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。

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。

重水研究堆退役废物再利用研究

实现废物再利用是废物最小化的重要措施之一,从废物流中将有潜在利用价值的物料分离出来实现再利用可大幅减少对环境的影响。本文以中国原子能科学研究院重水研究堆退役为实例研究了放射性废物再利用问题。通过全面分析和计算重水研究堆在退役期间产生的各类废物,得出具有一定数量的物料有潜在的利用价值,可直接或经适当处理后再利用在其他行业领域中。研究表明,通过采取废物最小化控制措施(如废物分类和废物流分离等),采用适当的去污技术和执行清洁解控要求,至少可使重水研究堆退役过程中产生的几十吨钢铁、10t铝材和5t重水实现再利用。

737原地浸出采铀工业性试验基地事故放射性废物释放及对地下水环境的影响

本文介绍原地浸出采铀方法的工艺流程及特点，讨论了我国原地浸出采铀工业性试验基地运行期间可能发生的几种事故及事故工况下放射性废物向环境的释放机制。通过对各类事故的分析，得出本工程的最大可信事故为地震造成的蒸发池废水泄漏事故。利用核素在包气带和饱水带中的迁移模式计算了各核素的峰值浓度分布，估算了事故剂量。

空气中^(131)I的取样和测量方法的研究

本文介绍一种气态和气载^(131)I 取样器。着重介绍了一种指数分布源的效率刻度方法,讨论了与取样有关的一些问题。

基于氦离子化气相色谱法测定微量氧、氮的影响因素

探讨氦离子化气相色谱法测定样品中微量氧、氮含量的影响因素。采用控制变量法,对色谱柱温度、进样流量、进样管道环境及极化电压等因素对微量氧、氮测定结果的影响进行讨论和分析。结果表明,当色谱柱温度为25~45℃时,色谱柱对氧、氮吸附量最小;当进样流量不小于70 mL/min时,微量氧、氮测定结果受外界干扰最小;当极化电压为80~160 V时,氧、氮具有最佳的响应值;初次测定样品中微量氧、氮含量时,需使进样管道表面吸附的氧、氮处于饱和状态,以便获得理想的测定结果。讨论的结果可为氦离子化气相色谱法测定相关样品中微量氧、氮含量时提供技术参考。

核设施退役废物再循环/再利用专家系统的设计与应用研究

核燃料生产、反应堆运行以及后处理产生的放射性废物,对人类健康和生态环境造成很大威胁。因此,须分析放射性废物的再循环/再利用机会,对放射性废物进行科学管理,以实现放射性废物最小化。考虑到专家系统具有良好的数据库访问能力、推理分析能力等特点,适合解决具有适当规模的专家级问题,文章通过计算机语言算法,设计建立了核设施退役的放射性废物再循环/再利用专家系统,并以防护铝塞等退役物料为例,进行实例运行测试。专家系统具有友好的工作环境,实例测试结果与管理工作实际需求符合较好。再循环/再利用专家系统具有良好工程应用效果,建立的数据间关系和逻辑关系符合管理工作的实际需求,可为核设施退役设计和退役方案选择提供科学依据和借鉴。

基于处置的放射性废物的分类方法应用研究

对放射性废物进行分类管理,能有效减少最终处置的废物量,减轻营运单位的负担,并减少对环境的影响。废物分类方法有很多种,将废物分类与处置联系起来是国际原子能机构建议的优选分类方法。本文以中国原子能科学研究院(原子能院)为例,通过研究国内外的废物分类体系,分析原子能院产生的废物的特点,提出了以处置为中心的废物分类建议,将废物分为豁免废物、极短寿命废物、极低水平废物、低中水平放射性废物和α废物5类;同时研究提出了原子能院全过程废物信息管理要求。

低能β核素污染废物分拣就地测量技术

建立一套放射性废物就地有效的测量办法是实现废物科学化和最小化管理的重要措施之一。核设施的运行及退役都会产生放射性废物,放射性废物中的不同核素给公众和环境会带来不同的危害。对不同的放射性核素加以区分测量可以对废物进行更为合理化的分类管理,就地γ分析测量技术和桶装α废物测量技术已日渐成熟,但是对放射性废物中纯β核素就地直接测量仍非常困难。以中国原子能科学研究院^(90)Sr污染物料为研究对象,对中国原子能科学研究院现有固体废物处理示范设施设计的技术路线进行优化设计,提出在线测量废物中^(90)Sr-^(90)Y放射性的技术方法,尽可能将一部分放射性废物分开和优化管理,实现废物分类和豁免废物的进一步筛选。

中国原子能科学研究院地区地表水环境辐射容量

论述了环境辐射容量的含义及确定环境辐射容量的方法学。在收集有关中国原子能科学研究院地区气象、水文以及居民对环境的使用因子等基础资料，开发有关计算机程序等的基础上，计算了该地区地表水体的环境辐射容量（即容许的年排放量）。同时，对转移参数进行了灵敏度分析。

超宽浓度放射性参考气DT制备装置设计及性能研究

为了满足流气式氚电离室测试和校准需求,须制备不同活度浓度的放射性参考气DT。借助秦山第三核电有限公司CANDU6堆中的含氚重水慢化剂和树脂净化系统,利用液体闪烁计数测量-电解法获得慢化剂活度浓度,质谱法分析电解气氢同位素丰度,并基于PVT指数稀释法,研制了超宽浓度放射性参考气DT制备装置。装置设计有催化-氧化-液体闪烁计数法验证单元,尾气收集-再利用处理单元,同时,样品制备时采用同位素浸润、内壁电镀等措施降低装置壁吸附-记忆效应。装置具有体积小、活度浓度范围宽、低浓度DT壁吸附-记忆效应小、交叉污染小、不确定度小等优点。制备的放射性参考气DT在标准状态下的活度浓度范围为4.0×10^(4)~1.0×10^(14)Bq/m^(3),放射性参考气DT可满足国内不同类型不同用途的流气式氚电离室测试、校准等需求。