CN116612911A - 压水堆退役控制棒组件的处理方法 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种压水堆退役控制棒组件的处理方法，其包括以下步骤：S1、在水下将控制棒组件解体分割为多个结构单元；每个结构单元依据其放射性活度对应属于一种放射性固体废物类型；S2、将多个结构单元分别封装于不同的屏蔽容器中，将各个屏蔽容器置于乏燃料水池内的贮存格架中；S3、判断屏蔽容器是否满足外运条件；若满足则依据屏蔽容器内的结构单元所属的放射性固体废物类型，将屏蔽容器外运至预设地点进行相应处理；若不满足则将屏蔽容器留置于贮存格架中。将控制棒组件解体分割并分类，后续根据其各结构单元所属的放射性固体废物类型选择不同的外运处理方式，为贮存在乏燃料水池内的控制棒组件提供了科学合理的外运处理方式。

Description

压水堆退役控制棒组件的处理方法

技术领域

本发明涉及核电站反应堆堆内构件技术领域，尤其涉及一种压水堆退役控制棒组件的处理方法。

背景技术

现有的压水堆核电站中的控制棒组件配插在燃料组件上方，用于控制反应堆的安全运行。随着现有的压水堆核电机组运行年限增加，在机组退役之前也需要更换控制棒组件，因此从堆芯卸出的控制棒组件数量逐步增加。

退役控制棒组件含有大量放射性元素，无法直接外运处理。现有技术中对于退役控制棒组件的处理办法是临时贮存：将控制棒组件临时配插在乏燃料水池内的乏燃料组件上，待反应堆退役时再一并处理。但乏燃料水池内的空间有限，特别是用于贮存乏燃料组件的贮存格架的位置有限，随着控制棒组件的增多，临时贮存的办法逐渐将不再适用；并且，随着控制棒组件的增多，在乏燃料水池中增加了非常多乏燃料组件和控制棒组件的配插操作，引发燃料操作事故的风险增加。

综上，鉴于退役控制棒组件含有大量放射性元素，且现有技术对于退役控制棒组件如何安全合理地外运并未有相关研究，因此无法直接外运处理。同时，随着从堆芯卸出的控制棒组件数量的逐步增加，将退役控制棒组件一直临时贮存在乏燃料水池内的办法将不再适用。因此，需要一种新的退役控制棒组件处理方法。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，提供一种改进的压水堆退役控制棒组件的处理方法。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：提供一种压水堆退役控制棒组件的处理方法，其包括以下步骤：

S0、建立一个用于测算退役控制棒组件的放射性活度的退役控制棒组件放射性活度分析模型；

S1、在水下将所述控制棒组件解体分割为多个结构单元；

利用所述退役控制棒组件放射性活度分析模型测算出每个所述结构单元的放射性活度；每个结构单元依据其放射性活度对应一种放射性固体废物类型；

S2、将多个所述结构单元分别封装于不同的屏蔽容器中，将各个装有所述结构单元的屏蔽容器置于乏燃料水池内的贮存格架中；

S3、检测每个所述屏蔽容器外表面的放射性剂量当量；利用所述退役控制棒组件放射性活度分析模型测算出每个所述结构单元的放射性活度；每个所述结构单元依据其放射性活度对应一种放射性固体废物类型；

判断所述乏燃料水池内的贮存格架中的所述屏蔽容器是否满足外运条件；所述外运条件为：所述屏蔽容器外表面的放射性剂量当量≤2.0mSv/h，且封装其内的结构单元属于预设的放射性固体废物类型；

若满足所述外运条件，则依据所述屏蔽容器内的结构单元所属的放射性固体废物类型，将所述屏蔽容器外运至预设地点进行相应处理；所述预设地点包括低中放固体废物处置场、放射性金属废物熔炼处理厂、废弃矿坑。

若不满足所述外运条件，则将所述屏蔽容器留置于乏燃料水池内的贮存格架中。

优选地，步骤S0包括：

步骤S01、利用放射性活度检测设备检测并记录对应不同条件变量参数的多个退役控制棒组件的放射性活度，建立一个退役控制棒组件放射性活度数据库；

步骤S02、将所述退役控制棒组件放射性活度数据库结合放射性核素衰变理论，建立所述退役控制棒组件放射性活度分析模型。

优选地，所述条件变量参数包括堆内服役时间、退役后贮存在乏燃料水池内的时间。

优选地，所述放射性活度检测设备为γ剂量率仪或核素识别谱仪。

优选地，步骤S1包括：

步骤S10、依据所述控制棒组件各部分的金属成分将控制棒组件整体预先划分为多个所述结构单元；

步骤S11、根据所述退役控制棒组件放射性活度分析模型测算出每个所述结构单元的放射性活度；

步骤S12、当测算出其中一个所述结构单元的放射性活度小于或等于预设值时，在水下将该结构单元进行剪切分割；

步骤S13、重复步骤S12，直至将所述控制棒组件解体分割为多个结构单元。

优选地，所述预设值为5Sv/h。

优选地，步骤S3中，所述预设放射性固体废物类型包括中放射性固体废物、低放射性固体废物、极低放射性固体废物。

优选地，步骤S3中，当一个所述屏蔽容器满足所述外运条件时，判断该屏蔽容器内的结构单元所属的放射性固体废物类型：

当该屏蔽容器内的结构单元属于中放射性固体废物或低放射性固体废物时，将所述屏蔽容器外运至所述低中放固体废物处置场进行地表填埋处理；

当该屏蔽容器内的结构单元属于极低放射性固体废物时，将所述屏蔽容器外运至所述放射性金属废物熔炼处理厂进行熔炼回收处理或外运至所述废弃矿坑进行集中填埋处理。

优选地，步骤S1中，在水下将所述控制棒组件解体分割为三个结构单元；

三个结构单元分别为：吸收体棒单元(1)、不锈钢棒单元(2)、上部架体单元(3)；

三个结构单元分别对应三个屏蔽容器，三个屏蔽容器分别为：第一屏蔽容器、第二屏蔽容器、第三屏蔽容器。

优选地，步骤S2中，每个所述屏蔽容器与需封装其中的结构单元所属的放射性固体废物类型对应设置。

本发明至少具有以下有益效果：将控制棒组件解体分割并分类，后续根据其各结构单元所属的放射性固体废物类型选择不同的外运处理方式，为贮存在乏燃料水池内的控制棒组件提供了科学合理的外运处理方式。各结构单元所属的放射性固体废物类型这一信息是通过退役控制棒组件放射性活度分析模型间接测算获知的，免去许多水下实测作业，更加安全和便捷。

附图说明

下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：

图1是本发明一实施例的压水堆退役控制棒组件的处理方法的系统示意图；

图2是本发明一实施例的压水堆退役控制棒组件的处理方法所对应的控制棒组件的结构示意图。

具体实施方式

为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。

术语“第一”、“第二”、“第三”仅是为了便于描述本技术方案，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。在其它情况中，省略对众所周知的系统、装置、以及方法的详细说明，以免不必要的细节妨碍本发明的描述。

图1为本发明一实施例的压水堆退役控制棒组件的处理方法对应的一个压水堆退役控制棒组件处理系统示意图，请参照图1，从控制棒组件开始沿其右边的箭头方向理解：本发明一实施例的压水堆退役控制棒组件的处理方法包括以下步骤：

S0、建立一个用于测算退役控制棒组件的放射性活度的退役控制棒组件放射性活度分析模型(下文有时简称分析模型)。该分析模型实际上为一个数据分析模型。

进一步地，请参照图1，从控制棒组件开始沿其左边的箭头方向理解：步骤S0包括：

步骤S01、利用放射性活度检测设备检测并记录对应不同条件变量参数的多个退役控制棒组件的放射性活度，建立一个退役控制棒组件放射性活度数据库，用于为后续的退役控制棒组件放射性活度分析模型的建立提供基础。

其中，放射性活度检测设备可以是γ剂量率仪或核素识别谱仪。例如，可以采用AMP100型号γ剂量率仪进行远程或水下对放射性物品进行测量其放射性活度。或者，还可以采用ORTEC的便携式核素识别谱仪，应用在核电厂现场时具有便携特性，该设备能直接定性测量出某一管道或物品中的放射性活度。

本实施例中，条件变量参数包括堆内服役时间、退役后贮存在乏燃料水池内的时间。当然，在其他实施例中，条件变量参数也可以是其他参数，或者在本实施例的基础上还包括其他参数。

也即，每个退役控制棒组件对应的堆内服役时间不同、退役后贮存在乏燃料水池内的时间不同，对其放射性活度分别具有一定程度的影响。以现有的不同条件变量参数的退役控制棒组件作为数据样本，利用放射性活度检测设备检测其放射性活度并记录，通过记录大量的样本数据，建立一个退役控制棒组件放射性活度数据库。该数据库记录了特定的堆内服役时间及其对应的控制棒组件的放射性活度、特定的退役后贮存在乏燃料水池内的时间及其对应的控制棒组件的放射性活度等。

不仅可利用现有的退役控制棒组件作为数据样本，后续产生的退役控制棒组件也可作为数据样本，该退役控制棒组件放射性活度数据库可以持续更新记录的数据，增加其样本数据量，样本数据量越大，最终建立的分析模型的输出结果就越精确。

步骤S02、将退役控制棒组件放射性活度数据库结合放射性核素衰变理论，建立一个用于测算退役控制棒组件的放射性活度的退役控制棒组件放射性活度分析模型。

具体地，根据放射性核素衰变理论，不同的放射性核素的半衰期等天然属性不同。在控制棒组件各个部分的金属元素中包括一些放射性核素，放射性核素超过半衰期后，其放射性活度将大概率明显下降。因此，放射性核素的半衰期等天然属性也对控制棒组件的放射性活度具有一定程度的影响，因此也可对应一个分析模型的变量参数。也即，在本实施例中，对分析模型来说，自变量参数包括条件变量参数(堆内服役时间、退役后贮存在乏燃料水池内的时间)、以及金属成分变量参数。

由此，该退役控制棒组件放射性活度分析模型实际上体现了三个自变量参数(堆内服役时间、退役后贮存在乏燃料水池内的时间、金属成分)对输出结果(放射性活度)的影响。只需确定三个自变量参数并输入该退役控制棒组件放射性活度分析模型，即可获得一个对应的放射性活度。当然，如上文，条件变量参数还可以包括其他参数。

该退役控制棒组件放射性活度分析模型实际上为一个数据分析模型，本领域技术人员根据现有的数据分析及数据分析建模技术可以实现退役控制棒组件放射性活度数据库的建立、以及退役控制棒组件放射性活度分析模型的建立。

S1、在水下将控制棒组件解体分割为多个结构单元。

现有技术中，控制棒组件的放射性活度可以通过水下实测来获知，水下实测控制棒组件的放射性活度存在作业风险、且受现场因素限制，便捷性和安全性不佳。因此，本发明预先建立一个退役控制棒组件放射性活度分析模型，对退役控制棒组件进行放射性活度测算，免去许多水下实测作业，更加安全和便捷。

本实施例中，步骤S1，即在水下将控制棒组件解体分割为多个结构单元具体包括以下步骤：

步骤S10、依据控制棒组件各部分的金属成分(或者金属成分以及与燃料组件之间的距离)将控制棒组件整体预先划分为多个结构单元。

引入与燃料组件之间的距离这个判断依据，是因为在控制棒组件上的某一部分与燃料组件距离越近，其放射性越大；与燃料组件的距离越远，其放射性越小，从而可大致判断控制棒组件上各部分的放射性大小，人为地进行预分类。

另一方面，金属成分作为分析模型的条件变量参数，可以方便将控制棒组件划分为多个结构单元。也即，将控制棒组件上金属成分相同的一个部分作为一个结构单元，由此可划分出多个结构单元，多个结构单元属于同一个控制棒组件，因此具有的相同的特征为堆内服役时间、退役后贮存在乏燃料水池内的时间，具有的不同的特征为金属成分。由此，可利用退役控制棒组件放射性活度分析模型，根据控制棒组件上不同部位的金属成分特征，将金属成分输入分析模型，可以获知每个结构单元的放射性活度。因此可根据放射性活度的不同将控制棒组件整体预先划分为多个结构单元。

步骤S11、根据退役控制棒组件放射性活度分析模型测算出每个结构单元的放射性活度。

步骤S12、当测算出其中一个结构单元的放射性活度小于或等于预设值时，在水下将该结构单元进行剪切分割。

具体地，此处可采用剪切缩容设备对水下的结构单元进行剪切分割。预设值可以根据不同核电厂的具体情况确定，确保其中一个结构单元的放射性活度低至一个安全的预设值，对设备和人员的危害较小时再开启剪切分割作业，加强剪切分割作业的安全性。

进一步地，该预设值可以为5Sv/h。需要说明的是，根据历史上对出堆可燃毒物组件进行水下测量的放射性活度，当测得可燃毒物组件表面的放射性活度小于或等于5Sv/h时，是较为安全的水下作业时机。

步骤S13、重复步骤S12，直至将控制棒组件解体分割为多个结构单元。

S2、将多个结构单元分别封装于不同的屏蔽容器中，将各个装有结构单元的屏蔽容器置于乏燃料水池内的贮存格架中。

具体地，屏蔽容器可具有γ射线屏蔽、密封防水、排水等功能，并且可对其设计一些配合吊装的配合部来方便吊装和运输。

S3、采用剂量当量率仪等检测设备检测每个屏蔽容器外表面的放射性剂量当量。利用退役控制棒组件放射性活度分析模型测算出每个结构单元的放射性活度。每个结构单元依据其放射性活度对应一种放射性固体废物类型。

根据现行国家标准，放射性固体废物类型包括有高放射性固体废物、中放射性固体废物、低放射性固体废物、极低放射性固体废物等。每种放射性固体废物类型对应一个放射性活度范围区间。高放射性固体废物、中放射性固体废物、低放射性固体废物、极低放射性固体废物按照其放射性活度从高到极低的顺序对应从大到小的放射性活度范围区间。因此，得知每个结构单元的放射性活度后，即可依据其放射性活度对应到一种放射性固体废物类型。

判断乏燃料水池内的贮存格架中的屏蔽容器是否满足外运条件。外运条件为：屏蔽容器外表面的放射性剂量当量≤2.0mSv/h，且封装其内的结构单元属于预设放射性固体废物类型。

若满足外运条件，则依据屏蔽容器内的结构单元所属的放射性固体废物类型，将屏蔽容器外运至预设地点进行相应处理。预设地点包括低中放固体废物处置场、放射性金属废物熔炼处理厂、废弃矿坑。当然，还可包括其他可行的合法的处置地点。也即，考虑将屏蔽容器外运时，将各屏蔽容器进行分类处理，并且分类的依据是其内容纳的结构单元所属的放射性固体废物类型。

也即，将控制棒组件解体分割并分类，后续根据其各结构单元所属的放射性固体废物类型选择不同的外运处理方式。分类处理带来的好处是针对性强，降低处理成本，具备工程实践应用前景。

预设放射性固体废物类型可以包括中放射性固体废物、低放射性固体废物、极低放射性固体废物。也即，封装在屏蔽容器内的结构单元至少为中放射性固体废物时，才考虑将其外运处理。当然，在其他实施例中，也可以提高外运标准，预设放射性固体废物类型也可以只包括低放射性固体废物、极低放射性固体废物，封装在屏蔽容器内的结构单元至少为低放射性固体废物时，才考虑将其外运处理。

若不满足外运条件，则将屏蔽容器留置于乏燃料水池内的贮存格架中。留置一段时间后，随着屏蔽容器内的结构单元中的放射性元素衰变，放射性活度逐渐下降，屏蔽容器外表面的放射性活度也逐渐下降，并且其内的结构单元所属的放射性固体废物类型也将发生变化，随着时间推移，当该留置的屏蔽容器外表面的剂量当量≤2.0mSv/h，且封装其内的结构单元属于预设放射性固体废物类型时便满足外运条件，按外运处理。

本发明的压水堆退役控制棒组件的处理方法的核心思路及对应的有益效果是：(1)将控制棒组件解体分割并分类，后续根据其各结构单元所属的放射性固体废物类型选择不同的外运处理方式。分类处理带来的好处是针对性强、安全性好，针对不同的放射性固体废物类型采用对应的外运处理方式，可以科学合理地安排各个结构单元的最终处置方式，为贮存在乏燃料水池内的控制棒组件提供了科学合理的外运处理方式，本质提升乏燃料组件和退役控制棒组件的安全。并且分类处理能够合理配置放射性固体废物处理资源，从而降低对放射性固体废物处理的成本，并且安全性得到保证，具备工程实践应用前景。

(2)各结构单元所属的放射性固体废物类型这一信息是通过退役控制棒组件放射性活度分析模型间接测算获知的，免去许多水下实测作业，更加安全和便捷。

进一步地，本实施例中，步骤S3中，当一个屏蔽容器满足外运条件时，判断该屏蔽容器内的结构单元所属的放射性固体废物类型：

当该屏蔽容器内的结构单元属于中放射性固体废物或低放射性固体废物时，将屏蔽容器外运至低中放固体废物处置场进行地表填埋处理。国内目前已经许可运行多个低中放固体废物处置场。

当该屏蔽容器内的结构单元属于极低放射性固体废物时，将屏蔽容器外运至放射性金属废物熔炼处理厂进行熔炼回收处理或外运至废弃矿坑进行集中填埋处理。

在低放金属废物熔炼回收处理方面，目前国际上主流处理技术是金属熔炼回炉，国内具备低放废物的金属熔炼处理技术和条件。外运至废弃矿坑进行集中填埋处理时，可与核电厂产生的其它低污染金属一同申请集中填埋处理。

当然，在其他实施例中，也可根据不同核电厂的具体情况，采用不同的处理方式。

如图2所示，本实施例中，步骤S1中，依据控制棒组件各部分的金属成分、以及各部分与燃料组件之间的距离在水下将控制棒组件解体分割为三个结构单元。

请参照图2，压水堆的控制棒组件主要由上部架体单元3(星型架)和下部的24根控制棒组成。上部架体单元3由中心筒、翼板及圆柱形指状杆钎焊连接成一体，其材料为奥氏体不锈钢，中心筒中空内部含有弹簧系统，缓冲弹簧由因科镍718制成。控制棒包括包壳管和容纳在包壳管中的芯块。包壳管材料均为AISI316L渗氮不锈钢。下部包含24根控制棒，24根控制棒又分为吸收体棒和不锈钢棒。吸收体棒的包壳管内部装有Ag-In-Cd合金芯块和1个奥氏体不锈钢材质的压紧弹簧。不锈钢棒中装有不锈钢合金芯块和1个奥氏体不锈钢材质的压紧弹簧。

因此，吸收体棒的金属成分主要为Ag、In、Cd、AISI316L渗氮不锈钢，并且其靠近控制棒组件的下侧，放射性活度较大；相对吸收体棒和不锈钢棒，上部架体单元3更靠近控制棒组件的上侧，放射性活度较小。因此，可预先将控制棒组件分为三个结构单元。

三个结构单元分别为吸收体棒单元1、不锈钢棒单元2、上部架体单元3。

三个结构单元分别对应三个屏蔽容器，三个屏蔽容器分别为：第一屏蔽容器、第二屏蔽容器、第三屏蔽容器。

可以理解地，在其他实施例中，还可以将控制棒组件分为两个结构单元、四个结构单元、五个结构单元或者更多数量的结构单元。分为两个结构单元时，可以是将包壳管作为一个结构单元、其内的芯块作为一个结构单元。

进一步地，在本实施例中，每个屏蔽容器与需封装其中的结构单元所属的放射性固体废物类型对应设置。

也即，当确定了某控制棒组件的堆内服役时间、退役后贮存在乏燃料水池内的时间，以及每个结构单元的金属成分后，输入分析模型可以分别测算吸收体棒单元1、不锈钢棒单元2、上部架体单元3的放射性活度大小。从而，分别将吸收体棒单元1、不锈钢棒单元2、上部架体单元3对应归类至一种放射性固体废物类型。

三个结构单元分别对应三个屏蔽容器，三个屏蔽容器分别为：第一屏蔽容器、第二屏蔽容器、第三屏蔽容器。

进一步地，步骤S2中，每个屏蔽容器可与需封装其中的结构单元所属的放射性固体废物类型对应设置。

具体地，例如，多个屏蔽容器分别对应高放射性固体废物类型、中放射性固体废物类型、低放射性固体废物类型、极低放射性固体废物类型设计，每种放射性固体废物类型对应的是该结构单元的放射性活度大小。由此，多个屏蔽容器可以根据需封装其中的结构单元的放射性活度大小，设计为具有不同屏蔽性能。放射性活度更高的结构单元可对应具有更高屏蔽性能的屏蔽容器；相应地，放射性活度更低的结构单元可对应降低屏蔽容器的性能设计标准。

例如，对于更高屏蔽性能的屏蔽容器，可以将其设计为多层的形式。

请参照图1，以下提供本实施例的具体实施过程：

步骤S01、利用放射性活度检测设备检测并记录多个退役控制棒组件的放射性活度，建立一个退役控制棒组件放射性活度数据库。

多个退役控制棒组件分别对应堆内服役时间5年、堆内服役时间10年、堆内服役时间15年等；以及，多个退役控制棒组件分别对应退役后贮存在乏燃料水池内的时间为3年、6年、9年等。

例如，该数据库中记录了堆内服役时间为15年的退役控制棒组件刚卸到乏燃料水池时的放射性活度为11Sv/h。

步骤S02、将退役控制棒组件放射性活度数据库结合放射性核素衰变理论，也即引入一个金属元素变量参数，建立一个用于测算退役控制棒组件的放射性活度的退役控制棒组件放射性活度分析模型。

例如，考虑控制棒组件的主要放射性核素为Ag-110m、Cd-110、Cd-114、Sn-119、Co-60等，对应的半衰期为60天～5年。由此，控制棒组件上包含Ag、Cd金属元素的部分贮存时间超过5年后，其放射性活度将大概率明显下降。控制棒组件上包含Ag、Cd的部分可以对应到吸收体棒单元1。

步骤S10、依据控制棒组件各部分的金属成分、以及与燃料组件之间的距离将控制棒组件整体预先划分为吸收体棒单元1、不锈钢棒单元2、上部架体单元3。

步骤S11、以吸收体棒单元1为例，利用退役控制棒组件放射性活度分析模型，输入自变量参数：堆内服役时间15年、退役后贮存在乏燃料水池内的时间10年、金属成分为Ag、In、Cd、Co-60(吸收体棒单元1的主要金属成分)。退役控制棒组件放射性活度分析模型对应输出这些参数对应的吸收体棒单元1的放射性活度理论值为5Sv/h。

步骤S12、测算出吸收体棒单元1的放射性活度为5Sv/h，满足小于或等于5Sv/h的条件，在水下将该吸收体棒单元1进行剪切分割。

S2、将吸收体棒单元1封装于第一屏蔽容器中，并将第一屏蔽容器置于乏燃料水池内的贮存格架中。其中，吸收体棒单元1的放射性活度水平较高，第一屏蔽容器采用双层设计。

S3、经实际测量或者利用分析模型进行测算，第一屏蔽容器的外表面的放射性剂量当量为1.8mSv/h，满足小于等于2.0mSv/h的条件，并且其内的吸收体棒单元1的理论放射性活度为5Sv/h，属于中放射性固体废物，满足外运条件。则将第一屏蔽容器外运至低中放固体废物处置场进行地表填埋处理。

同理，针对不锈钢棒单元2、上部架体单元3及其对应的第二屏蔽容器、第三屏蔽容器，重复步骤S11、S12、S2、S3。

经测量，第二屏蔽容器、第三屏蔽容器外表面的剂量当量为1.9mSv/h，满足小于等于2.0mSv/h的条件，并且其内的不锈钢棒单元2、上部架体单元3属于极低放射性固体废物，满足外运条件。则将第二屏蔽容器、第三屏蔽容器外运至放射性金属废物熔炼处理厂进行熔炼回收处理。

结合本文中所公开的实施例描述的建立退役控制棒组件放射性活度数据库、或建立退役控制棒组件放射性活度分析模型的步骤可以直接用计算机软件来实现。对应的计算机软件可以置于随机存储器(RAM)、内存、只读存储器(ROM)、电可编程ROM、电可擦除可编程ROM、寄存器、硬盘、可移动磁盘、CD-ROM、或技术领域内所公知的任意其它形式的存储介质中。

专业人员还可以进一步意识到，结合本文中所公开的实施例描述的测算、建模、判断的方法步骤，能够以计算机软件来实现。

可以理解的，以上实施例仅表达了本发明的优选实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对本发明专利范围的限制。应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，可以对上述技术特点进行自由组合，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本发明的保护范围。因此，凡跟本发明权利要求范围所做的等同变换与修饰，均应属于本发明权利要求的涵盖范围。

Claims (10)

1.一种压水堆退役控制棒组件的处理方法，其特征在于，包括以下步骤：

S0、建立一个用于测算退役控制棒组件的放射性活度的退役控制棒组件放射性活度分析模型；

S1、在水下将所述控制棒组件解体分割为多个结构单元；

S2、将多个所述结构单元分别封装于不同的屏蔽容器中，将各个装有所述结构单元的屏蔽容器置于乏燃料水池内的贮存格架中；

S3、检测每个所述屏蔽容器外表面的放射性剂量当量；利用所述退役控制棒组件放射性活度分析模型测算出每个所述结构单元的放射性活度；每个所述结构单元依据其放射性活度对应一种放射性固体废物类型；

判断所述乏燃料水池内的贮存格架中的所述屏蔽容器是否满足外运条件；所述外运条件为：所述屏蔽容器外表面的放射性剂量当量≤2.0mSv/h，且封装其内的结构单元属于预设的放射性固体废物类型；

若满足所述外运条件，则依据所述屏蔽容器内的结构单元所属的放射性固体废物类型，将所述屏蔽容器外运至预设地点进行相应处理；所述预设地点包括低中放固体废物处置场、放射性金属废物熔炼处理厂、废弃矿坑；

若不满足所述外运条件，则将所述屏蔽容器留置于乏燃料水池内的贮存格架中。

2.根据权利要求1所述的压水堆退役控制棒组件的处理方法，其特征在于，步骤S0包括：

步骤S01、利用放射性活度检测设备检测并记录对应不同条件变量参数的多个退役控制棒组件的放射性活度，建立一个退役控制棒组件放射性活度数据库；

步骤S02、将所述退役控制棒组件放射性活度数据库结合放射性核素衰变理论，建立所述退役控制棒组件放射性活度分析模型。

3.根据权利要求2所述的压水堆退役控制棒组件的处理方法，其特征在于，所述条件变量参数包括堆内服役时间、退役后贮存在乏燃料水池内的时间。

4.根据权利要求2所述的压水堆退役控制棒组件的处理方法，其特征在于，所述放射性活度检测设备为γ剂量率仪或核素识别谱仪。

5.根据权利要求1所述的压水堆退役控制棒组件的处理方法，其特征在于，步骤S1包括：

步骤S10、依据所述控制棒组件各部分的金属成分将控制棒组件整体预先划分为多个所述结构单元；

步骤S11、根据所述退役控制棒组件放射性活度分析模型测算出每个所述结构单元的放射性活度；

步骤S12、当测算出其中一个所述结构单元的放射性活度小于或等于预设值时，在水下将该结构单元进行剪切分割；

步骤S13、重复步骤S12，直至将所述控制棒组件解体分割为多个结构单元。

6.根据权利要求5所述的压水堆退役控制棒组件的处理方法，其特征在于，所述预设值为5Sv/h。

7.根据权利要求1所述的压水堆退役控制棒组件的处理方法，其特征在于，步骤S3中，所述预设放射性固体废物类型包括中放射性固体废物、低放射性固体废物、极低放射性固体废物。

8.根据权利要求7所述的压水堆退役控制棒组件的处理方法，其特征在于，步骤S3中，当一个所述屏蔽容器满足所述外运条件时，判断该屏蔽容器内的结构单元所属的放射性固体废物类型：

当该屏蔽容器内的结构单元属于中放射性固体废物或低放射性固体废物时，将所述屏蔽容器外运至所述低中放固体废物处置场进行地表填埋处理；

当该屏蔽容器内的结构单元属于极低放射性固体废物时，将所述屏蔽容器外运至所述放射性金属废物熔炼处理厂进行熔炼回收处理或外运至所述废弃矿坑进行集中填埋处理。

9.根据权利要求1-8任一项所述的压水堆退役控制棒组件的处理方法，其特征在于，步骤S1中，在水下将所述控制棒组件解体分割为三个结构单元；

三个结构单元分别为：吸收体棒单元(1)、不锈钢棒单元(2)、上部架体单元(3)；

三个结构单元分别对应三个屏蔽容器，三个屏蔽容器分别为：第一屏蔽容器、第二屏蔽容器、第三屏蔽容器。

10.根据权利要求1-8任一项所述的压水堆退役控制棒组件的处理方法，其特征在于，步骤S2中，每个所述屏蔽容器与需封装其中的结构单元所属的放射性固体废物类型对应设置。