Tiêu chuẩn quốc gia TCVN 8627:2010 (ISO 6962:2004) về Năng lượng hạt nhân - Phương pháp chuẩn để thử nghiệm tính ổn định đối với chiếu xạ alpha lâu dài của chất nền cho việc rắn hóa chất thải phóng xạ mức cao
Nuclear energy - Standard method for testing the long-term alpha irradiation stability of matrices for solidification of high-level radioactive waste
Lời nói đầu
TCVN 8627:2010 hoàn toàn tương đương với ISO 6962:2004
TCVN 8627:2010 do Ban Kỹ thuật tiêu chuẩn quốc gia TCVN/TC 85 Năng lượng hạt nhân biên soạn, Tổng cục Tiêu chuẩn Đo lường Chất lượng đề nghị, Bộ Khoa học và Công nghệ công bố.
Lời giới thiệu
Nói chung chất rắn là dạng tốt nhất để lưu giữ hoặc chôn lấp chất thải có hoạt độ phóng xạ cao (Chất thải mức cao - High Level Waste: HLW) từ công đoạn đầu tiên của một nhà máy tái chế nhiên liệu hạt nhân. Chất rắn này thường sẽ tồn tại ở dạng các khối nặng vài trăm kilogam, được đúc hoặc tạo khuôn trong một côngtenơ thép. Chất rắn nhận một liều bức xạ lớn của đủ loại bức xạ và quan trọng là bức xạ này phải không được phép làm thay đổi đáng kể các tính chất của chất rắn trong khoảng thời gian dài. Vì vậy, thành phần của khối chất rắn đề nghị phải được kiểm tra để đảm bảo tính ổn định đối với bức xạ của chúng.
Mặc dù phân rã b của sản phẩm phân hạch có số lượng lớn hơn nhiều số phân rã a của các actinit liên kết, phần lớn năng lượng của các hạt b (electron) sẽ bị tiêu hủy thông qua việc ion hóa các nguyên tử trên đường đi của chúng và việc này sẽ chỉ có ảnh hưởng rất ngắn. Mặt khác, phần lớn các dịch chuyển của nguyên tử trong chất rắn là do phân rã a, cùng với các hạt nhân actinit giật lùi là nguyên nhân của phần lớn trong số đó. Phân rã alpha sinh ra khí hê li và các nguyên tử hê li là dị vật trong chất rắn. Trong quá trình lưu giữ lâu dài, áp suất khí hê li bên trong chất rắn sẽ được tích lũy dần đến vài át mốt phe. Vì vậy, tính ổn định của chất rắn đối với phân rã a phải được thử nghiệm.
NĂNG LƯỢNG HẠT NHÂN - PHƯƠNG PHÁP CHUẨN ĐỂ THỬ NGHIỆM TÍNH ỔN ĐỊNH ĐỐI VỚI CHIẾU XẠ ALPHA LÂU DÀI CỦA CHẤT NỀN CHO VIỆC RẮN HÓA CHẤT THẢI PHÓNG XẠ MỨC CAO
Nuclear energy - Standard method for testing the long-term alpha irradiation stability of matrices for solidification of high-level radioactive waste
Tiêu chuẩn này quy định phương pháp thiết kế để kiểm tra tính ổn định lâu dài của một chất rắn đối với phân rã alpha bằng việc phát hiện tất cả những biến đổi trong tính chất của một mẫu bị chiếu xạ.
Vật liệu được ưu tiên sử dụng là thủy tinh bosilicat, nhưng cũng có những vật liệu có khả năng thay thế khác gồm:
- Gốm hoặc gốm thủy tinh;
- Các chất thủy tinh tổng hợp khác.
Các tài liệu viện dẫn sau là rất cần thiết cho việc áp dụng tiêu chuẩn này. Đối với các tài liệu viện dẫn ghi năm công bố thì áp dụng phiên bản được nêu. Đối với các tài liệu viện dẫn không ghi năm công bố thì áp dụng phiên bản mới nhất (bao gồm cả sửa đổi).
ISO 16797, Nuclear energy - Soxhlet - mode chemical durability test - Application to vitrified matrixes for high - level radioactive waste (Năng lượng hạt nhân - Thử nghiệm tính bền vững hóa học phương pháp Soxhlet - Áp dụng với các nền thủy tinh hóa cho chất thải phóng xạ mức cao)
Trong tiêu chuẩn này, áp dụng các thuật ngữ và định nghĩa sau
3.1. chất thải phóng xạ (radioactive waste)
Bất kỳ phần còn lại của vật chất có chứa vật liệu phóng xạ không còn hữu ích hoặc không có khả năng thu hồi một cách kinh tế.
3.2. Kiện (package)
kiện chất thải (waste package)
Sản phẩm của quá trình điều kiện hóa gồm dạng chất thải trong côngtenơ cùng với lớp chắn bên trong (ví dụ vật liệu che chắn và lớp lót), được chuẩn bị phù hợp với các yêu cầu cho việc thao tác, vận chuyển, lưu giữ và/hoặc thải bỏ.
3.3. dạng chất thải (waste form)
Chất thải trong dạng hóa học và vật lý của nó sau khi xử lý hoặc điều kiện hóa trước khi đóng kiện và là một thành phần của kiện chất thải.
3.4. côngtenơ (Container)
Vỏ ngoài cùng của kiện chất thải
3.5. chất nền (matrix)
chất nền trong chất thải (waste matrix)
Một phần của dạng chất thải bên trong một kiện chất thải mà chất phóng xạ được phân tán trong đó
Phần lớn sự dịch chuyển của nguyên tử được gây ra bởi các hạt nhân actinit giật lùi, bức xạ ngoài với các hạt alpha không được coi là sự mô phỏng đầy đủ. Tuy nhiên một mô phỏng đầy đủ được đưa ra như sau: một mẫu của chất rắn đề nghị được chế tạo giống với thực tế, sử dụng đúng nồng độ các nguyên tố sản phẩm phân hạch, tuy vậy để thuận tiện, thường dùng các nuclit không phóng xạ. Mẫu này được “cấy” với các phát xạ alpha có chu kỳ bán rã ngắn, sao cho mẫu sẽ nhận được cùng số lượng phân rã alpha trên một gam trong vài năm, giống như môi trường lưu giữ trong thực tế sẽ nhận được trong khoảng thời gian lâu hơn nhiều.
CHÚ THÍCH Do sự khác nhau của suất liều giữa dạng chất thải phóng xạ thực tế và dạng chất phóng xạ được cấy cho nên phải nghiên cứu khía cạnh này.
Sự thay đổi các tính chất quan trọng của mẫu sau đó có thể được kiểm tra.
Cần lưu ý rằng việc phát hiện bất kỳ sự thay đổi nào trong tinh chất của mẫu đối với bức xạ là rất quan trọng. Thử nghiệm dò rỉ Soxhlet, giống như được mô tả trong ISO 16797, sẽ phát hiện được bất kỳ sự thay đổi lớn nào và vì vậy trường hợp này là thỏa đáng, mặc dù thử nghiệm chỉ có ý nghĩa hạn chế về khía cạnh môi trường.
5.1. Tính liều cần thiết
Nồng độ actinit trong một thanh nhiên liệu đã qua sử dụng cụ thể có thể được tính bằng chương trình máy tính. Phải xác định được tổng lượng actinit này mà đang hoặc sẽ được kết hợp trong dòng chất thải phóng xạ ở mức cao của nhà máy tái chế. Nếu hiện tại thiếu các thông tin này, thì phải giả định rằng tất cả lượng ameriđi và curium và hàm lượng plutôni từ 0,5 % tới 1 % còn lại trong chất thải đóng góp đáng kể vào liều bức xạ tổng cộng của chất rắn chỉ sau vài nghìn năm. Phải lựa chọn được thời gian tồn tại của chất rắn mô phỏng. Thời gian tồn tại của chất rắn được khuyến nghị ít nhất là vài nghìn năm (ví dụ trong khoảng từ 1 000 tới 10 000 năm). Trong thời gian ngắn thì 238Pu, 244Cm và 241Am là những nuclit quan trọng nhất. Trong thời gian dài thì 239Pu và 240Pu đóng góp chính tạo thành suất liều phóng xạ.
5.2. Lựa chọn nuclit để sử dụng
Phải sử dụng chất phát alpha có chu kỳ bán rã ngắn, chủ yếu là 238Pu, 241Am, 242Cm và 244Cm, để “cấy” vào dạng chất thải mô phỏng. Chất phát alpha được lựa chọn phụ thuộc vào mức độ có sẵn để sử dụng, nhưng chuẩn cứ sau phải được xem xét:
a) 238Pu là nuclit có chu kỳ bán rã ngắn dễ thao tác nhất.
b) Chu kỳ bán rã của:
- 238Pu là 87,7 năm,
- 241Am là 433 năm,
- 242Cm là 163 ngày,
- 244Cm là 18,1 năm.
Vì vậy phải bổ sung nhiều Am và Pu để có một suất liều cho trước hơn là khi sử dụng Cu ri.
c) Oxit plutoni không thực sự hòa tan trong một số phức chất nền, vì vậy việc chuẩn bị một mẫu có thể dẫn đến không hòa tan được oxit plutoni, và các actinit sẽ phân bố không đồng đều trong các pha khác nhau của mẫu. Việc chụp ảnh phóng xạ tự động và kiểm tra bằng kính hiển vi trên một mẫu lấy từ bên trong của một mẫu nghiên cứu phải được sử dụng để kiểm tra không có sự chia tách đáng kể nào.
Khi liều yêu cầu được quyết định, nồng độ của nuclit cần thiết được chọn để tạo ra liều trong một thời gian hợp lý có thể xác định được. Hơn nữa, điều này phải được tính toán cho mỗi trường hợp cụ thể, vì độ tinh khiết đồng vị của actinit hiện có sẽ thay đổi.
Thành phần của các mẫu thử nghiệm phải tương đồng đến mức có thể so được với mẫu dùng trong các quá trình công nghiệp đến mức có thể. Để hạn chế tối đa sự thay đổi trong tính chất hóa học của chất rắn, Cu ri cần được thêm vào chất thải mô phỏng thay vì a) các actinit khác, và b) các nguyên tố đất hiếm, theo nguyên tắc một nguyên tử thay thế cho một nguyên tử. Tương tự như vậy, Pu238 phải được thay thế cho Ce ri và U ra ni trước tiên và sau đó, nếu cần thiết, có thể thay thế bằng một số nguyên tố đất hiếm. Các mẫu không được cấy cũng phải được chuẩn bị để so sánh.
Việc chuẩn bị mẫu có thể được kiểm tra, ví dụ bằng chụp ảnh phóng xạ tự động và kiểm tra bằng kính hiển vi. Điều cần thiết là phải kiểm định mức độ phân bố đồng nhất của chất cấy phóng xạ - alpha có trong vật liệu. Cũng như vậy, đối với vật liệu phi thủy tinh, sự phân bố của các actinit trong các pha tinh thể phải được biết và chất cấy phóng xạ phải phân bố theo cách giống nhau. Nếu không, không thể chụp ảnh về mức độ hư hại. Điều này là đúng bởi vì các hạt alpha (tạo nên sự ion hóa) có thể xuyên qua các pha liền kề với pha trong đó diễn ra phân rã. Các hạt nhân lùi, gây ra sự dịch chuyển của nguyên tử, trên những quãng rất ngắn (xấp xỉ 100 Ao) và chỉ gây ra các hư hại trong các pha mà trong đó sự phân rã đang diễn ra.
Các phép đo dưới đây phải được thực hiện trên cả mẫu bị cấy và mẫu không bị cấy nhanh nhất có thể được sau khi mẫu nghiên cứu được chuẩn bị:
a) tốc độ hòa tách ban đầu,
b) mật độ,
c) kiểm tra quang học và bằng kính hiển vi của một mẫu,
đ) kiểm tra nhiễu xạ tia X,
e) sự phát nhiệt,
f) các tính chất cơ học (tùy chọn).
Các kỹ thuật được sử dụng sẽ được liệt kê trong Điều 10.
Các mẫu nghiên cứu được lưu giữ ở nhiệt độ phòng trong một khoảng thời gian xác định trước; thời gian này thường là một năm hoặc lâu hơn. Việc lưu giữ phải được thực hiện trong không khí khô hoặc trong môi trường khí trơ như argon. Một tùy chọn nữa là, bộ mẫu nghiên cứu thứ hai có thể được lưu giữ tại một vài nhiệt độ cao hơn phù hợp.
CHÚ THÍCH Nếu chất thải đã làm lạnh trong vài năm được rắn hóa trong các ống hình trụ có đường kính lớn, thì tốc độ làm lạnh của chất rắn ở gần tâm của khối trụ sẽ rất chậm và việc lưu giữ mẫu tại một vài nhiệt độ cao hơn có thể phù hợp. Tuy nhiên, rất có thể phần lớn các hiệu ứng của bức xạ sẽ giảm khi nhiệt độ tăng, cho lưu giữ mẫu tại nhiệt độ thấp nhất mà chất rắn được sẽ phải chịu có tầm quan trọng đặc biệt.
10. Đo trong và sau quá trình lưu giữ
10.1. Khái quát
Hầu hết tính chất quan trọng nhất của một chất rắn liên quan đến việc lưu giữ hay các dạng chất thải phóng xạ mức cao rắn hóa là tốc độ hòa tách ban đầu, mật độ, năng lượng tích trữ và tính nguyên vẹn cấu trúc. Trong một số trường hợp, sự giải phóng helium có thể quan trọng.
Trong phạm vi hiện tại, việc quan trọng nhất là xác định các thay đổi gây ra bởi bức xạ và, do đó, trong cùng một quy trình phải được tuân thủ trước, trong và sau giai đoạn lưu giữ và trên cả mẫu bị cấy và mẫu không bị cấy. Đối với mỗi tính chất được nghiên cứu, số lượng các phép đo phải đủ để mô tả chính xác sự tiến triển của chúng đối với liều tích lũy.
10.2. Tốc độ rò rỉ ban đầu
Một phép thử rò rỉ chuẩn (ví dụ ISO 16797) phải được tiến hành trên cả mẫu bị cấy và mẫu không bị cấy trước và sau giai đoạn lưu giữ và các kết quả đo.
10.3. Mật độ
Có thể sử dụng kỹ thuật Ác si mét hoặc kỹ thuật tuyển nổi để đo mật độ. Mật độ của cùng mẫu nghiên cứu phải được đo trước và sau khi lưu giữ và định kỳ trong thời gian lưu giữ. Tương tự, mật độ của mẫu không bị cấy phải được đo đồng thời như một phép kiểm thử cho kỹ thuật đo và ảnh hưởng của việc lưu giữ.
10.4. Năng lượng tích trữ
Năng lượng tích trữ có thể được đo bằng một phân tích nhiệt vi sai hoặc kỹ thuật sử dụng nhiệt kế quét vi sai, từ nhiệt độ lưu giữ lên đến nhiệt độ gần với điểm hóa mềm. Một mẫu có cùng thành phần, hoặc sau khi nung hoặc từ một mẻ không bị cấy, tạo thành một mẫu chuẩn lý tưởng.
10.5. Kiểm tra quang học, kính hiển vi và cấu trúc tinh thể
Sử dụng kính hiển vi quang học để xác định các vết nứt gãy vi mô. Các ảnh chụp bằng kính hiển vi phải được chụp trên cùng một khu vực trước, trong và sau quá trình chiếu xạ.
Nếu một ảnh nhiễu xạ quan sát được trên các mẫu sạch vừa chuẩn bị, thì việc phơi xạ phải được lặp lại, và ảnh được kiểm tra về sự thay đổi đặc biệt là đường biên nhiễu xạ phản ảnh các biến dạng gia tăng và cường độ của đường biên đó (tính không ổn định của pha).
Kính hiển vi điện tử quét (SEM) hoặc kiểm tra vi dò phải được nghiên cứu trong quá trình lưu giữ để đánh giá sự tiến triển của tính đồng nhất của mẫu. Hai khía cạnh phải được nghiên cứu trong phép đo loại này:
a) Phép đo được khoanh vùng theo độ cao, cho nên phải được lặp lại trên một số vùng đủ lớn để đảm bảo sự đại diện thống kê;
b) Các kỹ thuật sử dụng chùm hạt (nổi bật là chùm electron); phải cẩn thận để tránh nhiễu thời gian trong kết quả đo từ quy trình đo (ví dụ gia tăng sự khuếch tán của kim loại kiềm khi bị chiếu xạ).
Vì vậy nên:
- tránh lập lại các phép đo trên cùng một vùng;
- sử dụng các chùm tia cường độ thấp trong thời gian rất ngắn.
10.6. Giải phóng nhiệt
Sự tiến triển của nhiệt lượng trong thời gian lưu giữ được đo bằng phép đo nhiệt lượng. Phép đo này được thực hiện để:
a) để chứng thực dữ liệu về thành phần nuclit phóng xạ của vật liệu bằng cách so sánh các giá trị thực nghiệm thu được ở giai đoạn đầu quá trình lưu giữ với kết quả tính toán từ mẫu thành phần;
b) để đánh giá môi trường nhiệt mà các khuyết điểm do phơi xạ sẽ bộc lộ.
10.7. Tính chất cơ học
Sự tiến triển của các tính chất cơ học theo thời gian sẽ được đánh giá không bắt buộc để đo các thông số vốn có của vật liệu (ví dụ mô đun Young, K1c).
10.8. Sự giải phóng khí hê li
Số lượng các lỗ hổng giải phóng khí hê li theo thời gian được đánh giá không bắt buộc cho mẫu thử nghiệm bị cấy. Về mặt hình học của mẫu thử nghiệm có ảnh hưởng quyết định đối với kết quả đo và phải được đưa vào trong tính toán.
11.1. Khái quát
Các thông tin sau đây cần được đưa vào báo cáo, sử dụng bằng hệ đo lường SI.
11.2. Mức độ chi tiết của chất rắn
- Bảng so sánh thành phần của chất thải thực tế và chất thải mô phỏng được sử dụng.
- Khoảng thời gian và liều mô phỏng.
- Nồng độ và hoạt động của nuclit bị cấy.
11.3. Phương pháp chuẩn bị
- Nguyên liệu cung cấp được sử dụng trong cả việc cấy và cho các mẫu.
- Nhiệt độ nóng chảy/nung kết hoặc cố kết gốm.
- Vòng làm lạnh sau khi chuẩn bị, một lần nữa cho cả vật liệu thực tế và cho mẫu nghiên cứu.
- Ảnh chụp phóng xạ của mẫu.
- Không bắt buộc còn có:
- Ảnh chụp hiển vi quang học của mẫu;
- Phân tích các quan sát hiển vi (SEM hoặc vi dò).
- Khi thích hợp (cho các vật liệu ngoại trừ vật liệu hoàn toàn thủy tinh):
- Kết quả phân tích nhiễu xạ tia X
- Nhận dạng và tỷ lệ của bất cứ pha tinh thể nào quan sát được.
11.4. Điều kiện lưu giữ
- Thời gian lưu giữ và đồ thị về liều tích lũy theo thời gian.
- Nhiệt độ lưu giữ bao gồm cả bất cứ sự thay đổi nhiệt độ nào.
11.5. Kết quả thử nghiệm
11.5.1. Khái quát
Ngày chuẩn bị mẫu và ngày thử nghiệm mẫu được thực hiện phải được đưa ra trong kết quả thử nghiệm. Kết quả cần được biểu diễn thành đồ thị ở dạng hàm của liều alpha (Gy), hoặc không bắt buộc, số dịch chuyển trên một nguyên tử (dpa), hoặc số phân rã trên đơn vị thể tích hoặc khối lượng. Cần cung cấp độ chính xác của kết quả. Mô hình sử dụng để chuyển sang liều dpa phải được đưa ra tham khảo.
11.5.2. Thử nghiệm rò rỉ
Kết quả của thử nghiệm rò rỉ ở trên phải được báo cáo như quy định trong ISO 16797.
11.5.3. Phép đo mật độ
Các kỹ thuật sử dụng:
a) Phương pháp Archimedes:
- Chất lỏng sử dụng;
- Mật độ và nhiệt độ chất lỏng;
- Khối lượng mẫu trong không khí và trong chất lỏng;
- Mật độ kết quả.
b) Phương pháp tuyển nổi:
- Chất lỏng sử dụng;
- Nhiệt độ;
- Tỉ lệ chất lỏng sử dụng;
- Mật độ kết quả.
11.5.4. Năng lượng tích trữ
- Kỹ thuật sử dụng.
- Phương pháp cân chỉnh.
- Kích thước mẫu và phương pháp chuẩn bị mẫu cho kiểm tra.
- Đồ thị năng lượng giải phóng theo nhiệt độ.
- Tổng năng lượng tích trữ.
11.5.5. Kiểm tra bằng kính hiển vi và cấu trúc tinh thể
- Kiểm tra cấu trúc tinh thể của vật liệu ngoại trừ vật liệu hoàn toàn làm bằng thủy tinh. Kết quả của kiểm tra thực hiện sau khi lưu giữ cần được so sánh với kết quả của kiểm tra thực hiện trên mẫu vừa chuẩn bị, với chú ý đặc biệt dành cho bất cứ thay đổi nào trong độ rộng đường, biên dạng và cường độ.
- Kiểm tra bằng kính hiển vi. Kết quả của kiểm tra thực hiện sau khi lưu giữ cần được so sánh với kết quả của kiểm tra thực hiện trên mẫu vừa chuẩn bị.
11.5.6. Tính chất cơ học
Cho mỗi tính chất được đo đạc, các điểm sau cần được làm rõ:
- Kỹ thuật sử dụng;
- Phương pháp giải thích;
- Các điều kiện môi trường mà trong đó mẫu được lưu giữ (độ ẩm tương đối, nhiệt độ,...)
11.5.7. Giải phóng helium
- Hệ phương pháp đo.
- Chi tiết bố trí thí nghiệm.
- Kích thước mẫu.
- Nhiệt độ lưu giữ.
- Phương pháp thăm dò khí hê li.
- Số lượng khí hê li thăm dò được hoặc giới hạn thăm dò nếu không thảm dò được khí hê li.
11.5.8. Giải phóng nhiệt
- Kỹ thuật sử dụng.
- Phương pháp cân chỉnh.
- Kích thước mẫu và phương pháp chuẩn bị mẫu cho kiểm tra.
- Đồ thị nhiệt lượng giải phóng theo thời gian.
THƯ MỤC TÀI LIỆU THAM KHẢO
[1] ASTM C 1220-98, Standard Test Method for Static Leaching of Monolithic Waste Forms for Disposal of Radioactive Waste
[2] ASTM C 1285-97, Standard Test Methods for Determining Chemical Durability of Nuclear, Hazardous, and Mixed Waste Glasses: The Product Consistency Test (PCT)
Ý kiến bạn đọc
