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摘 要:针对核设施退役放射性废物处理中的问题进行分析,首先提出了聚乙烯屏蔽块表面剥离处理,主要包括:表面湿法擦拭去污,表面剥离去污;其次,研究了箱体切割解题减容处理,内容有:清洗去污再解体,对箱体进行直接切割解体处理。最后,总结了混凝土墙面剥离处理,包括:表面冲洗、擦拭去污和表面剥离处理。通过对这些内容的分析,以期为核设施退役放射性废物处理工作提供一定帮助。
关键词:核设施退役;放射性废物处理;表面剥离去污;箱体切割解题减容
对于我国核设施退役以及放射性废物处理进行分析,认为我国在这方面的技术研究起步较晚,历史遗留了相对复杂的核设施问题。我国退役治理管理技术总体水平较低,技术人员、人力资源以及利益相关者等因素均对其具有一定影响。
1 聚乙烯屏蔽塊表面剥离处理
针对某类核设施退役后,有可能产生6m3的聚乙烯屏蔽组合块,其中的β表面存在30Bq/cm2的污染。在之前的退役活动过程中,通常将这些聚乙烯屏蔽块组合当中一种最低放废物,直接放入到标准废物包装箱内,大概形成3个包装箱的废物。因为聚乙烯屏蔽组合块表面污水存在较低水平,并且多为较为松散的附着物,对其进行表面去污之后,可以将大部分表面固定污染水平降到0.8Bq/cm?以下,最终实现再利用水平[1]。
1.1 表面湿法擦拭去污
对钢丝刷进行使用,从而进行表面的刷洗和去污。经过实验,这种去污的效率较低,所产生的去污效果也不是很好,工作量也较大,对含有聚乙烯微粒去污废液进行收集和处理,较为困难。
1.2 表面剥离去污
借助点炮制等工具,进行聚乙烯屏蔽组合块进行表面的剥离,从而将表面2mm的沾污层去掉。对电动工具等进行使用,进而对聚乙烯屏蔽组合块的表面开展相应剥离实验,这样做的剥离效率较高,并且剥离表面也十分光洁。
2 箱体切割解题减容处理
当某类核设施退役过程中,可能会产生一定的箱体废物,这类箱体废物β表面的污染水平最高为9.14Bq/cm?。对其进行处理过程中,其难点主要在于内部表面所附着的重铬酸钾结晶,这样做可能会对处理人员产生一定危害。以往退役活动过程中,为了使人员安全提供保障,一般对这种箱体做出整体包装处理,进而形成一个独立的装体。但是,这种独立包装不但占用了大量贮存空间,并且不方便对其进行运输和贮存。对此,将废物减容作为基础,对箱体实施清洗去污方式,也可以直接进行机械切割解体[2]。
2.1 清洗去污再解体
对高压水或者泡沫、去污剂等,将箱内附着的重铬酸钾洁净进行去除。使用这种方式的难点在于,退役的现场并不存在含铬废液处理能力,不能对含铬放射性去污液进行科学处理。
2.2 对箱体进行直接切割解体处理
首先搭建相应的空气隔离箱,同时设置较大排量的空气净化小车,相应操作人员佩戴较为全面的防护用品,对磨机的机械式切割工具进行使用,在隔离间内,沿着箱体焊缝实施解体切割。这种方式的实施需要较大的工作量,同时有可能产生人员伤害风险。
具体实践过程中国,需要对两种方案进行综合性考量,最后使用机械切割解题方式。对这种方式进行使用,对4个箱体进行解题和装箱,减容处理效果较为明显。
3 混凝土墙面剥离处理
某核设施建筑退役时,对源项进行调查后发现,控制区的内墙和地面β表面产生的污染水平较低,大概为137.5Bq/cm?。如果对其进行直接拆除,会因为放射性污染扩散,导致全部拆除物均被污染,并且形成大量低水平放射性混凝土废物。为了防止这种情况出现,对其进行表面冲洗,并且擦去表面污渍。
3.1 表面冲洗、擦拭去污
先使用拖布,将墙地面表面上存在的污染物去除,并且使用高压水,对混凝土墙面表面进行冲洗和剥离。相关实验认为,拖布可能会导致污染出现扩散现象,实施过程中,冲洗水会将污染物带入到混凝土的深处,并且难以对这些冲洗水进行收集。
3.2 表面剥离处理
对专用混凝土墙地面进行剥离去污装置进行直接使用,针对已经测量了的污染深度混凝土墙、地面实施剥离处理。相应实验结果表明,使用这种方式的去污效率比较高,提高排风情况下,并不会出现粉尘污染情况[3]。
对实验效果进行分析,具体实践过程中,对专用剥离装置中“边测量、边逐层深入剥离”的方式,实现3个核设施建筑污染墙地面的表面剥离处理,通过这种方式,促使其均达到表面固定污染水平不大于0.8Bq/cm?。针对已经剥离下来的放射性混凝土,对其进行收集之后,将其放入到200L标准废物桶内。对其进行剥离之后,确保其表面污染水平在0.8Bq/cm以下,经过相关部门批准之后,结合非控制区内部普通工业厂房实施科学处理。
4 结语
相应单位对核设施退役工程中,使用核最小化技术,同时在最小化方面获得以下成果:预先设定生产6m3的聚乙烯屏蔽物,对其进行表面剥离之后,促使其得以有效降低。对其进行计算,预先设定其占用8m3箱体废物,采用减容处理方式,促使其降低到3m3。此外,使用放射性废物墙体表面剥离处理之后,促使废物量被降到原来的1%。
参考文献
[1]胡冬梅,张良,张永领.核设施退役放射性废物最少化实践[J].辐射防护通讯,2013,(1):12-15.
[2]汪萍,廖运璇,刘新华,等.核设施退役中若干环境相关问题的探讨[J].核安全,2012,(1):51-55.
[3]刘立坡,李国青,靳立强,等.我国核设施退役治理标准化现状及建议[J].辐射防护,2016,(5):326-334.
(作者单位:中国核动力研究设计院)
关键词:核设施退役;放射性废物处理;表面剥离去污;箱体切割解题减容
对于我国核设施退役以及放射性废物处理进行分析,认为我国在这方面的技术研究起步较晚,历史遗留了相对复杂的核设施问题。我国退役治理管理技术总体水平较低,技术人员、人力资源以及利益相关者等因素均对其具有一定影响。
1 聚乙烯屏蔽塊表面剥离处理
针对某类核设施退役后,有可能产生6m3的聚乙烯屏蔽组合块,其中的β表面存在30Bq/cm2的污染。在之前的退役活动过程中,通常将这些聚乙烯屏蔽块组合当中一种最低放废物,直接放入到标准废物包装箱内,大概形成3个包装箱的废物。因为聚乙烯屏蔽组合块表面污水存在较低水平,并且多为较为松散的附着物,对其进行表面去污之后,可以将大部分表面固定污染水平降到0.8Bq/cm?以下,最终实现再利用水平[1]。
1.1 表面湿法擦拭去污
对钢丝刷进行使用,从而进行表面的刷洗和去污。经过实验,这种去污的效率较低,所产生的去污效果也不是很好,工作量也较大,对含有聚乙烯微粒去污废液进行收集和处理,较为困难。
1.2 表面剥离去污
借助点炮制等工具,进行聚乙烯屏蔽组合块进行表面的剥离,从而将表面2mm的沾污层去掉。对电动工具等进行使用,进而对聚乙烯屏蔽组合块的表面开展相应剥离实验,这样做的剥离效率较高,并且剥离表面也十分光洁。
2 箱体切割解题减容处理
当某类核设施退役过程中,可能会产生一定的箱体废物,这类箱体废物β表面的污染水平最高为9.14Bq/cm?。对其进行处理过程中,其难点主要在于内部表面所附着的重铬酸钾结晶,这样做可能会对处理人员产生一定危害。以往退役活动过程中,为了使人员安全提供保障,一般对这种箱体做出整体包装处理,进而形成一个独立的装体。但是,这种独立包装不但占用了大量贮存空间,并且不方便对其进行运输和贮存。对此,将废物减容作为基础,对箱体实施清洗去污方式,也可以直接进行机械切割解体[2]。
2.1 清洗去污再解体
对高压水或者泡沫、去污剂等,将箱内附着的重铬酸钾洁净进行去除。使用这种方式的难点在于,退役的现场并不存在含铬废液处理能力,不能对含铬放射性去污液进行科学处理。
2.2 对箱体进行直接切割解体处理
首先搭建相应的空气隔离箱,同时设置较大排量的空气净化小车,相应操作人员佩戴较为全面的防护用品,对磨机的机械式切割工具进行使用,在隔离间内,沿着箱体焊缝实施解体切割。这种方式的实施需要较大的工作量,同时有可能产生人员伤害风险。
具体实践过程中国,需要对两种方案进行综合性考量,最后使用机械切割解题方式。对这种方式进行使用,对4个箱体进行解题和装箱,减容处理效果较为明显。
3 混凝土墙面剥离处理
某核设施建筑退役时,对源项进行调查后发现,控制区的内墙和地面β表面产生的污染水平较低,大概为137.5Bq/cm?。如果对其进行直接拆除,会因为放射性污染扩散,导致全部拆除物均被污染,并且形成大量低水平放射性混凝土废物。为了防止这种情况出现,对其进行表面冲洗,并且擦去表面污渍。
3.1 表面冲洗、擦拭去污
先使用拖布,将墙地面表面上存在的污染物去除,并且使用高压水,对混凝土墙面表面进行冲洗和剥离。相关实验认为,拖布可能会导致污染出现扩散现象,实施过程中,冲洗水会将污染物带入到混凝土的深处,并且难以对这些冲洗水进行收集。
3.2 表面剥离处理
对专用混凝土墙地面进行剥离去污装置进行直接使用,针对已经测量了的污染深度混凝土墙、地面实施剥离处理。相应实验结果表明,使用这种方式的去污效率比较高,提高排风情况下,并不会出现粉尘污染情况[3]。
对实验效果进行分析,具体实践过程中,对专用剥离装置中“边测量、边逐层深入剥离”的方式,实现3个核设施建筑污染墙地面的表面剥离处理,通过这种方式,促使其均达到表面固定污染水平不大于0.8Bq/cm?。针对已经剥离下来的放射性混凝土,对其进行收集之后,将其放入到200L标准废物桶内。对其进行剥离之后,确保其表面污染水平在0.8Bq/cm以下,经过相关部门批准之后,结合非控制区内部普通工业厂房实施科学处理。
4 结语
相应单位对核设施退役工程中,使用核最小化技术,同时在最小化方面获得以下成果:预先设定生产6m3的聚乙烯屏蔽物,对其进行表面剥离之后,促使其得以有效降低。对其进行计算,预先设定其占用8m3箱体废物,采用减容处理方式,促使其降低到3m3。此外,使用放射性废物墙体表面剥离处理之后,促使废物量被降到原来的1%。
参考文献
[1]胡冬梅,张良,张永领.核设施退役放射性废物最少化实践[J].辐射防护通讯,2013,(1):12-15.
[2]汪萍,廖运璇,刘新华,等.核设施退役中若干环境相关问题的探讨[J].核安全,2012,(1):51-55.
[3]刘立坡,李国青,靳立强,等.我国核设施退役治理标准化现状及建议[J].辐射防护,2016,(5):326-334.
(作者单位:中国核动力研究设计院)