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。     

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。     

核设施退役中的去污和废物最小化技术

已关闭核设施的退役需要进行去污，去污可降低放射性水平，并可使拆除设施时产生的放射性废物体积降至最低。许多去污方法（例如研磨和高压水射流）是有效的。去污方法应根据自身情况进行选择。本文从正反两方面描述了各种去污方法，给出了英国原子能管理委员会一些成功去污的项目实例，同时讨论了一些还不太成功的新方法的运用以及可从中吸取的经验教训。     

浅谈回旋加速器退役拆解过程中实现放射性废物最小化的方法

本文主要针对陕西某三甲医院回旋加速器实施退役过程中,放射性废物最小化处理方法的分析和总结,旨在为今后类似回旋加速器退役治理过程中放射性废物处理提供良好的实践经验。本文中的回旋加速器主要用于生产医用放射性同位素,因设备老旧无法满足生产要求,故对其实施退役,以达到场所和设备清洁解控的目的。本次退役范围主要包括回旋加速器主体及主机房、药物合成室及其配套用房,需要进行清洁治理的为回旋加速器主体及主机房。在对回旋加速器进行拆解和大块部件切割之前和切割过程中,进行现场监测和实验室采样分析,通过现场监测结果和产生的放射性废物源项分析,按照废物最小化原则,对低放射性废物和极低放射性废物进行分类收集整备并送贮,对达到清洁解控水平的部件进行清洁解控与资源回收利用。本次退役共产生放射性废物约25吨,依据本文论述方法分拣出的可解控废物约12吨,实现了废物最小化。     

我国放射性废物处理与处置技术十年进展

本文概要介绍了我国低、中放废物处理,高放废液处理、放射性废物最终处置,退役去污及有关标准法规制订等方面十年来研究开发活动和进展。     

反应堆退役放射性废金属的熔炼处理

反应堆退役将产生大量放射性废物金属,熔炼处理可使其减容、再循环再利用,以大量减少放射性废物处置量,回用绝大部分金属。熔炼处理有减容、整备、包容放射性核素、降低比活度、便于放射性监测等优点,但会产生二次废物、对一些放射性核素的去污效果不理想等缺点。因此采用这项工艺要预先用其他去污工艺去污,预计去污效果和落实再循环再利用的去向,还必须有效控制二次废物。     

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。     

铀同位素浓缩试验装置退役设备零部件的化学去污

本文概略地介绍了铀同位素浓缩试验装置退役设备零部部件去污所采用的主要去污方法(化学去污法)的原理、工艺过程和去污效果.     

哈德姆内克核电站的退役去污工作

【英国《国际核工程》 1998年 12月报道】　康涅狄格扬基原子动力公司 (CY)的哈德姆内克 (Haddam Neck)核电厂已经进入退役阶段。在退役的准备过程中 ,该厂选择了西门子公司 (Simens) HP CDRD D UV工艺进行全系统去污。CY开发了一种独特的应用方法 ,它应用主要的电厂设备进行去污 ,而不是用外部去污设备进行去污。CY于 1996年 12月宣布进入退役运行阶段 ,在按 AL ARA(尽可能低地排放放射性废物 )进行了一次仔细的评估后 ,管理人员决定在移走任何主要部件前进行全系统去污工作 (FSD)。其目的是将最初系统的剂量率减少到原来的 1/ …     

商业核电站退役前拆除前去污技术的开发

本文介绍了作为商业核电站退役的各种技术之一的商业核电站退役拆除前的去污技术的开发,考查研究了系统（如管道）的化学去污和研磨去污。以及大型设备和槽罐的凝胶喷射去污技术。在基本实验中,用冷模拟样品进行了去污试验,得到了最佳的去污条件。从已取得的结果来看,把它们用于商业核电站退役拆除前的去污有较好的前景。     

去污和退役是90年代美放射性废物方面的一个关键问题

【美国《核废物新闻》1991年第11卷第41期第407页报道】美国能源部(DOE)废物管理局局长 Jill Lytle 在 DOE 于1991年10月14日田纳西州橡树岭举行的一次会议上说,去污和退役是90年代关键性的放射性废物管理问题。能源部核场地的去污和退役     

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.     

反应堆退役放射性废金属的熔炼处理

反应堆退役将产生大量放射性废金属。熔炼处理可使其减容、再循环再利用。以大量减少放射性废物处置量。回用绝大部分金属．熔炼处理有减容、整备、包容放射性核素、降低比活度、便于放射性监测等优点和产生二次废物、对一些放射性核素的去污效果不理想等缺点．因此，采用这项工艺要预先用其它去污工艺去污，预计去污效果和落实再循环再利用的去向，还必须有效控制二次废物．     

日本原子能研究所开始掩埋超低放废物

【《日本原子》1996年1月号第20页报道】 日本原子能研究所(JAERI)于1995年11月27日实行了一项浅埋超低放废物(VLLW)的试验计划。VLLW大部分是来自位于JAERI东京研究机构已拆除的日本动力示范堆的钢筋混凝土块。JAERI将在就地建起的设施中掩埋这些废物,并监测周围地区的辐射效应。 通过以上努力,JAERI希望能够验证这种适用于未来商业核反应堆设施退役中产生     

放射性废物管理的国际动向

本文概述了放射性废物管理活动的国际新动向:高度重视减少废物量,大力开发退役和去污技术,积极解决废物安全处置,废物处理实行社会化服务,重视质量保证和实现量化管理等。最后,还对我国放射性废物管理工作提出了建议。     

清洁解控和退役若干动向与新发展

对国际辐射防护协会第 1 0届大会 ( IRPA-1 0 )涉及的清洁解控和退役问题作了论述 ,包括排除、豁免、清洁解控和废物最少化 ;退役工程技术的发展 ,包括去污技术、切割解体技术、探测技术 ;介绍了一个研究堆退役例子和加速器退役 ;最后 ,还论及了退役中受关注的一些问题 ,如 :石墨废物、混凝土废物、重水堆退役的氚防护、退役时间和退役废物量等。     

清洁解控和退役若干动向与新发展

对国际辐射防护协会第10届大会(IRPA-10)涉及的清洁解控和退役问题作了论述,包括排除、豁免、清洁解控和废物最少化;退役工程技术的发展,包括去污技术、切割解体技术、探测技术;介绍了一个研究堆退役例子和加速器退役;最后,还论及了退役中受关注的一些问题,如：石墨废物、混凝土废物、重水堆退役的氚防护、退役时间和退役废物量等。     

低放废物近地表岩洞处置实践

利用辽宁兴城退役铀矿山废矿井的＋43m中段处置退役的镭厂低放废物.对该处置设施基本情况、需处置的废物来源、整备设施及运输、废物处理处置方法及环境影响进行了分析.该处置设施已接受8 747m3废物、尚有2 000m3的容量空间,待剩余空间接受其他来源的废物后实施处置场封闭.     

干冰喷射去除表面放射性污染技术研究

为有效去除需复用部件表面放射性污染,开发了一种去污效率高、对基材损伤小且二次废物产生量小或二次废物易于处理的去污装置和方法。将干冰清洗技术移植用于放射性表面污染的去除,对干冰去污技术从喷射去污到去污后二次废物收集、处理进行闭环设计,形成了一整套干冰去污—气体净化的系统装置。采用该系统装置开展了去污条件实验,获得了既可实现高效去污又不损伤基材的去污参数,通过测量被去污物件表面温度、压力变化,干冰喷射后表面形貌表征等方法验证了去污过程对基体材料损伤轻微。将干冰喷射+尾气净化这一新型去污技术应用于现场复用金属部件去污,验证了该技术既具有高效的去污及气溶胶净化效果,同时又具有二次废物产生量小的特点。     

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。