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。     

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。     

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。     

北京城市放射性废物库的源项调查

北京城市放射性废物库是我国建成的第一个收储城市放射性废物的暂存库。经过 3 0多年运行 ,目前已经停止收贮工作 ,准备退役。本工作是该库退役之前的源项调查工作。经调查 ,北京城市放射性废物库共收贮了 5 70m3的放射性废物和 2 5 82个放射源 ,总活度 8.3 9× 1 0 12 Bq。     

12 核设施退役现场γ污染测量技术研究

在核设施退役中，放射性污染源项的确定是十分重要的基础工作。其中，利用装置和相关技术对污染核素、污染水平、污染热点进行现场直接测定是一项关键性技术。     

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。     

核电厂退役源项分析

为指导核电厂退役过程中的环境影响评价和人员辐射防护,需要对退役过程中的放射性源项进行分析。通过对退役三个阶段的放射性源项产生机理进行研究,分析得出堆芯周围金属结构的活化源项,以及沉积在主辅回路的活化腐蚀产物,是退役源项的主要贡献,典型放射性核素包括~(60)Co、~(63)Ni、~(110m)Ag等。给出了基于中子辐照史的活化源项计算方法,可用于退役源项的定量估算。     

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。     

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。     

核设施退役现场γ污染测量技术研究

在核设施退役中,放射性污染源项的确定是十分重要的基础工作。其中,利用装置和相关技术对污染核素、污染水平、污染热点进行现场直接测定是一项关键性技术。本课题采用1台HPGeγ谱仪,利用准直、实验刻度和蒙特卡罗方法计算相结合的技术,确定了现场污染设备的污染核素及污染水平。同时,建立了1套γ污染扫描和热点定位装置,经利用准直、摄像、步进测量技术,从而很好地实现了在不靠近污染设备和周围辐射干扰很强的条件下,对γ污染核素及其水平的测定。其研究成果可以在退役活动源项测量中发挥很好的作用。核设施退役现场γ污染测量技术研究@…     

某硬岩型铀矿退役治理源项调查

源项调查是核设施退役治理前期的重要工作。通过具体实例分析,探讨了某硬岩型铀矿退役治理源项调查的监测内容和方法、方案设计、调查实施和数据处理等内容。可为铀矿冶及伴生矿退役治理项目的前期工作开展提供参考。     

某单位放射性同位素容器清理池退役源项调查

介绍了某单位放射性同位素容器清理池退役前源项调查实践。源项调查过程充分考虑了清理池历史资料缺失、污染类型复杂多样以及可能存在226Ra源等问题,成功完成了清理池的源项调查。同时总结了本次源项调查中碰到的几个问题的处理经验。     

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。     

MCNP程序对某坑式废物库贮存废物放射性活度验证计算

某废物库退役源项调查是废物库退役工程前期工作,为退役设计提供源项输入。根据现场辐射水平测量结果,利用点核积分原理,通过γ辐射水平与γ射线注量之间的关系,反推出废物的放射性活度。为评价计算结果,利用MCNP程序进行了验证计算。点核积分计算结果为6.4×1014Bq,MCNP验证计算结果为4.82×1014Bq,表明点核积分计算结果偏保守,满足工程设计需要。     

ASTM E1892-15核设施退役特性鉴定计划编制的标准导则

<正>本标准导则适用于编制核设施特性鉴定退役计划,以定义允许退役计划的设施内放射性和化学污染的类型、量级、地点和范围。本标准导则增加了ASTM E1281《核设施退役计划》中指明的关于设施特性鉴定的指导,但并未涉及无条件使用而豁免设施或厂址所需的方法。本导则特别针对以下方面:(1)退役计划的第一步是数据质量目标的特性鉴定;     

铀尾矿库退役后的污染源项调查方法

从源项调查的目的、意义、基本内容和主要方法等方面进行了研究,分析了国内该方面研究工作的主要动态,指出了目前源项调查工作存在的主要问题,并对退役治理工作提出了合理的建议。     

某研究所示踪网室退役拆除项目辐射监测

本工作包括某研究所示踪网室退役拆除过程监测和终态监测。根据源项调查、退役拆除方案及辐射防护大纲,制定了示踪网室退役拆除过程的监测方案,对整个退役拆除项目进行了全过程跟踪测量。     

核设施退役源项调查会议--IAEA专家报告内容简介

1　前言核设施退役源项调查会议于 2 0 0 4年 1 0月1 1～1 5日在北京举行。会议由国家环保总局核安全中心和中国原子能科学研究院共同举办。包括IAEA的三名技术官员在内 ,国家环保总局核安全中心 ,以及国内相关研究单位的2 0多名代表参加了本次会议。本次会议旨在结合目前国内核设施退役源项调查中存在的一些问题 ,向IAEA技术专家学习 ,以促进我国核设施退役工作的发展。会议主要涉及源项调查的基本内容和核设施退役数据的记录管理。Mr.DennisW .Reisenweaver(美国 )介绍了历史场址的评估 ;Mr.DouglasG .Draper(美国 )介绍了源项调查…     

过滤器中放射性核素总量γ无损测量方法研究

准确评估放射性工作场所整体拆除的空气过滤器中的放射性核素滞留量,对核设施退役源项调查、过滤器废物的处理处置具有重要意义。论文介绍了放射性工作场所整体拆除过滤器中放射性核素滞留量的γ无损测量及评估方法,整体测量分析结果与对过滤器初、次级的单独测量结果之和基本吻合。实验结果表明,整体测量两级过滤器组件总放射性核素残留量结果的不确定度不大于21%,可满足相关规定和要求,可为过滤器废物的整体处置提供重要依据。     

关于NORM开发利用设施退役源项调查方法的探讨

通过对以往实践经验进行总结,依照我国现行法规及技术标准,参考国际技术标准和国外良好实践,建立了一套适用于NORM开发利用设施退役源项调查的参考方法,并结合案例分析对调查方法的要点进行了探讨。这种方法的优点是,在保证调查结果可靠的前提下,将大量的实验室分析工作代之以现场监测,从而减轻了实验室的工作负担。希望对今后同类工作的开展提供参考。