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。     

核设施退役γ源项现场测量技术研究(英文)

非破坏性分析技术(NDA)是核设施退役特性调查中的重要技术之一。就地γ谱仪是一类可专门用于核设施建筑物和现场清污测量、放射性污染源项调查的NDA装置,其探测器必须进行合适的校准。报告给出一种新的用于核设施退役中放射性非破坏性测量的就地HPGeγ谱仪探测器的校准技术,即蒙特卡罗方法模拟计算校准技术。采用校准了的一台就地HPGeγ谱仪对中国原子能科学研究院的核设施/实验室的不锈钢管和不锈钢罐进行了现场就地测量分析,同时取样进行实验室样品分析;还对核工业航测遥感中心的大体积辐射模型(铀、镭、钍)进行了就地测量分析。就地测量结果与实验室样品分析结果及大体积辐射模型标称值的相对偏差小于±45.0%。     

半球形CdZnTe伽马谱仪在放射性"热点"测量中的应用

核设施退役过程中,对退役场所进行"热点"调查(包括"热点"定位,活度测量等)是非常重要的.为了配合伽马相机在热点调查后对"热点"进行更为精确的测量,建立了一套配有铅屏蔽准直器的CdZnTe伽马能谱系统,用Visual c#语言编写了便于现场操作的谱分析软件MiniAnalysis,对现场用CdZnTe谱仪测得的能谱进行...     

基于高纯锗探测器的核电厂一回路系统辐射源项就地γ谱测量

针对核电厂一回路系统管道内壁沉积的腐蚀活化产物,开展γ辐射源项就地测量技术研究。基于高纯锗探测器开发了辐射源项就地测量系统(Sterm-HPGe),利用蒙特卡罗软件进行了无源效率刻度,并开展了实验室效率验证工作。在300~1 408 ke V能量范围内,HPGe探测器在无准直器屏蔽和有准直器屏蔽情况下,点源全能峰效率计算值与测量值的相对偏差分别在±5%和±10%以内。测量系统在我国压水堆核电厂进行了现场应用,能够较准确地测量出管道内60Co、58Co、110mAg等典型沉积核素的源项活度,管道表面剂量率的计算值与测量值的相对偏差一般在±40%以内。     

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。     

PCM100 G Xγ辐射检测仪的物理性能测试

PCM100 G Xγ辐射检测仪是一种小型的测量放射性污染的仪器,可以对X和γ射线进行测量。仪器可应用于核电站污染测量、核设施退役、放射性实验室测量以及其它放射性场所的污染测量。对PCM100 G Xγ辐射检测仪作了简单概述和功能介绍,重点介绍了PCM100G的物理性能测试,包括本底测试、温度测试、湿度测试、灵敏度测试。     

低能β核素污染废物分拣就地测量技术

建立一套放射性废物就地有效的测量办法是实现废物科学化和最小化管理的重要措施之一。核设施的运行及退役都会产生放射性废物,放射性废物中的不同核素给公众和环境会带来不同的危害。对不同的放射性核素加以区分测量可以对废物进行更为合理化的分类管理,就地γ分析测量技术和桶装α废物测量技术已日渐成熟,但是对放射性废物中纯β核素就地直接测量仍非常困难。以中国原子能科学研究院~(90)Sr污染物料为研究对象,对中国原子能科学研究院现有固体废物处理示范设施设计的技术路线进行优化设计,提出在线测量废物中~(90)Sr-~(90)Y放射性的技术方法,尽可能将一部分放射性废物分开和优化管理,实现废物分类和豁免废物的进一步筛选。     

CZT探测器测量核燃料组件铀丰度实验研究

采用CZT探测器、数字谱仪、准直器等组成了1套便携式CZT探测器铀丰度测量装置。该装置可对燃料组件铀丰度进行测定,以便确定相应铀产品丰度符合规定要求。实验研究中,对几类燃料组件丰度进了测量,建立了CZT探测器测量燃料组件铀丰度的方法。现场测量结果表明,铀丰度测量结果相对偏差小于3%,方法简单可靠,装置简便,能满足核材料保障监督和核设施现场测量中的需求。     

核设施退役产生的污染物料的再循环再利用

简要阐述了核设施退役过程产生的主要污染物料）））金属和混凝土的再循环和再利用情况,包括染物料的产生情况、再循环再利用途径、再循环再利用可参考的标准,以及几种污染物料的再循环再利用技术,以期对我国今后核设施退役产生的污染物料的管理提供技术支持。     

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。     

用于放射性核素活度测量的高效γ射线探测系统

井型 NaI(T1)闪烁探测器用作γ核素活度绝对测量,具有探测效率高、位置依赖性小等优点。除了能精确测定简单衰变纲图的γ核素活度外,还可确定复杂衰变纲图γ核素的活度,以及进行混合核素的分析,总不确定度可达0.1%。这种探测器对于点源、体源、厚源、溶液源等均可测量。避免了4πβ-γ符合法测量时制备专用薄膜源的困难,大大缩短了测量周期。     

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…     

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。     

国家标准《核设施的钢铁和铝再循环再利用的清洁解控水平》（GB17567—1998）的修订

GB17567--1998国家标准1998年颁布以来，为我国核设施运行和退役所产生的轻微污染金属的循环再利用提供了法规依据，已经发挥了很好的经济效益和社会效益。     

基于层次分析法的核设施退役方案量化评价方法研究

针对核设施退役方案评价问题,采用层次分析法,构建核设施退役量化评价模型。该模型包含6项准则及20项评价指标,实现了对退役方案的整体以及安全因素、废物量、退役经费、退役周期、技术因素、公众认可度等方面的系统性量化评价。通过对某核设施退役工程的量化评价实践,验证了该评价方法的有效性,并为后续退役工程提供了一些建议。      

某黄色粉末状放射性物质的成分鉴定

通过γ谱仪核素分析、分光光度法分析、样品的高温分解验证实验和质谱测量四个步骤,验证了在核设施退役过程中,原废物库存放多年、且标识已模糊不清的黄色粉末状放射性未知物质的主要成分,从而为进一步处理这批放射性存放物的后续工作提供依据。经鉴定分析,这批未知物质的成分是重铀酸铵,样品中235 U的丰度均低于0.72%,为贫化铀。     

核电厂放射性固体废物桶外γ测量重要影响因素的探讨

本文针对我国运行核电厂常用的两种桶外γ活度测量系统(整体γ射线测量系统(IGS)和分段γ射线测量系统(SGS)),阐述了桶装放射性固体废物的活度和密度分布不均匀条件下对测量系统探测效率和不确定度的影响。现场试验及蒙特卡罗模拟计算表明,桶外γ活度测量系统基本满足电厂桶装废物γ核素活度测量要求,活度分布和密度分布导致的测量结果不确定度分别在17%和20%之内;同时应正确认识桶外γ测量方法在桶装固体废物测量中的地位及作用,针对存在的问题,提出应制定废物桶活度桶外测量方法的技术规范、保证设备的工作环境和加强人员培训。     

退役终态目标

退役终态目标（final objective of decommissioning）指退役活动结束后,对原核设施所在场址的一种描述。退役终态目标是开放和利用场址程度及前景,这应在退役实践开始前确定,这是检验退役活动是否完成的标志。退役终态目标确定核设施退役终态目标可分为二类,即场址无限制开放利用和场址有限制开放利用。影响退役终态目标的因素主要有：     

核设施退役过程中的辐射场重构与拆除路径优化

辐射场分布和路径选择是核设施退役过程中影响工作人员吸收剂量的主要因素。针对核设施退役过程中多源项的三维辐射场,采用点核积分的方法进行重构,重构结果与蒙特卡罗程序计算结果吻合很好,验证了点核积分法的可行性。将核退役拆除路径问题抽象为一种类旅行商问题数学模型,构造不同拆除路径下所受外照射剂量对应的剂量矩阵,根据辐射防护ALARA(As Low As Reasonably Achievable)原则,利用遗传算法进行寻优。对于多源项退役拆除实例,计算给出了最优化拆除路径和三维可视化显示,并对优化效果进行了讨论。设计开发了面向核设施退役过程的辐射场重构与拆除路径优化功能软件。     

核设施建筑物表面去污技术

国际原子能机构（UAEA）在相关标准中已明确指出：“在核设施设计阶段和运行阶段就应该考虑退役”。随着我国核电厂建设步伐的加快，对核设施退役技术的研究也日益受到重视。在核设施退役中，建筑物表面的去污是重点和难点，国外就此项技术开展了多年的研究和试验，并在实践中得到了应用，取得了令人满意的效果。本文对国外一些先进、成熟的建筑物表面去污技术和设备，就其在去污效果、去樗效率和二次废物产生量方面进行了分析和比较。这些技术可供我国核电厂及其他核设施退役时借鉴。