VRDOSE评估系统在退役工程中的应用

在核电厂的某些区域，因高放射性、表面污染或空气污染而难以接近，如果计划在这种环境中的作业，虚拟现实模拟技术是一种非常有用的工具。本文介绍一种已由日本原子能机构（JAEA）开发，并在日本普贤核电站退役工程中应用的VRdose应用软件。该系统支持量化放射性废物和辐射强度总量分布的可视化、拆除解体过程的模拟、辐射环境中工作量的评估统计以及优化退役计划等方面。该系统也可应用于教育和训练工作人员，以及赢得公众的理解和认可等方面。     

核设施退役信息数据库的结构与功能设计

核设施退役工程是一项不仅需要考虑拆除（毁）设备、建筑物,还要考虑辐射影响和核废物处理的复杂工程,其拆除（毁）工作具有高危险、高污染的特点,因此建立针对核设施退役项目的信息系统辅助退役工程很有意义。本文通过收集退役活动数据(设备物资数据、源项数据、辐射剂量数据等)设计退役信息数据库,开发了基于退役数据库的信息管理系统,该系统可对数据库中各类信息数据（照片、图纸、辐射数据、时间等）进行录入、删除、修改、查询等基本操作,并根据各类数据处理流程的特点分功能模块进行相应数据信息的管理,并对不同数据信息进行分析。该系统可提升退役过程中的管理能力,优化工程安排,减少作业人员所受辐射剂量,是顺利进行退役活动的必要基础。     

东海核电站热交换器解体拆除工程计划

日本原子能发电公司的东海核电站（卡德霍尔型，Calder Hall，电功率166MW），是日本最早的商业核电站，于1966年7月开始营业运行，1998年3月完成使命后停止运行。现在，日本原子能发电公司正在自行实施这座电站的退役计划。川崎设备系统公司曾参加东海核电站的建设，不仅承担了包括热交换器在内的一次冷却系统的制造，而且还承担了定期检查和维护等项工作。另外，在核电站退役计划和退役技术的研究中，川崎设备系统公司也曾提供协助。以这些经验为基础，川崎设备系统公司正在积极地协助东海核电站退役计划的实施。 东海核电站的退役，其解体工程已于2001年12月着手进行，从2006年起，开始了以热交换器解体为主的工程。热交换器是构成一次冷却剂边界的装置，是仅次于反应堆的大型构件。日本核电公司和川崎设备系统公司比较研究了各种解体方法，从解体作业时有良好的可靠性和安全性，能够让放射性物质的污染区域最小，能够降低工作人员的照射剂量等观点出发，选定了运用起重机吊下式（jackdown）工程方法和遥控切割装置／搬运装置的解体工程计划。本文将介绍这个计划。另外，还将介绍退役计划中用于减少废物的去污技术。     

计划核电站退役的系统工程方法—应用JPDR退役数据拆除东海村核电站

通过JPDR拆除项目，收集到了多种拆除工作的数据。通过分析这些数据，为了基础工作建立了单位生产力要素，即建立了人力需求与具体参数，如培件重量、工作空间等因素之间的联系。于是将单位生产力要素应用于工程管理数据计算模型中，如反应堆退役管理程序COSMARD中的人力需求及工人所受辐照剂量。东海村核电站退役计划是日本第一座商业核电站退役工程。应用COSMARD程序对该计划进行了评估以对该工程给以描述，发现评估结果有助于制定详细的东海村核电站退役计划。     

日本动力示范堆退役大纲概述及所得教训

日本动力示范（JPDR）退役计划已于1996年4月顺利完成，这是日本首次尝试拆除一个核电站，该大纲分为两大阶段：退役技术的开发和研究、JPDR拆除工作的实施。第一阶段为开发各种拆除技术进行了不懈的努力，所开发的技术成功地应用到了JPDR的实际拆除工作中，同时这些技术的有效性也通过拆除工作得到了验证，另外，在拆除工作中收集了大量的数据及技术要点，并建立了退役数据库。从JPDR退役计划中所得到的经验与数据有助于未来商业核电站的退役工作。     

HWRR堆本体退役风险评价

建立了一种针对反应堆退役的风险评价方法,主要包括源项分析、危害分析、频率分析、事故后果分析和风险分析5个环节,依据该方法设计开发了反应堆退役风险评价系统（RDRAS）。采用RDRAS对重水研究堆（HWRR）堆本体退役包含的11项退役活动中可能出现的53种情况,分别进行建模和计算,确定了每种情况下工作人员面临的放射性风险,并对结果的不确定性进行了分析。     

IAEA发布福岛退役第四份评估报告

正【国际原子能机构网站2019年1月31日报道】国际原子能机构(IAEA) 2019年1月31日发布一份由国际专家组撰写的报告,介绍了对日本福岛第一核电厂退役工作的评估结果。这份报告介绍了一个13人专家组在2018年11月5日至13日完成对东京和福岛第一核电厂的现场访问和评估后得出的结果。这是原子能机构第四次对日本福岛第一核电厂退役工     

Ce(Ⅳ)/HNO3去污技术工程应用安全性的初步研究

本文介绍了用于核设施退役去污的Ce（Ⅳ）／HNO3去污技术工程应用中安全性的初步研究成果。结果表明：对于三种常用不锈钢1Cr18NigTi，304和316L，不同浓度的Ce（Ⅳ）／HNO3去污剂，对1Cr18NigTi的腐蚀性均略大于对304和316L不锈钢；该去污剂对于系统配件材料如PVC、聚乙烯的腐蚀性很低，对橡胶有一定的腐蚀性；对于焊材（A102）以及受过热应力的304不锈钢，当Ce（Ⅳ）浓度超过0．1mol／L时，其腐蚀速率均明显大于未受过热应力的304不锈钢。因此，在实际的工程应用中宜采用较低Ce（Ⅳ）浓度的去污剂，并注意焊接部位的泄漏危险。     

某铀矿冶设施退役前后氡浓度调查及剂量评价

采用RAD7电子测氡仪对某铀矿冶设施退役前、过程中及退役后氡水平进行了调查,并估算了氡子体所致成年人有效剂量。结果表明,退役前、过程中和退役后该铀矿冶设施厂区氡浓度平均值分别为（35.5±3.8）Bq/m3～（38.7±4.1）Bq/m3、（14.8±2.2）Bq/m3～（84.9±6.8）Bq/m3和（10.6±1.6）Bq/m3～（11.4±1.7）Bq/m3。厂区内氡浓度退役前接近本底水平上限且数值稳定;退役过程中呈先增后减趋势,高于本底水平;退役后达到本底水平且数值稳定。该设施场所退役前、中、后氡子体照射所致成年人平均年有效剂量分别为0.97 mSv、1.34 mSv和0.27 mSv。     

日本组建核退股研究所

日本于2013年8月1日正式成立了国际核退役研究所（IRID）,由来自京都大学（KyotoUniversity）研究堆研究所的山名元教授担任该研究所的所长。山名元目前还担任一个政府委员会即福岛第一核电站中长期措施分委会的主席。