长寿命废密封放射源整备装置冷实验验证

开发长寿命废密封放射源整备装置,使整备后废放射源满足长期贮存要求是废放射源管理的重要组成部分。研制并建立了废241Am-Be中子源的整备装置,开展了废放射源整备冷实验,实验结果表明,该整备装置满足长寿命废密封放射源整备要求。     

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。     

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。     

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。     

废放射源整备车的研制和应用

根据废放射源治理工艺要求,研制了一台废放射源整备车。整备车作为一个可移动的操作开放型放射性物质的设施,由更衣室和操作室两个部分组成。更衣室是操作人员出入操作室的通道,内设更衣柜、监测仪表和防护用品等物品贮存柜;操作室是放射源包装、封焊、检漏和临时存放等场所,内设手套箱、不锈钢焊接装置、检漏装置、铅屏蔽容器和带水泥屏蔽的金属桶,以及工作台等设备。近一年的应用实践表明,研制的废放射源整备车能满足废源治理和安全运输的要求。     

高活度废放射源整备屏蔽材料(沙子)性能研究

针对高活度废放射源整备建立了可移动废放射源整备屏蔽实验装置,利用该装置,从工程运用角度开展了忻州沙的粒径、密度测量和屏蔽实验,筛选出了适合废放射源整备使用的特定类型沙子。研究结果显示:采用厚度150 cm饱和含水忻州建筑沙作为屏蔽材料,可确保1 000 Ci ⁶⁰Co废放射源整备时在屏蔽装置外产生的剂量率小于0.03 mSv/h。     

废放射源长期贮存方案初步研究

由于我国国内近期无法对多数长寿命废放射源和高活度废放射源实施地质处置或钻孔处置,可行的管理措施应该是将其整备后进行长期贮存。根据国内外废放射源贮存实践经验,结合对国内废放射源贮存现状及存在问题分析,建议首先对贮存前的废放射源实施整备,整备方案考虑安全原则、回收原则和废物最小化原则,整备后的废放射源以深井贮存方案为主,辅以地坑贮存,并建议运输容器和长期贮存容器应实现标准化和系列化。     

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.     

长寿命废放射源整备装置初步研究

通过对废241AmˉBe中子源的整备装置的开发,设计并研制了封装容器和长期贮存容器。整备装置为可拆装式,主要包括:废物接收、封装密封、检漏干燥、废物放置、暂存等工位;辅助系统包括:供电与照明、通风、监测去污、屏蔽等系统。     

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。     

长寿命密封废放射源整备装置热实验验证

在研制的长寿命密封废放射源整备装置的方舱内整备3.7×1011Bq的241Am-Be废中子源,操作人员一次整备需用2 h,受照剂量约为30μSv。热实验结果表明,用该装置整备长寿命密封废放射源是安全可行的。     

Packaging Design and Qualification: The Experience of the CDTN/CNEN

Abstract

Since 1982 the CDTN, the Nuclear Technology Development Centre, has been designing, testing and qualifying packaging for radioactive materials. These packagings are used for the transport of radioisotopes and disposal of spent sealed sources, wastes generated in the nuclear fuel cycle and the wastes produced in the radiological accident that occurred in the city of Goiânia. For radioactive tracers and medical/industrial radioisotopes, the packagings used are cardboard and wood boxes, while the spent sealed sources are preferably conditioned in metal drums containing lead shielding and a gas absorber material. To condition and transport the wastes from the various nuclear cycle activities, metal drums and boxes are used in Brazil. For the higher active wastes from the nuclear power plant Angra I, a metallic drum in a concrete overpack is used. The wastes generated in the accident were first conditioned in the readily available packaging. Later on, more appropriate packaging was designed by the CDTN staff. CDTN has carried out a programme since 1983 to evaluate the durability of commercial drums used for waste conditioning.     

ZnBr2作为热室观察窗材料的可行性研究

高活度废放射源整备装置要求清晰可见和屏蔽性能良好的观察系统。通过对ZnBr2水溶液的可视性能、对电离辐照的屏蔽效果和耐辐照性能的研究，结果表明将ZnBr2溶液用在高活度废放射源整备装置观察系统中是安全可行的。     

改革密封放射源安全和保安监管的几点建议

本文对改革密封放射源安全和保安监管提出了如下几点建议：（1）对源实施“全链式”通报和盘查;（2）促使和鼓励将废源返回源的生产单位或出口国;（3）对源按其潜在危险进行分类并实行分级监管;（4）抓紧制定我国的放射源安全和保安规定。文中还简要阐述了提出这些改革建议的理由或考虑。     

山西省城市放射性废物库周围辐射环境监测(2016—2019)

山西省核技术利用项目产生的放射性固体废物(源)暂存于山西省城市放射性废物库。2016—2019年,废物库废旧放射源存量增加近千枚。2016—2019年,对废物库库区周围辐射环境(包括:库区周围γ辐射剂量率,库区α、β表面污染水平,气溶胶总β水平,库区及周围水中总α、总β水平,库区及周围居民点土壤中γ核素水平等项目)的监测结果显示,废物库周边辐射水平处于天然辐射水平范围内,未见可察觉的改变。     

PARC process for an advanced PUREX process

An advanced PUREX process, the PARC process, has been developed which aims to reduce the radioactive waste volume containing TRU elements (neptunium, plutonium, americium and curium) and the environmental hazard risk due to long-lived nuclides such as technetium-99, carbon-14 and iodine-129. This paper describes the concept of the PARC process and major results of chemical flow sheet experiments using spent fuels.