化学品船用放射性储存罐辐射安全性检测

SHIP ENGINEERING 船 舶 工 程 Vol.32 No.3 2010 总第 32 卷，2010 年第 3 期 — 72 — 化学品船用放射性储存罐辐射安全性检测 张 伟 1，王东涛 1，仲晨华 2，朱小俊 2 （1．海军驻沪东中华造船（集团）有限公司军事代表室，上海 200129；2．海军工程大学船舶与海洋工程系，武汉 430033） 摘 要：化学品船的储存罐罐壁要达到辐射屏蔽的指标，常规检测方法是用固体点源作测量源，检 测罐表面的辐射强度.但这种方法难于检查船上不同位置的放射强度，文章通过理论计算得出相当的屏蔽 效果要求，并采用与试验结果相结合的方法全面检查了储存罐壁的屏蔽指标，满足了实际检测的需要， 避免了二次污染问. 关键词：化学品船；存储罐；放射性；安全检测 中图分类号：U674.133, TL81 文献标识码：A 文章编号：1000-6982 (2010) 03-0072-03 Safety Detection of Radioactive Storage Tank in Chemical Carriers ZHANG Wei1, WANG Dong-tao1, ZHONG Chen-hua2, ZHU Xiao-jun2 (1. Representative Office at HuDong Zhonghua Shipyard, Shanghai 200129, China; 2. College of Ship an Ocean Engineering, Naval University of Engineering, Wuhan 430033, China) Abstract: The wall of the storage tank should reach the requirement to shield from the radiation. The normal way is to take a solid point as the radioactive source and measure the radioactive intensity of the storage tank’s surfaces. But this method is difficult to inspect the radioactive intensity of different positions onboard. This paper gets the shield effect requirements by theoretical calculation and provides a way which combined the calculation and experiment to inspect the shield index of the storage wall. The data proved by the experiment can satisfy the needs for the detection and avoid the secondary pollution. Key words: chemical carrier; storage tank; radiation; safety detection 0 引言 对放射性废物的处理一般有浓缩、固化和在专门 的场所存放等方法.由于放射性的应用场所、处理场 所、存放场所不在同一个位置，必然有放射性废物的 运输问题，这种运输的一般要求有规范规定[1-3].但随 着放射性的广泛运用，防护的措施与要求也产生新的 情况[4]，如在陆上建筑[5]、船舶[6]，并形成一些独特的 计算方法[7]. 化学品船上的储存罐对于放射性方面的要求是在 不同的废物装载下，离储存罐的距离不同而满足不同 的辐射强度.一般的检查方法是固体点源法，但因固体 点源不能反映液体源的空间分布、自吸收现象，所以 难于模仿不同的实际装载所产生的辐射情况，也就难 于检查船上不同位置的放射性强度.不能满足实际检 测的要求。本文采用理论计算和试验验证的方法来解 决这一问题. 1 安全检查 1.1 理论计算照射量率值 按照放射性储存罐在船上的位置，计算放射性储 存罐在装满理论废液时船上各舱室放射性强度；储存 罐外面底部有放射性废液（装满储存槽），储存罐内部 也装满废液，计算船上各舱室放射性强度；选择特定 点计算特定射线下储存罐壁的减弱倍数，作为试验测 量值的对照值. 1.2 试验验证 选择放射性源，与该罐储存的放射性物质放 射特性相对应，抽样检查罐表面对γ 射线减弱倍数. 2 理论计算模型 收稿日期：2010-05-17；修回日期：2010-06-07 作者简介：张伟（1975-），男，工程师，主要从事船舶和监造管理等工作. — 73 — 由于辐射源布置和影响因素较为复杂，因此选用 海军工程大学编制的体源照射量率有限元程序.该程 序已成功用于某船改装设计中的核防护计算. 计算模型为：Γ为照射量率常数；μ为介质线衰 减系数；d 为介质厚度；SV为体源强度.则点（x0, y0, z0） 的照射量率为： 2 2 2 ( , , ) 0 0 0( ) ( ) ( ) dV x y z dxdydz S X B e x x y y z z μ− ∈Ω ⋅ ⋅Γ= ⋅− + − + −∫∫∫� （1） 式中，B 为积累因子，由泰勒公式算出： 1 2 1 2 2 11 d dB A e A e A A α μ α μ− ⋅ −= ⋅ + ⋅ = − （2） 其中,A1，α1，α2为泰勒公式系数，可查《辐射防 护手册》. 3 试验方案 3.1 测量依据 1）《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871-2002）； 2）《辐射环境监测技术规范》（HJ/T61-2001）； 3）《环境核辐射监测规定》（GB12379-90）； 4）《电离辐射监测质量保证一般规定》（GB 8999-88）. 3.2 试验装置及器材 1）放射源.该罐设定的γ 射线是 1MeV，所以选取 二种源：137Cs 放射源一个，活度为 7.548×1011Bq；60Co 放射源一个，活度为 6.66×108Bq. 2）测量设备.便携式 BH3003B x-γ 剂量率仪一台. 3）防护装备.联合工作服，铅玻璃眼镜，铅防护 服，个人剂量计，指环剂量计等等. 4）附件.自制提源小篮两个（底部 3cm×3cm）， 细长木杆一根（1.5m），自制置源木架三个，其中两个 为三角木架（高 99cm），木架顶端平台 5cm×5cm，顶 端平台中心设置铅坠一个. 3.3 测量步骤 1）储存罐尺寸丈量 为保证测量结果的准确性，在测量之前需先精确 丈量两个贮存罐的尺寸和各置源点至测量点的距离. 经现场测量，两个大罐的尺寸相同，其中有出入口直 角梯形面高 2 m，下底长 2.2 m，上底长 3.65 m；无出 入口梯形面高 2 m，下底长 1.85 m，上底长 3.3 m；贮 存罐唯一的矩形面高 2 m，宽 2.9 m.详见图 1. 2）环境本底测量 未放置放射源前，对储存罐的 5 个面及其内部进 行本底测量. 3）屏蔽效果检验测量 （1）将自制的放射源固定木架放到事先确定的置 源点，使用铅坠来确定上部的平面中心与置源点在同 一垂线. （2）操作人员及测量人员穿戴联合工作服、铅防 护服，佩戴铅玻璃眼镜、个人剂量计、指环剂量计， 一次性手套，准备从铅罐中提出放射源. （3）铅罐放在现场与储存罐有钢板屏蔽的空地， 打开铅罐顶盖，迅速用镊子提出放射源，放入事先准 备的小提篮内，人员迅速后撤，使用细长木杆挑起小 提篮，将其平稳放到木架上部平台. （4）测量人员迅速到达预定的待测点，开始测量 待测点的γ剂量率，读取仪器稳定后的 10 次测量结果， 进行现场记录.测量过程中，当测量 137Cs 放置于污水 罐内壁时，超出仪表量程，按事先已量好的距离退后 50cm 进行测量. （5）测量结束后使用细长木杆挑起小提篮放到铅 罐旁，工作人员迅速而准确的将放射源用镊子装入铅 罐，盖好顶盖，完成测量. （6）两个铅罐、两个放射源均按照此步骤依次分 别进行. 图 1 储存罐外型尺寸 4 计算与试验结果 4.1 计算结果 1）根据尾甲板上的剂量率值 1.7μGy/h（在罐的正 上方），在 1MeV γ 射线的液体源下，计算出储存罐壁 的减弱倍数至少要 1.8 倍； 2）按照放射性储存罐壁结构（罐壁为三层结构： 6mm 钢，10mm 铅，2mm 钢），在不计加强筋等的影 响下对点源发出的 1MeV γ 射线最小减弱倍数的理论 值为：在 1.8~2.9 之间，取 1.9 倍（1MeV）. 4.2 试验结果 1）测量现场 测量现场的情况如图 2 所示. 1.85m 3.65m 2. 9m 3.3m 出入口 2.2m 2m — 74 — 图 2 对储存罐进行测量 2）测量结果 通过对储存罐罐内、有出入口梯形面、无出入口 梯形面、矩形面、斜面，顶面等各个部位的本底测量， 最后确定此次测量任务的本底数据为 30.0±3.2 nGy/h. 表 1 部分测量点的三维坐标 原点 （0, 0, 0,） 待测点(x, y, z) 坐标（单位 m） x y z 贮存罐 几何 中心 出入口处（无屏蔽） -0.25 0 1.45 有出入口梯形面 0.25 0 1.45 无出入口梯形面 0 0 -1.39 矩形面 -1.39 0 0 贮存罐斜面 1.61 0 0 贮存罐顶面 0 1.00 0 表 2 一号贮存罐 137Cs 和 60Co 点源屏蔽效果测量结果 置源点位 待测点 距离/m 照射率减弱倍数/剂量率(nGy) 137Cs（20.47.548×1011Bq） 60Co（6.66×108Bq） 贮存罐内 地面中心 出入口处（无屏蔽） 1.45 1.00/27700 1.00/123 有出入口梯形面 1.45 4.28/6469 2.16/73 无出入口梯形面 1.39 3.89/7751 2.19/76 矩形面 1.04 3.74/14404 1.95/123 贮存罐斜面 1.61 6.28/3580 2.88/56 贮存罐顶面 1.00 3.98/14612 1.84/136 罐中斜对入口 入口处法兰盘 1.00 8.12/7170 3.68/83 铅板处对应内壁 铅板外表面 50cm 处 0.516 7.89/27717 —/9163 螺栓处对应内壁 外螺栓一 50cm 处 0.556 4.82/39053 —/5195 螺栓处对应内壁 外螺栓二 50cm 处 0.556 3.78/49930 —/5572 螺栓处对应内壁 外螺栓三 50cm 处 0.556 3.64/51738 —/5162 螺栓处对应内壁 外螺栓四 50cm 处 0.556 3.49/53991 —/5559 表 3 二号储存罐的 137Cs 和 60Co 点源屏蔽效果测量结果 置源点位 待测点 距离/m 照射率减弱倍数/剂量率(nGy) 137Cs（20.47.548×1011Bq） 60Co（6.66×108Bq） 贮存罐内 地面中心 出入口处（无屏蔽） 1.45 1.00/27804 1.00/133 有出入口梯形面 1.45 4.09/6803 2.39/73 无出入口梯形面 1.39 3.76/8504 2.24/80 矩形面 1.04 3.58/15095 2.07/129 贮存罐斜面 1.61 6.22/3628 3.80/52 贮存罐顶面 1.00 3.79/15412 1.98/139 罐中斜对入口 入口处法兰盘 1.00 10.22/5712 4.80/75 铅板处对应内壁 铅板外表面 50cm 处 0.516 5.78/37959 —/8411 螺栓处对应内壁 外螺栓一 50cm 处 0.556 3.65/51828 —/4369 螺栓处对应内壁 外螺栓二 50cm 处 0.556 5.38/35168 —/5058 螺栓处对应内壁 外螺栓三 50cm 处 0.556 5.51/34333 —/4187 螺栓处对应内壁 外螺栓四 50cm 处 0.556 3.95/47832 —/4824 4.3 结果分析 在不考虑所储存液体本身屏蔽的情况下，1 号储 存罐和 2 号储存罐对 137Cs 点源的照射率减弱倍数为 3.5~5.5，对 60Co 点源的照射率减弱倍数为 1.8~2.4，折 合成 1MeV 为 2.5 倍.测量结果在理论计算的范围之 内，虽然与理论推荐值 1.9 倍(1MeV)有所不同，这主 要是积累因子考虑的不同，在工程上这种误差是允许 的，而且实际折合值 2.5 倍更满足安全性的要求. （下转第 16 页） — 16 — 温差造成的船体变形与由外部力载荷作用产生的船体 变形量级相当，因而环境温度对船体变形的影响决不 容忽视.在校中计算时，应充分考虑环境温度对轴系校 中状态的影响，尤其在校中施工过程中，不仅要注意 校中施工时间，还应该考虑由于季节变化导致船体二 层底反向变形的问题. 3 结论 本文针对影响轴系校中状态的船体变形的计算研 究问题，以 76000 吨成品油轮为例，建立了整船有限 元模型，综合考虑船舶装载、波浪载荷及环境温度这 三种引起船体变形的最主要因素，研究并计算了船体 在 2 种极限装载状态下的重力分布、在 10 种极限海况 下的浮力分布及极限环境温差，作为载荷边界条件直 接施加在船体上，同时采用弹簧单元约束船体，模拟 了船体的实际航行状况，计算了船体二层底的局部变 形，为姊妹船及同类船舶的船体变形提供了参考数据. 从计算结果可以看出，无论作用哪种载荷，满载 出港工况都表现出很好的适应性，其船体二层底变形 数据相对较小，即船舶载重较大时受波浪载荷和环境 温度影响相对较小.但是，船舶装载较少时受波浪载荷 影响较大，尤其是当船中位于波峰且遭遇较大波浪时， 船体尾部吃水较小，船体二层底变形很大.另外，由于 冬夏两季环境温度变化趋势相反，船体局部变形量级 相当但方向相反，在轴系校中及施工中应注意并避免 这一变形对轴系校中的影响. 船体变形受船舶装载状态、波浪载荷、环境温度 等多种因素作用，船体变形大小随影响因素的变化而 不同.推进轴系通过轴承直接与船体二层底相连，轴系 校中状态对二层底的局部变形较为敏感.因此，船体二 层底变形的计算研究为在轴系校中计算中计入船体变 形影响奠定了基础. 参考文献： [1] American Bureau of Shipping. 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[9] 吴仁元. 船体结构[M]. 北京: 国防工业出版社, 1986. （上接第74页） 5 结论 用常规方法检查放射性储存罐的辐射安全性，即 用固体点源作测量源，检测罐表面的辐射强度，由于 固体点源与液体体源有差距，两者辐射在离罐不同距 离上的强度值是非线性关系，所以难于反映实际情况， 而用液体废物来试验会污染罐体，且合乎要求的液体 也难于找到. 实践证明，通过理论与试验相结合的方法确实较 好地解决了放射性安全检查的特殊难题，其结果能满 足辐射安全的要求. 参考文献： [1] GB11806-2004. 放射性物质安全运输规定[S]. 北京: 中 国标准出版社, 2005. [2] GB18871-2002. 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 [S]. 北京: 中国标准出版社, 2003. [3] GB11930-89. 操作开放型放射性物质的辐射防护规定 [S]. 北京: 中国标准出版社, 1990. [4] 潘自强. “辐射防护体系演进”中一些问题的讨论[J]. 辐 射防护, 2003(5): 274-277, 292. [5] 王俊华. γ 射线探测与住室辐射防护[J]. 物理实验, 2004(1): 41-43. [6] 林晓玲, 孙培铨, 张贵文, 等. 核舰船事故舱室后果评 价研究[J]. 辐射防护, 2002(2): 81-86. [7] 宋万松, 王桂荣. γ射线对在用容器现场探伤的辐射防护 厚度计算[J]. 无损探伤, 2007(4): 48.