坑式废物库回取前现场辐射场调查、去污与转运废物源项估算,该文是现场类论文写作技巧范文跟去污和转运废物源和辐射类论文写作参考范文.
现场论文参考文献：
夏丽丽1纪永红2
（1.十堰市辐射与危险废物监督管理中心,湖北十堰442000；2.中国原子能科学研究院,北京102413）
摘 要：针对中国原子能科学研究院院内某工号坑式废物库回取现场堆积大量散装或不同规格包装废物、松散废物量大、各种源项数据不全等复杂情况,制订辐射场调查、去污和辐射防护方案.通过对废物转运后现场γ辐射水平的评估及前期去污效果的分析,经去污和废物转运后,回取现场辐射场是安全的、可接受的结论.
关键词：坑式废物库；辐射场调查；源项估算；去污
前言
中国原子能科学研究院某工号固体废物库收贮的废物其主要核素为裂变产物90Sr、137Cs及堆照活化产物60Co,也含有少量的超铀核素,如239Pu、241Am等.废物全部来自院内各核设施产生的低、中放固体废物,如反应堆运行、维修和部分设备退役废物,放射化学实验研究及设备退役废物等.废物收贮时的源项资料不全,废物未加分类、散投入库坑或盖板上堆积贮存.
该库基本情况为：
（1）盖板上堆积废物量大.盖板面积的70%以上堆积各种废物,堆积最高度处约为2.4m,门厅处堆放7枚放射源.
（2）盖板上废物包箱装形状、规格及材质复杂,部分废物无包装.各种废物箱堆放无序,库区内操作空间狭小,部分铁质箱体出现严重腐蚀情况.
（3）库区松散废物量大.库内门厅、盖板及盖板上包装箱体沉积大量松散物（如尘土、木枝等）.这些松散物无法与放射性废物区分,大多存在污染的可能性,只能作为放射性污染废物一并处理.
1辐射场调查及去污
辐射场调查及去污工作主要包括：初态辐射场调查、去污、去污后辐射场调查三部分内容.
1.1方案及步骤
根据现场情况,工作组制订了辐射场调查、去污和辐射防护方案.
（1）辐射场调查方案
初态调查顺序为：门厅→盖板→包装体；去污后调查顺序,包装体→盖板→门厅；去污过程中即时监测γ辐射场和表面污染水平,气溶胶即时取样,衰变测量.调查内容包括：γ辐射水平、表面污染水平、气溶胶浓度.
（2）去污方案
去污是对库区进行整治的过程,基本步骤为：a.无包装“较大”废物的转移；b.无包装“较小”废物的收贮；c.“细小”松散表面污染的去污三项内容.基本原则：防止交叉污染,重点部位重点处理.基本流程：初步去污由门厅至库内,二次去污由库内到库外,如图1：
（3）辐射防护方案
辐射防护应做好个人剂量监测、表面污染防护、气溶胶防护三方面工作.因此人员工作时需佩戴热释光剂量计,穿戴好防护衣物并佩戴呼吸面罩（或口罩）.
（4）工作注意事项
工作中应妥善收集、包装松散废物及去污中产生的二次废物,去污工作应注意防止发生二次交叉污染；对已损坏的包装,去污时应避免损坏加重,造成内容废物散落.
1.2调查结果及数据分析
（1）γ辐射水平
γ辐射水平调查结果见表1.
数据分析：
（1）库盖板屏蔽有效；
（2）门厅区域γ辐射主要贡献为暂存在门厅的7个放射源（表面剂量率9000μGy/h）,整治过程中,将最强的放射源放在中间,其它6个置于周围,以进行简单屏蔽.
（3）去污中收集的废物表面剂量率水平都很低,库区γ辐射水平的根本改善要通过后续的废物运工作来完成.
（2）表面污染水平
表面污染间接法测量法,湿法擦拭取样,擦拭系数取20%,擦拭面积为50cm2,按“1个样品/1m2”进行布点.对样品即时测量和衰变测量并将数据进行比对,以鉴别是否属于人工放射性核素污染.初态数据见表2,去污后数据见表3.
数据分析：
（1）去污前,α表面污染水平高于GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》中的控制区限值,去污后α水平降低了3倍以上；
（2）经衰变测量后,可定性判断,表面污染形成的主要原因是天然放射性核素沉积；污染核素中仅有少量且水平很低的人工β放射性核素.
1.3气溶胶浓度
初始状态、去污工作中和去污工作后门厅、库西部和库东部三个区域气溶胶数据见表4及图2.取样量4000L,衰变后测量.
数据分析：
（1）所有数据均为4天衰变后测量数据,即氡气子体衰变一个半衰期后的数据；
（2）去污前和去污后气溶胶浓度无显著变化.去污过程中松散污染悬浮,致使气溶胶浓度升高,门厅自然通风状况较好,气溶胶增幅低于库盖板气溶胶浓度增幅；
（3）去污工作有效防止了后期工作中松散污染悬浮造成的气溶胶浓度水平升高.
2.3去污效果
去污的目的是改善辐射环境,其效果分析如下：
（1）库区的γ辐射水平未发生根本改变,其根本改善要通过后续的盖板上堆积废物转运工作来完成.
（2）松散污染的去除,有效的避免了后期工作中由于表面污染悬浮带来的气溶胶浓度升高.
（3）通过初态和终态数据对比,表面污染去污效果良好.同时,通过对去污工作人员及后续工艺设备恢复人员两个不同人员组的表面污染监测数据（见表5）对比分析,也验证了松散污染的去污效果.
2.4人员受照、废物收集
在初态、去污后辐射场调查及去污期间,每个工作人员外照射剂量约为0.75mSv（按每天库区工作2.5小时,辐射场强度取60μGy/h,工作5天计算）.内照射方面,工作期间人员一直佩戴面罩或口罩（过滤效率为99.99%）,鼻孔擦试表面污染测量显示无污染,工作人员工作前后全身计数测量未升高,由此判定人员所受内照射很低、是可接受的.
工作中收集的废物主要为：库区的无包装废物、去污用品（如棉纱、卫生纸、掇布、扁铲等）和辐护防护用品（如手套、口罩、工作服、工作鞋）,共收集并包装废物2.8m3,均为低放废物,表面剂量率均小于1μGy/h,废物装入18L塑料废物袋后,用200L废物桶包装,暂存在149#废物库.
3转运废物源项估算
库区的γ辐射水平要通过废物转运工作来根本改善.通过仅有的转运废物体积及表面剂量率,对转运废物的总活度和比活度进行估算,为工程和其它废物暂存库提供源项参考,并通过转运后的辐射场监测来体现库区γ辐射场的改善.
3.1转运废物资料
仅有的废物源项资料为：废物主要核素为裂变产物90Sr、137Cs及堆照活化产物60Co.）,也含有少量的超铀核素,如239Pu、241Am等.废物主要来自原子能院同位素、反应堆及放化三大主体产业.
此次转运工作共转运包装箱160个,铁桶9个,转废物体积约为178m3.包装的体积,铁桶为0.2m3,其余箱体2.0m3左右的有4个,最大的1个为2.04m3,1.0～2.0m3的有83个,以1.35～1.5m3居多.其余均小于1.0m3,以0.6～0.8m3居多.
所有箱体均做标识并对表面剂量率监测,表面剂量率在1～200（μGy/h）.
3.2估算模型的确定
（1）废物密度的评估
库内废物的种类主要是橡胶手套、纸、工作服、鞋、退役设备,有70%以上是可压缩废物,不可压缩废物主要为混凝土、砖块、铁质物等,这些废物在包装内存在很大的松散性,从总体考虑其密度取ρ等于1.0g/cm3,即取水的密度值,从转运过程中工作人员对包装箱的重量实际估计来看,这种取值对于约177m3的废物总体而言是可接受的.
（2）主要核素的确定
从源项来看,盖板上废物γ核素主要为137Cs和60Co,还有极少量超铀核素,如239Pu,241Am等.γ主要贡献核素以137Cs为主,其γ能量为0.66Mev.考虑到废物核素以裂变产物为主,故估算过程以γ活度进行计算,对于β活度,以90Sr估算,137Cs与90Sr的比例取1：0.9,通过下式即可得到总活度值：
因转运废物仅含极少量的α核素,本次估算未对α总活度进行估算.
（3）估算模型的确定
工程计算上,广泛使用的是通过体源活度来计算某点γ剂量率或γ通量,以完成γ辐射场计算或屏蔽计算.从转运工作的实际条件来看,只能测得剂量率,故本次估算采取通过γ剂量率来计算体源活度.从体源模型来看,根据包装的体积情况,主要以铁方箱为主,无匹配的体源模型,较适合有两种模型可选,一种为圆住体源,一种为半无限大体源.
圆住体源法较为精确计算,但由于计算公式中各项参数不足、计算过程复杂且易产生二次误差等原因,本次估算未采用此模型,而是采用了半无限大体源模型,模型如图3.
式中：
Х－体源表面一点照射量率（R/h）；
А－体源内放射性活度（mCi/cm3）；
Г－γ照射量率常数（Rcm2/(hmCi)）；
μ－γ射线线性减弱系数（cm-1）.
半无限大体源,适用范围是,体源厚度大于γ的2个自由程,即σ≥2L
L为自由程,L等于1/μ.137Cs核素γ能量为0.6Mev,其在密度ρ等于1.0g/cm3物质中的μ值为0.0894cm-1.可得：L等于11.2cm
此模型与本次估算的符合性及优点：
（1）从转运废物包装尺寸来看,体源厚度均远大于2L,满足模型条件.
（2）从实际监测数据来看,即使箱体内废物水平较低,表面剂量率也非常易得.
（3）计算过程不存在取值产生的二次误差.
（4）模型简单.
3.3计算过程
（1）计算举例
以1#废物箱为例,计算其γ总体活度、γ比活度.
a.照射量与吸收剂量的转换
照射量Х单位是R,在空气中照射量与吸收剂量通过下式对其进行转换.
式中,
D－空气中同一点处的吸收剂量（戈瑞）；
X－空气中同一点X或γ射线的照射量（伦琴）.
b.通过底表面剂量率计算活度
底表面剂量率为2μGy/h,转换结果为：2.3×10-4R/h.
ρ等于1.0g/cm3的μ值为0.0894cm-1,0.6Mev的Г值为3.3Rcm2/(hmCi).代入半无限大体源式中,并将公式转为求比活度A.
c.同样方法计算出其它5面活度为：
上表面：1.24×10-6（mCi/cm3）、侧1面：9.88×10-7（mCi/cm3）、侧2面：1.24×10-6（mCi/cm3）、侧3面：1.24×10-6（mCi/cm3）、侧4面：2.97×10-6（mCi/cm3）
d.箱体内废物放射性比活度计算
取6面活度的平均值1.44×10-6（mCi/cm3）,因ρ等于1.0g/cm3,1#箱体内废物比活度为1.44×10-6（mCi/g）,转换成标准单位后为5.33×104Bq/kg.
e.1#箱体内废物总活度计算
用比活度和体积相乘即可得该箱体内的γ总活度为2.07mCi,即7.66×107Bq.
（2）转运废物的γ总活度和平均γ比活度
依上述方法计算每个包装箱体（不包括2个装放射源的箱体）的γ总活度和γ比活度,将每个箱体总活度累加,得转运废物γ总活度,并取平均γ比活度.计算结果如下：
a.γ总活度：1361.75mCi,即5.04×1010Bq,167个箱体中最小值0.10mCi,即3.7×106Bq,最大值为76.63mCi,即2.84×109Bq.
b.平均γ比活度为3.40×105Bq/kg,比活度范围2.44×104Bq/kg~2.99×106Bq/kg.
3.4估算方法的验证
对估算方法的验证,一般采取不太严格的估算方法进行计算,其计算结果应与估算方法的值相符.
采用无限大体源模型验证.
公式为：
式中各参数与半无限大体源相同,其适用条件与半无限大体源一致,即σ≥2L.
验证时模型确定为,将所有废物混合,形成一个巨大的体源,表面剂量率取实际监测中所有包装6面的平均值18.61μGy/h,计算结果为812mCi,即3.00×1010Bq.半无限大体源计算结果与无限大体源计算结果之比为1362/812等于1.677,在工程估算中,1.677倍的偏差即可说明估算模型和估算方法的可靠性.
3.5估算结果及误差
我院产生的放射性废物其核素以裂变产物为主,所以在β估算中,以90Sr计算,137Cs与90Sr的比例在估算中取为1:0.9.
故总活度依据下式计算：
（1）估算结果
a.转运废物的总活度为9.57×1010Bq（2587.80mCi）.
b.转运废物γ总活度为5.04×1010Bq（1361.75mCi）,箱体活度范围3.7×106~2.84×109Bq（0.10～76.63mCi）,平均γ比活度为3.40×105Bq/kg,比活度范围2.44×104Bq/kg～2.99×106Bq/kg.
c.β总活度为4.53×1010Bq（1225.58mCi）,平均β比活度为：2.57×105Bq/kg.
（2）误差
在工程估算中,所有模型的计算方法误差都是很小的,模型最粗的无限大体源,其计算结果与精确计算相比,误差也仅为<&plun;5%,但与实际真值相比,所有模型都因为建立模型时的不确定因素（如密度的取值、核素组成的不同、实际体源形状等）所造成的误差是很大的,即使象圆柱体源这种精确计算模型也达到20～30%.综合考虑上述因素,并根据以前的经验,本次估算差应＜&plun;50%.
4废物转运后的辐射场
通过去污及178m3废物的转运,现场辐射场大大改善.现辐射场水平如下：
（1）γ辐射水平：门厅区域10～20μGy/h,东部盖板和盖板缝隙处40～80μGy/h,而半米高处为10～20μGy/h,盖板西部由于仍有部分未转运废物（主要以木箱、杂物为主）,半米高处水平为10～30μGy/h.
（2）表面污染水平：即时测量普遍α为0.～1.5Bq/cm2,β为3～6Bq/cm2.衰变测量水平为α为0Bq/cm2,β为0Bq/cm2.
（3）气溶胶浓度见表6（衰变测量）：
数据分析可知,盖板上主要γ辐射贡献源——堆积废物转运后,现场γ场水平明显改善,部分区域降低了4倍以上.同时,由于堆积废物的转运,库区气流走向大为通畅,气溶胶浓度中的α水平降低,表面污染水平也有所降低.
5结语
通过对废物库辐射场调查结果、松散污染去污效果和转运废物源项估算结果分析,得出如下结论：
（1）去污及废物转运工作为下一步工艺设备恢复、回取设备安装等工作创造了很好的工作环境,去污及废物转运工作完成后,“现场辐射场是安全的、可接受的”；
（2）废物库初态γ辐射场主要贡献为库坑内废物及盖板上堆积废物,在178m3废物转运后,其γ辐射水平改善明显,部分区域降低了4倍以上.同时,由于气流走向大为通畅,气溶胶浓度中的α水平降低,表面污染水平也有所降低.
（3）废物库辐射场调查和去污方案有效,松散污染得到了有效的去污,去污工作有效防止了污染悬浮所致的气溶胶浓度升高,其经验可由其他核设施借鉴.
（4）转运的178m3废物,总活度约为9.57×1010Bq.其中γ总活度为5.04×1010Bq,平均γ比活度为3.40×105Bq/kg；β总活度为4.53×1010Bq,平均β比活度为：2.57×105Bq/kg.
（5）废物库盖板屏蔽设计有效.
参考文献：
[1]顾忠茂．核废物处理技术[M]．北京：原子能出版社,2009
[2]罗上庚,张振涛,张华．核设施与辐射设施的退役[M]．北京：中国环境科学出版社,2010
[3]郭志敏．放射性固体废物处理技术[M]．北京：原子能出版社,2007
[4]罗上庚．放射性废物处理与处置[M]．北京：中国环境科学出版社,2007
总而言之，此文是一篇关于经典现场专业范文可作为去污和转运废物源和辐射方面的大学硕士与本科毕业论文现场论文开题报告范文和职称论文论文写作参考文献.
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