铀同位素浓缩试验装置退役设备去污废液的净化及水泥固化处理

本文概述了铀同位素浓缩试验装置退役设备去污废液的净化处理及其水泥固化处理的原理及主要工艺过程,并讨论了固化体的主要性能及其对环境的影响.     

铀同位素浓缩试验装置的退役处理

1985年9月至1986年12月完成了一套铀同位素浓缩试验设施的退役.本次退役属第三类退役形式,要求设施全部拆除迁离,厂房改作其它用途.退役活动包括:设施拆除、部件拆卸解体、包装、运输、去污、辐射监测、废物管理及物资处理.依靠以化学方法为主,辅以机械的和熔炼方法的去污手段,使1300吨金属部件表面污染水平降至允许限值以下.退役废物总量约50吨.监测结果表明,退役活动未造成对人员、环境明显影响.     

铀同位素浓缩试验装置退役废水处理试验研究

铀试验装置退役废水含铀浓度高(133～4875mg/L),碱度大(182～1019mN/L).本研究采用沉淀、酸化去碳、吸附等工艺进行废水处理.先加入工业烧碱,在PH>13时废水中95%以上的铀可集中于沉淀中;再加入沉淀母液酸化去碳,在PH≈7时以5-6床体积/日的流速流经硅胶一树脂串联柱,出水含铀小于0.05mg/L,不用稀释即可排放.     

反应堆退役放射性废金属的熔炼处理

反应堆退役将产生大量放射性废金属。熔炼处理可使其减容、再循环再利用。以大量减少放射性废物处置量。回用绝大部分金属．熔炼处理有减容、整备、包容放射性核素、降低比活度、便于放射性监测等优点和产生二次废物、对一些放射性核素的去污效果不理想等缺点．因此，采用这项工艺要预先用其它去污工艺去污，预计去污效果和落实再循环再利用的去向，还必须有效控制二次废物．     

铀同位素浓缩试验装置退役中的辐射防护与监测

在铀同位素浓缩试验装置退役处理的全过程中,针对其危害因素及可能存在的照射途径,采取了相应的防护措施;对污染件去污前、后表面残留活度进行了监测,以检验去污效果,监测工作场所、环境和操作人员,以了解退役活动造成的污染.结果表明,绝大多数污染件的去污达到了控制标准的要求;退役操作后没有对环境、人员造成严重污染或危害.     

反应堆退役放射性废金属的熔炼处理

反应堆退役将产生大量放射性废物金属,熔炼处理可使其减容、再循环再利用,以大量减少放射性废物处置量,回用绝大部分金属。熔炼处理有减容、整备、包容放射性核素、降低比活度、便于放射性监测等优点,但会产生二次废物、对一些放射性核素的去污效果不理想等缺点。因此采用这项工艺要预先用其他去污工艺去污,预计去污效果和落实再循环再利用的去向,还必须有效控制二次废物。     

铀同位素浓缩试验装置退役设备零部件的化学去污

本文概略地介绍了铀同位素浓缩试验装置退役设备零部部件去污所采用的主要去污方法(化学去污法)的原理、工艺过程和去污效果.     

铀同位素浓缩试验装置退役中金属回收利用的经验教训

某铀同位素浓缩试验装置的退役是20世纪80年代完成的一项工作,它是我国首个完整的核设施退役工程实践,其工作中心内容是铀污染金属的去污和回收利用。本文对此项工作进行简要回顾,从退役理念、残留污染水平、去污路线、去污研发与实践、社会心理影响等方面进行经验教训的总结,以期对今后放射性污染金属的回收利用工作有所帮助。     

铀同位素浓缩试验装置退役金属零部件化学去污剂的选择和去污程序

为了回收利用退疫的设备和减少放射性固体废物体积,对退役设备的各种金属零部件需进行去污处理.本文通过实验选择了铜、镍、钢和合金铝等材料构件的去污剂并推荐了去污程序.     

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。     

国营二二一厂核设施退役实践

本文介绍原核工业国营二二一厂的核设施退役实践。文中概述了退役工程的前期准备,退役执行标准或限值,退役工程的组织管理和质量保证体系,退役工程的施工,去污方法,施工辐射监测,污染物处置,终态验收以及退役中的辐射防护等。退役工程经国家验收后,原二二一厂的厂房、设施和场地已经移交青海省安排使用。     

铀矿冶设施退役治理中若干问题的探讨

本文主要介绍国外铀矿冶设施退役治理状况,对其中的监测、剂量估算、覆盖、水处理和尾矿库稳定化等方面存在的问题进行了探讨,并提出了我国在这方面工作的一些看法.建议我国应注意吸取其它国家在铀矿冶退役治理方面的经验教训,加强治理中的监测和数据库方面的工作,剂量估算应重视实测值的应用,尾矿库覆盖设计和水处理方面应注意学习和借鉴其它国家的先进经验,并加强退役治理的管理工作.     

对铀矿冶设施退役工程辐射防护标准问题的讨论

本文将铀矿冶设施退役工程的辐射防护标准问题按实施过程、退役终态和废物处置分别予以考虑。根据国际放射防护委员会(ICRP)新建议书的原则区分实践和干预两类活动,在应用实践和干预的防护体系及豁免原则时进行防护最优化,可使辐射防护标准适应不同的情况和需求。     

反应堆退役废物中氚含量的测定方法研究

本文介绍了反应堆退役废物如不锈钢、碳钢锈垢、合金铝和水池底泥固体样品介质中氚含量的测定方法。建立了高温加湿解析、催化氧化、鼓泡器收集的分析方法，并对该方法中有关参数的确定及测量结果的准确性进行了讨论。     

核设施的退役

本文对核设施退役的概念、现状等作了简单介绍。     

核设施退役中几个值得重视的问题

本文阐述了核设施退役中一些重视的问题,包括：退役的级别问题;退役必须有周密的计划;搞好源项调查;优选去污工艺;采用安全可靠的切割解体技术,必须高度重视废物最少化;高度重视安全问题;重视人员培训和安全文化素养的提高;安排好废物的最终出路;相关标准和导则的编制。     

便携式铀丰度仪的研制

研制了用于测量新燃料组件或新燃料元件￣（２３５）Ｕ丰度的便携式铀丰度仪。仪器采用带￣（２４１）Ａｍａ源的φ２０×２０Ｎａｌγ探头，具有高压自控稳定的特性，仪器的电子学线路全部密集安装在３２６×１０６×１７６的枪式箱体内，具有小型、轻便的特点。仪器在测新燃料组件中￣（２３５）Ｕ丰度时，测量的精度好于±２．０％，同时可扫描测出组件中的装料长度。     

中放废液沥青固化设施安全评价

文章对中国原子能科学研究院研制的中放废液沥青固化设施作出了安全评价。该设施在热试验运行中,工作人员所受平均外照射月剂量当量为0.136×10~(-2)Sv,个人最大外照射月剂量当量为0.390×10~(-2)Sv;释放到环境中的放射性物质远低于允许限量;把操作温度严格控制在170℃以下,避免了沥青固化物的燃爆危险。文章还简述了该设施的结构特点、主要工艺流程以及辐射防护安全措施。     

核设施及辐射设施退役理念的重要变化

本文介绍了核设施及辐射设施某些退役理念的重要变化。这些变化为：强调退役问题不仅是设施的末端行为,应作为整个工程项目的一部分,在选址、设计、建设和运行期间就要考虑退役计划和管理;引入了新的术语“便利退役”;退役的“三个阶段”(封存监护、有限制开放和无限制开放)论点的淡化。这些理念的变化,在退役的执行和对退役项目的管理两个方面都是值得关注的。     

核设施退役过程中辐射测量的一般问题

本文叙述了设施退役的阶段划分和退役过程吕辐射测量的一些问题，主要包括退役前源项调查中辐射测量的目的、内容和方法，退役施工过程中的施工辐射监测，以及退役施工结束后终态辐射检测和终态验收检测的有关问题。