核电废金属熔炼为容器的剂量限值研讨范文

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摘要:熔炼去污是核电金属废物最小化处理的有效方法，通过熔炼获得的铸锭产品中已经剔除大部分废金属中的超铀元素至废渣中。我国尚缺乏铸锭产品再利用指导值，根据欧共体废金属再利用推荐，作为核工业废物容器的再利用铸锭产品比活度为1Bq/g。以混有54Mn、60Co、95Nb、110mAg、124Sb和125Sb放射性核素的LID－IIa型合金钢桶和FA－IV型合金钢箱作为研究对象，采用蒙特卡洛方法计算钢桶和钢箱表面和表面100cm处的剂量率。经计算，钢桶表面100cm年剂量率为0.107mSv，钢箱表面100cm年有效剂量为0.215mSv，钢桶和钢箱表面剂量值均低于我国对职业人员年有效剂量标准要求。考虑厚度为0.15cm钢桶和厚度为0.30cm钢箱对γ射线自吸收效应的情况下，钢桶和钢箱自吸收因子为1可以忽略不计。计算结果表明，熔炼后铸锭比活度为1Bq/g的铸锭可作为在核工业废物容器再利用原材料。

关键词:熔炼去污;表面剂量;核电金属;蒙特卡洛方法

1研究背景

核电站在运行及退役期间，由于维护、设备更换以及退役作业会产生大量金属废物，包括碳钢、不锈钢等，由于废金属中U、Sr、Co、Cs等放射性核素，其中废金属的α表面污染水平在0.8～25Bq/cm2，β表面污染水平在0.8～66Bq/cm2［1］。以上世纪八十年代退役的“四号机组”为例，退役产生的废金属总重约2000t，废金属表面污染水平为:1.7×10－3～2.5Bq/cm2，0.33～80Bq/cm2，铀残留量约为11～15kg［2］。

2模型介绍

放射性废物容器主要为钢桶或钢箱，研究中假设核电废金属熔炼后的铸锭用以制造废物钢桶和废物钢箱，采用蒙特卡洛方法进行模拟。

2.1钢桶模型

2.1.1钢桶基本模型假定利用比活度为1Bq/g的铸锭制作成品为LID－IIa型合金钢桶，钢桶主要材质为Fe，其中混有54Mn、60Co、95Nb、110mAg、124Sb和125Sb等放射性核素，γ射线能量及发射概率见表1，核素钢桶尺寸见表2，钢桶三视图见图2，钢桶包含上下底，壁厚均为0.15cm，钢桶内外均为空气。

2.1.2钢桶表面剂量测量模型放射性废物桶以多层并排叠放的方式放置进行表面剂量率模拟计算，废物桶总高464cm，总宽619.3cm。

2.2钢箱模型

2.2.1钢箱基本模型假定利用比活度为1Bq/g的铸锭制作的成品为FA－IV型合金钢箱，钢箱主要材质为Fe，其中混有54Mn、60Co、95Nb、110mAg、124Sb和125Sb等放射性核素，γ射线能量及射线发射概率见表1，钢桶尺寸见表4，钢箱三视图见图5，钢箱包含上下底，壁厚均为0.3cm，钢箱内外均为空气。

2.2.2钢箱表面剂量测量模型放射性废物箱以多层并排叠放的方式放置进行表面剂量率模拟计算，废物箱总高401.1cm，总宽1736.9cm。

3研究与分析

3.1LID－IIa型合金钢桶模拟结果与分析LID－IIa型合金钢桶上表面、侧表面(a)以及上表面100cm和侧表面100cm剂量率(b)，结果未考虑自吸收效应。通过模拟可知，钢桶中Co－60对剂量贡献最大，Sb－125对剂量贡献最小。模拟中考虑熔炼后钢桶中主要包括5种对剂量率贡献的放射性核素，其中表面有效剂量率最大贡献值为1.94E－06Sv/h，假设所有核素贡献值均为1.94E－06Sv/h，工作人员接触钢桶时间700h/a，计算可得在钢桶表面年剂量率为6.79mSv;表面100cm处剂量最大贡献值为3.05E－08Sv/h，同样假设所有核素贡献值均为3.05E－08Sv/h，计算可得钢桶表面100cm年剂量率为0.107mSv。保守估计结果表明，钢桶表面和表面100cm处剂量值均低于职业人员年有效剂量标准。

3.2FA－IV型合金钢箱FA－IV型合金钢箱前表面、上表面(a)以及前表面100cm和上表面100cm剂量率(b)，结果中未考虑自吸收效应。通过模拟可知，钢桶中Co－60对剂量贡献最大，Sb－125对剂量贡献最小。模拟中考虑熔炼后钢箱中主要包括5种对剂量率贡献的放射性核素，其中表面有效剂量率最大贡献值为5.09E－06Sv/h，假设所有核素贡献值均为5.09E－06Sv/h，工作人员接触钢箱时间700h/a，计算可得在钢箱表面年有效剂量率为17.8mSv;表面100cm处剂量率最大贡献值为6.15E－08Sv/h，同样假设所有核素贡献值均为6.15E－08Sv/h，计算可得钢箱表面100cm年有效剂量为0.215mSv。保守估计结果表明，钢箱表面和表面100cm处剂量值均低于职业人员年有效剂量标准。3.3自吸收效应采用体源自吸收因子处理源介质自吸收的情况，体源自吸收因子是指:从源点到探测点考虑自吸收与不考虑自吸收时的辐射量的比值。

4结论

根据对LID－IIa型合金钢桶和FA－IV型合金钢箱模拟计算，可以得到以下结论:

4.1根据保守计算，LID－IIa型合金钢桶表面100cm处的职业人员年有效剂量为0.107mSv;FA－IV型合金钢箱表面100cm处的职业人员年有效剂量为0.215mSv;若工作人员同时操作LID－IIa型合金钢桶和FA－IV型合金钢箱，则工作人员所受年有效剂量为0.322mSv，低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871－2002)中职业照射5年平均剂量限值［5］。

4.2根据保守计算，LID－IIa型合金钢桶和FA－IV型合金钢箱表面职业人员年有效剂量为6.79mSv和17.8mSv;若工作人员同时操作LID－IIa型合金钢桶和FA－IV型合金钢箱，则工作人员所受年有效剂量为24.59mSv，低于GB18871－2002中职业人员任何一年不能超过50mSv的规定。计算为保守估计，实际操作中工作人员与合金钢桶或合金表面距离远大于0cm，对工作人员的职业照射年有效剂量值远小于24.59mSv。

4.3考虑LID－IIa型合金钢桶和FA－IV型合金钢箱对γ射线自吸收效应，计算表明自吸收效应很小可以忽略。因此，核电废金属经熔炼为比活度为1Bq/g铸锭制作为LID－IIa型合金钢桶和FA－IV型合金钢箱对年累积操作时间为700h的工作人员的职业照射有效剂量满足国家标准。

参考文献:

［1］陈安全.铀矿冶放射性污染金属熔炼去污及再生利用［J］.铀矿冶，2011，2(30):95-99.

［2］关于开展“四号机组去污、回收利用”课题研究的函［Z］.中华人民共和国环境部国家核安全局文件，(85)核安字82号，1985.

［3］王晓黎.放射性污染金属的再利用［C］.中国核学会辐射防护分会．小型“循环经济”学术研讨会论文汇编，108-111.

［4］李德平，潘自强．辐射防护手册［M］.北京:原子能出版社1991:308-312.

［5］GB18871-2002，电离辐射防护和辐射源安全基本标准［S］.

作者：罗恺，李洋，赵杨军单位：中国辐射防护研究院