核设施退役的环境安全

核设施退役的环境安全是退役的最终目标,是制约整个退役活动的关键,已成为世界各国公众关注的问题。我国在核设施退役活动中,在方案设计中采取了有效的安全措施,且退役活动严格遵照预定的安全措施实施,因而退役活动对环境安全的影响完全控制在预定值以下,对公众及其后代是安全的。也提到了可能对环境安全造成影响的核设施退役活动。本文对我国已实施的几项核设施退役活动对环境安全影响进行了初步探讨,目的是为了引起有关人士的共鸣,达到深入讨论,逐步统一认识,推进我国核设施退役工作的进展。     

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。     

核设施退役计划相关问题的讨论

退役计划是核设施在设计阶段就应考虑的一件事情,是在预期核设施运行结束时,对核设施采取的旨在降低或消除核设施残留放射性的指导性文件。与退役实施报告不同,其特点是随着核设施的运行、改造、扩建等,退役计划也要不断地修改和完善,直至退役行动结束。退役计划在审批和许可中应列为必要文件。     

浅析核设施退役的质量管理

本文介绍了核设施退役的定义、质量保证内涵及特点,分析研究了核设施退役质量保证有关的内容,并针对我国核设施退役现状提出了做好质量保证工作的建议.     

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。     

美国核管会核设施退役放射标准及对相关问题的处理

本文介绍了美国核管会制定核设施退役放射标准的过程及对人们十分关注的、与此标准相关问题的处理态度及技术方法。该标准规定核设施退役场址非限制性开放的放射标准为场址上残留放射性通过各种照射途径致关键居民组一般成员的年总有效剂量当量在扣除本底水平后应低于等于１５ｍｒｅｍ／ａ，限制性开放的放射标准为残留放射性致关键居民组一般成员的年总有效剂量当量达不到非限制性开放的水平，但在扣除本底水平后低于等于１００ｍｒ     

核设施退役材料复用或回收的免管值和标准

本文介绍了目前国际上普遍接受的IAEA免管原则及其在核设施退役材料的复用和回收中的应用,还介绍了免管值的导出方法和导出值,并将IAEA的推荐值与国际上现有的或正在推荐的标准作了比较.     

核设施退役信息数据库的结构与功能设计

核设施退役工程是一项不仅需要考虑拆除（毁）设备、建筑物,还要考虑辐射影响和核废物处理的复杂工程,其拆除（毁）工作具有高危险、高污染的特点,因此建立针对核设施退役项目的信息系统辅助退役工程很有意义。本文通过收集退役活动数据(设备物资数据、源项数据、辐射剂量数据等)设计退役信息数据库,开发了基于退役数据库的信息管理系统,该系统可对数据库中各类信息数据（照片、图纸、辐射数据、时间等）进行录入、删除、修改、查询等基本操作,并根据各类数据处理流程的特点分功能模块进行相应数据信息的管理,并对不同数据信息进行分析。该系统可提升退役过程中的管理能力,优化工程安排,减少作业人员所受辐射剂量,是顺利进行退役活动的必要基础。     

国外核设施地下管道退役的经验教训

介绍了国外核设施地下管道退役中存在的问题、管道出路的决策过程、特性调查及调查方法、测量仪器的选择,以及管道的去污、就地处置或拆除等方面的经验与教训,以期对我国的退役实践有所帮助。     

退役核设施环境植物中氚的分析

建立了一种适用于退役核设施环境植物样品中氚快速分析的方法,在建立快速制样装置的基础上,对场所退役源项调查过程中的含氚植物样品进行了分析。结果显示：建立的制样装置在实际样品处理中,分析时间与传统方法相比缩短2～3 h,回收率＞75%。以上结果表明,所建立的方法适合退役过程中大量植物样品中氚的分析。     

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.     

核设施退役废石墨的处理与处置

石墨有成为核反应堆的慢化剂和反射层的较好的综合性能,早期发展核反应堆的国际原子能机构成员国拥有大量的石墨慢化反应堆,现在要安排退役,退役废石墨的处理和处置,成为人们共同关注的问题。由于废石墨存量大,放射性活度大,它的处理与处置有若干疑难问题有待解决。这些问题的解决关系到环境保护。我国有类似的疑难问题,为此应积极跟踪并开展必要的研究开发工作。     

英国对国防核设施退役的监管

英国对其国防核设施采取的是外部监管与内部监管并行的方式,退役也是如此。本文简要介绍了英国国防核设施退役的监管格局与模式,相关的背景也有所交代。内、外部监管的联合已经逐步成型,内部监管至少在技术层面上正在向外部监管看齐,融合的趋势已经显现——虽然国防核设施以满足国家安全的需要为首要目的,但其退役及其监管与民用核设施基本上没有本质的差别。     

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。     

退役核设施不锈钢中氚的分析

在自制的氚污染不锈钢的高温热解析制样系统中对氚污染不锈钢样品进行解析分析,并对影响不锈钢样品中氚回收率的解析温度、解析时间、催化氧化效率、冷凝收集效率等条件进行了优化研究。结果表明,当载气（空气）流速为60～80 L/h,解析温度和催化氧化温度为700 ℃,冷凝温度为-20 ℃,解析时间为2 h时,氚污染不锈钢样品高温制样系统的冷凝收集效率为99%,催化氧化效率为98.6%,不锈钢样品中氚的解析率＞95%。以上结果表明,该不锈钢高温热解析制样系统及其解析条件能够满足退役核设施不锈钢样品中氚的分析要求。     

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     

核设施退役与环境整治中α废物的最少化

以国际α废物最少化的发展为背景，阐述了α废物最少化管理的原则，探讨了核设施退役与环境整治中。废物最少化的技术路线，提出了在我国开展非α废物化技术研发的建议。     

慢性照射的防护原则及其在核设施退役中的应用

本文概述了慢性照射的特性及其存在的普遍性，论述了慢性照射防护原则的发展和应用范围。依据美国核管会正在制定核设施退役放射防护准则的经验，较详细地讨论了以控制潜在的和现实的慢性照射为目标的核设施正常退役应主要遵循实践的防护原则，同时针对不同情况采取较为灵活的对策。初步探讨了退役废物和各类补救行动中产生的废物的分类和处置问题。     

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。