DIN 25457-4-2013 Activity measurement methods in the clearance of radioactive substances and components of nuclear facilities - Part 4 Contaminated and activated metal scrap《核设施放射性.pdf

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1、April 2013DEUTSCHE NORM Normenausschuss Materialprfung (NMP) im DINPreisgruppe 14DIN Deutsches Institut fr Normung e. V. Jede Art der Vervielfltigung, auch auszugsweise, nur mit Genehmigung des DIN Deutsches Institut fr Normung e. V., Berlin, gestattet.ICS 17.240; 27.120.10!$UH“1935037www.din.deDDIN

2、 25457-4Aktivittsmessverfahren fr die Freigabe von radioaktiven Stoffen undkerntechnischen Anlagenteilen Teil 4: Kontaminierter und aktivierter MetallschrottActivity measurement methods in the clearance of radioactive substances andcomponents of nuclear facilities Part 4: Contaminated and activated

3、metal scrapMthodes de mesure de lactivit pour lautorisation de la mise en circulation de matiresradioactives et de composants dinstallations nuclaires dmanteles Partie 4: Mitraille contamine et activiteAlleinverkauf der Normen durch Beuth Verlag GmbH, 10772 BerlinErsatz frDIN 25457-4:1993-08 undDIN

4、25457-5:1996-07www.beuth.deGesamtumfang 32 SeitenDIN 25457-4:2013-04 2 Inhalt Seite Vorwort . 3 1 Anwendungsbereich 4 2 Normative Verweisungen . 4 3 Begriffe 4 4 Freigabestrategie und Voruntersuchung . 5 4.1 Festlegung der Freigabestrategie . 5 4.2 Grundlagen der Voruntersuchung 6 4.3 Rumliche Aktiv

5、ittsverteilung . 8 4.4 Radionuklidgemisch . 8 4.5 Schlsselnuklide und Hochrechnungsfaktoren und Anwendung der Summenformel . 8 4.6 Nuklidvektor 9 4.7 Auswirkungen der Dekontamination 10 5 Entscheidungsmessverfahren 10 5.1 Allgemeines . 10 5.2 Oberflchenaktivittsmessung . 12 5.3 Kollimierte In-situ-G

6、ammaspektrometrie . 13 5.3.1 Allgemeines . 13 5.3.2 Anwendungsbereich 13 5.3.3 Anforderungen an den Messaufbau bei Messungen an Gebinden . 15 5.3.4 Kalibrierung . 15 5.3.5 Durchfhrung der Messungen 16 5.4 Aktivittsmessung nach dem Einschmelzen . 17 5.4.1 Allgemeines . 17 5.4.2 Aktivittsbestimmung 17

7、 5.5 Gesamt-Gamma-Aktivittsmessung . 17 6 Dokumentation 18 6.1 Allgemeines . 18 6.2 Voruntersuchung 19 6.3 Entscheidungsmessung 19 Anhang A (normativ) Mittelungsgren bei den Entscheidungsverfahren . 22 A.1 Allgemeines . 22 A.2 Mittelungsmasse bei den Entscheidungsverfahren 22 A.3 Mittelungsflche bei

8、 den Entscheidungsverfahren 22 Anhang B (informativ) Beispiele fr Nuklidvektoren 24 Anhang C (informativ) Beispiele fr die Berechnung von Hochrechnungsfaktoren bei Vorliegen von Ergebnissen eines Ensembles von Proben 26 Anhang D (informativ) Partitionierungsfaktoren wichtiger Radionuklide beim Einsc

9、hmelzen von Metallen bezglich Produktmetall (Schmelze), Schlacke und Stuben. 30 Anhang E (informativ) Beispiele fr die Berechnung von Mindestdicken zur Umrechnung von flchenbezogener auf massenbezogene Aktivitt 31 Literaturhinweise . 32 DIN 25457-4:2013-04 3 Vorwort Dieses Dokument wurde vom Arbeits

10、ausschuss NA 062-07-46 AA Reststofffragen“ des Fachbereichs Kerntechnik im Normenausschuss Materialprfung (NMP) erstellt. Durch dieses Dokument sollen dem Inhaber einer Genehmigung, dem Gutachter sowie der zustndigen Behrde einheitliche Anforderungen an Alpha-, Beta- und Gamma-Aktivittsmessverfahren

11、 an die Hand gegeben werden, die bei der Freigabe von metallischen Stoffen zu beachten sind. Es wird auf die Mglichkeit hingewiesen, dass einige Texte dieses Dokuments Patentrechte berhren knnen. Das DIN ist nicht dafr verantwortlich, einige oder alle diesbezglichen Patentrechte zu identifizieren. D

12、IN 25457 Aktivittsmessverfahren fr die Freigabe von radioaktiven Stoffen und kerntechnischen Anlagenteilen“ besteht aus: Teil 1: Grundlagen Teil 4: Kontaminierter und aktivierter Metallschrott Teil 6: Bauschutt und Gebude Teil 7: Bodenflchen Die bisherigen Teile 1 und 2 wurden zum neuen Teil 1 Grund

13、lagen“ zusammengefasst, die bisherigen Teile 4 und 5 zum neuen Teil 4. nderungen Gegenber DIN 25457-4:1993-08 und DIN 25457-5:1996-07 wurden folgende nderungen vorgenommen: a) die Teile 4 und 5 wurden zusammengelegt und entsprechend gekrzt, um Doppelfestlegungen und Widersprche zu vermeiden; b) der

14、Anwendungsbereich wurde przisiert; c) der Text wurde redaktionell berarbeitet. Frhere Ausgaben DIN 25457-4: 1993-08 DIN 25457-5: 1996-07 DIN 25457-4:2013-04 4 1 Anwendungsbereich Dieses Dokument gilt fr die Freigabe von mit Radionukliden kontaminiertem oder aktiviertem Metallschrott (metallischen St

15、offen), der aus Ttigkeiten im Sinne von Teil 2 der StrlSchV stammt und zur Verwendung, Verwertung, Beseitigung, zum Innehaben oder zur Weitergabe an Dritte als nicht radioaktiver Stoff vorgesehen ist. Dieses Dokument ist ebenfalls anzuwenden beim Herausbringen von beweglichen Gegenstnden der im erst

16、en Absatz genannten Art aus Kontrollbereichen im Sinne von 44 Absatz 3 StrlSchV. Im weiteren Text gelten Festlegungen fr die Freigabe auch fr das Herausbringen. 2 Normative Verweisungen Die folgenden Dokumente, die in diesem Dokument teilweise oder als Ganzes zitiert werden, sind fr die Anwendung di

17、eses Dokuments erforderlich. Bei datierten Verweisungen gilt nur die in Bezug genommene Ausgabe. Bei undatierten Verweisungen gilt die letzte Ausgabe des in Bezug genommenen Dokuments (einschlielich aller nderungen). DIN 25457-1:2012-04, Aktivittsmessverfahren fr die Freigabe von radioaktiven Stoffe

18、n und kerntechnischen Anlagenteilen Teil 1: Grundlagen DIN 25462, In-situ-Gammaspektrometrie zur nuklidspezifischen Umweltkontaminationsmessung DIN V ENV 13005, Leitfaden zur Angabe der Unsicherheit beim Messen Strahlenschutzverordnung, Verordnung ber den Schutz vor Schden durch ionisierende Strahle

19、n (Strahlenschutzverordnung StrlSchV) vom 20. Juli 2001 (BGBl. I S. 1714; 2002 I S. 1459), zuletzt gendert durch Artikel 5 Absatz 7 des Gesetzes vom 24. Februar 2012 (BGBl. I S. 212)1)3 Begriffe Fr die Anwendung dieses Dokuments gelten die Begriffe nach DIN 25457-1 und die folgenden Begriffe. 3.1 Fr

20、eigabeoption angestrebte Freigabe im Sinne von 29 Abs. 2 StrlSchV 3.2 Hochrechnungsfaktor dimensionsloser Faktor, mit dem aus der Aktivitt eines Schlsselnuklids die Gesamtaktivitt oder die Aktivitten eines oder mehrerer Radionuklide berechnet werden 3.3 Mittelungsflche maximale Flche, ber die die ge

21、messene Aktivitt fr den Vergleich mit den Freigabewerten gemittelt werden darf DIN 25457-7:2008-01 1)Nachgewiesen in der DITR-Datenbank der DIN Software GmbH, zu beziehen bei: Beuth Verlag GmbH, 10772 Berlin (Hausanschrift: Burggrafenstr. 6, 10787 Berlin)DIN 25457-4:2013-04 5 3.4 Mittelungsmasse max

22、imale Masse, ber die die gemessene Aktivitt fr den Vergleich mit den Freigabewerten gemittelt werden darf DIN 25457-7:2008-01 3.5 radiologisches Teilsystem Teilmenge eines Systems, die aufgrund verfahrenstechnischer, betriebshistorischer oder sonstiger Betrachtungen (z. B. Kontaminationsmechanismen)

23、 zu Beprobungszwecken und Ermittlung eines Nuklidvektors zusammengefasst wurde Anmerkung 1 zum Begriff: Ein so definiertes Teilsystem“ muss nicht mit einem verfahrenstechnischen Teil eines Systems identisch sein. 3.6 Voruntersuchung Untersuchung zur Feststellung des Radionuklidgemisches, der relativ

24、en Aktivittsanteile der Radionuklide in diesem Gemisch sowie ihrer rumlichen Verteilung in einer Materialcharge 4 Freigabestrategie und Voruntersuchung 4.1 Festlegung der Freigabestrategie Fr die Freigabe des Materials stehen verschiedene Strategien zur Verfgung. Die Wesentlichen sind: Freigabestrat

25、egie 1 Anlagenweite Charakterisierung (vorlaufend): Aus reprsentativen Proben wird ein Nuklidvektor fr die gesamte Anlage oder einen groen Anlagenabschnitt vorlaufend zum Materialanfall bestimmt. Bei in Betrieb befindlichen Anlagen wird beispielsweise die Probe aus Verdampferkonzentrat genommen. Bei

26、 in Stilllegung befindlichen Anlagen mssen alle Systeme in die Probenentnahme einbezogen werden, die durch den Nuklidvektor beschrieben werden sollen. Soweit erforderlich, wird das Material zerlegt und dekontaminiert. Fr die Entscheidungsmessung wird die Anwendbarkeit des Nuklidvektors ggf. mittels

27、einzelner Proben berprft. Freigabestrategie 2 Systemweise Charakterisierung (zeitnah): Das freizugebenden Material wird entsprechend seiner Herkunft radiologischen Teilsystemen zugeordnet. Fr jedes radiologische Teilsystem wird zeitnah zum Materialanfall ein Nuklidvektor bestimmt, der bei der Entsch

28、eidungsmessung nach ggf. erforderlicher Zerlegung und Dekontamination des Materials zugrunde gelegt wird. Die Zugehrigkeit des Materials zu einem radiologischen Teilsystem wird whrend des gesamten Freigabeverfahrens verfolgt. Freigabestrategie 3 Charakterisierung anhand des Dekontaminationsabtrags:

29、Der Nuklidvektor wird anhand von Proben aus dem Dekontaminationsmedium (z. B. aus der Lsung bei chemischer Dekontamination) bestimmt, da nach der Dekontamination das Material eine Kontamination aufweist, deren Zusammensetzung derjenigen des Dekontaminationsmediums nherungsweise entspricht (Rekontami

30、nation). Die Voruntersuchung wird deshalb nicht wie bei den ersten beiden Strategien vor der Zerlegung und Dekontamination ausgefhrt. Diese Vorgehensweise ist nur anwendbar, wenn das Dekontaminationsverfahren einen vollflchigen Abtrag auch des Grundmaterials sicherstellt und mit diesem Verfahren nur

31、 die Kontamination und nicht die ggf. vorhandene Aktivierung charakterisiert werden soll. Ein messtechnischer Nachweis der rumlichen Aktivittsverteilung ist bei Anwendung eines derartigen Dekontaminationsverfahrens nicht erforderlich. Die Prozessablufe fr die Strategien 1 bis 3 sind im Bild 1 schema

32、tisch dargestellt. DIN 25457-4:2013-04 6 Freigabestrategie 4 Dekontamination durch Einschmelzen: Das Einschmelzen kann vor der Freigabe in einem Einschmelzbetrieb mit entsprechender Umgangsgenehmigung erfolgen. In diesem Fall wird in der Voruntersuchung geprft, ob die Annahmekriterien des Einschmelz

33、betriebes eingehalten werden (z. B. Aktivittshhe). Anhand der erwarteten Partitionierungsfaktoren (siehe Beispiel im Anhang D) ist vor dem Einschmelzen abzuschtzen, ob das Material freigabefhig ist. Unter Umstnden mssen gem den Annahmebedingungen des Einschmelzbetriebes metallurgische Randbedingunge

34、n beachtet werden. Daneben knnen je nach Einzelfall weitere Freigabestrategien zum Einsatz kommen, z. B. Kombinationen aus 1 und 2. 4.2 Grundlagen der Voruntersuchung In einer Voruntersuchung sind an reprsentativen Proben das Radionuklidgemisch, die relativen Aktivittsanteile der einzelnen Radionukl

35、ide sowie deren rumliche Verteilung zu ermitteln. Aus dem Radionuklidgemisch sind bei Bedarf die Schlsselnuklide festzulegen, aus denen ber Hochrechnungs-faktoren die Aktivitt von Einzelnukliden, von Nuklidgruppen oder die Gesamtaktivitt bestimmt wird. Die Voruntersuchung geht in der Regel von der B

36、etriebshistorie aus. Hierbei wird abgeschtzt, welche Radionuklide fr die Anlage relevant sind, ob und ggf. wo Aktivierung von Bedeutung ist und welche Kontaminationsmechanismen zu unterstellen sind. Fr Anlagen zur Gewinnung und Verarbeitung von Kernbrennstoffen gehren zur Voruntersuchung auch die Be

37、rcksichtigung von Spezifikationen der Kernbrennstoffe, welche in der kerntechnischen Anlage gehandhabt wurden und die vorhandenen Analysenergebnisse (z. B. massenspektrometrische Routinebestimmungen des Anreichungsgrades der gefertigten Brennelemente). Bei der anlagenweiten Charakterisierung kann ei

38、ne Kategorisierung des gesamten Materials sinnvoll sein. Kriterien dafr sind beispielsweise: die Unterscheidung zwischen Aktivierung und Kontamination, die erforderliche Dekontamination innerhalb der Anlage oder eine beabsichtigte Behandlung des Materials bei externen Betrieben. Aus dem freizugebend

39、en Material sind mglichst gleichartige Materialmengen hinsichtlich der Materialart, der Freigabeoption, dem Radionuklidgemisch und ggf. der Herkunft zu bilden. Die Auswahl dieser Kriterien richtet sich nach der angewendeten Freigabestrategie. Mit den Ergebnissen aus sonstigen Untersuchungen whrend d

40、es Betriebes der Anlage bildet die Voruntersuchung die Grundlage fr die Auswahl des jeweils geeigneten Messverfahrens fr die Entscheidungsmessung. DIN 25457-4:2013-04 7 Bild 1 Schematische Darstellung der Prozessablufe DIN 25457-4:2013-04 8 4.3 Rumliche Aktivittsverteilung Fr die Freigabestrategien

41、1 und 2 erfolgen die Untersuchungen zur Aktivittsverteilung zweckmigerweise zusammen mit den Untersuchungen zum Radionuklidgemisch. Im Allgemeinen liegt eine Kontamination mit radioaktiven Stoffen an der Metalloberflche vor. Die Kontamination kann lose gebunden (z. B. Schmutzschicht) oder fest hafte

42、nd (z. B. Magnetitschicht in Primrsystemen, fixiert durch Lackschicht) sein. Die Aktivitt kann auch ber das Volumen des Materials verteilt sein (z. B. Aktivierung im Neutronenfeld oder durch den Kernphotoeffekt) oder an einzelnen Stellen in das Material eingedrungen sein (z. B. Schweinhte, Risse). W

43、ie die Aktivitt ber das Material verteilt ist, hngt vor allem vom betrieblichen Einsatz der Teile ab. In stichprobenartigen Untersuchungen ist die rumliche Verteilung der Aktivitt in dem zur Freigabe anstehenden Material zu untersuchen, um den eventuell erforderlichen Dekontaminationsumfang zu ermit

44、teln und um sicherzustellen, dass bei der Entscheidungsmessung die gesamte Aktivitt im Messgut erfasst wird. Stark inhomogene Aktivittsverteilungen sind bei der Auswahl des Messverfahrens zu bercksichtigen. Durch die Freigabestrategie 3 erfolgt bei der Anwendung des Dekontaminationsverfahrens eine g

45、eringfgige Rekontamination, die weitgehend homogen ist. Eine Untersuchung der rumlichen Aktivittsverteilung auf dem Material ist daher nicht erforderlich. Bei der Freigabestrategie 4 ist die rumliche Aktivittsverteilung bei der Voruntersuchung von untergeordneter Bedeutung. 4.4 Radionuklidgemisch Di

46、e Ermittlung des fr die Entscheidungsmessung relevanten Radionuklidgemischs umfasst Alpha-, Beta-/Gamma- und Elektroneneinfang-Strahler. Sie mssen, soweit sie nicht durch Gamma-Spektrometrie hinreichend sicher bestimmt werden knnen, durch radiochemische Analysen oder ggf. mittels Hochrechnung aufgru

47、nd von Aktivierungs- oder Abbrandrechnungen, Materialspezifikationen oder weiteren anlagen-bezogenen Informationen ermittelt werden. Radionuklide mit einem Aktivittsanteil von weniger als 1 % jeweils bezogen auf die Aktivitt des zugehrigen Schlsselnuklids in der freizugebenden Materialcharge bleiben

48、 unbercksichtigt. Sofern Aktinide vorliegen ist ein Nuklid aus dieser Gruppe, z. B. Am-241, als Schsselnuklid hierfr zu whlen. ANMERKUNG Durch die Vernachlssigung der Radionuklide mit einem Aktivittsanteil von weniger als 1 % (jeweils bezogen auf die Aktivitt des zugehrigen Schlsselnuklids) wird die

49、 Ausschpfung der Summenformel nach StrlSchV fr in Betrieb oder in Stilllegung befindliche kerntechnische Anlagen hchstens geringfgig beeinflusst. Die Betrachtung einer Vielzahl von Nuklidvektoren unterschiedlicher Typen von kerntechnischen Anlagen hat ergeben, dass der Beitrag der derart vernachlssigten Nuklide zur Summenformel unabhngig von der Freigabeoption typischerweise unter 1