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。     

法国马库尔生产堆后处理厂（UP1）的退役

2000年3月,我院与法国COGEMA公司举了第二次技术研讨会,法方介绍了有关UP1退役的情况,本文根据COGEMA公司的介绍,并结合有关资料,对法国有关的退役政策、UP1的退役安排、组织机构、技术方案,费用估算等进行了简要介绍,并对我国的核设施退役工作提出了几点意见。     

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。     

德国卡尔斯鲁厄后处理厂的退役与启示

从退役策略、退役费用、退役步骤、退役技术,拆除过程中的辐射防护,以及退役废物的处理处置等方面介绍了德国卡尔斯鲁厄后处理厂退役经验。     

核设施退役中若干环境相关问题的探讨

核设施退役有利于消除核安全隐患,减少辐射环境风险,是环境保护的一项重要活动。本文讨论了在核设施退役过程中应重点关注的几个问题:退役目标和剂量约束值、退役过程中有关控制值的制定、放射性废物管理以及退役过程中和退役终态的监测。并结合退役项目说明了在退役实施中应该重点关注的环境相关问题。     

浅析核设施退役的质量管理

本文介绍了核设施退役的定义、质量保证内涵及特点,分析研究了核设施退役质量保证有关的内容,并针对我国核设施退役现状提出了做好质量保证工作的建议.     

加强核设施退役能力建设,促进厂址无限制开放利用

本文简要分析了我国大型民用核设施退役面临的困难,提出了以下建议,以厂址无限制开放利用为目标,逐步提升安全退役意识;积极完善退役有关法律法规,依法监督,推动安全高效退役;以环境质量为核心,环评为抓手,提升核设施全周期退役环境影响评估要求;牢记安全是核事业的生命线,提升退役安全;开放进取,学习吸收先进的退役技术和监管经验等。     

核设施退役工程中的辐射监测和质量保证

基于核设施退役工程辐射监测实践工作中的问题,本文详细讲述了退役辐射监测的内容、特点以及退役辐射监测质量保证体系。     

对我国运行核电厂退役准备的思考与建议

退役是核电厂生命周期的最后一个阶段,作为全生命周期管理中的重要环节,需要提前做好相关准备工作。国际上,在运行核电机组的平均年龄已超过30年,还有很大一部分机组也已永久关闭,亟须关注核电厂退役准备的相关问题。目前,我国还没有核电厂退役实践,仅有一些核设施退役的经验,核电厂退役在我国尚属于新起之业,面临着诸多机遇和挑战。对于运行核电厂,为了更好地应对今后的退役工程,我国需要重点考虑退役准备方面的若干问题,如退役标准体系研究、退役计划管理、退役技术的预先研究、退役相关资料的收集与管理、便于退役的措施的落实、退役经费、人才培养与队伍建设等。     

世界各国核电厂退役的现状、经验做法及面临的困难和挑战

随着核电成为我国能源多元化策略的重要组成部分,核电厂退役的重要性不言自明。虽然我国目前运行的核反应堆并不多,距离大量核电厂正常退役的时间尚早,但是随着核电发展,将来不可避免地要面临大规模的退役问题。本文在文献调研的基础上分析了国际上核电厂退役有关过程、目标、监管、公众的接受能力、费用、废物等方面的经验做法及面临的困难和挑战。     

国营二二一厂核设施退役实践

本文介绍原核工业国营二二一厂的核设施退役实践。文中概述了退役工程的前期准备,退役执行标准或限值,退役工程的组织管理和质量保证体系,退役工程的施工,去污方法,施工辐射监测,污染物处置,终态验收以及退役中的辐射防护等。退役工程经国家验收后,原二二一厂的厂房、设施和场地已经移交青海省安排使用。     

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.     

DOE 2000版退役手册简介

2000年1月,美国能源部(DOE)发布了新版退役手册(新手册),取代其原先的1994版。新手册定位在借助实例、经验和教训展示退役的程序和实践上,有关退役技术方面的内容则已全部编入1997年发布的Decommissioning Preferred Ahernatives Matrix中。     

VRdose评估系统及其在日本普贤核电退役工程中的应用

VRdose评估系统是由日本原子能机构（JAEA）和经济合作与发展组织／核能署（OECD／NEA）Halden反应堆工程中心共同研究开发的。该系统具有模拟退役解体的全过程、量化退役中放射性废物及工作人员在辐射环境中的工作量、实现辐射强度分布的可视化、优化退役计划等功能。本文介绍VRdose评估系统及其在日本普贤核电站退役工程中的应用。     

核电厂退役标准体系建设需求分析

核电的发展必须考虑将来的退役需求和标准体系建设。文章调研了世界主流核电厂退役的法规标准体系、我国现行的核电厂退役政策及标准体系情况;分析了核电厂退役过程中的主要活动,从而明晰核电厂退役所需的标准要求;在此基础上,提出了我国核电厂退役的结构化标准体系框架及标准建设的关注要素。本文研究成果可供我国核电厂退役标准体系建设进行参考和应用。     

核设施退役的环境安全

核设施退役的环境安全是退役的最终目标,是制约整个退役活动的关键,已成为世界各国公众关注的问题。我国在核设施退役活动中,在方案设计中采取了有效的安全措施,且退役活动严格遵照预定的安全措施实施,因而退役活动对环境安全的影响完全控制在预定值以下,对公众及其后代是安全的。也提到了可能对环境安全造成影响的核设施退役活动。本文对我国已实施的几项核设施退役活动对环境安全影响进行了初步探讨,目的是为了引起有关人士的共鸣,达到深入讨论,逐步统一认识,推进我国核设施退役工作的进展。     

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。     

核反应堆退役初期辐射特性的探讨

本文根据IAEA要求的可接受标准、基本原理和反应堆退役一般的处理方法．对反应堆退役过程中的一些问题进行讨论，并给出了一个初步的放射性总量估算方法．并与实际值进行分析比较，对核设施退役过程中的辐射特性进行了初步的探讨。     

核设施退役虚拟仿真系统框架研究

退役核设施具有放射性,其退役过程危险且复杂,基于虚拟现实等技术的退役虚拟仿真系统可为退役工程提供辅助工具。本文在分析国内外研究成果的基础上,结合一专项退役工程的需求提出了该虚拟仿真系统的功能模块组成。基于软件开发技术进一步给出了系统的框架结构,并对各模块实现的相应技术进行了分析和探讨。分析中结合了计算机软硬件技术的最新研究成果,对退役中的切割、爆破、流体及放射性等的仿真技术进行了探讨。分析表明,基于普通个人计算机也可实现退役过程的全面虚拟仿真。经专家论证本方案具有可行性。     

新疆伊犁铀矿冶退役场所辐射环境影响现状调查

以新疆伊犁4个铀矿冶退役场所为研究对象,调查其辐射环境影响,包括退役场所的γ吸收剂量率、土壤表面氡析出率以及土壤及水体中的天然放射性核素含量。结果表明,部分退役场所超标情况严重,亟需进一步治理。