Утвержден

Постановлением

Госстандарта России

от 30 октября 2003 г. N 306-ст

Дата введения -

1 июля 2004 года

НАЦИОНАЛЬНЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ОТХОДЫ РАДИОАКТИВНЫЕ

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ДОЛГОВРЕМЕННОЙ УСТОЙЧИВОСТИ

ОТВЕРЖДЕННЫХ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ К АЛЬФА-ИЗЛУЧЕНИЮ

RADIOACTIVE WASTE. METHOD OF MEASURING LONG-TIME

ALPHA-RADIATION RESISTANCE OF SOLIDIFIED

HIGH-LEVEL RADIOACTIVE WASTE

ГОСТ Р 50089-2003

Предисловие

1. Разработан и внесен ФГУП Всероссийским научно-исследовательским институтом неорганических материалов им. академика А.А. Бочвара.

2. Принят и введен в действие Постановлением Госстандарта России от 30 октября 2003 г. N 306-ст.

3. Взамен ГОСТ Р 50089-92.

1. Область применения

Настоящий стандарт устанавливает метод определения долговременной устойчивости промышленных отвержденных высокоактивных отходов (далее - отвержденных отходов) к альфа-излучению.

2. Нормативные ссылки

В настоящем стандарте использованы ссылки на следующие стандарты:

ГОСТ 2211-65 (ИСО 5018-83). Огнеупоры и огнеупорное сырье. Методы определения плотности

ГОСТ 2409-95 (ИСО 5017-88). Огнеупоры. Метод определения кажущейся плотности, открытой и общей пористости, водопоглощения

ГОСТ 2768-84. Ацетон технический. Технические условия

ГОСТ 18300-87. Спирт этиловый ректификованный технический. Технические условия

ГОСТ Р 8.563-96. Государственная система обеспечения единства измерений. Методики выполнения измерений

ГОСТ Р 50926-96. Отходы высокоактивные отвержденные. Общие технические требования

ГОСТ Р 50996-96. Сбор, хранение, переработка и захоронение радиоактивных отходов. Термины и определения

ГОСТ Р 52126-2003. Отходы радиоактивные. Определение химической устойчивости отвержденных высокоактивных отходов методом длительного выщелачивания.

3. Определения

В настоящем стандарте применяются термины по ГОСТ Р 50996, а также следующий термин с соответствующим определением:

запасенная энергия: увеличение энергосодержания решетки твердого тела под воздействием альфа-излучения.

4. Сущность метода

4.1. Для прогнозирования изменений свойств отвержденных отходов необходимо смоделировать процессы, которые будут происходить в них при хранении не менее 10000 лет.

4.2. В процессе испытаний исследуют образцы отходов, содержащие альфа-излучатели, и контрольные образцы.

Перед началом хранения определяют плотность, скорость выщелачивания, структуру и механические свойства испытуемых образцов и контрольных образцов.

4.3. Образцы, содержащие альфа-излучатели, и контрольные образцы необходимо хранить при комнатной температуре в емкостях с плотно закрытой крышкой в течение времени, достаточного для получения образцами, содержащими альфа-излучатели, необходимой расчетной дозы альфа-излучения (не менее одного года). Для специальных целей допускается хранение при других температурах. При хранении образцов более одного года свойства, указанные в 4.2, определяют не реже одного раза в год в течение периода хранения. При необходимости для образцов, содержащих альфа-излучатели, исследуют выделение гелия.

4.4. После хранения образцов, содержащих альфа-излучатели, и контрольных образцов проводят определения тех же свойств, что и перед хранением. Для образцов, содержащих альфа-излучатели, также определяют запасенную энергию.

4.5. Сравнивают значения параметров, полученных для образцов, содержащих альфа-излучатели, и контрольных образцов. Если свойства по отношению к альфа-излучению не изменились, образцы считают радиационно стойкими.

5. Средства измерений

Для проведения испытаний необходимо использовать методики, аттестованные в установленном порядке в соответствии с ГОСТ 8.563.

Атомно-абсорбционный спектрометр для анализа контактного раствора, диапазон измерений 0,1 - 1000 мг, предел допускаемой погрешности измерения не более 1%.

Спектрометры для определения изотопного состава радионуклидов с пределом допускаемой погрешности не более 30%.

Структурную целостность образца определяют рентгенофазовым дифрактометрическим методом на дифрактометре (погрешность измерений составляет 0,1 - 0,5%) и сканирующем электронном микроскопе.

Кондуктометр для измерения удельной электропроводимости дистиллированной воды, диапазон измерений 0,1 - 90 мкСм/см, предел допускаемой погрешности не более 1%.

рН-метр с диапазоном измерений 0 - 14 рН, погрешность измерения не более 0,01 рН.

Удельную поверхность дробленого образца определяют методом тепловой десорбции азота по изотермам сорбции-десорбции азота. Предельно допустимая погрешность измерения не должна превышать 5%.

Термопара для определения температуры, работающая в интервале температур 20 - 900 °С, погрешность измерения 3 °С.

Пипеточный дозатор для определения объема контактной воды, диапазон измерений 0 - 10 куб. см, погрешность измерения не более 1 куб. см.

Весы аналитические для измерения массы образца с диапазоном измерений 0,001 - 200 г, погрешность взвешивания 0,1 мг.

Штангенциркуль для измерения линейных размеров монолитного образца, диапазон измерений 0 - 150 мм, погрешность измерения не более 1 мкм.

6. Порядок подготовки к проведению испытаний

6.1. Подготовка образцов

6.1.1. Для проведения испытаний используют образцы, содержащие альфа-излучатели, и контрольные образцы.

Образцы должны быть изготовлены по технологии, максимально приближенной к соответствующему технологическому процессу отверждения.

    В  процессе  получения в образцы отходов вводят короткоживущие

                                   238     241     242     244

альфа-активные   радионуклиды   (Pu   ,  Am   ,  Cm   ,  Cm   )  и

стабильные  нуклиды,  моделирующие  продукты деления. Концентрация

введенных  короткоживущих  альфа-нуклидов должна быть такой, чтобы

количество  альфа-распадов  (доза альфа-облучения) соответствовало

расчетному    количеству    альфа-распадов   реальных   прототипов

исследуемых образцов.

В этих условиях один год хранения будет соответствовать значительно более длительному времени реального хранения.

6.1.2. До начала испытаний образцы необходимо промыть от возможных механических загрязнений погружением в промывочный раствор на 5 - 7 с (ацетон по ГОСТ 2768 или спирт по ГОСТ 18300), химически не взаимодействующий с материалом образцов.

6.1.3. Химический состав образцов, содержащих альфа-излучатели, и контрольных образцов должен быть максимально приближен к химическому составу отвержденных отходов. Для того, чтобы отклонение в химическом составе было минимальным при выбранной дозе альфа-излучения, к имитирующим отходам необходимо добавить кюрий и америций (атом на атом) вместо других актинидов и редкоземельных элементов.

    Вместо   урана   (в   первую   очередь)   или   церия  и,  при

необходимости,   других  редкоземельных  элементов  в  имитирующие

                  238

отходы вводится Рu   .

Для сравнения должны быть приготовлены контрольные образцы.

6.2. Доза облучения

Дозу облучения определяет количество альфа-распадов, происходящих при распаде альфа-излучателей (Pu, Am) в промышленных отходах при длительном хранении или захоронении.

Концентрацию короткоживущих альфа-нуклидов, вводимых в образцы отходов, рассчитывают в зависимости от удельной альфа-активности исследуемых отвержденных образцов и периода полураспада короткоживущих альфа-активных радионуклидов (энергия альфа-излучения), вводимых в образцы.

Продолжительность хранения твердого материала, имитирующего реальные отвержденные отходы, определяют в зависимости от расчетной поглощенной дозы и количества альфа-нуклидов в исходном образце.

6.3. Выбор нуклида

                                                             238

    6.3.1.   Для  метки  необходимо  применять  плутоний  (Pu   ),

            241             242     244

америций (Am   ) и кюрий (Cm    и Cm   ).

Выбор нуклида зависит от заданной дозы альфа-излучения, периода полураспада (соответственно энергии излучения) и количества необходимого нуклида.

В таблице 1 приведены характеристики применяемых альфа-нуклидов.

Таблица 1

┌────────────┬────────────────────┬──────────────────────────────┐

│   Нуклид   │ Период полураспада │ Энергия альфа-излучения, МэВ │

├────────────┼────────────────────┼──────────────────────────────┤

│  238       │                    │                              │

│Pu          │87,7 года           │5,499                         │

├────────────┼────────────────────┼──────────────────────────────┤

│  241       │                    │                              │

│Аm          │433 года            │5,486; 5,433                  │

├────────────┼────────────────────┼──────────────────────────────┤

│  242       │                    │                              │

│Cm          │163 дня             │6,113; 6,070                  │

├────────────┼────────────────────┼──────────────────────────────┤

│  244       │                    │                              │

│Cm          │18,1 года           │5,805; 5,763                  │

└────────────┴────────────────────┴──────────────────────────────┘

    6.3.2.   Для   получения  одинаковой  дозы  альфа-излучения  в

определенный  период  количество  америция  и плутония должно быть

                                                        241

большим,  чем  количество кюрия. Применение америция (Am   ) менее

предпочтительно из-за большего периода полураспада.

Количество оксида плутония не должно превышать предел растворимости. В процессе отверждения оксид плутония должен быть равномерно распределен по объему материала.

Равномерность распределения альфа-нуклида в отвержденных образцах должна быть подтверждена соответствующими исследованиями (например, методом ауторадиографии).

6.3.3. Выбрав требуемую дозу, определяют концентрацию нуклида для получения этой дозы за конкретное время и равномерность распределения альфа-нуклида. Концентрация должна быть определена в каждом отдельном случае, так как изотопная чистота применяемого нуклида может меняться. Необходимо провести микроскопические определения в тонком слое по распределению вводимых радионуклидов или их имитаторов.

7. Порядок проведения испытаний

7.1. При проведении испытаний необходимо исследовать не менее трех образцов. Параметры, подлежащие определению в процессе хранения, следует определять не реже одного раза в год.

7.2. Равномерность распределения вводимых альфа-нуклидов для образцов, содержащих альфа-излучатели, определяют методом ауторадиографии только перед началом хранения.

7.3. Микроскопические определения по распределению вводимых радионуклидов или их имитаторов в тонком слое проводят для образцов, содержащих альфа-излучатели, и контрольных образцов перед началом хранения, в течение хранения и после него.

Необходимо определить:

- наличие микротрещин с помощью методов оптической микроскопии;

- изменение химического состава поверхности с помощью электронной микроскопии, рентгенофазового анализа.

Микрофотографии должны быть получены на одной и той же поверхности.

7.4. Рентгенофазовое определение следует проводить для кристаллических и стеклокристаллических материалов образцов, содержащих альфа-излучатели, и контрольных образцов до начала хранения, в период хранения и после него.

7.5. Изменение параметров нестабильных фаз (при необходимости) для кристаллических материалов определяют с помощью рентгеноструктурного анализа до начала хранения, в период хранения и после него.

7.6. Для определения механических свойств проводят испытания на прочность сжатия, изгиб и определение микротвердости:

- контрольных образцов - до начала хранения и после него;

- образцов, содержащих альфа-излучатели, - до начала хранения, во время хранения и после него.

7.7. Плотность измеряют по ГОСТ 2211 или ГОСТ 2409 для образцов, содержащих альфа-излучатели, и контрольных образцов до начала хранения, в период хранения и после него.

Для получения достоверных данных должно быть проведено не менее четырех измерений.

7.8. Скорость выщелачивания необходимо определить для контрольных образцов и образцов, содержащих альфа-излучатели, до начала хранения, в период хранения и после него методом Сокслета, экспресс-методом Кольрауша (по изменению электропроводимости воды, контактирующей с отвержденными материалами) или по ГОСТ Р 52126. Продолжительность испытания не должна превышать 10 дней.

Определение скорости выщелачивания различных нуклидов проводят по ГОСТ Р 50926.

7.9. Определяют запасенную энергию для образцов, содержащих альфа-излучатели, в течение периода хранения (не реже одного раза в год) и после него. Запасенную энергию определяют по количеству выделяемой энергии (тепла) при нагревании образца от температуры хранения до температуры размягчения.

Запасенную энергию следует измерять методом дифференциального термического анализа или с помощью дифференциального сканирующего калориметра в интервале температур от температуры хранения до температуры, близкой к точке размягчения.

7.10. Выделения гелия при необходимости определяют только для образцов, содержащих альфа-излучатели после хранения.

Для исследования образцы, содержащие альфа-излучатели, хранят в непроницаемой для гелия капсуле. Количество гелия, выделяющегося из образцов, должно быть измерено масс-спектроскопическим методом.

8. Правила оформления результатов испытаний

8.1. Характеристика отвержденных материалов образцов

Характеристику образцов, содержащих альфа-излучатели, и контрольных образцов приводят в таблице с указанием состава промышленных и имитирующих материалов, периода хранения, дозы облучения, концентрации и активности образцов, содержащих альфа-излучатели.

8.2. Описание метода приготовления образцов

При описании метода приготовления образцов необходимо привести характеристики исходных материалов, применяемых в реальных условиях получения отвержденных отходов, и имитирующих образцов, содержащих альфа-излучатели, с указанием технологического процесса получения. Должны быть приведены:

- температура плавления, продолжительность выдержки расплава;

- условия охлаждения после приготовления;

- ауторадиография образцов;

- данные по оптической микрофотографии и результатам рентгенофазового анализа, механической прочности.

Результаты испытаний должны быть оформлены в виде таблиц и изображены графически как функция альфа-дозы.

8.3. Оптические исследования

Оптические исследования должны быть представлены микрофотографиями поверхности для образцов, содержащих альфа-излучатели, и контрольных образцов до хранения, в период хранения и после него.

8.4. Рентгенографические исследования (для стеклокристаллических и кристаллических материалов)

Рентгенографические исследования включают в себя результаты проведения испытаний для образцов, содержащих альфа-излучатели, и контрольных образцов до начала хранения, в период хранения и после него.

8.5. Испытания механических свойств включают в себя результаты определения прочности сжатия, изгиба и определение микротвердости для контрольных образцов и образцов, содержащих альфа-излучатели, до начала хранения и после него.

8.6. Измерение плотности

Плотность измеряют для образцов, содержащих альфа-излучатели, и контрольных образцов до хранения, в период хранения и после него.

В таблице должны быть указаны метод измерения, температура измерения, плотность. Для образцов, содержащих радионуклиды, должен быть представлен график зависимости плотности от альфа-дозы.

8.7. Скорость выщелачивания - по ГОСТ Р 52126.

8.8. Запасенная энергия

Характеристика запасенной энергии должна быть представлена в виде графической зависимости выделенной энергии образцов, содержащих альфа-излучатели, от температуры. Необходимо также указать применяемую методику, размеры образцов, значение общей запасенной энергии. Должен быть представлен график зависимости запасенной энергии от альфа-дозы.

8.9. Выделение гелия

В качестве результатов испытаний на выделение гелия должны быть указаны: методика определения гелия, температура хранения, результаты измерений, данные по количеству выделенного гелия; чувствительность применяемого метода. Необходимо представить график зависимости массы выделяющегося гелия от альфа-дозы.

8.10. Условия хранения

Информация об условиях хранения должна содержать температуру хранения, продолжительность хранения и график зависимости дозы облучения от времени хранения.

9. Требования безопасности

Все работы с радиоактивными образцами проводят в соответствии с требованиями защиты населения и охраны окружающей среды от вредного радиационного воздействия, установленными в [1] - [7].

Приложение А

(справочное)

БИБЛИОГРАФИЯ

[1] ОСПОРБ-99. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (утверждены Министерством здравоохранения Российской Федерации 27 декабря 1999 г.)

[2] НРБ-99. Нормы радиационной безопасности (утверждены Министерством здравоохранения Российской Федерации 2 июля 1999 г.)

[3] СПОРО-85. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (утверждены Министерством здравоохранения СССР 1 октября 1985 г.)

[4] СП АС-99. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (утверждены Министерством здравоохранения Российской Федерации)

[5] ПНАЭГ-1-011-97. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (утверждены Госатомнадзором России)

[6] НП-002-97. Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций (утверждены Госатомнадзором России)

[7] НП-020-2000. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование твердых радиоактивных отходов. Требования безопасности (утверждены Госатомнадзором России)