CN109390069A - 核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法 - Google Patents
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Abstract
本申请公开了一种核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，包括以下步骤：S1、将滤纸和密封圈从滤芯框架中取出；S2、对滤芯框架进行多点采样,得到多个框架样本；S3、对框架样本进行放射性核素的检测，得到框架样本中各种待测放射性核素的活度浓度；S4、计算框架样本中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和，若该和值大于1，则将滤芯框架作为放射性废物处理。本申请能够准确检出那些没有被污染或污染较小的水过滤器芯，并将这些没有被污染或污染较小的水过滤器芯作为非放废物处理，大大节省了水过滤器芯的废物处理成本。
Description
技术领域
本申请涉及一种核电厂放射性废物的处理方法，具体涉及一种核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法。
背景技术
随着核技术利用、核电站快速发展，核电厂水净化系统按照设计功能要求都需要都配置不同尺寸的水过滤器。蒸汽发生器排污系统(简称APG)作为核级设备，用以去除二回路系统各种形态的液载颗粒。蒸汽发生器排污系统中的水过滤器芯运行一定时间后，都要进行更换。二回路系统产生的水过滤器芯在蒸发器U型管没有破损情况下没有污染。按照原设计该蒸汽发生器排污系统水过滤器都布置在控制区，按照辐射防护要求这些滤芯都无法作为非放物品出控制区。如何按照放射性装桶固定处理，增加固废体积和处置成本，导致放射性废物日趋增多。因这类废物基本不含放射性，从废物最小化考虑，对这些废物的处理极为谨慎。对当代和未来的人们有益，有重要的环境效益和社会效益，有利于核事业的持续发展。对公司节约成本，减少污染有重要的经济效益。
发明内容
本申请的目的是：针对上述问题，提供一种核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，该方法能够准确检出那些没有被污染或污染较小的水过滤器芯，并将这些没有被污染或污染较小的水过滤器芯作为非放废物处理，大大节省了核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的废物处理成本。
为了达到上述目的，本申请的技术方案是：
一种核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，所述水过滤器芯由滤芯框架、设于该滤芯框架内的滤纸和密封圈构成，该方法包括以下步骤：
S1、将所述滤纸和所述密封圈从所述滤芯框架中取出；
S2、对所述滤芯框架进行多点采样,而得到若干个框架样本；
S3、对框架样本进行放射性核素的检测，从而得到框架样本中各种待测放射性核素的活度浓度；
S4、计算框架样本中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和，若该和值大于1，则将所述滤芯框架作为放射性废物处理。
本申请在上述技术方案的基础上，还包括以下优选方案：
在所述步骤S4中，若框架样本中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和均小余或等于1，则将所述滤芯框架作为非放废物处理。
在所述步骤S4中，若框架样本中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和均小余或等于1，还进行下述步骤：
S5、测量所述滤芯框架自身的放射性污染水平，若放射性污染水平大于解控限值，则将所述滤芯框架作为放射性废物处理；若放射性污染水平小于或等于解控限值，则将所述滤芯框架作为非放废物处理。
所述放射性污染水平包括β表面污染水平，所述解控限值包括β解控限值。
所述β解控限值为0.8Bq/cm2。
所述放射性污染水平还包括γ辐射水平，所述解控限值还包括γ解控限值。
在所述步骤S1中，将所述滤纸和所述密封圈从所述滤芯框架中取出后，对所述滤芯框架进行清洁。
所述步骤S1在负压环境下进行。
所述滤芯框架为不锈钢框架；所述滤纸为玻璃纤维滤纸，其通过环氧树脂粘结固定于所述滤芯框架内。
在所述步骤S2中，采用钻头式采样设备对所述滤芯框架进行采样，所述框架样本为不锈钢块或不锈钢碎屑。
在所述步骤S4中，所述待测放射性核素包括：58Co、60Co、54Mn、110mAg、124Sb、131I、133133I、59Fe、134Cs、137Cs、95Zr、95Nb。
所述58Co、60Co、54Mn、110mAg、124Sb、131I、133133I、59Fe、134Cs、137Cs、95Zr、95Nb的解控限值依次为1.0Bq/g、0.1Bq/g、0.1Bq/g、0.1Bq/g、1.0Bq/g、10Bq/g、10Bq/g、1.0Bq/g、0.1Bq/g、0.1Bq/g、1.0Bq/g、0.1Bq/g。
在所述步骤S1中，先将所述滤芯框架底部的围板切割下来，得到相互分离的围板和框架本体，再将所述滤纸和所述密封圈从所述框架本体中取出。
在所述步骤S2中，既对所述围板进行多点采样，又对所述框架本体进行多点采样，而得到若干个围板样本和若干个框架本体样本，所述框架样本包括所述围板样本和所述框架本体样本。
所述围板样本不少于4个。
在所述步骤S3中，将各个所述围板样本作为一组整体溶解，测量该组围板样本的中各种待测放射性核素的活度浓度；将各个所述框架本体样本作为一组整体溶解，测量该组框架本体样本的中各种待测放射性核素的活度浓度；
在所述步骤S4中，既计算围板样本组的中各种待测放射性核素的活度浓度，又计算框架本体样本组的中各种待测放射性核素的活度浓度；若围板样本组中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和大于1，则将所述围板作为放射性废物处理；若框架本体样本组中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和大于1，则将所述框架本体作为放射性废物处理。
在所述步骤S4中，若围板样本组中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和小余或等于1，则将所述围板作为非放废物处理；若框架本体样本组中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和小余或等于1，则将所述框架本体作为非放废物处理。
在所述步骤S4中，若围板样本组中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和小余或等于1，还测量所述围板自身的放射性污染水平，若放射性污染水平大于解控限值，则将所述围板作为放射性废物处理；若放射性污染水平小于或等于解控限值，则将所述围板作为非放废物处理；
在所述步骤S4中，若框架本体样本组中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和小余或等于1，还测量所述框架本体自身的放射性污染水平，若放射性污染水平大于解控限值，则将所述框架本体作为放射性废物处理；若放射性污染水平小于或等于解控限值，则将所述框架本体作为非放废物处理。
在所述步骤S2中，对所述围板进行多点均匀采样。
所述框架本体包括圆筒部以及分别设于该圆筒部轴向上、下两端的两个圆盘部，在所述步骤S2中，既对所述圆筒部进行多点采样，又对两个所述圆盘部进行多点采样。
对每个所述圆盘部采集的样本数量不少于4个，对所述圆筒部采集的样本数量不少于12个。
在所述步骤S2中，对每个所述圆盘部进行多点均匀采样，对所述圆筒部进行多点均匀采样。
将从所述滤芯框架中取出的所述滤纸和所述密封圈作为极低放废物处理。
本申请的优势在于：本申请该方法能够准确检出那些没有被污染或污染较小的水过滤器芯，从而将这些没有被污染或污染较小的水过滤器芯作为非放废物处理，大大节省了过滤器芯的废物处理成本，对核电厂来说，可节约成本，有很好的经济效益。同时，本申请也能够检出污染较大的水过滤器芯，并将其则作为放射性污染物处理，以减少污染，有重要的环境效益和社会效益，有利于核事业的持续发展。
附图说明
图1为本申请实施例一中电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法流程图；
图2为本申请实施例二中电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法流程图。
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。本申请可以以多种不同的形式来实现，并不限于本实施例所描述的实施方式。提供以下具体实施方式的目的是便于对本申请公开内容更清楚透彻的理解，其中上、下、左、右等指示方位的字词仅是针对所示结构在对应附图中位置而言。
然而，本领域的技术人员可能会意识到其中的一个或多个的具体细节描述可以被省略，或者还可以采用其他的方法、组件或材料。在一些例子中，一些实施方式并没有描述或没有详细的描述。
此外，本文中记载的技术特征、技术方案还可以在一个或多个实施例中以任意合适的方式组合。对于本领域的技术人员来说，易于理解与本文提供的实施例有关的方法的步骤或操作顺序还可以改变。因此，附图和实施例中的任何顺序仅仅用于说明用途，并不暗示要求按照一定的顺序，除非明确说明要求按照某一顺序。
实施例一：
图1示出了这种核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法的一个具体实施例，该处理方法包括依次进行的以下步骤：
S1、取出滤芯框架中的滤纸和密封圈。
核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯由滤芯框架、设于该滤芯框架内的滤纸和密封圈构成，而且滤芯框架多为不锈钢框架，滤纸多为玻璃纤维滤纸，而且滤纸是通过环氧树脂粘结固定于滤芯框架内的。
因为滤纸被封闭在滤芯框架中，为了方便滤纸从滤芯框架中取出。我们先将滤芯框架底部的围板(围板为滤芯框架的组成部分)切割下来，这样就得到相互分离的围板和框架本体(框架本体为切割掉围板后的滤芯框架部分)。围板被切离后，滤芯框架内的滤纸露出。然后对滤芯框架上粘接的滤纸加热进行剥离，并取出密封圈。将取出的滤纸和密封圈装入白色塑料袋中，作为极低放废物处理。最后对围板和框架本体进行清洁，也即对被切割成两部分的滤芯框架进行清洁。
该步骤S1的操作需要在一个带负压的房间或设备中进行，在负压的环境下可防止切割、剥离过程中放射性粉尘外溢。
为了节约成本，我们最好先确定好那些水过滤器芯需要进行处理，那么我们先将这些水过滤器芯统一放置在前述带负压的房间或设备中，并记录每一个水过滤器芯的相关信息。当前述带负压的房间或设备中的水过滤器芯数量达到一定数量后，再对这些水过滤器芯进行集中处理。
S2、滤芯框架随机采样。
采用钻头式采样设备对上述框架本体以及切割下来的围板进行多点钻孔采样。其中框架本体包括圆筒部以及分别设于该圆筒部轴向上、下两端的两个圆盘部。
具体采样过程为：
用钻头式采样设备对围板平均分配(均匀采样)不少于4处、取小面积的不锈钢块或不锈钢碎屑的样本，放入统一试样瓶中。为了方便描述，我将该样本称之为围板样本。
用钻头式采样设备对前述圆筒部上中下、前后左右平均分配(均匀采样)不少于12处、取小面积的不锈钢块或不锈钢碎屑的样本，放入统一试样瓶中。为了方便描述，我将该样本称之为圆筒部样本。
用钻头式采样设备对前述两个圆盘部各平均分配不少于4处、取小面积的不锈钢块或不锈钢碎屑的样本，放入统一试样瓶中。为了方便描述，我将该样本称之为圆盘部样本。
显然，上述圆筒部样本和圆盘部样本都是对框架本体的采集样本，故而可将这两种样本都称为框架本体样本。而上述围板样本和前述框架本体样本都是对滤芯框架的采集样本，故而可将前述的围板样本、圆筒部样本和圆盘部样本称为框架样本。
S3、对框架样本进行放射性核素检测。
对步骤S2中采集的框架样本进行放射性核素的检测，从而获得框架样本中各种待测放射性核素的活度浓度。
对框架样本测量的主要放射性核素有58Co、60Co、54Mn、110mAg、124Sb、131I、133133I、59Fe、134Cs、137Cs、95Zr、95Nb。用多道γ谱仪系统对取样的框架样本进行溶解后的溶液测量，主要放射性核素进行直接测量。放射性核素活度浓度测量包括γ核素测量，采用多道γ谱仪系统完成。
检测时，可将各个围板样本放在一起溶解而作为一个检测对象(这些放在一起溶解并进行检测的所有围板样本构成一个样本组，在此称之为围板样本组)，将各个圆筒部样本和圆盘部样本放在一起溶解作为另一个检测对象(这些放在一起溶解并进行检测的所有圆筒部样本和圆盘部样本构成另一个样本组，在此称之为框架本体样本组)。
当然，也可以将所有的围板样本、圆筒部样本和圆盘部样本全部放在一起溶解，而仅作为一个检测对象。
GB 27742-2011规定了可免于辐射防护监管物料中的解控限值，对各放射性核素的解控限值与IAEA RS-G-1.7的规定一致。下表2给出了APG过滤器芯实施中各标准规定典型放射性核素的解控限值。
表2：关键核素的解控限值(Bq/g)
从表2中我们不难看出，58Co、60Co、54Mn、110mAg、124Sb、131I、133133I、59Fe、134Cs、137Cs、95Zr、95Nb这些核素的解控限值依次为1.0Bq/g、0.1Bq/g、0.1Bq/g、0.1Bq/g、1.0Bq/g、10Bq/g、10Bq/g、1.0Bq/g、0.1Bq/g、0.1Bq/g、1.0Bq/g、0.1Bq/g。
S4、计算框架样本中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和。
显然：
如果在上述步骤S3中，将所有的围板样本、圆筒部样本和圆盘部样本全部在一起溶解，而仅作为一个检测对象，那么就只会得出一个和值。如果该和值大于1，则将围板和框架本体(即滤芯框架)均作为放射性废物处理。如果该和值小于或等于1，即满足下式(1)，则将围板和框架本体(即滤芯框架)均作为非放废物处理。
如果在上述步骤S3中，将各个围板样本放在一起溶解而作为第一个检测对象，将各个圆筒部样本和圆盘部样本放在一起溶解作为第二个检测对象，对这两个检测对象的放射性核素活度浓度进行检测，那么就会得出两个和值。如果第一个检测对象的上述和值大于1，则将围板(滤芯框架的一部分)作为放射性废物处理。如果第一个检测对象的上述和值小于或等于1，即满足下式(1)，则将围板均作为非放废物处理。如果第二个检测对象的上述和值大于1，则将框架本体(滤芯框架的一部分)作为放射性废物处理。如果第一个检测对象的上述和值小于或等于1，即满足下式(1)，则将框架本体均作为非放废物处理。
式(1)中，
Ci：第i种人工放射性核素在物料中的活度浓度，单位为Bq/g；
Coi：第i种人工放射性核素的解控限值，单位为Bq/g；
n：存在于物料中的人工放射性核素的种类数，无量纲。
实施例二：
图2示出了这种核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法的又一个具体实施例。
本实施例这种核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法与上述实施例一非常相似，其也包括以下步骤：
S1、取出滤芯框架中的滤纸和密封圈。
因为滤纸被封闭在滤芯框架中，为了方便滤纸从滤芯框架中取出。我们先将滤芯框架底部的围板(围板为滤芯框架的组成部分)切割下来，这样就得到相互分离的围板和框架本体，围板被切离后，滤芯框架内的滤纸便露出，然后对滤芯框架上粘接的滤纸加热进行剥离，并取出密封圈。将取出的滤纸和密封圈装入白色塑料袋中，作为极低放废物处理。最后对围板和框架本体进行清洁，也即对被切割成两部分的滤芯框架进行清洁。
该步骤S1的操作需要在一个带负压的房间或设备中进行，在负压的环境下可防止切割、剥离过程中放射性粉尘外溢。
S2、滤芯框架随机采样。
采用钻头式采样设备对上述框架本体以及切割下来的围板进行多点钻孔采样。其中框架本体包括圆筒部以及分别设于该圆筒部轴向上、下两端的两个圆盘部。
具体采样过程为：
用钻头式采样设备对围板平均分配(均匀采样)不少于4处、取小面积的不锈钢块或不锈钢碎屑的样本，放入统一试样瓶中。为了方便描述，我将该样本称之为围板样本。
用钻头式采样设备对前述圆筒部上中下、前后左右平均分配(均匀采样)不少于12处、取小面积的不锈钢块或不锈钢碎屑的样本，放入统一试样瓶中。为了方便描述，我将该样本称之为圆筒部样本。
用钻头式采样设备对前述两个圆盘部各平均分配不少于4处、取小面积的不锈钢块或不锈钢碎屑的样本，放入统一试样瓶中。为了方便描述，我将该样本称之为圆盘部样本。
显然，上述圆筒部样本和圆盘部样本都是对框架本体(即切割掉围板后的滤芯框架部分)的采集样本，故而可将这两种样本都称为框架本体样本。而上述围板样本和前述框架本体样本都是对滤芯框架的采集样本，故而可将前述的围板样本、圆筒部样本和圆盘部样本称为框架样本。
S3、对各个样本进行放射性核素检测。
对步骤S2中采集的框架样本进行放射性核素的检测，从而获得框架样本中各种待测放射性核素的活度浓度。
对框架样本测量的主要放射性核素有58Co、60Co、54Mn、110mAg、124Sb、131I、133133I、59Fe、134Cs、137Cs、95Zr、95Nb。用多道γ谱仪系统对取样的框架样本进行溶解后的溶液测量，主要放射性核素进行直接测量。放射性核素活度浓度测量包括γ核素测量，采用多道γ谱仪系统完成。
58Co、60Co、54Mn、110mAg、124Sb、131I、133133I、59Fe、134Cs、137Cs、95Zr、95Nb这些核素的解控限值依次为1.0Bq/g、0.1Bq/g、0.1Bq/g、0.1Bq/g、1.0Bq/g、10Bq/g、10Bq/g、1.0Bq/g、0.1Bq/g、0.1Bq/g、1.0Bq/g、0.1Bq/g。
检测时，可将各个围板样本放在一起溶解而作为一个检测对象(这些放在一起溶解并进行检测的所有围板样本构成一个样本组，再次称之为围板样本组)，将各个圆筒部样本和圆盘部样本放在一起溶解作为另一个检测对象(这些放在一起溶解并进行检测的所有圆筒部样本和圆盘部样本构成另一个样本组，在此称之为框架本体样本组)。
当然，也可以将所有的围板样本、圆筒部样本和圆盘部样本全部放在一起溶解，而仅作为一个检测对象。
S4、计算框架样本中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和。
显然：
如果在上述步骤S3中，将所有的围板样本、圆筒部样本和圆盘部样本全部在一起溶解检测，而仅作为一个检测对象，那么就只会得出一个和值。如果该和值大于1，则将围板和框架本体均作为放射性废物处理。如果该和值小于或等于1，则还需进行下述的步骤S5以进一步确认该滤芯框架的污染程度，而并不像上述实施例一那样直接将该滤芯框架作为非放废物处理。
如果在上述步骤S3中，将各个围板样本放在一起溶解而作为第一个检测对象，将各个圆筒部样本和圆盘部样本放在一起溶解作为第二个检测对象，对这两个检测对象的放射性核素活度浓度进行检测，那么就会得出两个和值。如果第一个检测对象的上述和值大于1，则将围板作为放射性废物处理。如果第一个检测对象的上述和值小于或等于1，则还需进行下述的步骤S5以进一步确认该围板的污染程度，而并不像上述实施例一那样直接将该围板作为非放废物处理。如果第二个检测对象的上述和值大于1，则将框架本体(滤芯框架的一部分)作为放射性废物处理。如果第二个检测对象的上述和值小于或等于1，则还需进行下述的步骤S5以进一步确认该框架本体的污染程度，而并不像上述实施例一那样直接将该框架本体作为非放废物处理。
S5、测量滤芯框架自身(即围板自身和框架本体自身，而非样本)的放射性污染水平。
如果在步骤S3中，将所有的围板样本、圆筒部样本和圆盘部样本全部在一起溶解检测，而仅作为一个检测对象。而且在该步骤S5中，围板或框架本体的放射性污染水平大于解控限值，则将围板和框架本体均作为放射性废物处理。
如果在步骤S3中，将所有的围板样本、圆筒部样本和圆盘部样本全部在一起溶解检测，而仅作为一个检测对象。而且在该步骤S5中，围板或框架本体的放射性污染水平均小于或等于解控限值，则将围板和框架本体均作为非放废物处理。
如果在步骤S3中，将各个围板样本放在一起溶解而作为第一个检测对象，将各个圆筒部样本和圆盘部样本放在一起溶解作为第二个检测对象，对这两个检测对象的放射性核素活度浓度进行检测。而在该步骤S5中，若围板的放射性污染水平大于解控限值，则对应地将围板作为放射性废物处理；若框架本体的放射性污染水平大于解控限值，则对应地将框架本体作为放射性废物处理；若围板的放射性污染水平小于或等于解控限值，则对应地将围板作为非放废物处理；若框架本体的放射性污染水平小于或等于解控限值，则对应地将框架本体作为非放废物处理处理。
具体地，对围板和框架本体进行放射性污染水平测量时，一般既测量β表面污染水平，又测量γ辐射水平。其中，β解控限制为0.8Bq/cm2。
(1)GB 17567-2009第4.3.1条规定：根据拟解控物料的来源，分清其污染是表面污染还是体污染。对于确认仅属于表面污染的钢铁物料，当其表面污染水平等于或低于GB18871-2002附录B中关于可解控物体表面放射性污染控制水平(控制区控制水平的1/50)时，经审管批准后，可实施解控。
(2)GB18871-2002附录B11中控制区设备表面污染水平的1/50的控制标准：对极毒α为0.08Bq/cm2，其他α为0.8Bq/cm2；β为0.8Bq/cm2。
(3)水过滤器芯框架不存在体污染，不考虑极毒α污染，框架中核素的辐射类型包括β和γ。因此，解控辐射水平测量和评估主要依据GB 17567-2009和GB18871-2002规定，β表面污染的解控限制为0.8Bq/cm2。
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。
Claims (23)
1.一种核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，所述水过滤器芯由滤芯框架、设于该滤芯框架内的滤纸和密封圈构成，其特征在于，该方法包括以下步骤：
S1、将所述滤纸和所述密封圈从所述滤芯框架中取出；
S2、对所述滤芯框架进行多点采样,而得到若干个框架样本；
S3、对框架样本进行放射性核素的检测，从而得到框架样本中各种待测放射性核素的活度浓度；
S4、计算框架样本中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和，若框架样本中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和大于1，则将所述滤芯框架作为放射性废物处理。
2.根据权利要求1所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，在所述步骤S4中，若框架样本中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和均小余或等于1，则将所述滤芯框架作为非放废物处理。
3.根据权利要求1所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，在所述步骤S4中，若框架样本中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和均小余或等于1，还进行下述步骤：
S5、测量所述滤芯框架自身的放射性污染水平，若放射性污染水平大于解控限值，则将所述滤芯框架作为放射性废物处理；若放射性污染水平小于或等于解控限值，则将所述滤芯框架作为非放废物处理。
4.根据权利要求3所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，所述放射性污染水平包括β表面污染水平，所述解控限值包括β解控限值。
5.根据权利要求4所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，所述β解控限值为0.8Bq/cm2。
6.根据权利要求4所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，所述放射性污染水平还包括γ辐射水平，所述解控限值还包括γ解控限值。
7.根据权利要求1所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，在所述步骤S1中，将所述滤纸和所述密封圈从所述滤芯框架中取出后，对所述滤芯框架进行清洁。
8.根据权利要求1中任一所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，所述步骤S1在负压环境下进行。
9.根据权利要求1中任一所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，所述滤芯框架为不锈钢框架；所述滤纸为玻璃纤维滤纸，其通过环氧树脂粘结固定于所述滤芯框架内。
10.根据权利要求9中任一所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，在所述步骤S2中，采用钻头式采样设备对所述滤芯框架进行采样，所述框架样本为不锈钢块或不锈钢碎屑。
11.根据权利要求1所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，在所述步骤S4中，所述待测放射性核素包括：58Co、60Co、54Mn、110mAg、124Sb、131I、133133I、59Fe、134Cs、137Cs、95Zr和95Nb。
12.根据权利要求11所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，所述58Co、60Co、54Mn、110mAg、124Sb、131I、133133I、59Fe、134Cs、137Cs、95Zr、95Nb的解控限值依次为1.0Bq/g、0.1Bq/g、0.1Bq/g、0.1Bq/g、1.0Bq/g、10Bq/g、10Bq/g、1.0Bq/g、0.1Bq/g、0.1Bq/g、1.0Bq/g、0.1Bq/g。
13.根据权利要求1至12中任一所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，在所述步骤S1中，先将所述滤芯框架底部的围板切割下来，得到相互分离的围板和框架本体，再将所述滤纸和所述密封圈从所述框架本体中取出。
14.根据权利要求13所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，在所述步骤S2中，既对所述围板进行多点采样，又对所述框架本体进行多点采样，而得到若干个围板样本和若干个框架本体样本，所述框架样本包括所述围板样本和所述框架本体样本。
15.根据权利要求14所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，所述围板样本不少于4个。
16.根据权利要求14所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，
在所述步骤S3中，将各个所述围板样本作为一组整体溶解，测量该组围板样本的中各种待测放射性核素的活度浓度；将各个所述框架本体样本作为一组整体溶解，测量该组框架本体样本的中各种待测放射性核素的活度浓度；
在所述步骤S4中，既计算围板样本组的中各种待测放射性核素的活度浓度，又计算框架本体样本组的中各种待测放射性核素的活度浓度；若围板样本组中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和大于1，则将所述围板作为放射性废物处理；若框架本体样本组中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和大于1，则将所述框架本体作为放射性废物处理。
17.根据权利要求16所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，在所述步骤S4中，若围板样本组中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和小余或等于1，则将所述围板作为非放废物处理；若框架本体样本组中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和小余或等于1，则将所述框架本体作为非放废物处理。
18.根据权利要求16所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，
在所述步骤S4中，若围板样本组中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和小余或等于1，还测量所述围板自身的放射性污染水平，若放射性污染水平大于解控限值，则将所述围板作为放射性废物处理，若放射性污染水平小于或等于解控限值，则将所述围板作为非放废物处理；
在所述步骤S4中，若框架本体样本组中各种待测放射性核素的活度浓度与各自解控限值比值的和小余或等于1，还测量所述框架本体自身的放射性污染水平，若放射性污染水平大于解控限值，则将所述框架本体作为放射性废物处理，若放射性污染水平小于或等于解控限值，则将所述框架本体作为非放废物处理。
19.根据权利要求14所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，在所述步骤S2中，对所述围板进行多点均匀采样。
20.根据权利要求14所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，所述框架本体包括圆筒部以及分别设于该圆筒部轴向上、下两端的两个圆盘部，在所述步骤S2中，既对所述圆筒部进行多点采样，又对两个所述圆盘部进行多点采样。
21.根据权利要求20所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，对每个所述圆盘部采集的样本数量不少于4个，对所述圆筒部采集的样本数量不少于12个。
22.根据权利要求14所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，在所述步骤S2中，对每个所述圆盘部进行多点均匀采样，对所述圆筒部进行多点均匀采样。
23.根据权利要求1所述的核电厂蒸汽发生器排污系统水过滤器芯的处理方法，其特征在于，将从所述滤芯框架中取出的所述滤纸和所述密封圈作为极低放废物处理。
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