γ辐照装置辐射安全监督管理的一些思考

结合γ辐照装置辐射安全例行监督检查活动中的一些新关注点,对γ辐照装置辐射安全监管中发现的一些问题进行探讨,提出γ辐照装置安全运行管理的建议,为加强装置安全运行管理提供相关参考。     

~(60)Co水下辐照试验装置

近年来辐射研究的领域不断扩大,要求设立更多的辐照装置。关于γ辐照装置,N.Tam-ura曾归纳了五种类型。其中第二类为辐照与贮藏采用同一口水井,故命为水下辐照装置。该类装置结构简单、造价低,曾被用于食品和高聚物研究,笔者以为此类装置至今对很多研究工作仍具采用价值。我国目前建造的γ辐照装置一律采用水泥防护室,但因耗资多而     

核电厂退役源项分析

为指导核电厂退役过程中的环境影响评价和人员辐射防护,需要对退役过程中的放射性源项进行分析。通过对退役三个阶段的放射性源项产生机理进行研究,分析得出堆芯周围金属结构的活化源项,以及沉积在主辅回路的活化腐蚀产物,是退役源项的主要贡献,典型放射性核素包括~(60)Co、~(63)Ni、~(110m)Ag等。给出了基于中子辐照史的活化源项计算方法,可用于退役源项的定量估算。     

核设施退役规划环境影响评价目标与评价指标体系初探

核设施退役规划环境影响评价有利于消除其潜在放射性危害,保护环境,保护公众健康,退役规划环境影响评价的核心是其指标体系的研究和建立。本文根据核设施退役的特点,结合核设施退役规划环境保护目标,对核设施退役规划环境影响评价目标与评价指标体系进行探讨,结合某一具体核设施退役规划进行评价,为核设施退役规划的环境影响评价提供参考。     

模块式套管型随堆辐照考验装置的研制

为进行材料在高γ释热区的辐照考验,研制了模块式套管型随堆辐照考验装置(MTIR)。该随堆辐照考验装置具有辐照温度测量和调节功能,在高γ释热率条件下能够对试验段进行强化冷却。堆内验证试验表明,该装置能够实现材料样品的辐照考验指标,可使高通量工程试验堆(HFETR)内层辐照孔道得到有效利用,缩短材料堆内辐照试验周期,提高HFETR辐照能力。     

γ辐射加工中剂量控制技术研究

针对γ辐射加工过程中的剂量控制问题,结合某单位现有的单板源动态γ辐照装置特点,系统分析了影响剂量控制水平的因素,从剂量测量体系建立和辐照装置改进两方面开展了辐照剂量控制技术研究。通过大量剂量测试和统计分析,检验评估了整个辐射加工过程中的剂量控制能力。结果表明:剂量测量体系标准化和辐照装置优化改进,很好地控制了辐照稳定性和剂量不均匀度,显著提高了产品辐照剂量的控制水平,对辐射加工生产具有指导意义。     

上海辐射中心钴源装置剂量场计算

本文用γ辐照装置剂量场计算简化模型计算了上海辐射中心γ辐照装置剂量场分布,并与实测值进行了比较。计算和测量了辐照产品箱内累积最大和最小吸收剂量、均匀性等参数,介质为空气时符合较好,辐照产品为马铃薯时在10％以内符合。同时也给出了辐照产品为马铃薯时的产量和源利用率的计算值和实测值。     

旋转辐照台

在γ辐照装置特别是科研型的γ辐照装置中,被辐照物吸收剂剂量的均匀度是极为重要的参数。它直接决定了被照物的辐照质量、科研产品的剂量精确度、放射源的能量利用率和整个装置的处理能力、经济效益以及装置本身的建设水平。我们根据科研型γ辐照装置研究项目的需要,为提高研究水平,设计了旋转辐照台。辐照台本身既能绕放射源公转,在台上 不同半径位置的12个放置被照物的小转盘又能自转,只采用一个动力源,设备结构简单、紧凑、噪音小、运行平稳、控制方便,除远距离控制外还能就地操纵。该设备的应用不但提高了被照物吸收剂量的均匀性,而且能在吸收剂量上达到重演性。该设备对科研和中试具有重要的实际意义。     

旋转辐照台

在γ辐照装置特别是科研型的γ辐照装置中,被辐照物吸收剂剂量的均匀度是极为重要的参数。它直接决定了被照物的辐照质量、科研产品的剂量精确度、放射源的能量利用率和整个装置的处理能力、经济效益以及装置本身的建设水平。我们根据科研型γ辐照装置研究项目的需要,为提高研究水平,设计了旋转辐照台。辐照合本身既能绕放射源公转,在台上不同半径位置的12个放置被照物的小转盘又能自转,只采用一个动力源,设备结构简单、紧凑、噪音小、运行平稳、控制方便,除远距离控制外还能就地操纵。该设备的应用不但提高了被照物吸收剂量的均匀性,而且能在吸收剂量上达到重演性。该设备对科研和中试具有重要的实际意义。     

辐射装置建设、运行管理学习班和交流会在山海关召开

中国核学会于1984年8月2日至14日在山海关召开了“辐照装置建设、运行管理学习班和交流会”。来自全国20个省、市的62名代表参加了会议,会议还特邀了12位同志做专题报告。会议分为三个阶段进行。首先就辐射技术应用的现状及发展,辐射的化学效应,辐射加工的剂量学等基础理论进行报告;然后介绍了国内外γ辐照装置,γ辐照装置的设计、建设概算和产品成本分析等有关辐照装置建设和管理的知识;最后是参加会     

浅谈低放废水处理设施退役的环境影响评价

本文针对我国核设施配套的低放废水处理设施退役阶段环评工作的重点和难点进行了论述,针对该类设施退役过程中的主要环境影响因子及其评价标准,通过工程分析和可能的环境影响后果预测,总结了一套适用于同类工程退役阶段环境影响评价的方法,可以为同类工程提供参考。     

浅谈低放废水处理设施退役的环境影响评价

本文针对我国核设施配套的低放废水处理设施退役阶段环评工作的重点和难点进行了论述,针对该类设施退役过程中的主要环境影响因子及其评价标准,通过工程分析和可能的环境影响后果预测,总结了一套适用于同类工程退役阶段环境影响评价的方法,可以为同类工程提供参考。     

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。     

Factor analysis on hazards for safety assessment in decommissioning workplace of nuclear facilities using a semantic differential method

The decommissioning of nuclear facilities must be accomplished according to its structural conditions and radiological characteristics. An effective risk analysis requires basic knowledge about possible risks, characteristics of potential hazards, and comprehensive understanding of the associated cause-effect relationships within a decommissioning for nuclear facilities. The hazards associated with a decommissioning plan are important not only because they may be a direct cause of harm to workers but also because their occurrence may, indirectly, result in increased radiological and non-radiological hazards. Workers need to be protected by eliminating or reducing the radiological and non-radiological hazards that may arise during routine decommissioning activities as well as during accidents. Therefore, to prepare the safety assessment for decommissioning of nuclear facilities, the radiological and non-radiological hazards should be systematically identified and classified. With a semantic differential method of screening factor and risk perception factor, the radiological and non-radiological hazards are screened and identified.     

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。     

铀矿山废石堆与尾矿库覆盖抑氡实验效果对比研究

覆土抑氡是铀矿冶场址退役重要手段,覆土实验研究结果可为退役治理工程的设计与环境影响评价等工作提供科学依据。研究针对废石堆与尾矿库两种典型铀矿冶退役覆盖场地,设计覆土试验,确定了覆盖介质、覆土场地尺寸、压实度、监测方法等。根据覆土实验结果对比讨论两种场地氡析出率、覆土厚度、介质扩散系数之间的关系,建立了相应的函数关系表达式。结果表明,两种覆盖场地覆土厚度与氡抑制效果显著相关,但废石堆与尾矿库在覆盖过程中覆土厚度与氡抑制效果在不同的覆土层表现不同。研究结果可应用于指导覆土施工现场工作。     

Final Status of the Decommissioning of Research Reactors in Korea

A decommissioning project for the Korean Research Reactors KRR-1 and KRR-2 was started in 1997 and had been carried out with the goal of completion by the end of 2008. All the facilities were dismantled and the building surfaces decontaminated. The radioactive waste was packed into 200 liter drums and 4m³ containers and temporarily stored on site until their final disposal at the national repository facility. Some of the releasable waste was freely released and utilized for non-nuclear industries. The assessment of the residual radioactivity was carried out according to the Multi Agency Radiation Site Survey and Investigation Manual (MARSSIM), and accordingly, the safety of the site release was verified. The site and buildings will be cleared for reuse for non-nuclear purposes after a review of the assessment. In this paper, the final status of the decommissioning of research reactors in Korea including dismantlement processes, waste management, and a final assessment for unrestricted use of the site and buildings as the final goal of the decommissioning project will be described.     

铀矿冶设施退役治理中若干问题的探讨

本文主要介绍国外铀矿冶设施退役治理状况,对其中的监测、剂量估算、覆盖、水处理和尾矿库稳定化等方面存在的问题进行了探讨,并提出了我国在这方面工作的一些看法.建议我国应注意吸取其它国家在铀矿冶退役治理方面的经验教训,加强治理中的监测和数据库方面的工作,剂量估算应重视实测值的应用,尾矿库覆盖设计和水处理方面应注意学习和借鉴其它国家的先进经验,并加强退役治理的管理工作.     

核设施退役虚拟仿真系统框架研究

退役核设施具有放射性,其退役过程危险且复杂,基于虚拟现实等技术的退役虚拟仿真系统可为退役工程提供辅助工具。本文在分析国内外研究成果的基础上,结合一专项退役工程的需求提出了该虚拟仿真系统的功能模块组成。基于软件开发技术进一步给出了系统的框架结构,并对各模块实现的相应技术进行了分析和探讨。分析中结合了计算机软硬件技术的最新研究成果,对退役中的切割、爆破、流体及放射性等的仿真技术进行了探讨。分析表明,基于普通个人计算机也可实现退役过程的全面虚拟仿真。经专家论证本方案具有可行性。