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。     

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。     

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.     

可移动式高活度废放射源整备装置的示范性验证

在高活度废放射源、整备场地、整备装置、监测仪器、人员和文件准备的基础上,利用自行研制的国内第1套可移动式高活度废放射源整备装置,顺利完成了活度为3.71×1013Bq的60Co废放射源的示范整备和回取作业。整备方案考虑了废放射源整备后的安全、可回取和体积最小化等原则,以及国内废放射源地坑式贮存现状。在整备过程中,将29枚高活度60Co废放射源从原始容器中取出后封装在螺纹封装管中,再将多根封装管放入薄壁盛装容器中,最后将盛装容器放入长期贮存容器中。在回取过程中,将已整备的多枚高活度60Co废放射源恢复原状,放入原始容器。在整备过程中,整备装置外表面剂量率1.56μGy/h~4.48μGy/h,装置顶盖外表面剂量率4.23μGy/h～14.8μGy/h;距整备装置外墙10 m处的剂量率1.20μGy/h~1.84μGy/h;整备操作人员最大个人受照剂量5.4μSv,平均个人受照剂量3.0μSv。在废放射源整备和回取作业过程中,以及作业以后,整备装置工况良好。     

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。     

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。     

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。     

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。     

ZnBr2作为热室观察窗材料的可行性研究

高活度废放射源整备装置要求清晰可见和屏蔽性能良好的观察系统。通过对ZnBr2水溶液的可视性能、对电离辐照的屏蔽效果和耐辐照性能的研究，结果表明将ZnBr2溶液用在高活度废放射源整备装置观察系统中是安全可行的。     

华南地区医用I类放射源辐射安全监管现状分析

从管理角度,分析了华南地区医用I类放射源治疗装置的运行现状,指出在辐射安全与防护方面存在持证率低、放射源活度与辐射安全许可证不符、放射源退役渠道不畅等主要问题,并提出了相应的意见和建议。     

长春应化所辐照室废源治理技术

使用专门设计的放射源夹具和操作平台,可以使水下倒装60Co源的工作顺利完成,高分辨率的摄像头的应用是识别水下60Co源的关键。     

长寿命废密封放射源整备装置冷实验验证

开发长寿命废密封放射源整备装置,使整备后废放射源满足长期贮存要求是废放射源管理的重要组成部分。研制并建立了废241Am-Be中子源的整备装置,开展了废放射源整备冷实验,实验结果表明,该整备装置满足长寿命废密封放射源整备要求。     

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。     

一种废镭源整备技术的研究和建立

本文介绍一种针对核工业废镭源源项情况研究建立的镭源整备技术,适用于固体密封源、液体或粉末源等各种形态镭源的整备.整备工艺流程包括不规则形状液体粉末源的重新包装和装管、固体密封镭源的装管、封焊、检漏等步骤,具有操作简单,安全可靠等特点.设计的封装管有三种规格,结构简单便于焊接操作;设计的屏蔽容器有两种类型,铅屏蔽容器适用于长期贮存,200 L水泥屏蔽桶适合于中低放处置场处置.经整备的镭源均可回取,便于将来进一步整备处理或处置.     

Transportation safety risk for source recovery versus consequence of leaving radioactive sources in place and vulnerable due to limited transport options or denial of shipment

Abstract

Potential risks associated with transportation safety of recovered radioactive sources in normal commerce are rhetorically compared to the latent risk of not recovering disused radioactive sources due to limited transport options or outright denial of shipment. It is essential, during each phase of the recovery process, to ensure secure, timely, cost effective and reliable means to return vulnerable radioactive sources to safe and protected locations by land, sea and/or air transport. In some cases, only limited transport options exist or denials of shipment may occur that impede the recovery process. Risks associated with normal transportation of recovered sources are considered less significant than the risks related to leaving disused radioactive sources at their original location.     

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。     

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。