国家废源库废放射源近地表处置活度限值研究

在统计分析国家废源库现存废放射源核素种类、数量、活度分布的基础上,对废放射源进行了分类筛选,以废放射源近地表处置为目的,从长期安全性的角度,推导了可近地表处置的主要核素的活度上限值.并以此限值估算了国家废源库废放射源近地表处置的减容效果.     

低放固体废物核素活度浓度上限值的推导

介绍了近地表处置设施在300 a监护期前及其以后的任何时间,公众个人及闯入者通过各种途径的受照剂量分别小于剂量限值时所要求的低放固体废物核素活度浓度上限值的推导方法及过程。以我国放射性废物近地表处置的基本安全要求为前提,并以遥田处置场和北龙处置场为对象,分析处置设施关闭后各景象的核素迁移过程和照射途径,建立各景象核素迁移的概念模型、数学模型,并计算各景象对人类产生的照射剂量。假设核素活度浓度与剂量之间呈线性关系,推导满足剂量准则下各景象各放射性核素的活度浓度上限值,选择最小的上限值,从而确定出低放固体废物各核素活度浓度上限值的量级。     

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。     

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。     

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。     

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。     

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。     

中低放废物的近地表处置（八）

中低放废物的近地表处置（八）９中低放废物近地表处置场的关闭及关闭后控制９．１关闭程序及关闭后控制要求９．１．１一般情况和规定状况一般来说，一个放射性废物处置场的运行寿命是有限的，通常只允许处置限定数量的废物。尽管可能难以确定一个准确的关闭时间，但还是...     

浅议废旧放射源的管理

本文阐述了废源的潜在风险,并简要地介绍了国内外废源安全处理与处置的技术现状;在分析我国废源安全管理所面临问题的基础上,提出了相关的监管策略和两个特殊问题的处理建议。     

退役密封放射源回收再利用现状及存在问题探讨

越来越多的退役放射源对环境造成了很大的压力,对可再利用密封放射源的回收再利用也越来越得到有关部门的重视。本文介绍了我国目前使用的常见密封放射源种类、拥有数量情况,退役或闲置密封放射源的处置及回收再利用现状;并分别就可回收再利用的退役^60Co远距离治疗源、^137Cs工业辐射源、^60Co伽马刀治疗源在本公司再利用的现状,对不能再利用的密封放射源整备收储做了简单介绍;同时针对在退役密封放射源回收再利用领域存在的问题提出建议。     

放射性废源的安全管理与处置

本文阐述了放射性废源的产生和安全问题;讨论了加强管理的必要性和国务院笫449号令提出的相关措施;给出了国际原子能机构和我国发布的有关密封源管理的法规和标准;介绍了放射性废源的安全处理和整备技术,重点介绍了现在国外废镭源的整备技术.     

某辐照厂废放射源治理

某辐照厂于2012年开展了对于⁶⁰Co废放射源的治理工作,主要包括源项调查、回取前准备、废源回取、回取后检查、废源装入铅罐及废源送贮等。经核查,共有⁶⁰Co废源166 枚,总活度6.39×10¹⁴ Bq,分别装入3个铅罐中,并完成废源送贮。     

某辐照厂废放射源治理的经验教训

建于1984年的某辐照厂停产多年后于2012年开展了废放射源的治理工作,实际工作中发现因年代久远和管理不善,存在源项资料不全和整备回收外部条件不具备的现象。本文总结了此次治理过程中的经验教训,并对以后的工作提出了建议。     

从废旧~(63)Ni放射源中回收~(63)Ni原料技术

为了从废旧63 Ni放射源中回收63 Ni原料,对物理方法、化学方法和电化学方法优缺点进行比较后确定了电化学方法为较优工艺,本研究优化得到电化学法退镀液的组成、浓度以及工艺参数,该方法回收的63 Ni原料比活度较高,可以重新用于63 Ni源的生产。