放射性废物处置安全全过程系统分析中的指标

以往放射性废物处置的安全评价中通常使用放射性安全指标(即剂量和危险),随着放射性废物处置安全全过程系统分析这一概念的提出,辅助指标已成为评价中的一个重要组成部分。本文介绍了安全全过程系统分析中所使用指标的发展、分类和相应标准等。依评价对象不同,辅助指标通常分为安全指标和性能指标,有些组织还提出了安全功能指标;与上述指标相对应的用于比较的标准分别为参考值、指标标准和安全功能指标标准。将处置系统划分为不同库室时,指标还可分为“包容物和浓度”相关指标、“通量”相关指标和“屏障状态”相关指标三类。建议我国尽快开展放射性废物处置的安全全过程系统分析工作,建立完善的指标体系,选取适当的评价指标,并基于我国放射性废物处置的场址特性确定相应的标准,以期实现安全和防护的最优化。     

球床高温气冷堆核电站放射性废物最小化策略研究

放射性废物最小化是放射性废物管理的基本原则之一。高温气冷堆核电站放射性废物最小化策略研究对于优化设计与运行实践和全寿期放射性废物管理,以及高温气冷堆产业化发展具有重要意义。通过对世界上主要球床高温气冷堆运行历史和放射性废物数据的调研和论证,分析了球床高温气冷堆技术及其放射性废物特点,总结了高温气冷堆放射性废物管理值得借鉴经验及相关研究进展,提出了高温气冷堆核电站全寿期放射性废物最小化的策略和建议。     

水处理重要应用——絮凝剂

在污水处理过程中,絮凝法是较为常用的水处理方法.首先通过在污水中加入无机或有机混凝剂,使胶体脱离稳定状态聚集形成微絮,然后再加入絮凝剂使微絮体通过吸附、卷带和桥连等作用,成长为更大的絮凝体矾花,在重力作用下絮凝体自由沉降并成为污泥.在污泥物理脱水过程中,添加絮凝剂可以使污泥产生较大的絮团,提高固液分离的效率,并降低污泥脱水后的污泥含水率.     

17 某燃料元件制造厂拟解控氟化钙废渣的抽测和解控评估

很多核设施产生的副产品或废渣，常常只含有非常微量的放射性物质。因此假若能把符合国家相关法规要求的轻微污染物解除管理控制，使之按普通垃圾处置或得到循环再利用，就可以节省大量资源。     

固体核径迹氡探测器刻度系数及其受大气压强影响的蒙特卡罗模拟计算

利用氡及其子体在测量容器中的位置分布和衰变时α粒子出射方向的随机性，编制了固体核径迹氡探测器刻度系数的蒙特卡罗模拟计算程序。对不同尺寸的圆柱形容器和不同类型探测片(CR-39、LR-115)氡探测器的刻度系数进行了计算，模拟计算结果与已有的实验数据符合较好。计算了大气压强(假定温度不变)对刻度系数的影响。当大气压强下降至标准压强的0．65时，LR-115型探测器的刻度系数增大约31％，CR-39型探测器的刻度系数增大约17％。     

求解非线性系统共振峰值的限制优化打靶法

提出了一种求解非线性结构周期解共振峰值的方法。非线性结构共振峰值确定问题转换为非线性限制优化问题。打靶法和Floquet理论用于构建非线性约束条件。基于以序列二次规划方法为局部搜索算法的全局优化MultiStart算法求解该非线性约束优化问题。通过典型数值算例说明此方法的求解正确和高效并将方法应用于分析几何非线性叶盘结构的动力学特性。     

核设施退役γ源项现场测量技术研究(英文)

非破坏性分析技术(NDA)是核设施退役特性调查中的重要技术之一。就地γ谱仪是一类可专门用于核设施建筑物和现场清污测量、放射性污染源项调查的NDA装置,其探测器必须进行合适的校准。报告给出一种新的用于核设施退役中放射性非破坏性测量的就地HPGeγ谱仪探测器的校准技术,即蒙特卡罗方法模拟计算校准技术。采用校准了的一台就地HPGeγ谱仪对中国原子能科学研究院的核设施/实验室的不锈钢管和不锈钢罐进行了现场就地测量分析,同时取样进行实验室样品分析;还对核工业航测遥感中心的大体积辐射模型(铀、镭、钍)进行了就地测量分析。就地测量结果与实验室样品分析结果及大体积辐射模型标称值的相对偏差小于±45.0%。