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。     

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。     

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.     

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…     

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。     

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。     

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。     

我国铀矿冶设施退役治理现状及对策

铀矿冶设施退役治理是一项政策性强、公众敏感、环境要求高、治理周期长、涉及面广、耗资大的环境安全系统工程。本文根据国外的经验和我国多年的退役治理工作的实践,对铀矿冶退役治理工作的目标、技术政策、治理原则和治理技术等问题进行了分析、讨论,并提出相关建议。     

核设施退役中几个值得重视的问题

本文阐述了核设施退役中一些重视的问题，包括：退役的级别问题；退役必须有周密的计划；搞好源项调查；优选去污工艺；采用安全可靠的切割解体技术，必须高度重视废物最少化；高度重视安全问题；重视人员培训和安全文化素养的提高；安排好废物的最终出路；相关标准和导则的编制。     

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。     

某涉氚操作实验室源项调查活动对人员和环境的影响

在某涉氚实验室退役前期,为获得其中的放射性物质和其他有毒有害物质的信息,开展了源项调查。在源项调查活动中,根据该实验室的具体情况,采取了适当的辐射防护措施,并对从事该源项调查的工作人员和周围居民所受的放射性危害进行了监测和分析。结果表明：此次源项调查活动对该实验室所在的厂址环境有一定的影响,实验室外10 m范围内空气中的HTO略有升高,植物中氚含量明显提高,河水中的氚浓度均有一定程度的上升,但环境中的总α、总β仍处于当地本底水平范围;在进行源项调查期间,工作人员因氚所致的内照射最大值为0.111 mSv,公众所受的个人剂量为7.750×10^-5mSv。     

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。     

广西某铀矿山退役治理后环境放射性调查与分析

对广西某铀矿山退役治理后的辐射环境进行调查与分析。结果表明:矿区环境地表γ辐射剂量率、氡浓度都低于退役治理管理限值,地表氡析出率较治理前明显下降,土壤及地表水中放射性核素铀、钍、镭、钾含量较低,治理效果较好。     

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。     

退役反应堆放射性活化源项计算

本文建立了退役反应堆活化源项的计算模型,通过临界计算验证了模型的正确性。介绍了对于距堆芯较远的区域采用分层计算和分步计算的重要意义,通过MCNP和ORIGEN程序相结合,计算了距堆芯较远处的支撑裙、铅支撑筒内侧和外侧钢板样品和一次水箱外筒的预留样品⁶⁰Co比活度,计算值与测量值的偏差满足退役工程设计需求,表明本文所建立的退役反应堆放射性活化源项计算方法和模型是适用的。