熔炼设施接收核电站放射性废金属的关键核素及条件

熔炼设施接收核电站放射性废金属的关键核素及条件摘要：随着我国核电机组不断投入运行，在运行、维护及退役过程中将产生并累积大量放射性废金属，对这些废金属中的极低水平放射性废物通常采用熔炼方法处理。本文从废金属所含放射性核素的半衰期、毒性分组、吸入单位摄入量所致的待积有效剂量、辐射强度及水平等方面研究熔炼设施接收废金属中关键核素和接收条件。关键词：放射性废金属熔炼1概述截止2022年1月，我国并网核电机组达到53台，总装机容量约5463.70万千瓦。随着我国核电机组不断投入运行，在运行、维护及退役过程中将产生并累积大量放射性废金属。为满足放射性废物最小化要求及核电可持续发展需要，对属于极低水平放射性废物的废金属处理和再利用具有十分重要意义。根据国际上对放射性废金属的处理实践，对放射性废金属进行熔炼处理，将溶炼后的金属制成屏蔽产品并在核电站再利用的，是处理核电行业产生的废金属有效手段。每台机组每年约产生可处理废金属6吨，采用该方法对放射性废金属进行熔炼、去污和减容，制成金属屏蔽产品并在核电站再利用，不仅实现了放射性废物最小化，而且可以取得良好的社会和经济双重效益。在整个处理过程中，不仅涉及到放射性废金属从核电站运输至熔炼设施，还涉及到熔炼设施的接收条件要求和制成的金属屏蔽产品在核电站再利用的技术要求。在本文将重点研究熔炼设施接收废金属中关键核素和接收条件。2溶炼工艺及防护要求分析2.1溶炼工艺放射性废金属从核电站运输至熔炼设施，主要工艺流程包括接收、检测、暂存、拆包、分拣、切割、熔炼、分析检测、浇铸、打包与转运等，以及工艺过程中产生的放射性废物处理、包装和暂存等。放射性废金属熔炼是利用金属熔炼可以去污和减容的功能。碳钢、不锈钢、铜、铝和镍等废金属经切割后，将其投入电弧炉或感应炉中进行熔炼，再加入造渣剂和/或氧化剂发生化学反应，把存在于金属中的放射性核素络合到渣中，达到降低金属中放射性物质残留量。熔炼方法适用于大宗废旧金属的处理，具有如下优点：a.通过熔炼，放射性物质在炉渣、金属产品和废气间重新分配，不仅可以有效降低金属产品中放射性物质浓度，而且减容效果非常显著；b.通过熔炼，将表面污染转变为体污染，残留在熔炼金属中的放射性核素较均匀分布在金属基材（锭）中，即大大较低污染扩散可能性，又利用金属自屏蔽效应减小外照射剂量，还有利于谱仪测量技术对金属熔炼的中间产物进行准确的测量；c.通过熔炼，将不规则且零散的金属制成规则的金属产品，实现了放射性废物最小化和废物再利用要求，用于制造放射性废物容器、屏蔽设备等。2.2防护要求分析操作放射性废金属，需要对操作人员进行辐射防护，除在熔炼设施内采取屏蔽、密封、通风、辐射监测和个人防护等措施外，在放射性废金属接收方面也要明确的接收要求，达到放射性源控制目的。对含放射性的源项控制，通常可以从放射性核素的半衰期、毒性分组、吸入单位摄入量所致的待积有效剂量、辐射强度和水平等方面进行分析。下面将从这几个方面逐一分析，确定接收的关键核素和条件。3废金属放射性核素分析核电站产生的放射性废金属分为表面污染和基体活化两类。基体活化的金属主要产生于堆芯，堆芯结构材料和设备处于中子辐射场被中子活化，这类金属辐射水平较高且常规去污方式难以将其辐射水平降至熔炼设施可接收水平，因此不作熔炼处理考虑。表面污染金属主要产生于堆芯外工艺系统设备材料和其他间接被污染设备材料，来自一回路的各种流体介质携带放射性核素在这些设备表面沉积或处理含放射性物质介质造成表面污染，这类金属大多数通过常规去污方式即可将辐射水平降低至熔炼接收限值以下。核电站正常运行产生的放射性核素可以分为腐蚀活化产物、裂变产物，以及氚和14C。腐蚀活化产物主要有51Cr、54Mn、55Fe、63Ni、60Co、59Fe、58Co、110mAg等，裂变产物有134Cs、137Cs、95Zr、95Nb、90Sr、99Tc、135I等。正常运行产生的废金属通常被暂存在废物库中数年，活度浓度较低或半衰期较短的放射性核素将衰变到很低的水平。另外，我国铀燃料元件制造工艺和水平的不断提高，实际运行的核电厂燃料破损率极低，达到十万分之一以下，使我国运行核电厂固体废物中Cs和Sr的活度浓度相比国外同类设施比较低。通过对各核电站机组一回路冷却剂中放射性核素进行调研，可初步确定废金属污染主要核素，见表-1。为便于第4节说明关键核素确定过程，将主要核素相关参数及赋值统一编写在表-1。表1-1废金属中主要核素相关参数及赋值统计表序号核素半衰期1）T待积有效剂量2）Sv/BqS毒性分组3）D辐射水平强度GD*（T+S+G）160Co5.26a12.9E-08(S)1高毒1100%132137Cs30.174a64.8E-09(F)-6中毒0.124.95%-4-0.43110mAg250.4d-81.2E-08(S)-2中毒0.1117.92%1-0.9414C5692a10825.8E-10(S)-50中毒0.10.02%-5000-396.8563Ni100a194.4E-10(M)-66中毒0.1///690Sr28.1a51.5E-07(S)5高毒14.06%-25-1573H12.33a21.8E-11(S)-1611低毒0.01///8125Sb2.73a-24.5E-09(M)-6中毒0.120.37%-5-1.3955Fe2.6a-23.7E-10(M)-78中毒0.1///10134Cs2.062a-36.8E-09(F)-4中毒0.169.78%-1-0.81154Mn312.5d-61.5E-09(M)-19中毒0.136.36%-3-2.81265Zn244d-82.9E-09(S)-10中毒0.123.31%-4-2.21358Co71.3d-272.0E-09(S)-15中毒0.143.29%-2-4.41495Zr63.98d-305.5E-09(S)-5中毒0.132.54%-3-3.815124Sb60.2d-326.1E-09(M)-5中毒0.175.78%-1-3.81659Fe45.1d-433.5E-09(M)-8中毒0.148.36%-2-5.31795Nb35.15d-551.6E-09(S)-18中毒0.134.14%-3-7.61851Cr27.72d-693.6E-11(S)-806低毒0.011.62%-62-9.37注：1）半衰期取自参考文献1；2）待积有效剂量取自GB18871-2002中表B3；3）毒性分组取自GB18871-2002中附录D。由于3H和14C的β射线能量小，其辐射水平极低，对外照射贡献可忽略，且从表-1可知，相对于60Co比值，3H和14C的辐射水平极低从辐射水平考虑，因此不将该两个主要核素作为关键核素。55Fe为轨道电子俘获，其射线能量低；63Ni为纯β衰变。在核电站固体废物测量通常采用无损监测的方法，则在废物表征过程中55Fe、63Ni等部分β衰变核素无法用现有无损监测的方法测量。从活化机理分析，55Fe、63Ni和60Co可谓是“孪生兄弟”，产生量也相当，但其辐射水平较低，对外照射贡献可忽略，同样不将该两个主要核素作为关键核素。另一方面，熔炼过程恰恰不能去除Co、Ni、Fe，熔炼后最终将均匀分布在产品之中，虽然55Fe和63Ni对辐射防护而言贡献甚微，但作为主要的放射性核素，还是应被关注。4关键核素及接收条件分析4.1关键核素分析4.1.1半衰期废金属在运输至熔炼设施前，通常在核电厂暂存约5年，有些时间可能更久。由表-1可知，对于半衰期低于1年的放射性核素，在被熔炼设施接收前，与60Co的半衰期5.26a相比，至少经历了约6个半衰期，则衰减至初始的约1.4%以下。若从半衰期角度考虑，表-1中54Mn、65Zn、58Co和95Zr等半衰期小于1年的核素，在熔炼时含量已极低，因此，在熔炼设施接收时不作为关键核素进行控制。为综合本节四个因素考虑，取60Co的半衰期5.26a作为时间基准，半衰期大于5.26a的核素，其半衰期除60Co的半衰期，取整并赋正值T；半衰期小于5.26a的核素，采用60Co的半衰期除该核素的半衰期，取整并赋负值T，各核素的T值见表-1。4.1.2毒性分组根据GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》，各放射性核素的毒性分组见表-1。由表-1可知，3H和51Cr为低毒组，且结合吸入单位摄入量所致的待积有效剂量，毒性低的核素，其吸入单位摄入量所致的待积有效剂量因子也小，因此，在熔炼设施接收时不作为关键核素进行控制。为综合本节四个因素考虑，参考GB18871-2002，给每一个核素按毒性分组赋值D，低毒赋0.01、中毒赋0.1、高毒赋1，见表-1。4.1.3吸入单位摄入量所致的待积有效剂量熔炼设施内照射危害主要是吸入放射性气溶胶产生的。内照射危害程度除与吸入的放射性物质量多少有关外，还与核素的吸入类型及吸入单位摄入量所致的待积有效剂量相关。属于极低水平放射性废物的废金属，除个别核素放射性活度浓度稍大外，其他核素的活度浓度均较低，因此在本文仅讨论吸入类型和吸入单位摄入量所致的的待积有效剂量。吸入类型反映各种物质的生物半排期，按放射性物质可能化学组成，偏保守取S类（慢速）、M类（中速）、F类（快速）中大值，见表-1。由表-1可知，14C、63Ni、3H、55Fe、51Cr等核素吸入单位摄入量所致的的待积有效剂量低60Co核素两个数量级，因此，在熔炼设施接收时不作为关键核素进行控制。为综合本节四个因素考虑，取60Co的吸入单位摄入量所致的的待积有效剂量作为基准，数值大于60Co的核素，其值除60Co的值，取整并赋正值S；值小于60Co的核素，采用60Co的值除该核素的值，取整并赋负值S，各核素的S值见表-1。4.1.4辐射强度采用蒙特卡洛程序，分别计算各核素1Bq时无屏蔽状况下对应1m处的辐射水平，各计算值除60Co的计算值，可以得到相对于60Co的辐射强度，见表1-1。由表-1可知，14C、90Sr、125Sb、65Zn和51Cr等核素对工作场所辐射水平贡献较小或可忽略，在熔炼设施接收时不作为关键核素进行控制。为综合本节四个因素考虑，取60Co的强度作为基准，数值大于60Co的核素，其值除60Co的值，取整并赋正值G；值小于60Co的核素，采用60Co的值除该核素的值，取整并赋负值G，各核素的G值见表-1。4.1.5关键核素确定除直接将主要核素3H、14C、55Fe和63Ni排除在关键核素之外外，由四个因素分析可知，每个因素影响权重不一样，对个别核素可以由某一影响比较大的因素确定其不作为关键核素，但不能采用单一因素确定某一核素作为关键核素，因此需要由四个因素进权重确定关键核素。对每一个因素进行分析时，以60Co核素的值为基准，进行赋值，利用这些因子的乘积，取排在前4的核素作为关键核素，就可以确定关键核素。将表-1中赋值，按进行权重计算，计算结果见表-1。由表-1中14C权重计算结果可知，直接将3H、14C、55Fe和63Ni排除在关键核素之外，是合理的。由表-1中权重计算结果，按数值大小，取排在前四的核素作为关键核素，分别为60Co、100mAg、137Cs和134Cs。由表-1可知，除关键核素和排除核素之外，其他核素的重计算结果也分布在-15~-1.3，作为主要核素是合理的。4.2接收条件在“4.1.4接收条件”中，仅从1Bq单位量计算了各核素相对于1Bq60Co的辐射强度，相当于从微观方面考虑；在辐射水平考方面，还需要从放射性核素总活度方面考虑，相当于从宏观方面考虑。在这里从辐射剂量率方面控制对工作人员照射，并规定接收条件的辐射水平限值，关键核素的表面剂量率应低于辐射水平限值，也不能忽略除关键核素外的主要核素对辐射水平的贡献。考虑金属产品在核电站再利用，结合核电站辐射工作场所分区，需控制接收的废金属表面辐射剂量率低于200μSv/h；考虑废金属包装箱在转运过程中需满足GB11806-2019《放射性物品安全运输规程》要求，即废物包装体外表面任意一点的辐射水平应≤2.0mSv/h，距离包装体外表面1m处任意一点的辐射水平应≤0.1mSv/h。5结论本文对废金属主要放射性核素进行分析，从放射性核素的毒性分组、吸入单位摄入量所致的待积有效剂量和射线能量三个方面特征将60Co确定为基准核素，其他各放射性核素表征参数与60Co相关参数进行比较，赋予相应的权重，并按权重选取关键核素，确定关键核素为60Co、100mAg、137Cs和134Cs。另外，从保护工作人员受外照射方面，确定了废金属辐射水平接限值。在熔炼设施，实际运行中对关键核素和接收条件的监测项目、控制要求和监测措施说明见表-2。表-2废金属接收关键核素和接收条件的控制措施序号监测项目控制要求监测措施1表面剂量率＜200μSv/h采用便携式X、γ剂量率监测仪测量2关键核素60Co、100mAg、