CN107796668A

CN107796668A - 一种核电厂废树脂处理方法

Info

Publication number: CN107796668A
Application number: CN201610809978.1A
Authority: CN
Inventors: 邓才远; 郭喜良; 赵滢; 岳增强; 袁建春; 张志刚; 高超; 闫晓俊
Original assignee: China General Nuclear Power Corp; CGN Power Co Ltd; Guangdong Nuclear Power Joint Venture Co Ltd; Lingao Nuclear Power Co Ltd
Current assignee: China General Nuclear Power Corp; CGN Power Co Ltd; Guangdong Nuclear Power Joint Venture Co Ltd; Lingao Nuclear Power Co Ltd
Priority date: 2016-09-07
Filing date: 2016-09-07
Publication date: 2018-03-13

Abstract

本发明公开了一种核电厂废树脂处理方法，步骤包括：对随机抽取的采样对象，取出预定量的APG废树脂；采用γ谱仪系统和剂量率仪对APG废树脂中的至少一种γ核素进行测量，检测得到若干参数；根据参数进行计算并得到γ核素活度浓度值，将γ核素活度浓度值与解控限值比较；若γ核素活度浓度值不大于解控限值，则将APG废树脂作为常规废料处理，反之，则将APG废树脂作为放射性废料处理。使用本发明的处理方法先将不符合解控规定和符合解控规定的轻微污染的APG废树脂区分开，分别作相应处理，提高处理效率，减少放射性废料处理量，减少使用放射性树脂处理方法的安全隐患，同时降低废物处理成本。

Description

一种核电厂废树脂处理方法

技术领域

本发明涉及核电厂放射性废物处理技术领域，尤其涉及一种应用于蒸汽发生器排污系统的核电厂废树脂处理方法。

背景技术

在核电站的运行中，用于蒸汽发生器排污系统(以下简称APG)的树脂起到净化处理工艺废水的作用。相对于核电站的其他放射性废料而言，APG废树脂的数量相对少，使用后的APG废树脂从设备中排出后，一般都储存在容器中，待储存量达到一定值或者到规定的时间需要处理时，再统一进行批次处理。

根据《核科学技术术语第8部分：放射性废物管理》(GBT 4960.8-2008)，放射性废物是指含有放射性物质或被放射性物质所污染，其活度或活度浓度大于规定的清洁解控水平，并且所引起的照射未被排除的废弃物。

现有的APG废树脂处理方法包括固化处理法、氧化分解处理法、热压处理法、微生物转化处理法和高整体性容器直接包装的处理方法。固化法分为聚合物固化、水泥固化等。但是上述处理方法都存在各自的缺陷，聚合物固化虽然包容量高，但是固化剂成本高；水泥固化虽工艺简单，处理成本较低，但是包容量低，核素浸出率高。氧化分解法虽减容效果好，但是工艺要求高，处理成本高。热压法、微生物转化法和高牢固性容器直接包装的处理方法现处于开发阶段，技术不成熟，无法推广使用。

因此，鉴于现阶段放射性APG废树脂的处理方法仍处于不完善的状态，急需一种安全高效可行的废树脂处理方法。

发明内容

本发明提供一种安全高效可行的核电厂废树脂处理方法。

本发明公开了一种核电厂废树脂处理方法，步骤包括：

采样：对随机抽取的采样对象，采用采样器或人工取出预定量的APG废树脂；

检测放射性核素：采用γ谱仪系统和剂量率仪对APG废树脂中的至少一种γ核素进行测量，效率刻度采用同体积的标准源水溶液，检测得到若干参数；

计算分析：根据参数进行计算并得到γ核素活度浓度值，将γ核素活度浓度值与解控限值比较；

判断处理：若γ核素活度浓度值小于或等于解控限值，则将APG废树脂作为常规废料处理，若γ核素活度浓度值大于解控限值，则将APG废树脂作为放射性废料处理。

进一步地，采样步骤包括：

在每个批次中随机选取若干个采样对象；

对每个采样对象采用采样器进行采样。

进一步地，对每个采样对象采用采样器进行采样的步骤包括：

将采样器分别于采样对象的至少一个高度至少采样一次，得到若干采样样品；

将每个采样对象得到的所有采样样品混合均匀备测。

进一步地，计算分析的步骤包括：

计算γ核素活度浓度值：按照公式其中C为活度浓度，N为峰总面积，t为测量时间，η为探测效率，λ为分支比，m为样品质量，计算得到γ核素活度浓度值；

计算检测限：按照公式其中LD为仪器的检测限，N为峰总面积，t为测量时间，η为探测效率，λ为分支比，m为样品质量，计算得到仪器的检测限。

进一步地，计算分析的步骤还包括对每一批次的采样量计算其置信度，在计算γ核素活度浓度值后进行，包括：

按照公式其中S为样本的标准差，n为应采集的最小样品数，为样本的平均值，计算得到n，并与每一批次的采样对象的数量比较，得出采样量是否符合要求的结论，若符合要求，进行下一步，若不符合，重新进行采样检测；

按照公式其中S为样本的标准差，n为样品数，为样本平均值的标准差，得到将的计算结果与解控限值比较，若小于或等于解控限值，将APG废树脂作为常规废料处理，若大于解控限值，将APG废树脂作为放射性废料处理。

进一步地，检测两种以上的人工放射性核素时，计算分析的步骤还包括：

按照公式其中，C_i为第i种γ核素在物料中的活度浓度，C_oi为第i种γ核素的免管活度浓度限值，n为存在于物料中的γ核素的种类数，进行比对，若符合公式要求，则将APG废树脂作为常规废料处理，若不符合公式要求，将APG废树脂作为放射性废料处理。

进一步地，γ核素至少包括⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁵⁴Mn、^110mAg、¹²⁴Sb、¹²⁵Sb、¹³¹I、¹³³I、⁵⁹Fe、¹³⁴Cs、¹³⁷Cs、⁹⁵Zr、⁹⁵Nb的其中一种。

进一步地，常规废料处理包括焚烧、循坏利用或降解。

进一步地，放射性废料处理包括固化处理。

进一步地，固化处理的步骤至少包括：将APG废树脂与水泥、石灰、水、固化助剂混合并搅拌均匀。

本发明相对于现有技术，先检测计算得到APG废树脂中的γ核素活度浓度值，将γ核素的活度浓度值与解控限值相比较，若γ核素活度浓度值小于或等于解控限值，则将APG废树脂作为常规废料处理，若γ核素活度浓度值大于解控限值，则将APG废树脂作为放射性废料处理，相比之下，使用本发明的处理方法先将不符合解限规定的放射性APG废树脂和符合解限规定的放射性APG废树脂区分开，分别作相应处理，提高处理效率，能够减少放射性废料处理量，减少使用目前放射性树脂处理方法带来的安全隐患，同时也减少降低处理成本。

附图说明

图1为本发明中的处理方法流程图。

具体实施方式

下面通过具体实施方式结合附图对本发明作进一步详细说明。

现阶段的APG废树脂处理方法通常采用全部固化处理，但是考虑到在更换APG树脂时，辐射防护人员通常都会对排放管线、监测视窗及冲排至移动树脂贮槽内的APG废树脂进行表面剂量率测量，并对排放至贮槽内的树脂取样送化学进行分析，如无发现蒸汽发生器U型管屏障破损导致异常泄漏的情况下，APG废树脂被放射性污染的概率极小，因此在处理APG废树脂之前可先检测APG废树脂中的γ核素活度浓度值，判断是否超过国家规定的清洁解控水平，超过就按照放射性废料的标准进行处理，未超过就按照常规的废料的处理方法进行处理，提高了处理效率，节约了资源。

请参见图1，在本发明实施例中，本发明公开了一种核电厂废树脂处理方法，步骤包括：

采样：对随机抽取的采样对象，采用采样器或人工取出预定量的APG废树脂。在本实施例中，待测的APG废树脂一共169个批次，共约246m³，分装在4225桶中，其中阳树脂2975桶，阴树脂1250桶。阳树脂包括：型号为IRN97H的阳树脂和型号为NRW100的阳树脂，阴树脂包括型号为NRW600的阴树脂和型号为IRN78的阴树脂。对于其他的树脂型号同样适用。采样的具体步骤包括：

100、随机选取采样对象。在每个批次中随机选取3个采样对象，一共选取507个采样对象，其中，为了均衡单一类型APG废树脂的采样比例，各型号的APG废树脂的抽取量与总量的比值是相同的，本实施例为12％；具体请见表1：

序号	树脂型号	树脂类型	产生量/桶	抽样量/桶	抽样比例/％
						1	IRN97H	阳树脂	1475	177	12
2	IRN78	阴树脂	650	78	12
						3	NRW100	阳树脂	1500	180	12
4	NRW600	阴树脂	600	72	12
						合计			4225	507

表1

200、对每个采样对象采用采样器进行采样。采样器可包括沿着采样杆的轴向设有三个相互水平的容器，三个容器间两两呈120度。也可根据需要设置多个容器。具体包括：

将采样器分别于每个采样对象的至少3个不同的高度进行采样，本实施例中，可以是桶的上、中和下部，每个高度至少采样1次，本实施例为1次。在本实施例中，每次采样器能取到3个采样样品，一共可得到9个采样样品；

将每个采样对象得到的9个采样样品混合均匀，放入样品收集器中，并在样品收集器上做好标记，以便区分。样品收集器可以是塑料密封袋。

采样后，进行以下步骤：

300、检测放射性核素。在核电站运行过程中，主要由γ、β组成人工放射性核素。在本实施例中，采用型号为GMX40P4的γ谱仪系统和剂量率仪对APG废树脂中的γ核素进行测量，效率刻度采用同体积的标准源水溶液，检测得到若干参数。参数包括峰总面积等。与水相比，APG废树脂本身自吸收小于水的自吸收，核素活度计算直接采用水溶液标准效率，给出的核素活度浓度值将高于树脂的实际值，是偏保守的。其中γ核素包括⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁵⁴Mn、^110mAg、¹²⁴Sb、¹²⁵Sb、¹³¹I、¹³³I、⁵⁹Fe、¹³⁴Cs、¹³⁷Cs、⁹⁵Zr、⁹⁵Nb。

400、计算分析：根据参数进行计算并得到γ核素活度浓度值，将γ核素活度浓度值与解控限值比较。具体步骤包括：

401、计算γ核素活度浓度值：按照公式其中C为活度浓度，单位为Bq/g，N为峰总面积，t为测量时间，η为探测效率，λ为分支比，m为样品质量，计算得到γ核素活度浓度值；

402、计算检测限。按照公式其中LD为仪器的检测限，单位为Bq/g，N为峰总面积，t为测量时间，η为探测效率，λ为分支比，m为样品质量，计算得到仪器的检测限；

403、计算置信度。对每一批次的采样量计算其置信度，在计算γ核素活度浓度值后进行，包括：

按照公式其中S为样本的标准差，n为应采集的最小样品数，为样本的平均值，计算得到n，并与每一批次的采样对象的数量比较，得出采样量是否符合要求的结论，若符合要求，进行下一步，若不符合，重新进行采样检测。如表2所示，对所有γ核素，应采集的最小样品数要求不得少于24个，而在本实施例中，采样量为507，超过了应采集的最小样品数，满足规定；

按照公式其中S为样本的标准差，n为样品数，为样本平均值的标准差，得到将的计算结果与解控限值比较。以IAEA RS-G-1.7规定的各γ核素的解控限值为标准值，单位为Bq/g，解控限值和计算结果如表2：

表2

其中最大值、平均值和标准方差按照507个样品的γ核素活度浓度值计算获得，对低于检测限的按照检测限进行计算。由表2可以看出，各γ核素的计算值低于标准规定的限值，在95％的置信度范围内符合清洁解控标准。

而在其他实施例中，若小于或等于解控限值，进行下一步骤；若大于解控限值，将APG废树脂作为放射性废料处理。

404、对多种γ核素的综合分析。由于在本实施例中检测两种以上γ核素，因此，还要进行下列计算：

按照公式其中，C_i为第i种γ核素在物料中的活度浓度，C_oi为第i种γ核素的免管活度浓度限值，n为存在于物料中的γ核素的种类数，进行比对，若公式均成立，则将APG废树脂作为常规废料处理，若公式不成立，将APG废树脂作为放射性废料处理。在本实施例中，依据表2的数据进行计算，分别以样品的平均值和最大值来计算得到：

平均值计算结果：

最大值计算结果：

以样品平均值和最大值计算的结果均小于1，满足标准要求。

500、判断处理：综上判断，当进行步骤404时，若符合上述公式，则将APG废树脂作为常规废料处理，处理方法包括焚烧或循坏利用或降解或填埋等，安全可行，也减少了放射性废料处理的处理量。当进行步骤403时单个γ核素活度浓度值大于解控限值时或者不满足步骤404中的公式时，将APG废树脂作为放射性废料处理。放射性废料处理包括固化处理。固化处理的步骤至少包括：将APG废树脂与水泥、石灰、水、固化助剂和添加剂混合并搅拌均匀，静止养护。放射性废料处理也可使用氧化分解处理法、热压处理法、微生物转化处理法或高牢固性容器直接包装的处理方法。

以上内容是结合具体的实施方式对本发明所作的进一步详细说明，不能认定本发明的具体实施只局限于这些说明。对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，还可以做出若干简单推演或替换，都应当视为属于本发明的保护范围。

Claims

1.一种核电厂废树脂处理方法，其特征在于，步骤包括：

检测放射性核素：采用γ谱仪系统和剂量率仪对所述APG废树脂中的至少一种γ核素进行测量，效率刻度采用同体积的标准源水溶液，检测得到若干参数；

计算分析：根据所述参数进行计算并得到γ核素活度浓度值，将γ核素活

度浓度值与解控限值比较；

判断处理：若γ核素活度浓度值不大于解控限值，则将所述APG废树脂作为常规废料处理，若γ核素活度浓度值大于解控限值，则将所述APG废树脂作为放射性废料处理。

2.如权利要求1所述的核电厂废树脂处理方法，其特征在于，所述采样步骤包括：

在每个批次中随机选取若干个采样对象；

对每个所述采样对象采用所述采样器进行采样。

3.如权利要求2所述的核电厂废树脂处理方法，其特征在于，对每个所述采样对象采用所述采样器进行采样的步骤包括：

将采样器分别于所述采样对象的至少一个高度至少采样一次，得到若干采样样品；

将每个所述采样对象得到的所有采样样品混合均匀备测。

4.如权利要求2所述的核电厂废树脂处理方法，其特征在于，所述计算分析的步骤包括：

计算γ核素活度浓度值：按照公式，其中为活度浓度，为峰总面积，t为测量时间，为探测效率，为分支比，为样品质量，计算得到γ核素活度浓度值；

计算检测限：按照公式，其中为仪器的检测限，为峰总面积，t为测量时间，为探测效率，为分支比，为样品质量，计算得到仪器的检测限。

5.如权利要求4所述的核电厂废树脂处理方法，其特征在于，所述计算分析的步骤还包括对每一批次的采样量计算其置信度，在计算γ核素活度浓度值后进行，包括：

按照公式n≥，其中 S为样本的标准差，n为应采集的最小样品数，为样本的平均值，计算得到n，并与每一批次的采样对象的数量比较，得出采样量是否符合要求的结论，若符合要求，进行下一步，若不符合，重新进行采样检测；

按照公式，其中S为样本的标准差，n为样品数，为样本平均值的标准差，得到，将的计算结果与解控限值比较，若不大于解控限值，将所述APG废树脂作为常规废料处理，若大于解控限值，将所述APG废树脂作为放射性废料处理。

6.如权利要求5所述的核电厂废树脂处理方法，其特征在于，检测两种以上的人工放射性核素时，所述计算分析的步骤还包括：

按照公式其中，为第i种核素在物料中的活度浓度，为第i种核素的免管活度浓度限值，n为存在于物料中核素的种类数，进行比对，若符合公式要求，则将所述APG废树脂作为常规废料处理，若不符合公式要求，将所述APG废树脂作为放射性废料处理。

7.如权利要求1所述的核电厂废树脂处理方法，其特征在于，所述常规废料处理包括焚烧、循环利用或降解。

8.如权利要求1所述的核电厂废树脂处理方法，其特征在于，所述放射性废料处理包括固化处理。

9.如权利要求8所述的核电厂废树脂处理方法，其特征在于，所述固化处理的步骤至少包括：将APG废树脂与水泥、石灰、水、固化助剂混合并搅拌均匀。