放射性污染金屬?gòu)U物包裝容器的屏蔽設(shè)計(jì)

放射性污染金屬?gòu)U物包裝容器的屏蔽設(shè)計(jì)鄒文華董志強(qiáng)姚振宇放射性污染金屬?gòu)U物包裝容器的屏蔽設(shè)計(jì)鄒文華董志強(qiáng)姚振宇許書河王(中核清原環(huán)境技術(shù)工程有限責(zé)任公司北京7)文摘要:針對(duì)活度較高的放射性污染金屬?gòu)U物包裝容器的屏蔽設(shè)計(jì)進(jìn)行了研究。重點(diǎn)闡述了計(jì)算廢物貨包外γ劑量率的圓柱體源模型推導(dǎo)了圓柱體源劑量場(chǎng)分布的計(jì)算公式。通過(guò)圓柱體源模型對(duì)Ⅷ型鋼箱廢物貨包的計(jì)算值與監(jiān)測(cè)數(shù)據(jù)對(duì)比分析表明圓柱體源模型計(jì)算結(jié)果能較準(zhǔn)確地反映廢物貨包外γ劑量率分布?；趫A柱體源模型的計(jì)算結(jié)果對(duì)廢物包裝容器進(jìn)行了合理的屏蔽設(shè)計(jì)滿足了放射性物質(zhì)運(yùn)輸和處置標(biāo)準(zhǔn)的有關(guān)要求。圓柱體源模型對(duì)單體貨包外劑量率的計(jì)算方法簡(jiǎn)單易實(shí)現(xiàn)而且其計(jì)算值比監(jiān)測(cè)值稍大提供了一定的安全裕度適合應(yīng)用于放射性工程實(shí)踐中。關(guān)鍵詞:金屬?gòu)U物;γ劑量率;包裝容器;圓柱體源;屏蔽設(shè)計(jì)中圖分類號(hào):3+.1文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼:A從2011年3月起我國(guó)浙江上海江蘇、河北等地陸續(xù)發(fā)現(xiàn)放射性核素Co－60污染的各類金屬。經(jīng)初步調(diào)查各地的放射性污染金屬主要是由于金屬冶煉企業(yè)在不知情的情況下將放射性廢源誤當(dāng)成普通金屬熔煉到了金屬原材的產(chǎn)品中。隨著熔煉過(guò)程中的不斷稀釋放射性污染金屬的表面γ劑量率從零點(diǎn)幾Sv/h到十幾Sv/h不等。我公司從2011年3月起在浙江嘉興寧波溫州臺(tái)州等地進(jìn)行了一系列的源項(xiàng)調(diào)查，并在嘉興集中治理了大批量的放射性污染銅構(gòu)件(嘉興某單位污染金屬治理項(xiàng)目)。2012年8月至2013年6月我公司在上海對(duì)一批污染不銹鋼網(wǎng)制品進(jìn)行了治理(浙江某單位污染金屬治理項(xiàng)目)。這批放射性污染不銹鋼網(wǎng)制品活度較高污染嚴(yán)重。對(duì)這些污染金屬進(jìn)行分揀和整備包裝后可能造成廢物貨包外表面和距外表面1m遠(yuǎn)處的輻射水平不符合相關(guān)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)的要求。因此對(duì)這些污染不銹鋼整備包裝之前需要對(duì)廢物包外的劑量率進(jìn)行估算并考慮是否需要對(duì)包裝容器進(jìn)行相關(guān)的輻射屏蔽?；谡憬硢挝晃廴窘饘僦卫眄?xiàng)目對(duì)污染金屬的包裝容器進(jìn)行屏蔽設(shè)計(jì)。主要內(nèi)容如下:(1)對(duì)浙江某單位污染金屬治理項(xiàng)目中的源項(xiàng)進(jìn)行分析;(2)對(duì)包裝容器合理選擇進(jìn)行闡述;(3)對(duì)廢物貨包外的γ劑量率場(chǎng)進(jìn)行計(jì)算;(4)根據(jù)劑量率計(jì)算結(jié)果對(duì)包裝容器進(jìn)行相應(yīng)的屏蔽設(shè)計(jì)。1源項(xiàng)分析本文討論的放射性污染金屬是浙江某單位存放在上海的3種規(guī)格的不銹鋼網(wǎng)制品相關(guān)參數(shù)列于表］網(wǎng)制品及分解部件如圖1和圖2所示。根據(jù)現(xiàn)場(chǎng)源項(xiàng)調(diào)查結(jié)果單件網(wǎng)制品表面劑量率在30～40Sv/h范圍全部存在放射性污染且每件污染程度相近。網(wǎng)制品中5.9m不銹鋼絲具有放射性污染污染核素為Co－60平均比活度為1.49×106Bq/kg總活度約3.67×109Bq。其它構(gòu)件沒(méi)有放射性?？紤]到4.3m鋼絲及圓環(huán)與5.9m鋼絲緊密焊接不能有效將兩者完全分離開(kāi)，拆解下來(lái)的構(gòu)件會(huì)因帶有5.9m鋼絲接頭而被污染。在實(shí)際廢物處理過(guò)程4.3m不銹鋼絲及圓環(huán)也都按放射性廢物進(jìn)行處理根收稿日期:2014－04－16作者簡(jiǎn)介:鄒文華(1984—)男2007年畢業(yè)于蘭州大學(xué)核物理專業(yè)2010年畢業(yè)于東華理工大學(xué)核技術(shù)及應(yīng)用專業(yè)獲碩士學(xué)位工程師。E－il:uw2014@163．m鄒文華等:放射性污染金屬?gòu)U物包裝容器的屏蔽設(shè)計(jì)·27·據(jù)估算此類廢物約3.124t廢物本身體積約0.9m3。在實(shí)際拆解整備過(guò)程中由于各種規(guī)格的網(wǎng)制品鋼鄒文華等:放射性污染金屬?gòu)U物包裝容器的屏蔽設(shè)計(jì)·27·據(jù)估算此類廢物約3.124t廢物本身體積約0.9m3。在實(shí)際拆解整備過(guò)程中由于各種規(guī)格的網(wǎng)制品鋼絲尺寸不一在今后裝箱堆放時(shí)存在間隙鋼絲之間的碼放也都存在空隙實(shí)際體積按增加1倍計(jì)算則這類污染金屬體積按1.8m3考慮。源項(xiàng)中3.3m鋼絲沒(méi)有污染屬于解控廢物已獲得當(dāng)?shù)丨h(huán)保部門批準(zhǔn)解控。表1放射性污染金屬網(wǎng)制品參數(shù)表rtrsfritietitdtlyrt.1不銹鋼絲組成(數(shù)量)單件質(zhì)量(kg)數(shù)量(件)尺寸(m×m×m)單件網(wǎng)制品規(guī)格材質(zhì)5.9m(長(zhǎng)邊)5.9m(短邊)3.3m4.3m體積(m)3圓環(huán)N－2130SSN－2436SSN－2460SS200400274不銹鋼不銹鋼不銹鋼750×530×30900×600×301510×600×303.54.98.10.01190.01620.027281011444364474若干若干若干444合計(jì):共3種規(guī)格共874件體積16.31m3總重量4.88t。圖13種規(guī)格網(wǎng)制品i.1reisfyrts圖2網(wǎng)制品分解部件圖i.2itintsfyrt為1.8m3考慮可能需要的屏蔽以及水泥固定等占用箱體體積本文金屬?gòu)U物包裝預(yù)計(jì)需要2個(gè)Ⅷ型鋼箱。根據(jù)環(huán)保關(guān)于加強(qiáng)廢舊金屬回收熔煉企業(yè)輻射安全監(jiān)管的通知(環(huán)辦201920號(hào))文件要求對(duì)于Co－60比活度不大于100Bq/kg的金屬經(jīng)檢測(cè)核實(shí)后可無(wú)限制使用;對(duì)于Co－60比活度大于20000Bq/kg的金屬，應(yīng)采取集中貯存方式進(jìn)行處置;對(duì)于比活度介于上述兩者之間的熔煉企業(yè)應(yīng)在當(dāng)?shù)丨h(huán)保部門的監(jiān)管下對(duì)污染金屬進(jìn)行循環(huán)再利用。3γ劑量率計(jì)算整備后放射性廢物貨包應(yīng)滿放射性物質(zhì)安全運(yùn)輸規(guī)程(B118062004)低中水平放射性固體廢物的淺地層處置規(guī)定(B913288)等放射性廢物運(yùn)輸與處置標(biāo)準(zhǔn)的有關(guān)要求即:廢物貨包外表面任一點(diǎn)的輻射水2包裝容器選擇通過(guò)對(duì)廢物最小化輻射防護(hù)最優(yōu)化成Sv/h1m平≤2遠(yuǎn)處的任一點(diǎn)輻射水本費(fèi)用等綜合因素考慮本文污染金屬宜選用尺寸大承重量大的容器進(jìn)行污染金屬的整備包裝。根據(jù)現(xiàn)場(chǎng)廢物情況以及以往的工程經(jīng)驗(yàn)擬優(yōu)先采用核級(jí)標(biāo)準(zhǔn)Ⅷ型鋼箱作為整備包裝容器。表2給出了標(biāo)準(zhǔn)Ⅷ型鋼箱尺寸參數(shù)和體積質(zhì)量相關(guān)參］。廢物體積初步估計(jì)約平0.1Sv/h。單件不銹鋼網(wǎng)制品表面劑量率在30～40Sv/h范圍劑量率相對(duì)較高經(jīng)分揀并集中整備在Ⅷ型鋼箱包裝容器后整個(gè)貨包外劑量率水平可能超出相關(guān)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定的限值。故需要用理論模型對(duì)廢物貨包外γ劑量率進(jìn)行·28·輻射防護(hù)第5卷第1期表2Ⅷ型標(biāo)準(zhǔn)鋼箱參數(shù) .2rtrsfteteⅧtrdtlx 長(zhǎng)L(m)寬W(m)高H(m)質(zhì)量Ｒ(kg)體積V(m3)外部尺寸內(nèi)部尺寸吊孔中心距1)S·28·輻射防護(hù)第5卷第1期表2Ⅷ型標(biāo)準(zhǔn)鋼箱參數(shù) .2rtrsfteteⅧtrdtlx 長(zhǎng)L(m)寬W(m)高H(m)質(zhì)量Ｒ(kg)體積V(m3)外部尺寸內(nèi)部尺寸吊孔中心距1)S外部尺寸內(nèi)部尺寸吊孔中心距P外部尺寸內(nèi)部尺寸額定質(zhì)量2)標(biāo)稱容積實(shí)際外廓體積實(shí)際容積(內(nèi))3)自重15731400139715651400139713311090800080023.282.131)吊孔中心距離:沿箱體長(zhǎng)度(或?qū)挾?方向角件吊孔中心間的距離;2)額定質(zhì)量:鋼箱凈載荷;3)自重:鋼箱質(zhì)量。模擬計(jì)算以考慮是否需要對(duì)包裝容器進(jìn)行相應(yīng)的屏蔽設(shè)計(jì)。在放射性工程實(shí)踐現(xiàn)場(chǎng)作為一種既有效又簡(jiǎn)單易實(shí)現(xiàn)的方法迅速地估算某一源項(xiàng)的γ劑量率通常會(huì)采取數(shù)學(xué)計(jì)算模型如點(diǎn)源模型線源模型面源模型及體源模型等。本文廢物包裝容器采用的Ⅷ型鋼箱是一個(gè)帶有正方形底面的長(zhǎng)方體而且體積相對(duì)較大。對(duì)于這樣一個(gè)體積較大的廢物包要計(jì)算其外表面和距外表面1m遠(yuǎn)處的γ劑量率體源模型可能更適合此類廢物包外的劑量率計(jì)算?？紤]Ⅷ型鋼箱若直接以長(zhǎng)方體的形狀建立數(shù)學(xué)模型計(jì)算劑量率公式推導(dǎo)會(huì)非常復(fù)雜甚至沒(méi)有解析解以致計(jì)算難以實(shí)現(xiàn)所以本文采用圓柱體體源模型對(duì)長(zhǎng)方體劑量場(chǎng)進(jìn)行計(jì)算?？紤]到廢物包裝后金屬?gòu)U物有空隙及需要水泥固定需要占體積模型建立時(shí)按長(zhǎng)方體的內(nèi)切圓柱體計(jì)算并在計(jì)算過(guò)程中不考慮金屬自吸收和散射(自吸收和散射對(duì)劑量率的影響是相互抵消］)。圖3()i.3lirilreldlltditsfertefteteⅧtlx(m)元dV=dSdx故P點(diǎn)的照射量率為:AVΓ·dX= dSdx=L2 VΓ A(1)x2+r2rdrdθdx對(duì)整個(gè)圓柱源進(jìn)行積分推導(dǎo)可得在P點(diǎn)的照射量率:··X=dX=2πＲ0 r h+aAVΓ0dθ∫2dra dx=0r2+x3.1圓柱體源模型對(duì)于長(zhǎng)方體(圖3鋼箱示意圖)上下面是x2+Ｒ2h+a槡 02πAVΓaIndx=正方形這2個(gè)頂面外的劑量率分布是一樣的，而4個(gè)側(cè)面外劑量率分布情況也是相同的頂面和側(cè)面中軸線上相同距離劑量率頂面上劑量率更大一些。所以要使包裝容器外表面和距外表面1m處劑量率滿足相關(guān)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)的劑量率限值要求只需要計(jì)算長(zhǎng)方體頂面中軸線上劑量率分布即圓柱體源模型(圖3所示)中軸線上劑量率分布。假設(shè)源內(nèi)的γ放射性物質(zhì)均勻分布單位x2πAVΓh+a2+Ｒ2h+aIn槡0－h(huán)+aa2+2n槡h+a0+0n－nＲaＲ00()(2)的γ率的計(jì)算中同等條件照射量率與吸收劑·為D=.9×0·3］柱X3體積的活度為AV(Bq/m)γ照射量率常數(shù)為Γ。圓柱體源計(jì)算方法和圓盤源類］在圓盤二元積分上再增加一維即三元積分(體元積分)。如圖3P點(diǎn)為圓柱體源中軸線上的點(diǎn)距圓柱柱體上表面距離為x取任一體積(y/h):·Dh8.69×10－3×2πAΓ=V2h+a2+Ｒ0+aIn－h(huán)+a鄒文華等:放射性污染金屬?gòu)U物包裝容器的屏蔽設(shè)計(jì)·29·a的表面劑量率為1.231Sv/h滿足放射性廢物運(yùn)輸與處置標(biāo)準(zhǔn)的相關(guān)要求放鄒文華等:放射性污染金屬?gòu)U物包裝容器的屏蔽設(shè)計(jì)·29·a的表面劑量率為1.231Sv/h滿足放射性廢物運(yùn)輸與處置標(biāo)準(zhǔn)的相關(guān)要求放射性物質(zhì)安全運(yùn)輸規(guī)程(B118062004)低中水平放射性固體廢物的淺地層處置規(guī)定(B913288)等標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定的放射性廢物貨包表面劑量率≤2Sv/h;而距表面1m處劑量率為0.195Sv/h不滿足上述標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定的放射性廢物貨包1m遠(yuǎn)處的γ劑量率≤0.1Sv/h。為了滿足上述要求在廢物整備包裝前需要對(duì)Ⅷ型鋼箱進(jìn)行屏蔽設(shè)計(jì)。2+2n槡+Ｒnh+a－n00aＲＲ00()本文圓柱體源模型與文中的圓柱體源模型(文獻(xiàn)中P5點(diǎn))類似只是本文從照射量率角度積分推導(dǎo)出圓柱體源的劑量率計(jì)算公式這樣計(jì)算劑量率直觀清晰而后者則給出了圓柱體源的輻射通量密度的計(jì)算公式還需要做一定的轉(zhuǎn)換才能計(jì)算出劑量率。平均每個(gè)鋼箱內(nèi)需要裝污染金屬質(zhì)量為1.562t總活度為1.835×109Bq;由鋼箱參數(shù)可知近似圓柱體源(內(nèi)切圓柱體)的半徑為0.70m高為1.09m;Co－60照射量率常數(shù)?？刹椋莸弥蕡A柱體源中軸線上劑量計(jì)算相關(guān)參數(shù)AVΓＲ0ah取值如下:90AV=(3.67×10)÷2×(3.7×10)×(1.4×1.4×1.0)］Ci/m3=2.32×10－2Ci/m3Γ=1.32Ｒ·m2/(h·Ci)Ｒ0=0.70mh=1.09ma是自由參數(shù)單位為m。把上述參數(shù)代入式(3)即可求出圓柱體源的空氣吸收劑量率·D。3.2 圓柱體源模型計(jì)算結(jié)果與監(jiān)測(cè)值比較現(xiàn)場(chǎng)γ輻射劑量率監(jiān)測(cè)數(shù)據(jù)通常以劑量·當(dāng)量率H為輻射監(jiān)測(cè)量單位為Sv/h。根據(jù)文圖4圓柱體源模型γ劑量率計(jì)算值與監(jiān)測(cè)值對(duì)比圖i.4rintntelltdlsfγertedntelirilreldteitrigta4屏蔽設(shè)計(jì)在放射性作業(yè)現(xiàn)場(chǎng)選擇水泥混凝土作屏··蔽材料下面對(duì)屏蔽厚度進(jìn)行估算。本文采用文中半衰減厚度的計(jì)算方法對(duì)水泥混凝土的屏蔽厚度進(jìn)行計(jì)算。半衰減厚度計(jì)算方法原］為:半衰減厚度就是將γ射線的照射量率劑量率減弱一半所需要的厚度常用知:H=DQN這里N=1Q=1吸收劑量率與劑量當(dāng)量率在數(shù)值上是相等的。圖4給出了圓柱體源模型的計(jì)算值和監(jiān)測(cè)值。監(jiān)測(cè)時(shí)單個(gè)貨包的污染金屬與圓柱體源模型計(jì)算時(shí)的質(zhì)量和總活度一致。從圖4可以看出圓柱體源模型的計(jì)算結(jié)果整體比監(jiān)測(cè)值大主要因?yàn)榻饘購(gòu)U物有自屏蔽作用而本文的體源模型并沒(méi)有考慮自屏蔽因素。隨著距離的增加計(jì)算值越來(lái)越接近監(jiān)測(cè)值原因可能是:隨著距離增加散射作用增強(qiáng)自屏蔽作用被散射作用削弱的更多。對(duì)于距表面5cm的表面劑量率計(jì)算值與監(jiān)測(cè)值相對(duì)偏差為38.47%;而對(duì)于距表面1m處劑量率計(jì)算值與監(jiān)測(cè)值相對(duì)偏差為31.76%。圓柱體源計(jì)算n符號(hào)Δ1/2表示;令減弱倍數(shù)KlogK/lo2則屏蔽層厚度為:2得n==Ｒ=nΔ1/2(4)式(4)中n為半衰減厚度的數(shù)目。表3列出了根據(jù)半衰減厚度計(jì)算方法得到的屏蔽層厚度與屏蔽后距表面1m遠(yuǎn)處的劑量率(圓柱體源計(jì)算結(jié)果)其中水泥的γ半衰減厚度可以查］得Δ=6.2cm。1/2包裝采用的Ⅷ型鋼箱鋼制箱壁的·30·輻射防護(hù)第5卷第1期為.3m比較故可以忽略考慮箱·30·輻射防護(hù)第5卷第1期為.3m比較故可以忽略考慮箱表3足廢物運(yùn)和處置標(biāo)準(zhǔn)相關(guān)要即1m遠(yuǎn)處劑量率.1v/h蔽設(shè)計(jì)時(shí)至少需要使劑量率減弱2即K=2需要n=1個(gè)半衰減厚度的屏為.2m此時(shí)1m處劑量率為.8v/h于安全保守考屏蔽設(shè)計(jì)取減弱倍數(shù)K=3即劑量率減弱到原來(lái)的1/3.5v/h此時(shí)半衰減厚度數(shù)目n=.5為.8m取0m。表3表面和1m遠(yuǎn)處劑量率與屏蔽厚度Ｒ的對(duì)應(yīng)關(guān)系rretnteγertsfrfed1trsdteiligtisＲ.3·表面H(Sv/h)·1m處H(Sv/h)Δ1/2(m)Ｒ(m)Kn11.9523400.9611.58526.26.26.26.26.206.06.29.812.41.2310.6310.6160.4100.3080.1950.1000.0980.0650.049準(zhǔn)的要求驗(yàn)證了屏蔽設(shè)計(jì)的有效性且比表3屏蔽設(shè)計(jì)中估算的0.410Sv/h和0.065Sv/h偏小主要原因是在圓柱體源模型計(jì)算劑量率分布時(shí)忽略了自屏蔽的因素。圖5給出了10cm厚水泥的屏蔽設(shè)計(jì)實(shí)物圖。現(xiàn)場(chǎng)監(jiān)測(cè)了鋼箱表面和距表面1m處劑量率最大值分別為0.250Sv/h和0.039Sv/h滿足了相關(guān)放射性物質(zhì)貨包運(yùn)輸和處置標(biāo)圖5水泥屏蔽實(shí)物圖i.5itrsftilig5小結(jié)本文針對(duì)高活度放射性污染金屬的包裝質(zhì)運(yùn)輸和處置標(biāo)準(zhǔn)的有關(guān)要求。圓柱體源模型對(duì)單體貨包劑量率的計(jì)算方法簡(jiǎn)單易行能迅速有效地滿足工程實(shí)踐的要求;其計(jì)算值比監(jiān)測(cè)值稍大證明屏蔽設(shè)計(jì)具有一定的安全裕度從而使廢物貨包在運(yùn)輸和處置過(guò)程中更加安全。希望這種方法能應(yīng)用于今后類似工程實(shí)踐的劑量率初步預(yù)測(cè)工作。容器的屏蔽設(shè)計(jì)進(jìn)行了研究介紹主要屏蔽設(shè)計(jì)內(nèi)容:源項(xiàng)分析—包裝容器選擇—?jiǎng)┝柯视?jì)算—屏蔽設(shè)計(jì)。重點(diǎn)描述了計(jì)算廢物貨包γ劑量率的圓柱體源模型推導(dǎo)了圓柱體源模型的計(jì)算公式。通過(guò)計(jì)算值與監(jiān)測(cè)值的對(duì)比分析表明圓柱體源模型計(jì)算結(jié)果能較準(zhǔn)確地反映廢物貨包γ劑量率情況?；趫A柱體源模型的計(jì)算結(jié)果對(duì)金屬?gòu)U物包裝容器Ⅷ型鋼箱進(jìn)行了合理的屏蔽設(shè)計(jì)從而使廢物貨包外表面和距外表面1m遠(yuǎn)處劑量率滿足了放射性物參考文獻(xiàn):1］中核清原環(huán)境技術(shù)工程有限責(zé)任公司．浙江某單位放射性污染金屬治理方．2． (下轉(zhuǎn)第48頁(yè)Connuedonpage48)·48·輻射防護(hù)第5卷第1期Ltein·48·輻射防護(hù)第5卷第1期LteintiiztinfrictietetreiliginjigclererttinuaiShiunyan(ialrririgo．td．gn4)tract:herearexunspannedatangangPandderentwaedpoalehodswlbeuedoheeuns．orhevaredorsofwaeproducedandherorageveesaswelhewaeoragebudngneedsoberedegned．hspaperwlnroduceheopaonaboutprocesandayout．eyors:angang;waeorage;S;T;IC;opaon(上接第30頁(yè)Connuedrompage30)2］中核清原環(huán)境技術(shù)工程有限責(zé)任公司．J68低中放水平放射性固體廢物容器鋼．北京:核工業(yè)標(biāo)準(zhǔn)化研究所8－8－5．3］李星洪等編．輻射防護(hù)基．北京:原子能出版社2:0－4;4－4;9－3．4］李德平潘自強(qiáng)主編．輻射防護(hù)手冊(cè)第一分冊(cè)輻射源與屏．北京:原子能出版社，7:1－2．IA．irigimnritinili．l．1．ia，IA8:3－8．5］ieligeinfrictiectitedetlte