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。     

核设施退役辐射检测及其仪器仪表应用

核设施退役辐射场检测技术在核设施退役的整个过程中起着非常重要的作用.较系统论述了核设施退役辐射检测的质量保证,最后从满足核设施退役工作的需要出发,评述了退役过程辐射检测仪器仪表的选择及其应用.指出国内辐射监测仪器仪表在满足核设施退役的需求上的较大差距,值得各有关方面关注.     

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。     

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。     

基于F-AHP的核设施退役中辐射监测设备效用评估

使用AHP层次分析方法,对某核设施退役过程中所使用的六种辐射监测设备的效用影响因素进行等级分层,并结合模糊综合评判法,对每种监测设备进行不同因素综合评判分析。分析认为,电子个人剂量报警器的评判分最高,即电子个人剂量报警器的综合使用效益最高。     

核设施及辐射设施退役理念的重要变化

本文介绍了核设施及辐射设施某些退役理念的重要变化。这些变化为：强调退役问题不仅是设施的末端行为,应作为整个工程项目的一部分,在选址、设计、建设和运行期间就要考虑退役计划和管理;引入了新的术语“便利退役”;退役的“三个阶段”(封存监护、有限制开放和无限制开放)论点的淡化。这些理念的变化,在退役的执行和对退役项目的管理两个方面都是值得关注的。     

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。     

核反应堆退役初期辐射特性的探讨

本文根据IAEA要求的可接受标准、基本原理和反应堆退役一般的处理方法．对反应堆退役过程中的一些问题进行讨论，并给出了一个初步的放射性总量估算方法．并与实际值进行分析比较，对核设施退役过程中的辐射特性进行了初步的探讨。     

瑞典核设施退役政策

按照议院的决议,瑞典核能规划限制在12座动力堆之内;最后一座反应堆将在2010年前退出服务;因苏联切尔诺贝利事故的影响,退役计划将提前进行.本报告是瑞典当局制定退役政策的第一步.虽然不是最终政策文件,但本文从瑞典的特殊观点出发,讨论了一些原则性的问题.     

调强适形放射治疗的剂量学验证

调强适形放射治疗(IMRT)是近年来发展的一项崭新的放疗技术, 有关它的质量保证和质量控制是一个急需解决和必须重视的问题,而其中剂量学验证是极其重要的一方面.本研究的目的就是要探讨调强适形放射治疗过程中的剂量学验证方法,保证IMRT治疗计划临床实施的正确性.研究过程为选取10例需要实施IMRT的病人,利用CMS公司的Xio三维治疗计划系统设计出IMRT计划,用Cirs调强胸段体模作为验证体模,将病人的IMRT计划移植至体模生成QA计划,计算出选定验证点的绝对剂量和选定验证平面的相对剂量分布.在加速器上按QA计划条件摆位并实施照射,得到用0.6 cc电离室实测的验证点绝对剂量和用GafChromic EBT免洗胶片拍摄的平面剂量片,用RIT113胶片剂量分析软件分析实测的和计划的平面相对剂量分布.10例病人的剂量学验证结果表明,绝对剂量误差在5%以内,相对剂量分布在高剂量区很接近,低剂量区有一定差别.     

核设施退役中几个值得重视的问题

本文阐述了核设施退役中一些重视的问题，包括：退役的级别问题；退役必须有周密的计划；搞好源项调查；优选去污工艺；采用安全可靠的切割解体技术，必须高度重视废物最少化；高度重视安全问题；重视人员培训和安全文化素养的提高；安排好废物的最终出路；相关标准和导则的编制。     

田湾核电站环境辐射本底调查的质量保证

本文总结了田湾核电站申请装料许可证阶段环境辐射本底调查中质量保证大纲的实施情况。内容包括：组织机构和人员,文件控制,量值溯源与仪器检定,调查过程的质量控制,质量记录,自查和监查。最后讨论了对调查工作质量的基本评估和存在问题,强调了过程质量控制的出发点是预防不合格,而不是为了证明过程的正确。     

核设施的退役

本文对核设施退役的概念、现状等作了简单介绍。     

研究性重水反应堆改建后的辐射防护评价

本文介绍了研究性重水反应堆改建后在辐射防护设施和管理方面的改进措施;及场所、环境辐射水平、个人剂量和放射性排放物的下降程度。改建后堆功率从10~4kw 增至1.5×10~4kw,而大厅、地下室和走廊的γ辐射水平,分别为改建前的15%、10%、和25%;放射性气溶胶排放量比改建前低1—2个数量级;废水排放量为改建前的25%;工作人员外照射最大年均剂量为年限制剂量当量的3.8%,仅为改建前的10—30%。     

辐射防护监测的目的和原则(摘要)

本文认为辐射防护监测是为了评价和控制辐射和放射性物质的照射而进行的测量。辐射防护监测应遵循既能获得必要的数据又要少花钱的最优化原则。对任何一项拟定的辐射监测,必须事先制定出监测计划,随着对监测对象的深入了解,监测计划应进行适当调整。一般地讲,监测计划的内容及规模应与辐射源项的危险程度相关联。任何一项监测必须注     

修订《放射防护规定》的某些考虑

本文叙述了修改《放射性防护规定》的必要性和可能性。讨论了对修改该《规定》的基本考虑:(1)尽量采用国际先进标准;(2)在总结我国辐射防护工作实践的基础上,充实一些科学的、行之有效的辐射防护条款。