[发明专利]核设施固体废物包放射性活度评估方法和系统有效
申请号: | 201911217536.8 | 申请日: | 2019-12-03 |
公开(公告)号: | CN111180018B | 公开(公告)日: | 2022-03-22 |
发明(设计)人: | 魏学虎;熊军;尹淑华;陈小强;贾运仓;杨寿海 | 申请(专利权)人: | 中广核工程有限公司;深圳中广核工程设计有限公司;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司 |
主分类号: | G16C20/30 | 分类号: | G16C20/30;G16C20/70;G01T1/36;G01T1/02;G01T1/167 |
代理公司: | 广州三环专利商标代理有限公司 44202 | 代理人: | 王基才 |
地址: | 518124 广东省深圳市大*** | 国省代码: | 广东;44 |
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摘要: | |||
搜索关键词: | 设施 固体废物 放射性 评估 方法 系统 | ||
1.一种核设施固体废物包放射性活度评估方法,其特征在于,所述方法包括:
1)在放射性废物的产生或处理阶段,记录其易测核素典型γ能谱的对应日期T0;其中,所述易测核素典型γ能谱是之前在同类放射性废物的产生或处理阶段,对原生放射性废物进行取样,确定的该类放射性废物中易测核素典型γ能谱,取样时放射性废物所处的过程节点为易测核素典型γ能谱取样节点,放射性废物处于易测核素典型γ能谱取样节点时的日期为其易测核素典型γ能谱的对应日期T0;
2)在将放射性废物处理形成废物包后,测量废物包的表面剂量率D1,并且记录表面剂量率测量位置;
3)根据放射性核素的衰变和放射性废物中易测核素典型γ能谱的对应日期T0,对放射性废物中易测核素典型γ能谱进行修正,得到废物包表面剂量率测量日对应的放射性废物中易测核素修正γ能谱;
4)使用辐射屏蔽计算程序,根据放射性废物特征、废物包特征、废物装填特征建立屏蔽计算废物模型,计算放射性废物中单位量易测核素对废物包表面剂量率测量位置的剂量率贡献值;
5)根据废物包表面剂量率D1和放射性废物中单位量易测核素对废物包表面剂量率测量位置的剂量率贡献值,计算得到废物包中每种易测核素的活度。
2.根据权利要求1所述的核设施固体废物包放射性活度评估方法,其特征在于,所述放射性废物中易测核素典型γ能谱和修正γ能谱均包括易测核素的组成及活度占比,所述步骤3)具体为:
根据放射性核素的衰变,利用公式(1)对该类放射性废物中易测核素典型γ能谱进行修正,得到废物包表面剂量率测量日对应的放射性废物中易测核素修正γ能谱,定义修正后γ能谱中核素i的活度占比为P1i;
公式(1)中:
P0i为该类放射性废物中易测核素典型γ能谱中核素i的活度占比;
P1i为废物包表面剂量率测量日,该类放射性废物中易测核素修正γ能谱中核素i对应的活度占比;
λi为核素i的衰变常数,h-1;
t为废物包表面剂量率测量日期T1与放射性废物中易测核素典型γ能谱的对应日期T0的时间差,h。
3.根据权利要求2所述的核设施固体废物包放射性活度评估方法,其特征在于,所述步骤4)中的放射性废物中单位量易测核素对废物包表面剂量率测量位置的剂量率贡献值,是每种易测核素活度为1Bq时对废物包表面剂量率测量位置的剂量率贡献值Ci,其中i=1,2,3……用以区分不同的放射性核素;
所述步骤5)具体为:
根据放射性废物中易测核素修正γ能谱、废物包表面剂量率D1和每种易测核素活度为1Bq时对废物包表面剂量率测量位置的剂量率贡献值Ci,使用公式(2)计算废物包中所有易测核素的总活度,使用公式(3)计算得到废物包中每种易测核素的活度;
公式(2)(3)中:
A1为废物包表面剂量率测量时,废物包中所有核素的总活度,Bq;
A1i为废物包表面剂量率测量时,废物包中核素i的活度,Bq;
D1为测得的废物包表面剂量率,mSv/h;
Ci为每种易测核素活度为1Bq时对废物包表面剂量率测量位置的剂量率贡献值Ci,(mSv/h)/Bq;
P1i为废物包表面剂量率测量日,该类放射性废物中易测核素修正γ能谱中核素i对应的活度占比。
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