ICS 13.280 EJ F 70 备案号：15856-2005 中华人民共和国核行业标准 EJ/T1192-2005 生产堆退役源项调查取样技术准则 Technical criteria for sampling of source term survey for decommissioning of production reactor 060531000002 2005-04-11发布 2005—07—01实施 国防科学技术工业委员会发布 EJ/T1192—2005 目 次 前言 I 范围… 规范性引用文件· 2 术语和定义 取样原则 5 取样点设计 5.1堆本体.. 5. 2 工艺系统取样· 5.3 其他构筑物 取样方法… 6. 1 取样方法的确定… 6. 2 建筑物污染表面取样 6. 3 金属污染表面取样.· 6. 4 水池底部沉积泥沙取样 6.5 其他样品取样 样品的预处理 样品的预处理目标. 7.2 样品预处理要求. 7.3 7. 4 预处理后样品的分类 8辐射防护.… 8.1 基本要求.… 8.2 取样条件 8.3 二次废物的管理 9 质量保证 9. 1 总要求.. 9.2 取样质保大纲 .6 9. 3 取样专业组· 9. 4 取样计划 ·6 9.5 取样过程控制 9.6 样品及样品卡标识· 9.7 样品记录保存 9.8 样品保存 9.9.取样人员的资质. EJ/T11922005 前言 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。 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○四厂、中国核工业集团公司八二一厂。 本标准主要起草人：韩建平、景顺平、于忠良、苏芳、闫丽、李兴国。 11 EJ/T1192~2005 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/T4960核科学技术术语 GB9133放射性废物的分类 GB14500放射性废物管理规定 GB18871-2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准 EJ/T876生产堆退役质量保证 3术语和定义 GB/T4960确立的以及下列术语和定义适用于本标准。 3. 1 生产堆productionreactor 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 sourceterm 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sourcetermsurveyfordecommissioning 在一定的可信度范围内，对核设施已存在的辐射水平、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定核设施退役方案和措施，并将 拆除废物进行分类，分别予以贮存和处置。 3. 5 取样sampling 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/T1192-2005 4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。 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1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1根石墨套管，每根石墨套管选活 性区中中间平面以下-0.7m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BC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，利用适宜取样机具进行放射性样品采集： 2 EJ/T1192-2005 b）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 5.1.3.1.1上部支承杯 上部支承杯取样主要是对其所在堆内位置进行分区（I、II、V区）并沿工艺孔道用适宜取样机具沿 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，结构内充填有硼镁砖 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（90°）双层结构。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个混合 沙样。 5.1.3.2石墨砌体取样 石墨砌体取样是在石墨砌体孔道内进行的。选取6个在物理、热工方面有代表性的孔道，作为全堆 六个卸区的代表，并在每个孔道内上（+2.6m）、中（-0.7m）、下（-3.05m）处选择取样点，利用适宜 取样机具在孔道内壁钻取粉状和柱状样品（25m），共选取36个样品。 5.2工艺系统取样 5.2.1工艺回路 5.2.1.1一回路 在一回