酸化处理豁免废液样品对其放射性测量的影响研究

尤成懋，欧阳俊杰，吴华雄，张素杰，白志良

（大亚湾核电运营管理有限责任公司生产部，广东 深圳518124）

根据《中华人民共和国放射性污染防治法》的规定，核电厂必须对流出物中的放射性核素进行准确测量。

核电厂液态流出物放射性活度很低，通常在103～104Bq／m3的水平，仅比仪器探测限高1～2个数量级（仪器探测限约为7×102Bq／m3）。在对此类豁免废液进行取样测量时，是否对样品进行酸化处理，国家法规、标准和公司程序中都没有做出明确规定。而目前还没有酸化处理豁免废液样品对其放射性测量产生影响的研究报道，因此，本文将对此展开研究和探讨。

1 实验方案

1.1 实验样品

实验样品为大亚湾和岭澳核电站的豁免废液，初始pH值为6～7.5，放射性活度为103～104Bq／m3。样品瓶为1L聚乙烯瓶。

1.2 测量仪器与核素

采用2台Canberra公司生产的HpGe型γ能谱仪，测量获取样品的γ谱，并分析得到核素活度测量值。样品单次测量时间为20 000s。

2台γ能谱仪都经过计量检定认证，性能良好。另外，在实验开始前，采用放射源对2台仪器进行多次比对测量实验，实验数据如表1所示。由表1可知，2台γ能谱仪对同一放射源的测量偏差在±5%范围内，完全满足实验要求。

表1 2台γ能谱仪比对测量实验数据Table1 Comparison of the measurement experiment data of twoγspectrometers

选取核电厂豁免废液容易检出的60Co和110mAg为跟踪对象，2台γ能谱仪对这2种核素的方法探测限约为7×102Bq／m3。

1.3 实验方法

（1）平行样实验

一次取回2L的豁免废液，平均分装到2个样品瓶（废液不做酸化处理），立即同时测量2个样品，实验共有6组样品。

（2）短期影响实验

实验设计了2类样品：第1类样品，不做任何处理，连续2次测量；……