CN103308936A

CN103308936A - 一种用于微堆退役的堆水池清理方法

Info

Publication number: CN103308936A
Application number: CN2013102418455A
Authority: CN
Inventors: 李义国; 张永保; 彭旦; 吴小波
Original assignee: China Institute of Atomic of Energy
Current assignee: China Institute of Atomic of Energy
Priority date: 2013-06-18
Filing date: 2013-06-18
Publication date: 2013-09-18

Abstract

本发明公开了一种用于微堆退役的堆水池清理方法，它包括以下步骤：（1）理论计算出低放废物与解控废物的分界点，（2）取分界点以内两点取样进行γ谱分析，获取放射性核素比活度，（3）根据核素比活度及其位置，推到出分界点位置，（4）在分界点外侧附近取样进行γ谱分析，获取放射性核素比活度，（5）将获得的活度与解控值比较，若小于解控值，则认为该处为解控废物与低放废物的分界面，剥离该处以内的部分，并进行清理，若大于解控值，则重复步骤（3）和（4），直至获得的活度小于解控值，再进行清理。该发明提供了一种边采样测量边剥离，能够减少二次放射性废物量、减少放射性废物测量工作量和分类时间的用于微堆退役的堆水池清理方法。

Description

一种用于微堆退役的堆水池清理方法

技术领域

本发明涉及反应堆工程技术领域，特别涉及一种用于微堆退役的堆水池清理方法。

背景技术

我国自1984年首座微堆建成以来，国内外共建有9座微堆。微堆运行寿命为20年，经过长时间运行，微堆水池底部及池壁被中子活化导致该部分具有一定的放射性，微堆退役的过程中需要对放射性超过解控水平的部分进行清理。

目前，微堆退役过程中清理堆水池的方法为：使用风镐对池壁及池底的瓷砖、水泥、钢筋等进行剥离，并对剥离下来的废物进行测量，按其放射性活度进行分类处理。该方法的缺点，需要对每一份剥离的废物进行测量并且分类，占用大量的时间，剥离后废物存在一定程度的混杂，部分非放废物由于放射性废物的沾污而变成二次放射性废物。

发明内容

本发明克服了现有技术中的缺点，提供了一种边采样测量边剥离，能够减少二次放射性废物量、减少放射性废物测量工作量和分类时间的用于微堆退役的堆水池清理方法。

为了解决上述技术问题，本发明是通过以下技术方案实现的：

一种用于微堆退役的堆水池清理方法，它包括以下步骤：（1）理论计算出低放废物与解控废物的分界点，（2）取分界点以内两点取样进行γ谱分析，获取放射性核素比活度，（3）根据核素比活度及其位置，推到出分界点位置，（4）在分界点外侧附近取样进行γ谱分析，获取放射性核素比活度，（5）将获得的活度与解控值比较，若小于解控值，则认为该处为解控废物与低放废物的分界面，剥离该处以内的部分，并进行清理，若大于解控值，则重复步骤（3）和（4），直至获得的活度小于解控值，再进行清理。

本发明还可以：

所述步骤（1）的理论计算是采用MCNP程序计算中子通量在反应堆池底混凝土中的分布，根据水泥中各核素的成份以及微堆运行历史数据，使用ORIGEN2程序对池底混凝土受中子活化程序进行计算。

所述取样的取样量为获取200克样品进行γ谱分析。

与现有技术相比，本发明的有益效果是：

本方法采用理论计算，实际测量再进行推算，能够更精确的确定分界点，这样能够减少放射性废物的清理，避免了废物混杂，减少了大量分类的时间。

附图说明

图1清理方法流程图

图2放射性活度随与堆芯距离变化趋势图

图3分界点推算图

图4微堆水池底部示意图

图5水池底水泥剥离部分剖面图

具体实施方式

下面结合附图与具体实施方式对本发明作进一步详细描述：

本发明的基本原理如下：

由于微堆中子全部产生于堆芯，距离堆芯越远中子通量越低。因此，池底水泥等放射性活度随其离堆芯的远近呈递减趋势，如图2所示，（如图中实线所示）。图中点横线所示为解控水平，低于解控水平的废物可以不清理。图中方块即为低放废物与解控废物的分界点。剥离前对距离堆芯不同远近的部位进行理论计算，可大约确定低放废物与解控废物的分界点位置。

对理论计算的分界点以内距离堆芯L1，L2的第1点第2点进行取样后测量（图中三角形所示），根据两点的废物活度可推断分界点约为距离堆芯L3处。将L2以内的部分进行剥离的同时，对距离L3以外的第3点进行取样测量，并根据多次测量结果推导更精确的分界点。依次类推，直至取样点的废物放射性活度稍小于解控水平即可将取样点内的废物全部剥离出来。

本方法主要按以下流程确定需要被清理的放射性废物的范围，进行清理，如图1所示。

第一步，使用MCNP程序计算出中子通量在池底混凝土中分布，根据水泥中各核素的成份以及微堆运行历史数据，使用ORIGEN2程序对池底混凝土受中子活化程序进行计算。找出解控废物与低放废物间的分界点；

第二步：取分界点以内两点取样进行γ谱分析，获取放射性核素比活度；

第三步：根据已获得的核素比活度及其位置，推导出分界点位置；

第四步：使用高纯锗γ谱仪对分界点外侧附件取样进行γ谱分析，获取放射性核素比活度；

第五步：判断：如果该处样品比活度略小于解控值，则认为该处为解控废物与低放废物的分界点，剥离该处以内的部分；

如果该处样品比活度大于或远小于解控值，则重复第三、四步直至满足第五步判断条件。

实施例1

本发明用于济南堆堆水池底部的清理，济南堆堆水池底部如下图4所示，其中大圆为堆水池底部，小圆为反应堆堆芯在水池底部的投影。对水池底进行剥离时，按本方法从水平和竖直两个方向确定低放与解控的分界点。本实施例以竖直方向为例加以说明。

反应堆的解控值要求为⁶⁰Co比活度为30Bq/kg，¹⁵²Eu比活度为100Bq/kg。

济南微堆设计额定功率为30kW，对应于内辐照座的热中子通量密度为1×10¹²n·cm^‐2·s^‐1。

第一步：理论计算：

查询济南微堆运行记录，自1989年5月建成并首次达到满功率运行以来，已安全运行了19年，运行至2008年3月停堆，累计安全运行时间2939小时。

将每次运行中子通量φ_i与运行时间t_i相乘得当次积分通量φ_i·t_i，全历史积分通量为

\underset{i}{Σ} φ_{i} \cdot t_{i} = 1.06 \times 10^{19} n \cdot {cm}^{- 2},

积分功率

ΣP = \frac{\underset{i}{Σ} φ_{i} \cdot t_{i}}{1 \times 10^{12} n \cdot {cm}^{- 2} s^{- 1}} \times 30 kW = 8.82 \times 10^{4} kW \cdot h

利用MCNP程序计算中子通量分布。MCNP程序是美国Los Alamos实验室研制的一个大型的多功能的蒙特卡罗中子‐光子输运程序。它可用于计算中子、光子或中子‐光子耦合输运问题及本征值问题。本方法中使用MCNP计算反应堆堆芯周围中子通量率分布。

按堆芯内燃料元件的尺寸、成份、装载量及布置，以及堆芯外反射层及其它材料的布置情况描述输入文件，主要关注点为堆芯下水泥层中各点的中子通量分布情况。

ORIGEN2程序是国际通用的源项计算程序。它能计算核燃料循环过程中放射性物质的积累、衰变和各种处理过程，给出核素的成份、放射性活度、中子和光子源强及能谱等其它特性。本方法使用ORIGEN2程序计算不同中子通量密度下水泥受中子活化产生的⁶⁰Co等放射性核素的比活度。其输入文件包括了济南微堆的运行历史、水泥的成份等。

使用MCNP程序计算等满功率时地面以下不同深度中子通量密度同时使用ORIGEN2计算该对中子通量密度下水泥活化后比活度分析。

使用MCNP计算得满功率下池底水泥层深60cm处中子通量约为3.6×10¹⁰n·cm^‐2s^‐1。根据运行记录可算得该处积分中子通量约为

Σ P_{60} = \frac{3.6 \times 10^{10} n \cdot {cm}^{- 2} s^{- 1}}{1.0 \times 10^{12} n \cdot {cm}^{- 2} s^{- 1}} \times \underset{i}{Σ} φ_{i} \cdot t_{i} = 3.8 \times 10^{17} n \cdot {cm}^{- 2} .

利用ORIGEN2程序计算该处混凝土活化后核素活度，其中⁶⁰Co比活度为22.5Bq/kg在解控水平附近。第一步结论：在竖直方向上60cm处为低放废物与解控废物分界点。

第二步：取样测量

第一次取样：取地面以下10cm及20cm处混凝土，取样方式为自取样点起向下取3‐5cm深，分别取200克样品，使用γ谱仪测得其放射性核素比活度见下表：

第三步：推算分界点

如图3所示的分界点推算图

图中A₁点为位于池底X₁深处，⁶⁰Co比活度为Y₁，A₂点位于池底X₂深处，60Co比活度为Y₂。由A1，A2两点可推导出⁶⁰Co比活度为30Bq/kg的点A₃的深度X3，

由相似三角形可求解：

\frac{X_{1} X_{3}}{Y_{1} - 30} = \frac{X_{1} - X_{2}}{Y_{1} - Y_{2}}

X_{3} = X_{1} + \frac{(X_{2} - X_{1}) \times (Y_{1} - 30)}{(Y_{1} - Y_{2})}

分别由⁶⁰Co及¹⁵²Eu的比活度推算分界点约在25cm或23cm处。

第四步：对分界点外侧附近点进行取样测量

第二次取样：取竖直方向30cm深度的混凝土200g测量，取样深度为5cm，⁶⁰Co与¹⁵²Eu其比活度分别为188Bq/kg和467Bq/kg。

重复第三、四步，

再次推导得公界点在约36.4或35.6cm深处。

第三次取样：取40cm深度混凝土200g进行测量，取样深度为5cm，⁶⁰Co与¹⁵²Eu比活度分别为75Bq/kg与184Bq/kg

根据以上结果推导得分界点约在42.2及42.9cm深处。

第四次取样：取45cm深处混凝土测量，取样深度为3cm，⁶⁰Co与¹⁵²Eu比活度为23Bq/kg与66Bq/kg，已达到解控水平。由此决定，48cm以下部分达到解控水平，只清理48cm以上部分。

确定竖直方向上分界点仅取样四次共计五个样品。

实施例2

本实施例同实施例1，其不同之处在于，采用本方法在水平方向上找到分界点在距离堆芯在水池底投影中心90cm处，以及距离中心40cm处的分界点深度为40cm，距离中心70cm处的分界点深度为15cm，依据上述分界点进行剥离，剥离部分剖面如图5所示。

济南微堆退役过程，使用本方法清理的总废物量为3.1立方米，相比其他现有清理方法处理微堆的废物量6.9立方米，减少了一半以上的体积，极大的减少了二次放射性废物量。

Claims

1.一种用于微堆退役的堆水池清理方法，其特征在于，它包括以下步骤：（1）理论计算出低放废物与解控废物的分界点，（2）取分界点以内两点取样进行γ谱分析，获取放射性核素比活度，（3）根据核素比活度及其位置，推到出分界点位置，（4）在分界点外侧附近取样进行γ谱分析，获取放射性核素比活度，（5）将获得的活度与解控值比较，若小于解控值，则认为该处为解控废物与低放废物的分界面，剥离该处以内的部分，并进行清理，若大于解控值，则重复步骤（3）和（4），直至获得的活度小于解控值，再进行清理。

2.根据权利要求1所述的一种用于微堆退役的堆水池清理方法，其特征在于，所述步骤（1）的理论计算是采用MCNP程序计算中子通量在反应堆池底混凝土中的分布，根据水泥中各核素的成份以及微堆运行历史数据，使用ORIGEN2程序对池底混凝土受中子活化程序进行计算。

3.根据权利要求1所述的一种用于微堆退役的堆水池清理方法，其特征在于，所述取样的取样量为获取200克样品进行γ谱分析。