一种处理后放射性废油的清洁解控方法及系统与流程

1.本发明属于放射性废物处理技术领域，具体涉及一种处理后放射性废油的清洁解控方法及系统。


背景技术：

2.清洁解控水平是以活度浓度和(或)总活度表示的值，低于或等于该值时，辐射源可不再受管理控制，可以极大减少放射性废物的体积和处理处置成本。放射性废油是核电机组运行产生的有机“疑难废物”之一，其中含有少量的β、γ放射性核素，目前大多以混合形式暂存在核电场址内，具有多电站分散分布的特点。虽然放射性废油的年产量较低，但随着其存量的增加，不但对暂存库库容造成了很大的压力，而且由于废油自身的易燃易爆以及化学毒性和腐蚀性，还属于核电厂的安全隐患之一，已无法满足核电的安全监管要求及可持续发展。
3.出于安全考虑，放射性废油经过特定的放射性核素分离净化工艺处理后，处理后的废油达到了清洁解控水平。
4.所以，需要通过合理的清洁解控方法对处理后的废油进行取样、辐射水平分析和剂量评估，并判断其是否满足清洁解控要求和剂量准则要求。


技术实现要素：

5.针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的是提供一种处理后放射性废油的清洁解控方法及系统，以缓解核电厂放射性废油暂存库的库容压力，消除了核电厂放射性废油长期暂存的安全隐患。
6.为达到以上目的，本发明采用的技术方案是：一种处理后放射性废油的清洁解控方法，包括步骤：进行待解控处理后废油源项收集、测量；进行现场辐射水平的测量；对处理后废油进行现场取样，并测量取样后的样品中核素的活度浓度；进行清洁解控评估及废物/废料处理。
7.进一步，所述源项收集、测量的信息包括处理前废油的初始活度、处理方法、处理起始时间和结束时间、处理后废油的总γ、数量、贮存方式、贮存地点及包装类型。
8.进一步，所述进行现场辐射水平的测量包括测量场所在非控制区外单独的贮存厂房及测量待测处理后废油桶外表面污染。
9.进一步，所述测量场所在非控制区外单独的贮存厂房的测量内容包括每个取样桶外表面的γ剂量率和β表面污染测量、打开取样桶盖后内装处理后废油表面的γ剂量率和β表面污染测量。
10.进一步，所述现场取样时，采用梅花布点法进行取样。
11.进一步，所述现场取样时每个桶上的取样点为4个，每个所述取样点上取表面、上部、中部及桶底部四个取样部位，共计取样16份。
12.进一步，每个所述取样部位处取样100ml。
13.进一步，16份样品中，每个取样部位的4份取样均匀混合成1个样品，共计测量4个样品，4个所述样品中，3个进行辐射水平分析，1个作为备用。。
14.进一步，所述核素的活度浓度的测量包括总α和总β、γ核素、
90
sr、
55
fe、
63
ni、3h和
14
c。
15.本发明还提供一种处理后放射性废油的清洁解控系统，包括：源项收集模块，用于进行待解控处理后废油源项收集、测量；现场辐射测量模块，用于进行现场辐射水平的测量；取样测量模块，用于对处理后废油进行现场取样，并测量取样后的样品中核素的活度浓度；评估处理模块，用于进行清洁解控评估及废物/废料处理。
16.本发明的效果在于：通过科学的取样、辐射分析，以及剂量评估，可以准确判断处理后的废油是否满足清洁解控要求和剂量准则要求，解控后的废油可作为普通危险废物进行管理，缓解了核电厂放射性废油暂存库的库容压力，消除了核电厂放射性废油长期暂存的安全隐患，解决了监管部门持续关注的“疑难废物”处理难题。
附图说明
17.图1是本发明中一种处理后放射性废油的清洁解控方法的步骤流程图；
18.图2是本发明中一种处理后放射性废油的清洁解控方法的模块原理流程图；
19.图3是步骤s3中现场取样的取样位置示意图。
具体实施方式
20.下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步描述。
21.如图1-3所示，本发明提出了一种处理后放射性废油的清洁解控方法包括步骤：
22.s1，进行待解控处理后废油源项收集、测量；
23.具体的，源项收集目的是获得待解控处理后废油的详细信息资料，包括处理前废油的初始活度(总γ)、处理方法、处理起始时间和结束时间、处理后废油的总γ、数量、贮存方式、贮存地点及包装类型等。
24.以一个具体实例作为说明，采集外部获得待解控处理后废油的详细信息资料，包括处理前废油的初始活度(总γ)、处理方法、处理起始时间和结束时间、处理后废油的总γ、数量、贮存方式、贮存地点及包装类型等。为进一步取样、数据分析及最后的解控提供信息基础。
25.s2，进行现场辐射水平的测量；
26.具体的，在现场样品采集前，需开展现场辐射水平测量，测量场所在控制区外单独的贮存厂房，测量待测处理后废油桶外表面污染。
27.在本实施例中，开展现场辐射水平测量时，测量场所在非控制区外单独的贮存厂房，测量内容包括：
①
每个400l取样桶外表面的γ剂量率和β表面污染测量；
②
打开取样桶盖后内装处理后废油表面的γ剂量率和β表面污染测量。
28.可以理解，现场辐射水平测量是为防止样品的交叉污染，现场辐射水平测量应符合国标规定，且应在现场中本底辐射尽可能低的区域进行。
29.以一个具体实例作为说明，根据第一步得到的废油储存数据，对取样现场进行剂量测量。测量所处场地的环境剂量率，并在扣除背景的条件下测量处理后废油暂存桶的表
面剂量率，初步判定是否具有可操作性，并对操作方案进行及时修改或补充。
30.s3，对处理后废油进行现场取样，并测量取样后的样品中核素的活度浓度；
31.具体的，在核电厂废油储存点，对处理后废油进行取样，采用梅花布点法进行取样，保证样品的代表性，做好分类标注并记录数据。采集完样品后，需要对样品进行密闭包装，并进行安全运输至辐射水平检测单位。
32.在本实施例中，取样前先对400l钢桶内的处理后废油进行搅拌混匀，每个400l桶布设4个取样点，每个取样点上取表面、上部、中部及桶底部四个取样部位，每个部位取样100ml，每个点合计取样400ml，每桶共取样16份。在测量之前将上、中、下三个部位的样品进行混合，混合均匀后取200ml进行放化分析。即每个400l桶共有4个样品，其中3个样品进行辐射水平分析，1个样品作为备用样品。取样完样品后，需要对样品进行记录、标记，并密闭包装，进行安全运输至检测单位检测。
33.核素的活度浓度的测量包括总α和总β、γ核素、
90
sr、
55
fe、
63
ni、3h和
14
c。
34.其中，总α和总β：假如核电厂运行过程中燃料元件未发生破损，一般不会产生α核素，因此选择10％的样品进行总α测量。核电厂中的β核素主要为
90
sr、
55
fe、
63
ni、3h和
14
c，根据已有的测量结果，处理后废油中的β核素放射性水平极低，因此也选择10％的样品进行总β测量。
35.γ谱测量：对所有样品进行γ谱核素活度浓度测量，主要包括
60
co、
58
co、
137
cs、
134
cs、
95
zr、
95
nb、
54
mn、
59
fe、
122
sb、
124
sb和
110m
ag等。
36.90
sr的测量：
90
sr是裂变核素，一般选择
137
cs较高的样品开展
90
sr测量，由于处理后废油的放射性水平极低，以
137
cs活度浓度是否高于0.01bq/g作为
90
sr是否测量的选择依据。
37.55
fe和
63
ni的测量：
55
fe和
63
ni是活化产物，一般选择
60
co较高的样品开展
55
fe和
63
ni测量，同样由于处理后废油的放射性水平极低，以
60
co活度浓度是否高于0.01bq/g作为
55
fe和
63
ni是否测量的选择依据。
[0038]3h和
14
c的测量：处理后废油中的3h含量与含水率高度相关，当处理后废油中的含水率大于0.2％时，需对处理后废油中的3h活度浓度进行测量。对每个400l暂存桶中处理后废油取样1个进行
14
c的活度浓度测量。
[0039]
进一步地，在现场取样前，还包括步骤：
[0040]
准备测量和取样工器具；
[0041]
具体的，取样和测量工器具包括处理后废油的专用取样器，表面污染和表面剂量率测量仪，关键核素分析测量仪等。
[0042]
s4，进行清洁解控评估及废物/废料处理；
[0043]
具体的，完成样品的测量后，对样品代表性、解控符合性以及剂量进行评估，判断处理后废油是否满足解控要求和剂量准则要求。不满足要求的处理后废油，则需再次进行处理。对满足要求的处理后废油，通过经济效益综合分析后，可进行作为普通危险废物进行焚烧供热处理或再循环再利用。
[0044]
在本实施例中，清洁解控符合性评估的内容包括：活度浓度测量样品的代表性评估、解控限值符合性评估及剂量评估。
[0045]
本发明还提供一种处理后放射性废油的清洁解控系统，其包括：
[0046]
源项收集模块，用于进行待解控处理后废油源项收集、测量；
[0047]
现场辐射测量模块，用于进行现场辐射水平的测量；
[0048]
取样测量模块，用于对处理后废油进行现场取样，并测量取样后的样品中核素的活度浓度；
[0049]
评估处理模块，用于进行清洁解控评估及废物/废料处理。
[0050]
通过上述实施例可以看出，本发明的有益效果在于：通过科学的取样、辐射分析，以及剂量评估，可以准确判断处理后的废油是否满足清洁解控要求和剂量准则要求，解控后的废油可作为普通危险废物进行管理，缓解了核电厂放射性废油暂存库的库容压力，消除了核电厂放射性废油长期暂存的安全隐患，解决了监管部门持续关注的“疑难废物”处理难题。
[0051]
本发明所述并不限于具体实施方式中所述的实施例，本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新范围。