退役源项刍议

本文论述了退役源项在核设施退役中的重要性,定义了什么是退役源项.本文主要从退役源项计算的内容和时间两方面对退役源项的计算进行分析,没有涉及具体的计算方法.由于退役方式的不同将导致退役源项的特征有很大的差异,因此本文就退役方式对退役源项的影响做了详细的分析.     

德国铀矿山和水冶厂退役治理状况

德国铀矿山和水冶厂退役治理自1991年开始,需130亿马克,20－25a完成,其退役治理工作引起了国际的高度关注,并获得了国内外的高度赞赏,举例介绍了德国铀矿山和水治厂退役治理技术及进展,包括矿井关闭,废石堆治理,建（构）筑物及设备器材的作放稳定,水处理等同时简单介绍了德国铀矿治的发展历史、铀矿山和水冶厂退役治理依据及退役监测。     

氚污染金属手套箱退役技术研究

为减少氚污染金属手套箱退役解体过程中氚的二次释放,降低工作人员的辐射危害,减少退役中产生的氚污染废物量,本文针对退役氚污染金属手套箱的解体,设计了氚污染金属手套箱退役解体技术方案,即解体前对氚污染金属手套箱进行初步去污,解体中采用合适的切割技术和相应的防护措施。利用氚污染金属手套箱对该解体方案进行了验证,结果表明,设计的解体方案满足氚污染金属手套箱退役需要。     

不锈钢在酸性高锰酸钾去污液中的缓蚀剂研究

采用正交试验方法对硝酸锌、钼酸钠、三聚磷酸钠进行复配,得到一种适合于不锈钢在酸性高锰酸钾去污溶液中的优良缓蚀剂,利用失重法、电化学测试、微观表面分析等手段对其缓蚀性能进行了评价。结果表明:该复合缓蚀剂是一种阴极型缓蚀剂,适宜于常温下去污,缓蚀率达到97.40%;溶液的高速流动对其抑制基体腐蚀的能力没有影响,使用该缓蚀剂后,金属表面腐蚀非常轻微,无点蚀及晶间腐蚀等非均匀腐蚀现象。     

德国铀尾矿库退役治理技术考察报告

介绍了德国正在进行退役治理的3个铀尾矿库和1个大型露天采坑的基本情况，并对已采用的一些成功的工程措施作了比较详细的说明。其包括有关废水处理，铀尾矿滩面的覆盖，坝坡稳定性和露天采坑的回填等。还推荐在中国的有关工程中采用某些新技术，例如，应用土工织物、土工格栅和塑料排水带加速尾矿细泥区的固结；应用Reactive Wall技术处理铀尾矿库的渗透水以及应用Passive处理技术处理低浓度放射性矿山废水等。     

退役氚污染不锈钢材料中氚污染深度和化学组成

明确待退役氚污染不锈钢材料中氚污染深度和化学组成,对制定和选择经济有效的退役处理工艺或方法具有重要意义。分层化学蚀刻法是研究氚污染不锈钢材料中氚深度分布及存在形态的主要方法之一。研究过程中,从待退役氚工艺线上取氚污染的不锈钢材料,制成实验试样后,采用常温化学分层蚀刻方法对试样中的氚污染深度和氚的化学组成进行实验研究。结果表明,氚聚集在不锈钢表面层0～4μm范围内,主要以HTO和HT形式,其中HTO占90%以上,且随着表层深度的增加,HT含量占比逐渐增大,直至与HTO含量接近。     

一铀矿山废石堆场退役治理后环境放射性监测

对某退役治理后的铀矿山废石堆场按20m×20m网格均匀布点进行贯穿辐射剂量率监测和地表222Rn析出率监测,报道了监测结果,并对仪器的宇宙射线响应值扣除方法、γ辐射剂量率与222Rn析出率关系、覆盖土中添加阻滞剂CaO对覆土掩埋治理效果的影响进行了探讨,对铀矿山环境治理具有参考价值。     

某城市放射性废物库退役的辐射影响评价

为了使城市放射性废物库退役后可无限制开放,本研究探讨废物库退役辐射影响评价的关键问题,评价人员和周围环境的辐射影响。对比源项调查和控制限值,判定污染区域;按退役实施方案得到放射性废物的产生量和整备前的活度水平;利用经验公式估算职业人员的外照射、内照射剂量,分析公众的辐射影响。选取退役要执行的放射性指标和适宜场地的控制限值,提出退役施工中实现废物最小化的具体措施。经估算得到退役实施的最大个人剂量为3.9 mSv,低于剂量约束值5 mSv。剂量实测值比评价结果低约2个数量级,退役活动中工作人员受到的辐射剂量满足国家标准的要求,退役辐射环境影响在可接受范围。     

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。     

Development of a self-powered gamma detector

A type of self-powered gamma detector (SPGD) of only a few millimeters in diameter was developed as an alternative to direct visual contact to assess the position and situation of the fuel debris inside the primary containment vessel (PCV) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. Gamma irradiation experiments with a ⁶⁰Co source were carried out, and the output signals of the SPGD were proportional to the gamma dose rate in the range from about 10 to 5000 Gy/h. The lower detection limits of the SPGD were judged to be sufficiently less than the expected dose rate inside the station's Unit 2 PCV.