EJ T 1192-2005 生产堆退役源项调查取样技术准则.pdf
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1、ICS 13. 280 F 70 备案号:15856-2005EJ 中华人民共和国核行业标准EJ/T 1192-2005 生产堆退役源项调查取样技术准则Technical criteria for sampling of source term survey f。rdecommissioning of product i。nreactor EE-BE lli-lBEEFI- EE- mm晴EEEE川HHH川tuuqEEE刷刷刷刷HOMMM山川呻呻1nuUUUUHnU HHMMM闹闹Enu-,.EUUAU MMMM睛EE1illa-Eqd HHHHHHHHMMFUEE-to luu川门川QUUU
2、UUO B-EE-, . aEE- EE- ., . EEE., . E-1 Ea-EEE- 2005-04一门发布2005一07一01实施国防科学技术工业委员会发布EJ/T 1192-2005 目次H411444444444号555叮叮心6币6666心嗡心666677样样取类取样沙标分识定面取泥目求的理标质件样确表面积样理要品营纲制卡存资文取物的染表沉取理处理样的大组控品保的用义计统筑法污染部品处预处后求件物保业划程样录存员引定则设体系构法方物污底样预的预理理护要条废证求质专计过及记保人性和原点本艺他方样筑属池他的品品处处防本样次保要样样样样品品品样U围范语样样堆工其样取建金水其品样样预预射
3、基取二量总取取取取样样样取子范规术取取取样辐质ETi9臼qd1A9nd4Fhd1AqhqdA吐1A9臼qu1iqf“qdA吐FbnORiQUQd前1234555丘67117788889999999999I EJ/T 1192-2005 目ljJi 生产堆退役源项调查是开展生产堆退役工程的规划、设计、施工和放射性废物处理、处置的基础,对提高生产堆退役工程的科学性、经济性和安全性有着十分重要的作用,而取样又是源项调查的关键环节,制定和执行本标准对于保证源项调查的质量具有重要意义。在初始源项调查过程中,能直接测量或剂量较高的场所应尽可能采用直接测量的方法,以减少取样量,降低工作人员的受照剂量。对直接
4、测量结果进行复核以及有特殊要求的源项调查取样时可采用本标准提供的取样方法。II 本标准由中国核工业集团公司提出。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位:中国核工业集团公司四0四厂、中国核工业集团公司八二一厂。本标准主要起草人2韩建平、景顺平、于忠良、苏芳、闰丽、李兴国。EJ/T门92一2005生产堆退役源项调查取样技术准则1 范围本标准规定了生产堆退役源项调查取样点设计和取样方法、样品预处理要求:还规定了取样过程中的辐射防护和质量保证等相关技术要求。本标准适用于生产堆退役放射性源项调查取样活动。其他类型反应堆退役源项调查取样工作可参照使用。2 规范性引用文件下列文件中的条款通过本标准的
5、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(不包含勘误的内容)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。GB/T 4960 核科学技术术语GB 9133 放射性废物的分类GB 14500 放射性废物管理规定GB 18871-2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准盯IT876 生产堆退役质量保证3 术语和定义GB/T 4960确立的以及下列术语和定义适用于本标准。3. 1 生产堆production reactor 用于生产易裂变材料和其他核材料,或用来进行工业规模辐照的反
6、应堆。3.2 退役decommissioning 核设施使用期满或停役后,为了保护公众健康和环境的长期安全而采取的管理的和技术的行动。退役的目的是实现场址和或设施的无限制的或有限制的开放或使用。3.3 源项source term 生产堆服役期满停运或因其他原因停运时以及退役各阶段盘存在各工艺系统设备、设施、构筑物内的放射性物质的总量、组分及分布情况。3.4 退役源项调查source term survey for decommissioning 在一定的可信度范围内,对核设施己存在的辐射水平、放射性盘存量、污染特性、放射性分布状况、设施及内容物的现状、数量等所进行的全面调查。源项调查的目的是确
7、定核设施退役方案和措施,井将拆除废物进行分类,分别予以贮存和处置。3. 5 取样samp Ii ng 按照一定的要求采用适当的方法,对源项调查的对象进行样品的采集工作。1 EJ/T 1192一20054 取样原则4. 1 根据生产堆退役不同阶段的退役目标、物项现状,确定源项调查与取样的内容,并编制取样计划。4.2 取样前首先要调查生产工艺、系统、设备的历史和设施内现存废物的历史和现状。然后对取样工作的正当性进行优化评价,减少取样人员受照水平,确定适当的取样方式。并依据污染普查结果,利用统计技术、可靠性分析等方法确定取样点。4. 3 破坏性取样时应考虑取样及取样过程对反应堆整体性及最终退役的影响
8、。4.4 取样时不强调样品的数量,但应考虑样品的代表性、均匀性和适时性以及测量分析的可重复性。5 取样点设计5. 1 堆本体5. 1. 1 概述堆本体放射性源项调查取样点的分布,应主要考虑堆本体被活化的特性,样品应取自堆内有代表性的部位。堆本体固定构件取样应针对取样对象各自特性和堆内位置,选择代表性材料,研制适宜取样机具进行样品采集:堆内可更换构件的取样可选择有代表性的部位直接取样。5. 1. 2 堆本体可更换构件5. 1. 2. 1 工艺管组件工艺管组件由工艺管头、连接管(外套钢、铝防护套圈)及五肋管组成。工艺管头、连接管取样按照第一、二、三、六卸料区分取16个20个样品:防护套圈依据其表面
9、放射性水平并利用统计方法将其分为大、中、小三个组,每组取12个样品:五肋管取样在第一、二、三、六卸料区各选l根进行,每根五肋管取样应在活性区中中间平面以下0.7m处和上下各延伸2.5m处取得样品,选取12个样品。5. 1. 2. 2 石墨套管组件石墨套管组件主要包括石墨套管、弹簧卡头及铝托。弹簧卡头和铝托取样按照第一、二、三、六卸料区分取8个样品:石墨套管取样是在第一、二、三、六卸料区各选取l根石墨套管,每根石墨套管选活性区中中间平面以下O.7m处一节(第一、二、三卸区为第10节,第六卸区为第14节,自0.7m处向上数第三节和向下数第三节,选取12个样品。5. 1. 2. 3 控制棒系列控制棒
10、系列主要为自动棒、手动棒、事故棒、附加吸收棒及各自的连接杆、不锈钢销子和挤水棒等构件。根据控制棒系列构件的运行史、吸收剂量和材质的不同,分别选取不同类型的控制棒各1根,分别按材质车削制得铝合金、不锈钢及队C材料的样品。5. 1. 2. 4 游离室管道组件游离室管道系列主要为游离室管道、游离室和游离室屏蔽套筒等组件,主要材质为不锈钢。根据游离室管道辐照史、孔道内y吸收剂量率等选取一根管道并将其拔出分段进行放射性取样(上、中、下):另外可选取游离室屏蔽套筒及游离室样1个2个。5. 1. 2. 5 温度计管道温度孔道(共13根)设置在石墨砌体交叉点上,其中4根在反射层,9根在活性区,每根管道沿堆芯不
11、同高度有三个测点。温度计管道取样应在反射层、活性区各选取1根2根管道,并将其拔出进行车削而制得1个2个样品。5. 1. 3堆本体固定构件堆本体固定构件主要包括堆本体金属结构和石墨砌体两大类。堆本体金属结构取样应根据堆运行史、堆内中子通量分布和构件几何形状及材质等进行,取样时应考虑:a) 选择典型部位的代表性材料,利用适直取样机具进行放射性样品采集;2 的选择堆内可更换构件不能涵盖的材质在堆内典型部位取样。5. 1. 3. 1 堆本体金属构件5. 1. 3. 1. l 上部支承杯EJ/T 1192-2005 上部支承杯取样主要是对其所在堆内位置进行分区I、III、V区井沿工艺孔道用适宜取样机具沿
12、侧向钻取取样。5. 1. 3. 1. 2 承重防护水箱承重防护水箱取样受其结构、辐射场等影响,取样工作较为困难,应根据具体取样目的进行。水箱取样重点应考虑可操作性、代表性、典型性和对水箱整体结构的损伤,取样可在下部水箱第七箱格第四层内壁、上部水箱第七箱格第六层内壁、上部水箱第一层箱盒内侧壁、下部水箱顶层箱格的第四层底面和箱盒顶面等处取样。5. 1. 3. 1. 3 上部承重防护结构上部承重防护结构为圆形栅格结构,分为上下两层,其顶部外侧辐射场稍低,结构内充填有唰镇砖和铁矿砂,可在上补偿器两侧割取2个样品。5. 1. 3. 1. 4 石墨砌体承重结构石墨砌体承重结构为一个八边形的框形网格结构,材
13、质为低碳合金钢。该结构辐射场强,取样难度很大。可选取一根游离室管道并将其拔出,然后辅以潜望镜在游离室孔道内侧向割取堆外壳及石磨砌体承重结构样共2个样品。5. 1. 3. 1. 5 下部承重防护结构下部承重防护结构由盒状结构和铺板组成,为栅格承重结构,内部充沙。取样可在该结构上部空间的余压阀处(其材质与下部承重结构相近)取1个样。5. 1. 3. 1. 6 水斗及铺板水斗和铺板焊接成为一体,水斗为一锥形go)现层结构。取样可在其表面分上、中、下三个部位刮取。共取3个6个样品。5. 1. 3. 1. 7 沙层管廊沙子在沙层管廊四侧中心部位靠防护水箱外侧外壁垂直钻取2个全程沙样。另外,在上部表层取1
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