吸收時(shí)的輻射量的比值。

4結(jié)論

根據(jù)對LID－IIa型合金鋼桶和FA－IV型合金鋼箱模擬計(jì)算，可以得到以下結(jié)論:

4.1根據(jù)保守計(jì)算，LID－IIa型合金鋼桶表面100cm處的職業(yè)人員年有效劑量為0.107mSv;FA－IV型合金鋼箱表面100cm處的職業(yè)人員年有效劑量為0.215mSv;若工作人員同時(shí)操作LID－IIa型合金鋼桶和FA－IV型合金鋼箱，則工作人員所受年有效劑量為0.322mSv，低于《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》(GB18871－2002)中職業(yè)照射5年平均劑量限值［5］。

4.2根據(jù)保守計(jì)算，LID－IIa型合金鋼桶和FA－IV型合金鋼箱表面職業(yè)人員年有效劑量為6.79mSv和17.8mSv;若工作人員同時(shí)操作LID－IIa型合金鋼桶和FA－IV型合金鋼箱，則工作人員所受年有效劑量為24.59mSv，低于GB18871－2002中職業(yè)人員任何一年不能超過50mSv的規(guī)定。計(jì)算為保守估計(jì)，實(shí)際操作中工作人員與合金鋼桶或合金表面距離遠(yuǎn)大于0cm，對工作人員的職業(yè)照射年有效劑量值遠(yuǎn)小于24.59mSv。

4.3考慮LID－IIa型合金鋼桶和FA－IV型合金鋼箱對γ射線自吸收效應(yīng)，計(jì)算表明自吸收效應(yīng)很小可以忽略。因此，核電廢金屬經(jīng)熔煉為比活度為1Bq/g鑄錠制作為LID－IIa型合金鋼桶和FA－IV型合金鋼箱對年累積操作時(shí)間為700h的工作人員的職業(yè)照射有效劑量滿足國家標(biāo)準(zhǔn)。

參考文獻(xiàn):

［1］陳安全.鈾礦冶放射性污染金屬熔煉去污及再生利用［J］.鈾礦冶，2011，2(30):95-99.

［2］關(guān)于開展“四號機(jī)組去污、回收利用”課題研究的函［Z］.中華人民共和國環(huán)境部國家核安全局文件，(85)核安字82號，1985.

［3］王曉黎.放射性污染金屬的再利用［C］.中國核學(xué)會輻射防護(hù)分會．小型“循環(huán)經(jīng)濟(jì)”學(xué)術(shù)研討會論文匯編，108-111.

［4］李德平，潘自強(qiáng)．輻射防護(hù)手冊［M］.北京:原子能出版社1991:308-312.

［5］GB18871-2002，電離輻射防護(hù)和輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)［S］.

作者：羅愷，李洋，趙楊軍單位：中國輻射防護(hù)研究院