某研究所临时废物库退役改造项目辐射监测

本工作根据某研究所临时废物库源项调查报告,制定临时废物库退役改造项目的过程监测计划,对整个退役拆除项目进行了全过程跟踪测量。     

核设施的退役和处置

国际原子能机构将核设施退役方案分为安全封存(SE)、部分拆除(含剩余封存)和拆除。这3种方法经常被人们理解为退役的连续几个阶段。在德国,人们选择了两种截然不同的方案:首先安全封存,然后全部拆除;直接全部拆除。 如同人们所强调的那样,没有一种退役     

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。     

铀同位素浓缩设施的退役处理

1985年9月至1986年12月完成了一套铀同位素浓缩试验设施的退役。本次退役属第三类退役形式,要求设施全部拆除迁离,厂房改作其它用途。退役活动包括:设施拆除、部件拆卸解体、包装、运输、去污、辐射监测、废物管理及物资处理。依靠以化学方法为主,辅以机械的和熔炼方法的去污手段,使1300吨金属部件表面污染水平降至允许限值以下。退役废物总量约50吨。监测结果表明,退役活动未造成对人员、环境明显影响。     

美国估计核电站退役方案的费用

【法国《核综论》1983年第4期第320页报道】美国原子工业公会组织研究了核电站的拆除和退役方法及其费用,研究的三种方案如下:1.无限期的部分封存:这种方案只取走核燃料,密封好安全壳壁的开口,经常对装置进行监测。用这种方案退役一座压水堆的费用为570万美元,沸水堆的费用为930万     

核设施退役过程中的辐射场重构与拆除路径优化

辐射场分布和路径选择是核设施退役过程中影响工作人员吸收剂量的主要因素。针对核设施退役过程中多源项的三维辐射场,采用点核积分的方法进行重构,重构结果与蒙特卡罗程序计算结果吻合很好,验证了点核积分法的可行性。将核退役拆除路径问题抽象为一种类旅行商问题数学模型,构造不同拆除路径下所受外照射剂量对应的剂量矩阵,根据辐射防护ALARA(As Low As Reasonably Achievable)原则,利用遗传算法进行寻优。对于多源项退役拆除实例,计算给出了最优化拆除路径和三维可视化显示,并对优化效果进行了讨论。设计开发了面向核设施退役过程的辐射场重构与拆除路径优化功能软件。     

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。     

铀同位素浓缩试验装置的退役处理

1985年9月至1986年12月完成了一套铀同位素浓缩试验设施的退役.本次退役属第三类退役形式,要求设施全部拆除迁离,厂房改作其它用途.退役活动包括:设施拆除、部件拆卸解体、包装、运输、去污、辐射监测、废物管理及物资处理.依靠以化学方法为主,辅以机械的和熔炼方法的去污手段,使1300吨金属部件表面污染水平降至允许限值以下.退役废物总量约50吨.监测结果表明,退役活动未造成对人员、环境明显影响.     

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。     

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。     

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。     

反应堆工程退役简介

本文介绍了反应堆工程退役的基本概念、过程和国际原子能机构(IAEA)规定的三级退役。反应堆工程退役的主要工作有:①退役文件和技术的准备;②退役工程现场准备;③设备、系统和设施的拆除工作;④系统去污和拆除后的去污;⑤运行废物和退役废物的处理和处置工作等。     

论退役策略

结合我国核设施退役实际,论述了核设施退役三种策略:立即拆除、延缓拆除和封固埋葬,以及退役策略的选择和一些主要核国家采用的退役策略。最后,对核设施退役策略的一些重要问题进行了讨论。     

反应堆退役仿真技术研究方案

在反应堆退役仿真系统功能需求的基础上,设计退役仿真技术研究的总体方案,包括系统的总体结构设计、软件开发平台方案设计、硬件方案设计等。在总体方案中分析提炼出5项关键技术,并给出概况性的设计方案,包括三维模型数据处理技术、辐射场的可视化显示技术方案、基于退役工艺的人员受照剂量计算方案、虚拟切割和拆除技术方案以及碰撞检测技术方案等。     

一铀矿山废石堆场退役治理后环境放射性监测

对某退役治理后的铀矿山废石堆场按20m×20m网格均匀布点进行贯穿辐射剂量率监测和地表222Rn析出率监测,报道了监测结果,并对仪器的宇宙射线响应值扣除方法、γ辐射剂量率与222Rn析出率关系、覆盖土中添加阻滞剂CaO对覆土掩埋治理效果的影响进行了探讨,对铀矿山环境治理具有参考价值。     

日本动力示范堆退役大纲概述及所得教训

日本动力示范（JPDR）退役计划已于1996年4月顺利完成，这是日本首次尝试拆除一个核电站，该大纲分为两大阶段：退役技术的开发和研究、JPDR拆除工作的实施。第一阶段为开发各种拆除技术进行了不懈的努力，所开发的技术成功地应用到了JPDR的实际拆除工作中，同时这些技术的有效性也通过拆除工作得到了验证，另外，在拆除工作中收集了大量的数据及技术要点，并建立了退役数据库。从JPDR退役计划中所得到的经验与数据有助于未来商业核电站的退役工作。     

核设施退役中的安全防护

本文介绍了核设施退役中的有害因素、退役中的防护措施、有关监测项目和控制标准,以供有关人员参考。     

论核设施退役辐射监测计划的内涵

文章总结了核设施退役辐射监测的任务,辐射监测工作应围绕退役工程的安全分析、环境影响评价、职业卫生预评价和工程质量评定的需求开展;提出退役过程辐射监测的分类,退役过程辐射监测拟分为辐射防护监测、辐射环境监测、放射性废物监测和监测质量保证;解析了核设施退役辐射监测计划的内涵,包括监测的目的、监测计划的内容和对监测计划的基本要求。     

铀同位素浓缩试验装置退役中的辐射防护与监测

在铀同位素浓缩试验装置退役处理的全过程中,针对其危害因素及可能存在的照射途径,采取了相应的防护措施;对污染件去污前、后表面残留活度进行了监测,以检验去污效果,监测工作场所、环境和操作人员,以了解退役活动造成的污染.结果表明,绝大多数污染件的去污达到了控制标准的要求;退役操作后没有对环境、人员造成严重污染或危害.     

α污染设备拆除的几点考虑

国际上有关放化厂退役工作和研究已积累了不少经验，结合我国放化厂的退役工程，本文简要介绍了退役设计中对α污染设备拆除过程中需要注意的一些问题，尤其是对防止α气溶胶污染的扩散提出了解决措施。