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     

放射性物质运输货包试验工作进展

运输货包的固有安全性是放射性物质运输安全的前提,货包要经受多种条件的试验验证,国际原子能机构的《放射性物质安全运输规程》规定了放射性物质运输货包要经受的正常和事故运输条件下的试验要求。本文简要介绍了货包试验的主要内容及国内外货包试验验证工作的进展状况,建议加强国内的放射性物质运输货包试验验证工作,保证我国放射性物质的运输安全。     

放射性物质运输货包力学试验评价技术

放射性物质运输容器是放射性物质安全运输的唯一物理屏障,运输容器需能抵抗可能的碰撞事故,GB 11806和IAEA的SSR-6针对碰撞事故情景规定了相应的力学试验项目。本文结合GB 11806和SSR-6规定的试验要求,介绍了中国辐射防护研究院自由下落冲击力学试验装置和应力、加速度、形变、影像测量系统。针对3m3六氟化铀运输容器、XAYT-Ⅰ型医用伽马刀治疗头及密封放射源运输容器、ZHQY-QG-001型退役辐照源运输容器,采用试验和有限元仿真计算相结合的方法,分别研究了容器关键部件的形变、应力、加速度数据在容器安全性能评价中的应用。结果表明,综合应用有限元仿真计算与试验技术,采集和分析影像、应力、加速度、形变等数据,可分析货包结构失效模式和评价货包安全性能。     

对《放射性物质安全运输规程》(GB11806-2004)中若干术语和定义的理解

本文针对在执行国标《放射性物质安全运输规程》(GB11806-2004)过程中对其一些术语和定义(例如货包、包装、装运、独家使用、特殊安排等)的理解方面所遇到的问题,阐述了笔者自己的认识。     

美国放射性物质货包试验技术简介

美国放射性物质运输遵守的法规主要是联邦法规第10篇的第71部分（10 CFR 71）“放射性物质的包装和运输”和联邦法规第49篇的第173部分（49 CFR 173）“托运人——对装运和包装的一般要求”。本文介绍了美国的放射性物质货包力学试验设施和技术,热试验设施和技术,水浸没试验设施和技术,数据收集和处理,理论分析方法,以及超规程试验等。     

修订GB11806—89《放射性物质安全运输规定》有关问题的讨论

本文提出了修订国标ＧＢ１１８０６－８９《放射性物质安全运输规定》的必要性。阐述了《放射性物质安全运输规定》所等效采用的ＩＡＥＡ安全丛书Ｎｏ．６（１９８５版）的技术变更和其他一些变更。指出了ＧＢ１１８０６－８９存在的一些问题，并提出了修订ＧＢ１１８０６－８９的建议。     

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。     

采用有限元方法的放射性物质货包自由下落试验研究

放射性物质货包力学试验是证明货包结构设计安全性的重要试验之一。货包力学试验通常是一种破坏性试验,为得到对货包损坏最大的下落取向,通过预先计算分析确定货包下落取向成为目前国际上使用较多的方法。本工作采用ANSYS/LS-DYNA有限元分析软件,对货包的力学试验进行仿真分析。通过对计算结果分析,得到货包最大损坏的下落取向及应变和加速度数值,并与试验结果进行了比较。     

遵循审批要求,规范审批程序,提高放射性物质运输安全

本文阐述了货包设计审批和装运审批的要求及其依据,对货包设计审批和装运审批,将IAEA TS-R-1《放射性物质安全运输条例》规定、国外一些国家的做法和我国现行的办法进行了对比,讨论了放射性物质过境运输的审批。建议根据我国《放射性物质安全运输规程》(报批稿)要求和实践的经验和具体情况,对货包设计审批和装运审批的程序,申请时应提交的材料及其形式进行研究,以《规程》的实施细则作出明确的规定,以加强放射性物质运输管理,提高放射性物质运输安全。     

健全我国放射性物质运输法规的几个问题

本文在分析了我国放射性物质运输情况基础上,提出了尽快健全运输法规、提高包装质量、严格运输审批制度以及加强辐射监测和检查的建议。     

关于编写放射性物质运输环境影响报告书需要注意的问题

本文提出了编写放射性物质运输环境影响报告书时应该注意的问题。着重对运输线路优化分析、事故源项、事故的防范措施和应急准备,以及运输质量保证等方面进行了讨论。     

我国放射性物质运输概况

本文介绍了我国放射性物质运输概况(除台湾省外)。目前,全国放射性物质货包的年运输最约10万件,总放射性活度为1.8PBq,运输的放射性同位素主要是~(131)I、~(32)P 和~(198)Au 等。承运人员的年剂量当量是相当低的,一般小于5mSv。由于十分重视放射性物质的安全运输,所以没有发生过严重事故。文中还讨论了放射性物质运输中的防护问题。     

FCo70-YQ型放射源运输容器耐热试验

FCo70-YQ型放射源运输容器是设计用于运输60Co和137Cs的医用放射源运输容器,设计容器最高装源活度60Co不超过12000C(i444TBq),137Cs不超过8000C(i296TBq)。根据国家标准《放射性物质安全运输规程》(GB 11806ˉ2004)的要求,对FCo70ˉYQ型容器进行了耐热试验。试验中测量到容器本体的最高温度为193.9℃,小于容器屏蔽材料铅的熔点温度327.3℃。试验结果证明了FCo70-YQ型容器热工设计满足国家标准《放射性物质安全运输规程》(GB 11806-2004)的要求。     

粘土作为高放废物处置回填材料的可行性研究

本文以西北粘土为对象,对其压实行为、热传导、膨胀特性,以及吸附和渗透性能进行了初步研究,借以探讨西北粘土在高放废物处置中用作回填材料的可行性。试验表明,以西北粘土为基材,经过适当的热改性和吸附改性,在初始含水量约为9%,于70MPa 下成型,用作高放废物处置中的回填材料是可行的。     

改革密封放射源安全和保安监管的几点建议

本文对改革密封放射源安全和保安监管提出了如下几点建议：（1）对源实施“全链式”通报和盘查;（2）促使和鼓励将废源返回源的生产单位或出口国;（3）对源按其潜在危险进行分类并实行分级监管;（4）抓紧制定我国的放射源安全和保安规定。文中还简要阐述了提出这些改革建议的理由或考虑。     

解读核设施放射性流出物释放的ALARA和BAT概念

基于对核设施放射性流出物释放最优化方面的ALARA和BAT这两个重要概念的理解,结合现存核设施放射性流出物的特征和污染消减技术,本文阐述了核设施放射性流出物排放的浓度控制原则,即以流出物消减的最佳可行技术为前提,引入良好的工程实践,适当考虑厂址条件等外部因素对流出物释放进行优化。     

核电厂放射性废物最少化的目标及其具体实施

本文介绍了核电厂放射性废物最少化的定义、目标,从源项控制、物料的再循环和复用、废物减容技术的应用以及管理最优化等四个方面讨论了如何在我国核电厂具体实施废物最少化,并对开展这方面的工作提出了一些建议。