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。     

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.     

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。     

某院钴源院区退役项目源项调查

辐射安全研究部监测与评价研究室承接某院钴源院区退役源项调查，该院区的总面积约为4400m^2，其中，建筑面积约2450m^2，建于20世纪60年代初，曾进行过动物实验（辐照和食入）。20世纪80年代后主要用于各种医药消毒辐照，该院区内有废源库1间（约8m^2），     

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。     

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。     

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。     

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.     

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。     

秦山一期堆本体退役源项估算及辐射场可视化

针对我国秦山一期核反应堆实际情况,利用蒙特卡罗程序建立了细化到燃料棒结构的全堆芯pinby-pin模型进行中子输运计算,并对计算模型的可靠性进行了验证;基于堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行史的情况下,利用燃耗计算程序计算了反应堆停堆后的中子活化产物作为堆本体退役源项的估算结果,并对源项产生的三维辐射场剂量分布情况进行了可视化建模与分析,模拟结果与理论分析一致。本研究是下一步建立我国秦山核电厂退役技术安全验证和虚拟仿真平台的关键性基础工作。     

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。     

铀矿冶设施退役治理工程现状与后评估思路探讨

铀矿冶设施退役治理和恢复环境已经引起了设施所在地政府和附近居民的高度关注.本文阐述了铀矿冶设施退役治理工程现状,分析了开展铀矿冶设施退役治理工程后评估的必要性,提出了我国铀矿冶设施退役治理工程运行状态质量后评估思路.     

源项调查技术在某核电站源项异常分析中的应用实践

源项调查技术已经在国内外核电站广泛应用,源项调查所获得的核素种类、表面活度、核素剂量率贡献占比等信息是重要的源项基础数据。这些数据为源项控制策略制定、源项异常分析、辐射屏蔽设计、机组源项信息建档等工作提供了重要支撑。文章介绍了某CPR1000机组使用碲锌镉γ谱测量系统开展源项调查的情况,以及通过源项调查结果辅助确定机组源项异常原因的实践经验。     

300^#反应堆乏燃料元件源项估算方法研究

本文阐述了300^#反应堆燃料元件芯体的主要元素成分，分析了裂变产物及其特性，给出了乏燃料元件源项估算的基本原理，初步选择了源项估算的基本原理，初步选择了源项估算程序，描述了输入数据的形成及其统计、计算方法，表明了计算及结果处理方法。     

300~#反应堆最终装载燃料组件源项评估

快速补全运行历史数据库。改进后的ORIGEN2程序及其辅助程序计算流程化,可适应短运行时段。利用其计算多个时刻反应堆最终装载下燃料组件的源项数据,以此确定反应堆乏燃料外运时间表,从而能及早开展反应堆退役相关工作。计算结果提供的数据,是外运时辐射防护评估的主要依据。     

核设施室外排风管道退役实践

核设施排风管道达到寿期后一直处于封存监护状态,需要尽快完成管道的退役拆除。本文介绍了室外风管退役工艺流程、源项调查方法及结果、施工场地布置,退役实施及公众舆论应对措施。实践结果表明退役工艺合理可行,平均每天退役风管长度10 m;退役实施对环境基本没有影响;公众舆论应对措施有效。国内科研院所即将退役核设施排风管道数量很多,运行经验与本文基本一致,本文可供今后类似退役项目参考借鉴。     

核设施退役源项调查会议——LAEA专家报告内容简介

核设施退役源项调查会议于2004年10月11～15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20多名代表参加了本次会议。     

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。     

关于河南省某辐照厂卡源后的退役

介绍了在处置发生卡源故障的某辐照厂实施放射源退役的过程中,因为货物的倾斜导致了护源罩与下部焊接开缝,工作人员在倒源的过程中发现一枚源因外力作用导致外壳受损.后经对周围环境永、土样、及周围环境检测,未发现放射性污染.