SGS技术在放射性固体废物整备检测中的应用

介绍了利用分段γ扫描(SGS)技术在放射性固体废物整备无损检测中的应用,根据某核科研基地废物特点建立了放射性固体废物整备处理技术路线。该技术路线利用桶装废物放射性无损检测装置,获取废物γ放射性信息,指导废物分拣及分类整备,从而将极低放废物和豁免废物从中、低放废物中分拣出来,使放射性废物达到最少化。实验结果表明桶装γ放射性废物无损检测装置具有测量性能稳、测量误差小等优点,能满足放射性固体废物检测要求。     

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。     

放射性废物检测装置研制

根据我国放射性废物分类标准，核燃料循环过程中产生的中低放固体废物送往处置场之前，必须进行检测与核实，分析其中的放射性核素及其含量。为此，研制了一台放射性废物检测装置。该装置基于γ射线分段扫描的测量原理（图1）。系统由3套高纯锗探测器组成（图2）。检测时，废物桶轴向匀速旋转，径向分3段同时测量，可实现快速检测。     

桶装α废物分类检测装置研制

基于无源中子测量方法的桶装α废物分类检测装置研制已基本完成。该装置（图1）主要用于中、低密度桶装固体放射性废物定量测量,通过分析与计算,可获得桶中的α活度浓度,并参照我国放射性废物分类标准（GB9133--1995）,区分出α废物,以便对放射性废物进行科学、合理处置,降低处置费用。     

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。     

核技术在骨质密度测量方面的应用

本文概要介绍应用核技术的几种测量骨质密度方法:单光子吸收测量、双光子吸收测量、双能X射线吸收测量、双光子γ照相、计算机化断层图像黑度定量(QCT)、双能X射线QCT、γ射线QCT、康普顿散射测量、光子相干散射、活体中子活化延迟γ光子分析、活体中子活化瞬发光子分析等测量方法的近年进展。并对检测部位、受照剂量、准确度、精密度、正常人值、临床应用效果等方面进行了分析比较。     

放射性固体废物回取与整备处理示范设施

中国原子能科学研究院现有两座放射性废物暂存库109#和149#。109#废物库已装满废物停运封存,149#废物库即将装满废物等待处理。为此,我院计划建成一套放射性固体废物回取、分拣、预压实、分类检测专用设备,为现有固体废物的回取与整备及今后新产生固体废物的处理提供工程应用装     

放射性固体废物回取与整备处理示范设施

中国原子能科学研究院现有两座放射性废物暂存库，其中一座废物库已装满废物停运封存，另一个废物库也即将装满废物等待处理。这些废物库均已超期服役。为此，我院需建成一套放射性固体废物回取、分拣、预压实、分类检测专用设备，为院现有固体废物的回取与整备及今后新产生固体废物的处理提供工程应用装置，并为核工业固体废物处理提供示范。     

某核电厂放射性固体废物处理最小化实践

介绍了某核电厂在滤芯升级、在线去污、废物分类收集处理、多滤芯支架、大修废物产生量控制等一系列放射性固体废物最小化工作的实践经验;通过对该核电厂商运以来历年的放射性固体废物产生量进行分析,肯定了该核电厂在放射性固体废物最小化、废物管理工作方面取得的成绩。     

秦山第三核电站放射性固体废物处理实践

介绍秦山第三核电站放射性固体废物管理的实践,包括废物的来源、分类、产生量,以及当前对各类废物的处理现状,并对秦山第三核电站未来放射性固体废物的处理提出了一些看法.     

2 放射性固体废物回取与整备处理示范设施

中国原子能科学研究院现有两座放射性废物暂存库109^#和149^#。109^#废物库已装满废物停运封存，149^#废物库即将装满废物等待处理。为此，我院计划建成一套放射性固体废物回取、分拣、预压实、分类检测专用设备，为现有固体废物的回取与整备及今后新产生固体废物的处理提供工程应用装置，并为核工业固体废物处理提供示范。示范设施工程包括：109^#废物库整治；109^#废物库废物回取设施建设；160^#废物预处理车问建设；199^#超级压实车间改造完善。2004年对该项目进行初步设计，由于新的初设方案较原批复的可行性研究方案变化较大，且概算已超出可行性研究概算的10％，设计单位重新进行了初步设计，预计于2004年12月25目完成。     

伴生放射性矿固体废物的放射性与重金属特性

本文采用γ谱分析法、原子吸收法和X射线衍射法研究了独居石、磷铈镧矿、钽铌矿和锆英矿冶炼固体废物的放射性、有毒重金属及重金属的存在物相。研究结果表明四种固体废物可分别归类为极低放废物或低放废物;四种固体废物的镉、铬、砷浓度均达到了土壤环境质量(GB 15618)二级标准水平,但是部分固体废物中的铅或汞浓度超标1~10倍,对人体健康风险不可忽视;X射线衍射分析结果发现废物的部分放射性核素与重金属的物相结构存在较高的毒性风险。本研究为伴生放射性矿固体废物处置方法提供了参考依据。     

核材料快速检测技术开发

建立了一套三探头便携式谱仪，可分别进行高分辨、高效率的γ测量和中子测量。为鉴别不明物项的包装物，并判断其对γ射线的屏蔽作用，研究了激发Ｘ射线荧光法对外包装物进行定性分析的可能性。建立了对不明物项进行放射性核材料检测的程序和方法。     

电子对效应对D-T次生γ密度测量的影响

为研究电子对效应对D-T可控中子源地层密度测量精度的影响,本文首先分析传统的化学源密度测井原理,其次研究中子次生γ射线发生电子对效应与康普顿散射的质量衰减系数差异,并使用蒙特卡罗模拟方法研究传统密度测井和中子次生源密度测量精度,计算其误差大小、分析误差来源和提出校正方法。结果表明,密度测井主要利用γ射线的康普顿散射,当使用中子次生的高能γ射线测量地层密度时,其精度比化学源方法低,这种误差主要是由于高能γ射线的电子对效应引起,最大可以达到传统方法的2.7倍;电子对效应对于地层岩性比较敏感,如果对衰减的γ信号进行岩性校正,则可以提高密度测量的精度。     

秦山第三核电厂大修期间放射性固体废物管理实践

介绍了秦山第三核电厂机组大修期间放射性固体废物管理工作的实践.通过对大修期间废物的分类、收集、接收、处理、运输、暂存等环节的管理和加强对大修期间放射性固体废物风险的预防措施,提高核电厂大修期间放射性固体废物管理水平.     

分段γ扫描装置校准用桶状标准源的设计

放射性废物桶分段γ扫描(Segmented Gamma Scanning,SGS)测量装置结构复杂,其测量对象即废物桶自身的放射性物质的分布、组成、活度范围以及堆积密度等差别较大,若对每类样品单独进行效率刻度,通常需要多个不同组成和体积庞大的刻度源,从而花费大量的时间和费用。通过对SGS装置的测量方法的研究,设计出以线状源法为核心的放射性废物桶标准源的基本模型,该模型由单个与废物桶相同高度的线状源插入废物桶中进行旋转测量形成,优点是放射性废物桶标准源内放射性核素与填充基质分开,结构灵活且安全性较高。通过实验测量结果和蒙特卡罗模拟的结果进行比较,验证其用于量值传递的可行性。     

废包壳中铀钚含量的γ分析方法研究

正废包壳测量装置能准确、快捷地测量废包壳内的铀钚含量以及相应的α活度等参数,可有效提高乏燃料后处理、废物处理处置等环节的资源利用效率。根据废包壳的来源、特点和γ测量分析技术现状,选用HPGe探测器对测量对象进行整体扫描,测量废包壳发射的γ能谱,解谱计算感兴趣特征γ射线能峰的计数率,然后利用模拟计算得到的探测效率进行探测效率修正,再结合放射性衰变规律推算γ射线发射体的活度,最后采用γ射线发射体和U的比推导废包壳中的残余燃料量。测量分析逻辑框图如图1所示。     

《放射性废物分类标准》简介

《放射性废物分类标准》已经在全国核能标准化技术委员会所属核燃料及辐射防护分技术委员会和核工业部安防局联合召开的放射性废物标准审定会(一九八六年六月七日至十五日在苏州召开)上通过审查,上报为国家标准,同时通过审查上报为国标的还有《低、中水平放射性固体废物的浅地层处置规定》、《轻水堆核电站放射性废气处理系统技术规定》、《轻水堆核电站放射性废液处理系统技术规定》、《和轻水堆核电站放射性固体废物处理系统技术规定》。《放射性废物分类标准》是我国第一个有关放射性废     

对秦山核电基地低、中水平放射性固体废物减容处理的考虑

废物最少化是放射性废物管理的原则之一.针对秦山核电基地废物处理现状,分析了国家法规、标准对低、中水平放射性固体废物的管理要求和核电厂面临的相关问题,提出了对秦山核电基地低、中水平放射性固体废物进行焚烧和超级压缩处理的考虑.     

放射性测量物料比表面积

本文提出用放射性测量物料比表面积的原理。分别用中子和γ射线的方法进行了实验室的模拟实验,并对两种射线方法进行了比较。