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。     

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.     

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。     

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。     

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稳定性测试

对移动式高活度废放射源整备装置的屏蔽体采用单面墙体进行结构稳定性测试,为整备装置屏蔽体设计提供基础参数。测试时采用电测应力法,对屏蔽体单面墙的外表面以及肋板、拉杆进行应力应变测试。测试结果表明,各测点的最大拉力远小于可承受的最大拉力,所测试的结构安全,整备装置结构稳定。     

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。     

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。     

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。     

广东大亚湾核电站周围建筑物辐射屏蔽因子的计算

采用点核积分方法计算了广东大亚湾核电站周围建筑物对地面沉积源的屏蔽因子，计算中考虑了地面沉积源，外墙沉积源及屋顶沉积源对室内计算点剂量的贡献，还考虑了用0．5MeV,0.75MeV,1.25MeV三组能量光子分别代表软、中、硬三类光子，计算结果给出了一层尖顶建筑物，老式二层楼房，新式三层楼房和多层大型办公楼房对平面沉积源的屏蔽因子推荐值分别为0．22，0．15，0．10和0．03，文中对外墙厚度，门窗面积与外墙总面积之比较及光子能量对屏蔽因子的影响进行了讨论。     

电沉积法制备镍-63放射源工艺研究

微型核电池用镍-63放射源要求放射源表面发射率高、镀层薄、衬底小,以小体积、高比活度、低镍浓度的镍-63溶液作为电沉积液,建立一种直流恒流电沉积制备镍-63放射源的方法。采用该方法,衬底为紫铜材质、Ni²⁺浓度为1 g/L、电沉积液pH为3.5～4.5、氨基磺酸浓度为0.1 g/L条件下电沉积1 h,电沉积率可达95.8%。制备的镍-63放射源源片镀层紧密、光亮,厚度0.3~1.6 μm,其表面发射率最高可达2.40×10⁷ s^-1·(2πSr)^-1,活度最高可达1.89×10⁹ Bq,满足微型核电池的应用需求。同时,通过对剩余电沉积液进行回收、组分调节,实现了电沉积液的重复利用,减少了镍-63原料的浪费。     

~(60)Co放射源运输容器屏蔽性能检测

工业及医疗用放射源主要包括60 Co、137 Cs、131I、32P、153Sm、99 Mo、90Sr、89Sr等核素,射线形式有α、β、γ、中子等。本文针对运输活动中γ辐射,使用现有的60 Co放射源运输容器,开展辐射屏蔽性能检测技术研究。通过模拟计算和实验测量,得到运输容器最大装载活动情况下外部辐射水平,并对计算和实验结果进行了比较。针对放射源在屏蔽容器中安放位置发生偏移和放射源在容器中安放方式不同对容器外部的辐射水平影响进行了相关研究。研究结果可对今后完善放射性物质运输容器的辐射屏蔽性能检测提供一定的借鉴。     

Effect of Grain Size of AgNO3 Loaded in Porous Material on Adsorption of CH3I

In the development of a new chemical decontamination method which provides a high decontamination effect, less corrosion of base metal, and less radioactive waste generation, we developed a decomposition method for oxalic acid coexisting with hydrazine to decrease the amount of radioactive waste.

Using a catalyst of 0.5 wt% Ru supported by activated carbon grains, we decomposed oxalic acid and hydrazine, simultaneously and efficiently, with a stoichiometric concentration of H₂O₂2. The decomposition ratios were decreased by the deposition of oxides. But even if the simulated reducing agent solution with high concentrations of coexisting Fe and K ions, which negatively effect decomposition ratio, was decomposed, the decomposition ratios of oxalic acid and hydrazine were kept high during decomposition of the amount of reducing agent used in actual chemical decontamination.

Additionally, we examined the deposition ratios of metal ions on the catalyst as metal oxides. These results indicated about 2% of the radioactive species which were removed by the chemical decontamination were deposited on the catalyst column. ⁵⁹Fe and ⁵¹Cr were estimated to be about 90% of the total deposited amount of radioactive species and about 60% of the dose equivalent in the model calculation. But this problem should be easily dealt with by using shielding.     

核电站辐射控制区放射性废油收集容器优化改进探索

核电站在日常生产及大修过程中,辐射控制区内系统设备检修会产生大量放射性废油和非放射性废油。废油收集存储缺乏专用的容器,临时容器存在多种技术及管理问题。本文设计一套核电站辐射控制区放射性废油收集装置,以解决塑料桶和不锈钢桶等临时贮存容器存在的:存储空间小、稳定性差、易老化破损、易漏油、易沾污及污染扩散、去污难度大、无放射性屏蔽防护功能等一系列问题,样机经实践检验,可满足设计要求,希望为业内同行提供参考。     

基于MC方法的高放废液玻璃固化厂屏蔽窗辐射屏蔽性能设计研究

屏蔽窗是高放废液玻璃固化厂重要的观察设备,安装在热室与操作廊之间的混凝土墙体内,起辐射防护和气密通风隔离作用.为确保厂房运行人员所受的照射剂量控制在电离辐射防护标准的限值内,需要对屏蔽窗的辐射屏蔽性能进行优化设计.本文使用MCNP蒙卡模拟程序,对硼玻璃和铅玻璃两种屏蔽窗进行辐射屏蔽性能的蒙卡模拟研究,计算出能保障运行操...     

山西省放射性废物库库区环境γ辐射水平监测

山西省放射性废物库是放射性固体废物和废放射源贮存库,其辐射安全必须符合国家有关规定的要求。对山西省放射性废物库库区环境γ辐射剂量率的监测结果表明,库区环境γ辐射水平满足《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术要求（试行）》中库房内源坑盖板上方0.5 m处γ辐射剂量率不超过20μGy/h、源库墙外表面0.2 m处γ辐...