废放射源长期贮存现状

简单介绍了国际上对对废放射源的长期贮存方法一直接贮存、加外包装贮存和整备后贮存,分别介绍了英国、奥地利、白俄罗斯、捷克、比利时等国废放射源的贮存现状;介绍了我国对废放射源的贮存方法及北京城市放射性废物库、中国辐射防护研究院废放射源贮存库、核工业废放射源集中贮存库、国家废放射源集中贮存库对废放射源的贮存情况,以期对我国废放射源的长期贮存研究有所帮助。     

废中子源整备过程的辐射防护分析

分析了废中子源整备过程中的辐射防护问题,计算了几种屏蔽材料的防护效能。计算结果表明：选用移动式水箱对241Am-Beqh子废源整备过程进行屏蔽,完成一次整备操作,工作人员所受剂量为19．22人·μSv。     

中国辐射防护研究院利用微波技术进行废树脂干燥减容

中国辐射防护研究院承担的中国核工业集团公司优先发展项目“核电站废物最小化技术”之“浓缩液、废树脂干燥装置研究”课题研究中,三废治理研究所的高超等人采用国内放射性三废处理领域未用过的微波技术开展废树脂桶内干燥实验研究。     

《辐射防护规定》的剂量限制体系

《辐射防护规定》(GB8703-88)结合我国具体情况采纳了国际放射防护委员会(ICRP)第26号出版物所推荐的剂量限制体系。剂量限制体系主要适用于所有可控制源的防护,它规定了辐射防护的目的和基本原则,各种剂量限值及对公众照射的限制原则。本文着重阐述《辐射防护规定》中剂量限制体系的制定依据和主要特点。文中还对与实施剂量限制体系有关的一些问题作了说明。     

云南省城市放射性废物库建设与运行管理

介绍了云南省城市放射性废物库的建造设计、运行管理及安全保卫和辐射防护状况。     

125I种籽源植入手术中工作人员的电离辐射防护

为探讨操作125I种籽源应采取适当防护措施的必要性,阐述了125I种籽源植入手术各阶段的电离辐射监测结果,并对无防护条件下手术医生可能受到的辐射剂量做出估算:对于总活度为925 MBq的40粒种籽源,在开源、核对及装源入植源器操作时,操作距离30 cm,操作时间10 min,则操作者受照剂量为70 μSv;对于手术医生,从辐射防护角度进行估计,一例手术,包括插植和带源缝合操作,医生在其操作位置的受照剂量可达184 μSv.并对125I种籽源植入手术中工作人员的电离辐射防护提出了建议.     

江苏省城市放废库辐射环境监测水平研究北大核心CSCD

随着核技术在各领域的广泛应用,辐射环境的安全受到越来越多的重视。以江苏省城市放废库为研究对象,从2015年起连续对放废库进行辐射环境监测6年。对放废库周围的γ辐射空气吸收剂量率,水源水中总α、总β以及土壤中放射性核素进行了监测,并对辐射监测结果进行了分析。研究结果表明γ辐射空气吸收剂量率敏感点范围为59.0~96.5 nGy/h,源库四周范围为81.92~103.32 nGy/h;水源的总α和总β范围分别为0.90×10^(-2)~5.87×10^(-2)Bq/L和3.00×10^(-2)~16.00×10^(-2)Bq/L。γ辐射空气吸收剂量率的变化主要与源库的距离和废源的管理有关;水体中放射性水平变化主要与年降水量有关;土壤中核素的变化主要与放射性气溶胶有关。所有变化均在本底范围内涨落,对环境几乎没有影响,可以确保辐射环境安全。     

核工业废放射源治理进展

简要介绍了核工业废放射源治理进展情况,主要包括废原治理方案,废源核查,镭源整备以及废源长期贮存设施和最终处置等有效情况。     

某辐照厂废放射源治理

某辐照厂于2012年开展了对于⁶⁰Co废放射源的治理工作,主要包括源项调查、回取前准备、废源回取、回取后检查、废源装入铅罐及废源送贮等。经核查,共有⁶⁰Co废源166 枚,总活度6.39×10¹⁴ Bq,分别装入3个铅罐中,并完成废源送贮。     

关于剂量约束概念的思考

现今,我国核电建设规模不断扩大,核技术利用项目快速发展,其辐射防护尤显重要。其中在核与辐射建设项目辐射防护的设计和审评中,对剂量约束概念的应用,还存在很多误解。本文从剂量约束概念的引入、发展和建立,到剂量约束概念的意思、作用和应用范围,以及剂量约束概念和辐射防护相关概念的关系,进一步阐述对剂量约束概念的正确理解。     

某城市放射性废物库退役的辐射影响评价

为了使城市放射性废物库退役后可无限制开放，本研究探讨废物库退役辐射影响评价的关键问题，评价人员和周围环境的辐射影响。对比源项调查和控制限值，判定污染区域；按退役实施方案得到放射性废物的产生量和整备前的活度水平；利用经验公式估算职业人员的外照射、内照射剂量，分析公众的辐射影响。选取退役要执行的放射性指标和适宜场地的控制限值，提出退役施工中实现废物最小化的具体措施。经估算得到退役实施的最大个人剂量为3.9 mSv,低于剂量约束值5 mSv。剂量实测值比评价结果低约2个数量级，退役活动中工作人员受到的辐射剂量满足国家标准的要求，退役辐射环境影响在可接受范围。     

山西省放射性废物库库区环境γ辐射水平监测

山西省放射性废物库是放射性固体废物和废放射源贮存库,其辐射安全必须符合国家有关规定的要求。对山西省放射性废物库库区环境γ辐射剂量率的监测结果表明,库区环境γ辐射水平满足《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术要求（试行）》中库房内源坑盖板上方0.5 m处γ辐射剂量率不超过20μGy/h、源库墙外表面0.2 m处γ辐...     

2013—2018年山西省放射性废物库库区环境γ辐射水平监测

为了进一步加强对放射性废物库的安全管理,确保辐射环境安全,对2013—2018年山西省放射性废物库库区环境γ辐射剂量率的监测结果进行了分析。结果表明,库区环境γ辐射水平满足《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术要求(试行)》中有关库房内源坑盖板上方0.5 m处γ辐射剂量率不超过20 μGy／h、源库墙外表面0.2 m处γ辐射剂量率不超过2.5 μGy／h的规定要求,各年度间环境电离辐射水平处于本底涨落范围内,未对周围环境产生辐射影响,辐射环境质量总体良好。此外,健全的库区安全防范也为促进我省核技术利用和安全、健康、可持续发展提供了坚强保障。     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。     

On risk assessment of high level radioactive waste disposal

Since the first controlled chain reaction, the use of nuclear fission to produce power has grown rapidly. One of the major concerns with the continued growth of the nuclear power industry is the production of the high level radioactive wastes which are by-products of the fission process. The risks associated with the disposal of high level wastes derive from the potential for release of radioactive materials into the environment. The assessment of these risks requires a methodology for risk analysis, an identification of the radioactive sources, and a method by which to express the relative hazard of the various radionuclides that comprise the high level waste.The development of a methodology for risk analysis is carried out after a review of previous work in the area of probabilistic risk assessment. The methodology suggested involves the probabilistic analysis of a general accident consequence distribution. In this analysis, the frequency aspect of the distribution is treated separately from the normalized probability function. In the final stage of the analysis, the frequency and probability characteristics of the distribution are recombined to provide an estimate of the risk.The characterization of the radioactive source term is accomplished using the ORIGEN computer code. Calculations are carried out for various reactor types and fuel cycles, and the overall waste hazard for a projected 35 year nuclear power program is determined. An index of relative nuclide hazard appropriate to problems involving the management of high level radioactive wastes is developed in this work. As an illustration of the methodology, risk analyses are made for two proposed methods for waste management: extraterrestrial disposal and interim surface storage. The results of these analyses indicate that, within the assumptions used, the risks of these management schemes are small compared with natural background radiation doses.     

低放辐照工程退役的辐射环境监测

采用室内外X-γ剂量率、室内β表面污染水平、样品取样及活度浓度分析等方法对某地需退役的低放辐照工程的辐照室、废物坑、废水池及其周边土壤进行辐射监测。结果表明:室外γ剂量率平均值为118.1 nGy/h,扣除宇宙射线本底后水平正常,属环境本底范围;室内γ剂量率平均值为259.9nGy/h,明显高于室外水平,且高值热点区域呈东北向展布;土壤取样结果呈现出核素在浅层土壤中富集、深层无明显异常的特征;水池中水体~(60)Co高异常为地下水管破裂导致,~(60)Co随水体沉积于池底底泥中。     

A Screening Model for Calculating the Risks of Transporting High Level Radioactive Waste

Abstract

In transporting high level radioactive waste (including spent nuclear fuel), shippers (and sometimes carriers) need to evaluate the risks of potential radiation exposure to the public and transport workers. A simple model is presented that can be applied to nuclear waste transport risk assessments. The model considers radiation risks arising from incident free exposure, accidental release-caused exposure to on-link population, off-link population, crew, transport workers, etc. Important parameters and factors that affect the radiation dose level are grouped using the physics of the different exposure phenomena. The total radiation risk (in person-rems) is given by a linear combination of the groups of these factors, each representing a different type of exposure. The radiation exposure risk assessment is reduced to the evaluation of a single linear algebraic equation containing five distinct terms and each term containing the groups of parameters and a constant coefficient. The estimation of the values of the constant coefficients was accomplished by selecting a sample of 65 origin-destination (0-D) pairs and simulating the shipment of high level nuclear waste or spent nuclear fuel between each O-D pair, and evaluating the radiation dose risks to each group of population. RADTRAN 4 was used in the detailed assessments. The coefficient values were tested for statistical robustness using a sampling hypothesis and t-statistics. These values are presented. The simplified model presented here represents a viable and economical option as a radiological risk assessment tool, to be used in mode or route options screening.     

高放废物玻璃固化体的辐照效应研究进展

本文概述了国内外针对玻璃辐照效应所开展的研究及其进展。介绍了α、β、γ射线在玻璃中产生的微观缺陷类型、相对应的表征手段、不同微观损伤与吸收剂量的关系及其在不同温度条件下的稳定性。介绍了玻璃宏观性质随辐照剂量的改变以及饱和现象,提出了宏观性质的改变和无序度的联系来解释实验结果。最后,介绍了玻璃固化体研究所面临的问题和挑战。     

压水堆核电厂辐射工作分级标准优化改进及应用

介绍了某压水堆核电厂辐射工作分级标准的优化改进及实践应用情况。通过实践证明,优化改进后的辐射工作分级标准是合理的,对控制压水堆核电厂集体剂量和其他辐射风险是有效的。