某城市放射性废物库退役过程中的辐射监测

某城市放射性废物库（共40个窖坑）于1965年建成投入使用，受当时条件限制，防护设施简陋，工程质量较差，于1990年停止接收废物。该废物库收贮的废物种类多，包括动植物尸体、剧毒化学药品、镭铍中子源、钋铍中子源、裂变产物和天然铀钍及钴、铯等，且台账不清楚，给退役过程中的辐射监测带来较大难度。     

北京城市放射性废物库退役中场地清污实践

介绍了北京城市放射性废物库退役工程中场地清污实践。通过采用网格布点、取样测量、分层清污等精细化作业,严格控制了清污工作量和废物的产生量,使库区场地中放射性残留量全部低于控制标准。     

城市放射性废物库的优化与美化设计

以天津市城市放射性废物库的设计、建设和管理为例,剖析了我国城市放射性废物库设计、建设管理的特点,主要内容包括源项调查、库型结构、放射性废物管理等;讨论了城市废物库建设的必要性、紧迫性、全局性,以及城市放射性废物库建设的优化设计、管理等.     

山西省城市放射性废物库周围辐射环境监测(2016—2019)

山西省核技术利用项目产生的放射性固体废物(源)暂存于山西省城市放射性废物库。2016—2019年,废物库废旧放射源存量增加近千枚。2016—2019年,对废物库库区周围辐射环境(包括:库区周围γ辐射剂量率,库区α、β表面污染水平,气溶胶总β水平,库区及周围水中总α、总β水平,库区及周围居民点土壤中γ核素水平等项目)的监测结果显示,废物库周边辐射水平处于天然辐射水平范围内,未见可察觉的改变。     

省级城市放射性废物库工程设计

城市废物库是区域性的放射性废物专用贮存库,对解决核技术应用产生的低水平放射性废物的安全管理问题具有重要意义.本文通过中国城市放射性废物库工程的设计实践,系统地研究并论述了城市放射性废物的存贮工艺技术方案和工程设计要点.     

榆次废物库环境辐射水平调查

本文报道了１９９６年夏季和秋季对榆次废物内外环境本底射水平的测量结果。     

城市放射性废物库设计探讨

针对江苏省放射性废物的特点,提出城市放射性废物库库型、吊装工具、防洪抗震、安全防御及污染防治等方面的设计方案,既保证江苏省放射性废物和废旧放射源能得到安全收贮,又确保库区环境不受污染,促进江苏省核技术利用企业的发展。     

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。     

北京城市放射性废物库的源项调查

北京城市放射性废物库是我国建成的第一个收储城市放射性废物的暂存库。经过 3 0多年运行 ,目前已经停止收贮工作 ,准备退役。本工作是该库退役之前的源项调查工作。经调查 ,北京城市放射性废物库共收贮了 5 70m3的放射性废物和 2 5 82个放射源 ,总活度 8.3 9× 1 0 12 Bq。     

山西省放射性废物库库区环境γ辐射水平监测

山西省放射性废物库是放射性固体废物和废放射源贮存库,其辐射安全必须符合国家有关规定的要求。对山西省放射性废物库库区环境γ辐射剂量率的监测结果表明,库区环境γ辐射水平满足《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术要求（试行）》中库房内源坑盖板上方0.5 m处γ辐射剂量率不超过20μGy/h、源库墙外表面0.2 m处γ辐...     

城市库废放射源治理工作中的剂量控制

城市放射性废物库废放射源治理过程中影响工作人员受照剂量的因素较多。为实现辐射防护的最优化,本文以全国城市库治理项目统计结果及现场实施经验为依据,分析了城市库废源的特点、辐射风险及剂量控制方法。并对城市库废源治理项目的剂量数据进行统计分析,发现剂量分布规律,为辐射防护工作提供指导和参考。     

高放废物玻璃固化体的辐照效应研究进展

本文概述了国内外针对玻璃辐照效应所开展的研究及其进展。介绍了α、β、γ射线在玻璃中产生的微观缺陷类型、相对应的表征手段、不同微观损伤与吸收剂量的关系及其在不同温度条件下的稳定性。介绍了玻璃宏观性质随辐照剂量的改变以及饱和现象,提出了宏观性质的改变和无序度的联系来解释实验结果。最后,介绍了玻璃固化体研究所面临的问题和挑战。     

核设施运行及退役中的废物最小化技术

核设施的运行及退役不可避免会产生放射性废物,废物管理的代价以及对公众、工作人员和对环境的危害取决于废物的数量及废物中所含的放射性核素,在核燃料循环过程中进行废物最小化管理是降低这些影响的一项必须的活动。在有些国家,废物最小化已作为一项国策。本文介绍了放射性废物最小化的环境效益及核设施运行和退役过程中废物最小化的方法,重点介绍了已研发的部分有效的废物最小化技术。通过总结美国等发达国家的放射性废物最小化的经验,提出了如何在我国实现放射性废物最小化的建议。     

解读IAEA新放射性废物分类草案

本文介绍了国际原子能机构（IAEA）发布的新放射性废物分类草案的背景和内容,综述了新废物分类图的特点以及笔者对分类草案的几点考虑。     

气力输送技术在放射性废液暂存设施中的应用

为确保放射性废液气力输送系统冷调试安全,验证设计的合理性和可靠性,利用伯努利方程,推算了冷调试的工艺操作参数,并对理论计算与实测值间的偏差原因进行了条件输入验证。结果表明,推算的工艺操作参数与冷调试试验结果符合较好,放射性废液气力输送系统工艺设计合理,本研究推荐的方法可用于同类系统工艺操作参数计算。通过分析管径和真空系统设计对放射性废液暂存设施安全运行的影响,提出了技术改进方法及建议。     

浅谈极低放射性废物

介绍了国际国内极低放射性废物的定义以及活度上限值的确定依据,并介绍了国内外的处置方法,以期对我国的放射性废物分类管理、审评和监督有所帮助。     

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。     

高活度60Co放射源退役问题探讨

针对我国目前有大批高活度60Co放射源面临退役的情况，对其存在的问题进行了分析，并对其解决方法进行了探讨。     

大型放射性废液贮罐顽固沉积物回取装置设计的仿真模拟研究

为获得大型放射性废液贮罐顽固沉积物回取装置的选型参数,采用Solidworks建立三维实体模型,使用EDEM软件对装置中用于破碎盐饼层的旋耕刀进行离散元仿真分析;使用ANSYS软件在吸尘过程中对不同吸力、吸尘口形状进行有限元仿真分析,并对拟采用的主要受力零部件进行强度校核。结果表明,旋耕刀平均受力最大为330 N、最佳吸力19 kPa,最佳的吸尘口形状为扁平入口、圆形出口,主要受力零部件在仿真分析中未产生明显变形。研究结果可为后续装置的现场验证实验提供技术支持。