HWRR屏蔽层活化源项研究

反应堆屏蔽层通常由钢筋混凝土浇筑而成,体积及重量巨大,是反应堆退役源项的重要来源之一。通过建立反应堆3D计算模型,利用MCNP和ORIGEN活化计算程序计算了重水研究堆(HWRR)屏蔽层不同位置的中子注量率和活化源项。为验证计算模型和计算结果的准确性,在HWRR屏蔽层活性区中央位置沿水平方向进行钻孔取样,对获得的混凝土样品中的~(60)Co和~(152)Eu的活度进行了测量,分析结果与计算结果较吻合,证明了理论计算模型的准确性。最后对HWRR屏蔽层的活化深度进行了计算,得出反应堆屏蔽层活化深度最大值为600 mm。计算结果证明保留外层屏蔽层的退役方案从理论上是可行的。     

核电厂反应堆构件的退役活化源项计算

介绍一种核电厂反应堆构件退役活化源项的计算方法和计算结果及其初步验证。在对ORIGEN2程序的一群核反应截面进行修改后,采用蒙特卡罗程序(MCNP)和ORIGEN2程序相结合方法计算反应堆构件的退役活化源项。计算结果表明:退役反应堆构件的活化源项包括6~7种主要核素,随着构件材料成分和与堆芯距离的不同,主要活化源项的核素种类和数量发生显著变化;计算辐照监督管活化样品比活度并与测量数据进行对比,结果显示修正截面后的计算值与测量值符合得很好(相对偏差在20%以内),而未修正截面的计算值与测量值符合得较差,从而验证了本文所述方法的适用性。     

某放射性废水蒸发池退役源项调查

近年来，我国即将有一批研究实验堆、核燃料循环设施和放射性实验设施进入退役阶段，而退役过程中一个重要的工作是源项调查，其主要目标是确定各类场所表面、物体等是否受到污染、污染类型及分布情况。源项调查结果将直接影响退役方案的制订和实施。本工作针对某放射性废水蒸发池退役进行的源项调查。     

101重水研究堆安全关闭过渡期放射性源项调查

针对我国第1座研究性反应堆（101重水研究堆）安全关闭过渡期的放射性源项调查,采用对可达部位取样分析与理论计算相结合的方法,给出了堆本体主要部件的中子活化源项。采用现场测量和对管道、设备内壁取样的方法获取了回路系统污染源项。另外,对反应堆厂房构筑物地面和墙面的污染水平、乏燃料保存水池和废树脂等进行了较为全面的现场测量和取样分析。通过源项调查,初步掌握了101重水研究堆退役的主要放射性源项的特点和存留量。     

退役反应堆放射性活化源项计算

本文建立了退役反应堆活化源项的计算模型,通过临界计算验证了模型的正确性。介绍了对于距堆芯较远的区域采用分层计算和分步计算的重要意义,通过MCNP和ORIGEN程序相结合,计算了距堆芯较远处的支撑裙、铅支撑筒内侧和外侧钢板样品和一次水箱外筒的预留样品⁶⁰Co比活度,计算值与测量值的偏差满足退役工程设计需求,表明本文所建立的退役反应堆放射性活化源项计算方法和模型是适用的。     

某研究所放射性实验设施退役工程源项调查

辐射安全研究部监测与评价室2006年承担并完成了某研究所放射性实验设施退役工程的源项调查。源项调查在整个退役过程中是非常重要的一个环节，作为退役工程不可缺少的一部分，源项调查本身就是一个独立的工作，其结果为退役方案的制定、环境影响评价以及最终的退役实施提供最基础、最重要的依据。     

核设施退役后土壤中容许剩余放射性水平和其他一些标准

对污染土壤的处置，是核设施退役过程中最后果重要的补救措施之一；土壤中的剩余放射性又构成了退役后对公众产生直接和经常照射的主要源项。因此对退役场址土壤中容许剩余放射性水平的确定是核设施退役中最关注的一个问题，本文在考虑到我国退役工作需要的基础上，着重介绍了国际上对ＡＲＣＬ的确定方法及其有关因素的考虑。     

聚变堆水冷回路中多物相活化腐蚀产物计算分析

聚变堆水冷回路中结构材料与冷却剂接触后产生的腐蚀产物随冷却剂流经堆芯辐照区时,极易被中子活化,活化后的腐蚀产物形成一个辐射场,在反应堆维护及检修过程中会对工作人员产生较大的职业照射剂量。在活化腐蚀产物源项分析程序CATE V2.1的基础上,对计算模型进行改进,开发出基于四物相三节点模型的活化腐蚀产物源项分析程序CATE V3.0,全面考虑了活化腐蚀产物的多种物质形态(氧化层、沉积层、离子、颗粒)在水冷回路中的主要行为,从而可以更加准确地评估活化腐蚀产物导致的迁移源项。使用活化腐蚀产物源项程序CATE V3.0对国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)的偏滤器水冷回路进行建模仿真,计算得到了活化腐蚀产物的成分和放射性活度在偏滤器水冷回路中的分布以及随时间的变化规律,并将CATE V3.0模拟得到的放射性活度通过点核积分程序计算出反应堆正常运行1.2 a的剂量率。结果表明:辐照区的放射性活度主要来自氧化层,非辐照区的放射性活度主要来自沉积层;在反应堆运行期间,放射性活度主要来自短寿命核素64Cu和60Com,但剂量率主要来自长寿命核素58Co和60Co;停堆后,短寿命核素会迅速衰变消失,长寿命核素成为水冷回路中的放射性活度和剂量率主要贡献者。     

基于三维输运方法的压水堆主冷却剂~(16)N源项计算分析

在反应堆功率运行期间,一回路冷却剂水中的~(16)O受高能中子照射,活化生成~(16)N。~(16)N衰变会释放出高能γ射线,是反应堆内冷却剂系统放射性的主要来源。对一回路冷却剂中~(16)N源项进行计算可为反应堆屏蔽设计提供依据。~(16)N活度浓度及其在一回路中的分布是安全审评中的关键参数。为了精确计算~(16)N源项,本文首先使用JSNT程序计算了堆芯及其相邻区域的高能快中子注量率分布,然后考虑冷却剂在反应堆压力容器内的流动和照射情况,以及其在一回路中的流动和衰变情况,编制了~(16)N源项计算程序,在计算过程中考虑了快中子注量率的三维分布。以某三代压水堆核电厂为例计算了~(16)N源项在一回路中的分布。计算结果表明,使用三维中子注量率分布可以得到更精细的~(16)N源项分布;上下腔室内中子注量率对一回路中~(16)N源项分布影响很小,可以不予考虑。     

石墨中~(36)Cl分析的溶样技术

在反应堆退役过程中,为了使放射性废物最小化,需对石墨中的~(36)Cl进行分析。采用浓硫酸、浓硝酸和高锰酸钾的混合溶液溶解石墨样品,建立了石墨的溶样方法。该溶样方法对~(36)Cl的化学回收率大于89.38%。     

浅谈回旋加速器退役拆解过程中实现放射性废物最小化的方法

本文主要针对陕西某三甲医院回旋加速器实施退役过程中,放射性废物最小化处理方法的分析和总结,旨在为今后类似回旋加速器退役治理过程中放射性废物处理提供良好的实践经验。本文中的回旋加速器主要用于生产医用放射性同位素,因设备老旧无法满足生产要求,故对其实施退役,以达到场所和设备清洁解控的目的。本次退役范围主要包括回旋加速器主体及主机房、药物合成室及其配套用房,需要进行清洁治理的为回旋加速器主体及主机房。在对回旋加速器进行拆解和大块部件切割之前和切割过程中,进行现场监测和实验室采样分析,通过现场监测结果和产生的放射性废物源项分析,按照废物最小化原则,对低放射性废物和极低放射性废物进行分类收集整备并送贮,对达到清洁解控水平的部件进行清洁解控与资源回收利用。本次退役共产生放射性废物约25吨,依据本文论述方法分拣出的可解控废物约12吨,实现了废物最小化。     

压水堆核电站一回路~(16)N源项计算模型的优化

~(16)N是压水堆一回路冷却剂中的主要活化产物,也是一回路中的主要辐射源。本文在传统~(16)N源项计算模型的基础上,根据堆芯内冷却剂的流向,考虑堆芯区域以及下降段区域的中子通量差异,将堆芯划分为活化区域以及反射区域,并建立了相应的计算模型,以典型三代压水堆核电站为例进行了计算与验证,计算结果与技术文件吻合良好,偏差在10%以内,验证了模型的正确性。最后分析了一回路典型部位的~(16)N平衡放射性活度浓度,发现在反应堆堆芯出口处最高,随着冷却剂流向逐步减少。研究结果表明,优化的计算模型可更准确计算压水堆核电站冷却剂的~(16)N源项,为分析反应堆一回路的辐射源项提供参考依据。     

水冷聚变堆活化腐蚀产物源项分析程序开发

对于采用水冷方式的聚变堆,主要的放射性源项是水冷回路中的活化腐蚀产物,它会对反应堆的屏蔽设计、人员防护以及事故后果产生重要影响。本文为水冷聚变堆开发活化腐蚀产物源项分析程序CATE,该程序基于两项均匀模型构建浓度平衡方程组,全面考虑了活化腐蚀产物在水冷回路中的主要行为,包括腐蚀、释放、溶解、沉积、活化、衰变、净化等,并采用Runge-Kutta方法对浓度平衡方程组进行数值求解。使用CATE程序对国际热核聚变实验堆(ITER)的偏滤器冷却回路进行建模仿真,计算得到了活化腐蚀产物的成分和放射性活度在冷却剂中和管壁上的分布以及随时间的变化规律。与国际上同类程序PACTITER和TRACT相比,CATE程序的计算结果无论是在数值上还是趋势上都是合理的,可为ITER和CFETR(中国聚变工程实验堆)等的技术评审提供源项数据支持,在增加相应数据库后,还可应用于液态金属冷却反应堆的源项分析。     

退役源项刍议

本文论述了退役源项在核设施退役中的重要性,定义了什么是退役源项.本文主要从退役源项计算的内容和时间两方面对退役源项的计算进行分析,没有涉及具体的计算方法.由于退役方式的不同将导致退役源项的特征有很大的差异,因此本文就退役方式对退役源项的影响做了详细的分析.     

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。     

乏燃料后处理厂强放区域退役初始源项调查研究

随着退役治理专项工作的有序推进,我国早期乏燃料后处理等设施现已转入退役关键阶段,获得放射性特性数据等是退役前必须做的重要工作。本文首次依据我国遗留后处理厂退役初始源项调查科研任务,以工程现状、退役对源项的需求和测量技术基础作为出发点,确定了强放区域的调查原则、调查要求,通过系统设计,集成开发了以无损测量方法作为主要调查手段、面向在线工艺系统的放射性特性调查成套测量技术,为后处理厂强放区域退役奠定了源项基础。本文重点论述了总体设计中遇到的关键技术问题,以及如何运用这些技术解决问题。该方法的总体设计思路具有示范作用,可以作为设计复杂退役调查技术决策的重要依据。     

一种新的放射性同位素热源

【英国《核工程师学会杂志》1980年1,2月合刊报道美能源部太平洋西北研究所正在制定一项计划,准备研究一种先进的氟化锶(~(90)Sr)放射性同位素热源。该工作的主要目标是,要在放射性同位素发电机的应用中有效和安全地使用密封的氟化锶。锶-90是核燃料循环中的副产物,可从汉福特退役军用生产堆的辐照燃料中得到。~(90)Sr经纯化,然后转化为氟化锶,氟化锶可用作边远地区电站(例如无人控制的装置、信号灯和气象站)发电的热源。     

压水堆核电站检修过程中气载放射性源项及防护

介绍了压水堆核电站检修过程中的气载放射性源项:放射性气溶胶、放射性碘和放射性惰性气体,对3种源项的特点及其辐射防护分别进行了说明。     

放射性废物库退役源项的调查

依据我国现行法规及标准,建立一套适用于放射性废物库退役源项调查的参考方法,并结合案例分析对建立的调查方法进行探讨,该案例应用此方法在未取得库体内放射性废物的情况下使用有限的监测数据作出了放射性废物量的合理估算。     

某反应堆放射性存留量实验测定

采用实验室取样分析方法确定某反应堆(压水堆)退役后堆内部件、压力容器和一次屏蔽等活化部件中放射性存留量活度。给出了活化样品中主要放射性核素和辐射特点,介绍了实验中采用的仪器设备和测量方法,以及采用样品活度推导各部件总活度的方法,并给出了反应堆停堆8年各部件中的放射性活度。取样分析表明,反应堆运行终止时放射性存留量主要集中在堆内部件中,占总存留量的94%,压力容器放射性存留量占6%,与之相比,一次屏蔽中的放射性存留量可忽略。