高活度废放射源整备装置可行性验证

为使高活度废放射源满足长期贮存安全要求,在研制的高活度废放射源整备装置上进行了可行性试验研究。结果表明装置满足整备活度超过3.7×1013 Bq（1 000 Ci）的废放射源的要求,操作位的剂量率为8.5～16.5μSv/h,该装置用于高活度废放射源的整备是可行的也是安全的。     

移动式低活度废放射源整备装置设计与研制

在研究了低活度废放射源整备工艺流程及废放射源封装方案和封装容器方案的基础上,研制了移动式低活度废放射源整备装置以及与其配套的低活度放射源封装容器、混凝土包装容器和贮存容器。使用60Co和137Cs废放射源示范整备实验表明:装置布置合理,操作方便,整备装置各系统和设备运行稳定,能顺利开展整备操作。     

高活度废放射源整备屏蔽材料(沙子)性能研究

针对高活度废放射源整备建立了可移动废放射源整备屏蔽实验装置,利用该装置,从工程运用角度开展了忻州沙的粒径、密度测量和屏蔽实验,筛选出了适合废放射源整备使用的特定类型沙子。研究结果显示:采用厚度150 cm饱和含水忻州建筑沙作为屏蔽材料,可确保1 000 Ci ⁶⁰Co废放射源整备时在屏蔽装置外产生的剂量率小于0.03 mSv/h。     

长寿命密封废放射源整备装置热实验验证

在研制的长寿命密封废放射源整备装置的方舱内整备3.7×1011Bq的241Am-Be废中子源,操作人员一次整备需用2 h,受照剂量约为30μSv。热实验结果表明,用该装置整备长寿命密封废放射源是安全可行的。     

高活度废放射源整备技术路线研究

高活度废放射源具有高活度、高剂量和高风险等特点,需要加强对此类源的管理措施。对其实施整备作业是有效管理的一个重要环节。在介绍国际原子能机构和国外某些国家开展的高活度废放射源整备研究和作业的基础上,介绍了国内高活度废放射源管理现状,提出了我国高活度废放射源整备研究的技术路线和建议。     

废放射源长期贮存方案初步研究

由于我国国内近期无法对多数长寿命废放射源和高活度废放射源实施地质处置或钻孔处置,可行的管理措施应该是将其整备后进行长期贮存。根据国内外废放射源贮存实践经验,结合对国内废放射源贮存现状及存在问题分析,建议首先对贮存前的废放射源实施整备,整备方案考虑安全原则、回收原则和废物最小化原则,整备后的废放射源以深井贮存方案为主,辅以地坑贮存,并建议运输容器和长期贮存容器应实现标准化和系列化。     

低活度废放射源整备减量化技术及其实践

概述了美国洛斯阿拉莫斯国家实验室低活度废放射源整备的主要过程、所用容器参数及封装整备技术等,介绍了在我国的一次废放射源整备收贮工作实践,为我国开展低活度废放射源减量化管理提供借鉴和参考。     

废放射源整备用封装管的设计与检测

研制废放射源整备封装管,使整备后废放射源满足处置或者长期贮存要求,是废放射源管理的重要组成部分。本文针对不同活度、不同核素的废放射源,设计制造了不同的封装管,并对其中的螺纹封装管进行了跌落性、抗冲击性、耐热性等一系列检测。检测结果表明,本研究设计的封装管,满足封装废放射源的要求。     

移动式高活度废放射源整备装置用机械手故障分析

机械手是移动式高活度废放射源整备装置的关键设备,其工作的可靠性直接决定了移动式高活度废放射源整备装置能否顺利完成整备作业。本文通过对ZC205-B主从式关节机械手在冷试验中的故障分析,发现并纠正试验过程中机械手自身及操作中存在的问题,为热试验提供指导。     

高活度废放射源整备过程中的屏蔽计算

剂量计算与屏蔽计算是高活度废放射源整备安全保障与技术实施的基础.本文使用c++语言开发编写了高活度废放射源整备剂量率计算与屏蔽计算程序,并对废源整备工作做了初步设计和优化.     

长寿命废放射源整备装置初步研究

通过对废241AmˉBe中子源的整备装置的开发,设计并研制了封装容器和长期贮存容器。整备装置为可拆装式,主要包括:废物接收、封装密封、检漏干燥、废物放置、暂存等工位;辅助系统包括:供电与照明、通风、监测去污、屏蔽等系统。     

用于γ辐射成像系统的60Co源容器的设计

放射性同位素是辐射成像中常用的射线源,具有输出射线强度稳定、空间分布均匀恒定、操作维护简便、射线能量较单一、节能等优点,但是也存在防护和安全方面的问题,因此设计和开发功能完善、防护适当、安全可靠的放射源工作及储存容器十分重要。在⁶⁰Co高精度工业CT系统中,依据相关国家标准,采用特殊的结构、屏蔽及安全设计,制作了⁶⁰Co射线源的工作及储存容器。经实际测量,距容器表面5 cm和1 m处空气吸收剂量率分别为170 μGy/h和5 μGy/h。该容器功能完善、操作便利、结构坚固,具有多重安全设计,很好地满足了系统的检测要求,保障了人员的辐照安全。     

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。     

高活度废放射源整备装置热室照明设计

良好的照明是保证在热室中顺利完成废放射源整备的关键因素之一。本文根据国际照明委员会照明标准和热室照明的特殊要求,分析了高活度废放射源整备装置内部照明的设计、灯具布置及其他问题,确定采用了泛光照明方式,并对照度分布进行了验证。     

放射性废树脂湿法氧化工艺实验室热试验证

利用1 kg级废树脂湿法氧化试验台架,采用核电厂产生的实际放射性废树脂开展了1 kg级湿法氧化工艺可行性试验验证,对真实废树脂湿法氧化效果及工艺废气排放安全性进行评估。试验所用废树脂的接触剂量率为602~680 μSv/h,单次试验废树脂处理量为1 kg。结果表明:废树脂采用湿法氧化处理工艺,其分解率大于99%(按物质COD值计算);废树脂湿法氧化过程中,废气对主要核素⁶⁰Co、⁵⁴Mn、¹³⁷Cs和⁹⁰Sr的载带率低于0.001%。本研究为进一步开展废树脂湿法氧化工艺及装置放大研究奠定了基础。     

60Co工业辐照源生产工艺建立及百万居里级生产线的建设

为扭转我国强⁶⁰Co源依赖进口的局面,自行研制了⁶⁰Co密封源的生产工艺,并建立了百万居里级的生产线。本文介绍了⁶⁰Co工业辐照源封装及质量检验热室等设施、⁶⁰Co密封源产品的型号及主要技术指标、生产工艺流程、研制过程中的几大关键技术等。     

Packaging for the Transport and Storage of Spent Sealed Sources in Brazil

Abstract

Since mid-1994, the Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear has been assigned the task of receiving and safely conditioning spent sealed sources until a federal disposal site is available. At the moment (October 1995) there are approximately 1300 sources in the CDTN interim storage hall. As part of the measures taken to accomplish this task, the transport group has developed a simple and low cost packaging, which consists of an outer 200 litre drum surrounding a cylindrical lead shielding, the intermediate space being filled with concrete. In the primary concept a concrete internal lid allowed the sources to be retrieved for future re-encapsulation. In view of a failure in the drop test, a modification was introduced to gather additional information about the ultimate packaging strength, although the resulting concept does not allow future recovery of the contents. The next improvement to be introduced will be the use of a shell-type shock absorber to protect the packaging closing system.     

Conditioning of Radioactive Ash Residue in a Wave of Solid-Phase Exothermal Reactions

The possibility is studied of using the heat of exothermal reactions in the solid phase for conditioning the ash residue produced when solid radioactive wastes are burned. It is shown that solidifcation of the ash wastes can be performed without input of energy from external heat sources with the final glassy product containing 50–60 mass % ash residue and meeting the requirements for solidified radioactive wastes. The conditioning is performed in a special crucible–container, intended not only for performing the process but also for subsequent storage or burial of the final product. 5 figures, 2 tables, 10 references.     

废离子交换树脂的优化处理

核设施产生的废树脂的安全处理、整备和处置是热点问题。本文论述了废树脂的特殊性 ,解析了各种废树脂处理、整备技术 ,包括脱水干燥后装入高整体性容器、洗脱、热压、生物降解、焚烧、湿法氧化、沥青固化、聚合物固化、玻璃固化和水泥固化等。重点分析了废树脂水泥固化 ,讨论了树脂溶胀作用破坏固化体的机理 ,介绍了克服树脂溶胀作用的方法。强调指出必须重视水泥固化的配方 ,关键是必须满足处置要求。最后 ,对优化处理废树脂提出了建议