国际原子能机构放射性物质安全运输数据库

国际原子能机构于1985年修订《放射性物质安全运输条例》。编写和修订该条例的目的,是帮助人们考虑发生事故的可能性,指明为了把对人身、财产和环境的危害减少到可接受的水平应采取的措施,从而使运输工作成为可能。该条例以机构的辐射防护基本原则为基础,并与联合国《运输危险货物推荐意见》中的原则相一致。许多国家     

放射性物质安全运输

一、引言核能的开发和利用,以及放射性同位素和辐射技术在工业、农业、医学和科学研究等领域的日益广泛的应用,要求放射性物质从生产地点运到使用地点,或者把放射性物质从一个地方运到另一个地方。放射性物质运输的品种和数量随之不断地增加。到八十年代初期,估计国际运输放射性物质的货包数每年为1800万至3800万件,国内为10万件左右。     

放射性物质安全运输研究概况

中国辐射防护研究院放射性物质安全运输方面的研究活动主要包括对我国放射性物质运输概况的调查,参与编制国家标准《放射性物质安全运输规定》,参加IAEA(国际原子能机构)协调研究计划(CRP)《放射性物质安全运输概率危害评价技术的开发》等方面的工作。     

CB 11806《放射性物质安全运输规定》修订

GB 11806—89《放射性物质安全运输规定》已修订为GB 11806-2004《放射性物质安全运输规程》。新版的GB 11806-2004于2004年11月2日发布，2005年8月1日将正式实施。该标准是关于放射性物质运输的最重要的顶层安全标准，是制定和修订放射性物质运输相关标准的基础和重要依据。     

放射性物质运输与环境安全

本文用实际事例说明:只要包装的设计和试验符合《放射性物质安全运输规程》的要求,则放射性物质运输事故不会对工作人员、公众和环境产生显著的影响。     

放射性物质运输货包安全试验

介绍了中国放射性物质运输遵守的法规和中国辐射防护研究院用于放射性物质运输货包试验的下落试验设施、耐热试验设施和数据获取能力。试验设施根据IAEA的《放射性物质安全运输条例》（TS-R-1）和中国的《放射性物质安全运输规程》（GB 11806-2004）的要求建设。下落试验设施能用于13 t级以下的A型和B型货包的自由下落试验、贯穿试验、力学试验（自由下落试验Ⅰ、自由下落试验Ⅱ和自由下落试验Ⅲ）。耐热试验设施能完成B型货包的耐热试验。利用这些设施已进行了FCo70-YQ型货包、30A-HB-01型货包、SY-I型货包和XAYT-I型货包的遵章取证试验     

《放射性物质运输安全导论》简介

放射性物质运输一直受到国际社会与公众的关注。国际原子能机构（IAEA）非常重视放射性物质安全运输，早在1961年就以IAEA安全丛书第6号发表了“放射性物质安全运输条例”（以下简称《条例》）。之后，随着科学技术的发展，放射性物质运输业的扩大及其运营经验的积累，IAEA不断地、或全面地修订《条例》。至1996年，已出版了第五个全面修订版。由于有了这样一个《条例》，IAEA成员国和与放射性物质运输有关的国际组织及地区性组织执行了《条例》，或执行了以《条例》为基础的各自的运输规程。在世界范围内，放射性物质运输保持了良好的安全记录。     

放射性物质运输与环境保护

一、引言我国于1989年颁布了国家标准《放射性物质安全运输规定》(GB11806-89)。有了这个规定,托运者按照规定要求,严格包装;承运者严格执行运输程序,即可使放射性物质安全快速运抵目的地,减少运输中有关人员及附近公众照射剂量。为有效地贯彻放射性物质安全运输规定,本文就放射性物质运输与环境保护的关系以及环境保护对策进行探讨,以期促进放射性物质正常运输,促进核事业的发展,保护公众,保障公众健康。     

国际放射性物质运输概况

本文重点介绍以下几个内容:放射性物质在国际范围内的运输概况,IAEA 第6号安全丛书《放射性物质安全运输规程》的主要内容和支持性文件及其广泛应用情况,国际和一些区域性组织的有关运输文件,IAEA的协调研究计划和IAEA放射性物质安全运输数据库概况。由于《规程》的广泛采用,国际范围内放射性物质的安全运输保持了一个很好的安全记录。     

关于放射性物质安全运输的新进展：—IAEA第九次SAGSTRAM会议报道

IAEA(国际原子能机构,以下简称《机构》)第九次放射性物质安全运输常设顾问组(SAGSTRAM)会议于1992年10月5日至9日在维也纳举行。出席这次会议的有来自20个国家和四个国际组织欧洲共同体委员会(CEC)、联合国欧洲经济委员会(ECE)、国际海事组织(IMO)、国际航空驾驶员协会联合会(IFALPA)的47位代表。     

IAEA《放射性物质安全运输条例》(2018版)主要变化内容与修订GB11806的适用性研究

现行国标《放射性物质安全运输规程》(GB 11806—2004)等同采用了IAEA《放射性物质安全运输条例》(以下简称“IAEA《条例》”)(2003年版),技术内容完全相同。其后,IAEA多次修订了《条例》,其中2012和2018年修订版的技术内容变化较大,部分变化内容对相关行业实施放射性物品运输产生了重大影响。本文扼要阐述了IAEA《条例》(2018版)的重要变化内容,结合我国实践,进行剖析及适用性例证,以期更好地修订和理解GB 11806。     

放射性物质运输后果评价软件CRAMTRA 1.0的开发

放射性物质运输后果评价软件是放射性物质运输后果评价的重要工具。本文介绍了放射性物质运输后果评价软件CRAMTRA 1.0的评价模型、软件开发和测试结果。     

核燃料循环设施物项安全分级方法研究

简单合理的物项安全分级,不仅可以提高设施的安全性,而且还可以减少审评双方的分歧,降低营运单位和设计单位的工作量。在分析国内外核动力装置采用核安全功能进行物项安全分级和乏燃料后处理设施采用剂量准则开展物项安全分级的基础上,研究提出了采用放射性物质包容量开展核燃料循环设施的物项安全分级的方法,并采用“未缓解释放”的事故分析方法,将放化安全一级(250 mSv)和放化安全二级(5 mSv)对应的剂量准则转化为放射性物质包容量限值。     

某型乏燃料运输容器中子辐射屏蔽性能检测

中子辐射水平测量的可靠性是辐射屏蔽性能检测的难点。本文采用便携式中子测量仪和多球谱仪对某型乏燃料运输货包外部中子辐射水平进行了测量,并基于SCALE程序计算得到的乏燃料中子源项,采用MCNP程序模拟计算得到货包外部中子辐射水平。对测量结果和计算结果进行比较,分析相关影响因素,提出了优化测量方案的建议。     

钢铁冶炼的放射性排放及其辐射安全监管

中国钢铁行业发展迅速,2014年的粗钢产量已达到世界总量的49.5%。钢铁冶炼的原料包括铁矿石、煤、石灰石等,均含有天然放射性核素(U系、Th系、40 K等)。在烧结、焦化、高炉炼铁和转炉炼钢的高温冶炼过程中,~(238)U的子体~(210)Po和~(210)Pb达到熔点和沸点后挥发,扩散吸附到大气颗粒物上随其他气态污染物排放,增加了公众照射剂量。本文阐述了德国、意大利、英国、荷兰、澳大利亚、埃及等国、欧盟和IAEA等国际组织对钢铁冶炼中天然放射性排放的研究进展,发现烧结和炼铁是天然放射性排放的两个主要工艺,部分国家和组织制定了针对天然放射性物质照射的审管政策。烟囱烟气中~(222)Rn、~(210)Pb、~(210)Po的测量方法和辐射影响评价需进行深入研究。     

加强放射性物品运输安全管理的几点建议

介绍了我国放射性物品运输安全监管法规建立的背景和意义,总结分析了《放射性物品运输安全管理条例》实施后我国放射性物品运输中存在的问题,并针对性地提出了几点建议。     

放射性物品运输容器试验验证经验总结

我国放射性物品运输实施分类监管。试验是验证放射性物品运输容器安全性能最直接的手段。本文对放射性物品运输容器的试验要求与检测方法进行了综述,并对运输容器安全性能试验的经验进行了总结。     

放射性废物处置安全若干进展

结合2005年放射性废物处置安全国际大会反映出来的放射性废物处置安全领域的最新进展,介绍了全球放射性废物安全框架、废物处置安全战略、安全方案、地质处置设施安全、近地表处置设施安全、中等深度废物处置方案和公众沟通等方面的若干新进展和新观点。     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。