GB T 17947-2008 拟再循环、再利用或作非放射性废物处置的固体物质的放射性活度测量.pdf

1、ICS 13280F 74 囝雪中华人民共和国国家标准GBT 1 7947-2008IS0 1 1 932：1 996代替GBT 17947-2000拟再循环、再利用或作非放射性废物处置的固体物质的放射性活度测量Activity measurements of solid materials considered forrecycling re-use，or disposal as nonradioactive waste2008-07-02发布(IS0 11932：1996，IDT)2009040 1实施宰瞀髁紫瓣警矬瞥星发布中国国家标准化管理委员会“”。GBT 17947-2008150”

2、932：1996目 次前言1范围2规范性引用文件3术语和定义4清洁解控有关的放射性活度测量的要求41概述42表面污染测量43比活度测量44采样方法附录A(规范性附录)p表面污染测量图附录B(规范性附录) “Fe和”Ni的低水平放射性活度测量参考文献-【11l22256805刖 置GBT 17947-2008IS0 1 1932 1 1996本标准等同采用ISO 11932：1996拟再循环、再利用或作非放射性废物处置的固体物质的放射性活度测量。本标准做了下列编辑性修改：删除国际标准前言和引言；删去了部分术语和定义(例如：活度、比活度、表面污染和表面活度在GBT 496051996核科学技术术语

3、辐射防护与辐射安全中已有规定)。本标准代替GBT 17947-2000(拟再循环、再利用或作非放射性废物处置的固体物质的放射性活度测量。本标准与GBT 17947 2000相比，主要变化是：删去了IsO“前言”和“引言”；对引用标准进行了补充、更新。本标准的附录A、附录B为规范性附录。本标准由中国核工业集团公司提出。本标准由全国核能标准化技术委员会归口。本标准起草单位：核工业标准化研究所、中国辐射防护研究院。本标准主要起草人：马如维、金月如、任宪文、夏晓彬。本标准于2000年首次发布。1范围GBT 17947-2008ISO 1 1932 1 1996拟再循环、再利用或作非放射性废物处置的固体

4、物质的放射性活度测量本标准规定了核设施运行和退役产生的，拟再循环、再利用或作非放射性废物处置的固体物质的放射性活度测量的原则和方法。本标准适用于核设施运行和退役产生的，拟再循环、再利用或作非放射性废物处置的固体物质的放射性活度测量，以判明这些物质是否符合发布的清洁解控标准。其他来源的，拟再循环、再利用或作非放射性废物处置的固体物质的放射性活度测量，可参照本标准执行。本标准不适用于一般意义的放射性废物。2规范性引用文件下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否

5、可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。GBT 5202辐射防护仪器a、p和a邝(p能量大于60 keV)污染测量仪和监测仪(GBT 52022008，IEC 60325：2002，IDT)GBT 12128用于校准表面污染监测仪的参考源p发射体和a发射体(GBT 12128 1989，neq ISO 8769：1986)GBT 121621用于校准剂量仪和剂量率仪及确定其能量响应的x和7参考辐射第1部分：辐射特性及产生方法(GBT 1216212000，idt ISO 4037：1996)GBT 12164 用于校准剂量(率)仪及确定其能量响应的p参考辐射(

6、GBT 12164-1999，eqv ISO 6980：1996)GBT140561 表面污染测定 第一部分 p发射体(E日015 MeV)和a发射体(GBT 140561 2008，ISO 75031：1988，MOD)GBT 15222 表面污染测定 第二部分 氚表面污染(GBT 15222-1994，eqv ISO 75032：1988)GB 18871 电离辐射辐射防护与辐射源安全基本标准EJT 776辐射防护用口、x和7辐射剂量当量仪和剂量当量率仪EJT 984环境监测用x、7辐射测量仪第一部分剂量率仪型EJT 1204电离辐射测量探测限和判断阈的确定3术语和定义本标准采用下列术语和

7、定义。31直接可测的表面污染directly measurable surface contamination可直接测量的那部分表面污染。】GBT 17947-2008IS0 11932：199632可去除的表面污染removable surface contamination在正常工作条件下可去除的或可能转移的那部分表面污染。33可去除的表面污染的间接测定indirect evaluation of removable surface contamination用擦拭法对表面可去除的放射性活度进行的测定。34擦拭法smear test用干的或湿的擦拭材料擦污染表面以取得可去除的放射性活度样品

8、，随后测定转移到擦拭材料上的放射性活度。35去除因子F removal factor某一擦拭样品从表面去除的放射性活度与该次取样前可去除的表面污染的放射性活度之比。36仪器效率8I instrument efficiency在给定几何条件下仪器的净计数率和源的表面发射率之比。仪器效率依赖于源发射的辐射能量。37源的表面发射率surface emission rate of a source单位时间内从源的表面或从源窗发射出大于给定能量的给定类型的粒子或光子的数目。38污染源效率8，contamination source efficiency源的表面发射率与单位时间内在源内产生或释放的相同类型

9、的粒子或光子数之比。因粒子仅从前表面射出，所以污染源效率将低于05。但是，由于反散射粒子的贡献，该值可能略为增大。4清洁解控有关的放射性活度测量的要求41概述本标准考虑的清洁解控的固体物质的放射性活度测量涉及到：表面污染测量；比活度测量；剂量率测量；总活度估算。清洁解控标准可能是，例如：表面污染：对p7发射体04 Bqcm_2至40 Bqcm_2之间对a发射体004 BqCITI_2至04 Bqcm-2之间(在100 cm2至1 m2面积的平均)；比活度：范围从01 Bqg_1到i04 Bqg“(有平均值的限值也有局部值的限值)；剂量率：从005 pGyh。至1#Gyh_1(近表面附近高于该处

10、本底的剂量率)。42表面污染测量421 应考虑的放射性核素在运行和退役期间所关心的放射性核素依赖于核设施的类型(例如：动力堆、浓缩厂、加速器、燃料制造厂等)，且同类型中此核设施与彼核设施也可能不同。不管什么设施，在进行大规模表面污染监测前，应知道放射性核素的组成，因为测量仪的响应依赖于放射性核素的组成。因此，厂区每一部分的污染的放射性核素的组成都应确定，除非该厂涉及的设施都是已知的单一污染例如，天然铀氧化物(UOz)。放射性核素组成的实验室测定是为现场测量提供“指纹”资料的重要先驱。2GBT 17947-2008150 11932：1996确定混合放射性核素的组成可以采用如下一种或二种方法：高

11、分辨率X、7能谱分析方法。例如：对7辐射采用Ge(Li)或高纯锗探测器，对能量为5 keV至50 keV的X和软7辐射采用Si(Li)或平面高纯锗探测器。一放射化学分析方法。对低活度样品，特别是对不能用7能谱法测量的那些放射性核素，采用诸如固定在“载体”上或其他放化分离等方法使其分离出来。放射性核素组成的计算可以作为测量的补充，但仅当这种计算的准确度已被现场测量所证实，并且仅在由大量活化产生的放射性活度在放射性总活度中占主导的情况下，才可以采用这种计算结果。当表面污染显著时不能采用这种计算结果。422测定表面污染的方法4221总则表面污染能够通过直接或间接测量方法来测定(见GBT 140561

12、)。直接测量是采用表面荇染测量仪和监测仪进行的，这类仪表测定的是可去除的与固定的表面污染之和。间接测量是采用擦拭法进行的，该方法只能测定可去除的表面污染。直接测量有时是困难的甚至是不可能的。例如：在污染表面有非放射性的固体或液体沉积、表面污染测量受到被检测物质活化等引致的高本底辐射场的干扰或测量仪难以接近被检测表面等。间接测量(擦拭法)仅能用于测定可去除的表面污染，并且去除因子带有不确定性。然而，某些清洁解控标准只推荐了易接近表面的可去除的表面污染的清洁解控水平。在这种情况下，直接测量可能引致高估，因此擦拭法是更合适的。在许多情况下，两种方法的结合将得到更可靠的结果。采用擦拭法测定氚表面污染可

13、能是无效的(见GBT 15222)。4222表面污染的直接测量42221测量仪器测量仪器的特性和性能应符合GBT 5202的要求。仪器应能测量低于国家规定的表面污染清洁解控水平的表面活度。有关探测限的指导可以见EJT 1204。42222探测方法探测器在表面上方移动，探测器应尽可能地接近被测表面。一旦探测到污染区，应把探测器定位在这个区域上方，并在足够长的时间内保持位置不变，以便确认测量值。探测器的移动速度应与污染限值和探测器的性能特性相适应。42223测量程序测量时应遵守所用测量仪器的有关操作规程和如下要求：a)应在检测区内有代表性的位置测定本底计数率；b)应定期检测仪器的本底计数率；c)

14、宜用一个合适的检验源校验仪器是否正常(经常用的仪器每日校验一次)。仪器对检验源的读数与认可值的偏差超过25时应重新校准仪器；d)为了保持探测器与表面间的距离尽可能地小，可能需要采用可移式定位架；e)探测器应在至少三倍仪器的响应时间(95的指示值)内保持位置固定；f)应知道在预期的环境条件范围内对被测放射性核素的仪器频率；g)在被测表面不平整的情况下，应估计被测表面形状对仪器效率的影响(实例可参见参考文献6)；h)在被测表面有明显可见的污物和(或)氧化层，且不能去除的情况下，应考虑这些吸收层对污染源效率(5)的影响。在附录A中给出了对各种核素的修正因子，这些修正因子是吸收层面密度的函数。按照GB

15、T140561，被检测表面上固定和可去除的a或p污染的表面活度A。(Bqcm_2)由式(1)给出：3GBT 17947-2008150 1 1932：1996。i聂丽式中：n测得的总计数率，单位为每秒(s1)；nB本底计数率，单位为每秒(s_1)；e，对a或B辐射的仪器效率；探测器窗的面积，单位为平方厘米(cm2)；e。污染源的效率。在缺少，已知数值时，e，可以取为：，一05p发射体(E日o4 MeV)e，一oz5Ep发射体(o15 MeV95)和测定“Fe的活度(采用x射线能谱仪)。图B1专用分离”Fe的简化法B232通用方法图B2给出了本方法的使用指南。开始的处理程序与简化法相同。只是第三

16、次沉淀改用50 toolL_1的盐酸(见B21e)溶解，而11GBT 17947-20081$O 11932 1 1996不用硝酸(见B21d)，其目的是为了获得阴离子络合物FeClt一。使溶液通过阴离子交换树脂，再用50 molL-1的盐酸洗涤阴离子交换柱。用05molL。的盐酸(见B21e)将铁从树脂中洗提出来。溶液蒸干，并用硝酸(见B21d)溶解残渣。测量该溶液中铁的分离产额(95)，并用x射线能谱仪(见B22e)或液体闪烁计数器测定该溶液。用液体闪烁计数器测定时要求对装置进行校准。B3”Ni的测定图B2专用分离55Fe的通用方法因科镍合金中镍是主要成分(50)，不锈钢中镍也是主要成分之

17、一(lO)。这两种合金都在高热中子通量场中使用。因此所有核废物中都可能存在”Ni。”Ni的半衰期长(Tlz一100 a)。63Ni是纯软p发射体(岛=67 keV)，该B辐射可用以定量测定53Ni。oNlGBT 1794712008IS0 1 1932：1996B31试剂试剂包括：a)镍溶液(10 gL_1)。用作载体；b)丁二酮肟；c)柠檬酸铵溶液(20 gL“)；d)三氯甲烷；e)硝酸：浓酸和稀酸。B32仪器设备仪器设备包括：a)实验室玻璃器皿：烧杯、滴定管、移液管等；b)蒸馏器和蒸馏瓶；c)pH计；d)原子吸收分光光度计；e)口计数装置：液闪；f)7射线能谱仪。B33“Ni的测量图B3中

18、给出了测量方法的程序，它包括如下步骤：第1步按固体样品的性质将其溶解。第2步用原子吸收分光光度计测量溶液中镍浓度，如有必要，加入已知量的镍，使溶液的镍浓度大约为10 mgL。因为该元素有颜色，溶液的颜色对液闪计数的猝灭具有有害影响，因此应避免镍的浓度过高。第3步调整pH和添加柠檬酸铵(见B31c)后，用丁二酮肟(见B31b)萃取镍。为了获得高于95的回收率，应重复萃取四次。第4步用分液漏斗分离三氯甲烷，并将四次萃取液收集在同一蒸馏瓶中。第5步采用蒸馏除去三氯甲烷，直到获得“丁二酮肟镍”(NiDMG)的干馏分。由于三氯甲烷对猝灭有负效应，因而这一步是非常必要的。第6步添加浓硝酸(见B31e)以便

19、重新溶解镍并分解NiDMG络合物。用稀硝酸(见B31e)洗涤蒸馏瓶，并按要求调整最终体积。第7步一部分溶液用原子吸收分光光度计测量，以计算产额。另一部分溶液用液体闪烁计数装置测量。该测量之前应确定液体闪烁计数装置的猝灭特性。13GBT 17947-2008I$0 11932：199614图B3专用分离”Ni的方法参考文献GBT 17947-20081S0 I 1932：1996EzFactors relevant to the recycling or re-use of components arising from the decommissioningand refurbishment

20、of nuclear facilities，IAEA Technical Reports Series No293，Vienna(1998)2Radiological protection criteria for the recycling of materials from the dismantling of nuclearinstallationsRecommendations form the group of experts set up under the terms of Article31 of the Euratom Treaty，Radiation Protection

21、No43，Commission of the European Cornmunities，Luxembourg(1988)3Application of exemption principles to the recycling and reuse of materials from nuclear facilities，IAEA Safety No111一P_11，Vienna(1993)4AEA安全丛书No115，国际电离辐射防护和辐射源安全的基本标准，国际原子能机构，维也纳，19975Hulot M，et a1State of the art review on technology f

22、or measuring and controlling verylowlevel radioactivity in relation to the decommissioning of nuclear power plants，EUR10643 EN(1996)63 HOFFMANN Rand L EIDENBERGER B，optimization of measurement techniques forvery low level radioactive waste materialEC Research Contract F11D-0048D(B)7 Monitoring Progr

23、ammes for Unrestricted Release Related to Decommissioning of NuclearFacilitiesIAEA Technical Reports Series No334，Vienna(1992)8ISO 119291，Determination of the lower limits of detection and decision for ionizing radiation measurements-Part 1：Fundamentals and applications to counting measurements with

24、out the influence of sample treatment9ISO 119292，Determination of the lower limits of detection and decision for ionizing radiation measurements-Part 2：Fundamentals and applications to counting measurements withthe influence of sample treatment10ISO 119293，Determination of the lower limits of detection and decision for ionizing radiation measurements-Part 3：Fundamentals and applications to counting measurements byhighresolution gamma spectrometry without the influence of sample treatment