Research Status and Classification of High Density Polyethylene High Integrity Container Shielded Transshipment Container
Haiyang Nuclear Power Plant used high-density polyethylene high integrity container to fill waste resin, filter core, due to the high dose rate of the package surface, it is necessary to configure a special shielded transport container. This paper introduces the research status of domestic container, and analyzes the classification of HDPE-HIC transport container, which provides reference for the subsequent development of shielded transport container.
High-Density Polyethylene High Integrity Container
随着国内核电建设规模扩大,放射性废物管理中的废物最小化日益受到重视,AP1000作为第三代核电机组,首次采用了厂址废物处置设施(SRTF)处理来自各个机组的低水平放射性废物。我国海阳核电作为AP1000的依托项目,采用了高密度聚乙烯高完整容器(HDPE-HIC)装填工艺处理废树脂、过滤器芯等放射性等湿固体废物
根据《压水堆核电厂放射性固体废物处理系统设计准则》(NB/T 20621-2021)规定,核电厂生产产生的放射性固体废物在暂存库的暂存时间不应超过5年。由于高密度聚乙烯高完整容器(HDPE-HIC)货包处置方案尚未确定,且该货包表面剂量率较高,需要配置相应的运输容器进行外运,目前该类货包均在核电厂内进行暂存。国内尚未对HDPE-HIC运输容器进行研制,本文通过对容器的研究进展,并根据我国法规标准对HDPE-HIC运输容器分类进行分析,可为后续运输容器的研制提供支持。
HDPE-HIC在美国有较广泛的应用。美国Energy Slutions公司生产的PL8-120型交联聚乙烯高完整容器,如
根据HIC废树脂装填工艺流程,废树脂在核岛装入HIC完成脱水操作,然后通过运输容器(如
国内外研究人员对HDPE-HIC货包开展了模拟和试验研究,但未对HDPE-HIC运输容器开展相关研究。郑英杰
美国Energy Slutions公司开发了用于处理废树脂和废过滤器芯的HIC容器及配套的运输容器。国内在HDPE-HIC方面,仅通过模拟和实验的方式对HIC容器的性能开展相关研究,未对运输容器开展相关研究工作,放射性物品运输容器的研究多集中于核燃料及乏燃料。因此,需要结合我国法规标准对HDPE-HIC运输容器分类进行分析,明确试验要求,为研制运输容器提供参考。
《放射性废物分类》将放射性废物分为极短寿命放射性废物、极低水平放射性废物、低水平放射性废物、中水平放射性废物和高水平放射性废物等五类,其中极短寿命放射性废物和极低水平放射性废物包含在低水平放射性废物范围内
放射性核素 |
半衰期 |
活度浓度(Bq/kg) |
碳-14 |
5.73 × 103a |
1E+08 |
活化金属中的碳-14 |
5.73 × 103a |
5E+08 |
活化金属中的镍-59 |
7.50 × 104a |
1E+09 |
镍-63 |
96.0 a |
1E+10 |
活化金属中的镍-63 |
96.0 a |
5E+10 |
锶-90 |
29.1 a |
1E+09 |
活化金属中的铌-94 |
2.03 × 104a |
1E+06 |
锝-99 |
2.13 × 105a |
1E+07 |
碘-129 |
1.57 × 107a |
1E+06 |
铯-137 |
30.0 a |
1E+09 |
半衰期大于5年发射α粒子的超铀核素 |
4E+05 (平均) 4E+06 (单个废物包) |
由于HDPE-HIC装填的废树脂包含不止一种放射性核素,《放射性废物分类》对于包含多种核素的废物限值计算方法也做了规定,即含多种人工放射性核素的废物,每种放射性核素的活度浓度与其对应活度浓度上限值的比值之和,应满足下列公式:
(1)
式中,Ci为废物中第i种放射性核素的活度水平,Ci0为第i种放射性核素的活度浓度上限值,n是废物中放射性核素种类的数目。
满足上述条件的放射性废物可归类为低水平放射性废物。
以某核电HDPE-HIC装填的废树脂为例,主要核素为Cs-137、Co-60、Mn-54,根据源项参数结合废物分类计算方法,对该电厂产生的衰变5年后的废树脂HDPE-HIC货包进行计算,分析结果如下:
1) 衰变5年后HDPE-HIC所含特征核素的比活度小于
2) 根据该核电厂源项,废树脂密度取750 kg/m3,年废树脂产生量约为9.54 m3,结合公式(1)计算,HDPE-HIC所含多种核素比活度与其对应上限值的比值之和小于1,如
核素 |
废树脂年放射性量(Bq/a) |
废树脂活度浓度(Bq/kg) |
《放射性废物分类》中低放废物活度浓度限值(Bq/kg) |
比值 |
Cs-137 |
5.61E+12 |
7.85E+08 |
1.00E+09 |
0.785 |
Mn-54 |
3.09E+10 |
4.32E+06 |
4.00E+11 |
<0.000 |
Co-60 |
2.72E+12 |
3.81E+08 |
4.00E+11 |
0.001 |
总计 |
1.57E+13 |
/ |
/ |
0.786 |
因此,根据《放射性废物的分类》,运行产生的HDPE-HIC判定为低水平放射性废物。
《放射性物品运输安全管理条例》根据放射性物品的特性及及其对人体健康和环境的潜在危害程度,将放射性物品分为一类、二类和三类
《放射性物品安全运输规定》(GB11806-2019)对货包的分类进行了确定,对于放射性核素的类别和各自放射性活度均为已知的含多种放射性核素的混合物的A型货包的放射性内容物应能满足下述关系式
(2)
式中:
B(i)——特殊形式放射性物品的放射性核素i的放射性活度;
A1(i)——放射性核素i的A1值;
C(j)——非特殊形式放射性物品的放射性核素j的放射性活度;
A2(j)——放射性核素j的A2值。
满足上述条件的盛放放射性物品的货包可归类为A类货包。
以HDPE-HIC装填的废树脂为例,主要核素为Cs-137、Co-60、Mn-54,核素衰变5年后的放射性核素活度与A1的比值计算如
《放射性物品和名录》将《放射性物品运输安全管理条例》中放射性物品的分类和《放射性物品安全运输规定》的货包分类进行了对应,同时也明确放射性物品分类不改变货包分类及相关设计要求。《放射性物品和名录》中将B(U)类货包对应为一类或二类放射性物品
序号 |
核素 |
5年后比活度Bq/kg |
活度值TBq |
A1值 |
B(i)/A1(i) |
1 |
Cs-137 |
8.23 × 108 |
1.59 |
2 |
0.79 |
2 |
Co-60 |
3.99 × 108 |
0.77 |
0.4 |
1.92 |
3 |
Mn-54 |
4.53 × 106 |
0.009 |
1 |
0.01 |
合计 |
2.72 > 1 |
(1) HDPE-HIC作为一种新形式的货包,在国内无相关外运经验,需要结合我国法规标准,针对HDPE-HIC做针对性分析,以指导后续包装容器的设计。
(2) 根据《放射性废物分类》,某核电正常运行产生的装填废树脂的HDPE-HIC属于低放射性废物。
(3) 结合《放射性物品运输安全管理条例》,低水平放射性废物属于三类放射性物品,运输容器的设计、制造、使用以及废物的运输需要满足三类放射性物品的监管要求。
(4) 根据《放射性物品安全运输规定》(GB11806-2019),装填废树脂的HDPE-HIC货包为B(U)型货包,需满足规定的设计和试验要求。
聚乙烯高整体容器(HDPE-HIC)处置方案及运输装备设计研究(169001JX0120230008)。