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2～3h,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。

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60～80L/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2h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。

苯并三唑对退役核设施用钢1Cr18Ni9Ti在化学清洗中的缓蚀行为

目前,国内外对退役核设施破坏性清洗的缓蚀机理研究少有报道。通过失重法、金相及电子扫描探针观测,电化学阻抗图谱测试,研究了清洗剂HK-1(10%HNO3+0.5%KMnO4)中加入苯并三唑对核退役用材1Cr18Ni9Ti不锈钢在清洗去除放射性元素时的腐蚀行为。结果表明:在HK-1中,随着苯并三唑浓度的提高,1Cr18Ni9Ti不锈钢的容抗弧增大,电极耐蚀性能增强,并且发生了阻抗谱中的"退化"现象;随苯并三唑浓度升高、清洗腐蚀速度下降,缓蚀效率上升,苯并三唑浓度为0.20%时,腐蚀失重低于0.07g/(m2.h),缓蚀效率大于90%,苯并三唑浓度为0.50%时,缓蚀效率高达98.78%;苯并三唑在金属表面形成一层吸附膜,降低了金属表面的粗糙度,有效地抑制了其晶间腐蚀,但吸附膜稳定性较差,易发生脱附。

蒙卡计算和神经插值法构建退役核设施辐射场的应用机理

核设施退役是一项复杂的工程,其重要工作之一是对核设施内辐射场情况的掌握,以便根据设施内辐射场特点设计不同的退役处置方案和指导现场人员进入实施。本文围绕数字化核退役仿真技术,基于蒙特卡罗和神经差值法提出一种辐射场估算方法,并利用Unity引擎构建辐射场可视化热力图,实现对退役核设施内部辐射场的仿真。从实践效果看,该项研究中提出的辐射场仿真具有一定实用性。该项研究也对后续数字化核退役的探索提供了数据支持。

退役核设施中废金属的熔化和回用

[《核欧洲和世界浏览》1994年第1—2期第58页报道] 从核设施的退役中,可以得到大量已被沾污和已被活化的钢和有色金属。鉴于许多国家现在没有,或只有有限的处置放射性废物的能力,这些材料作为放射性废物来处置将会有许多问题。所以,将这些材料重新熔化或去污并加以重新使用是很有益的。

核设施退役技术分析

未来数年,我国陆续有多项核设施将进入退役周期,退役任务将会常态化,核设施退役处置任务的增加,将使得相关核安全管控及环保压力随之增大。核设施退役时反应堆压力容器与支撑结构切割分离和反应堆屏蔽结构的切割拆除,又是其中极为重要的一项涉核活动,这就使得设计开发一种安全高效的退役切割分离和拆除技术,成为一项十分必要的工作,以达到尽量减少退役实施对公众和环境带来的辐射伤害和其他危害。

核设施退役职业病危害监管思考

本文通过调研核设施退役职业病危害监管有关出版物、标准及文献,对核设施退役过程中职业病危害因素种类、特点及其监管现状进行了分析,认为与正常运行阶段及建筑施工作业相比,核设施退役具有辐射源项复杂、放射性活度强、环境辐射场分布不均匀、尘毒危害因素突出等特点,其职业病危害监管措施类似于建筑施工作业,职业病危害监管难度较大,不论是正常退役或是事故后退役,参与核设施退役的工人面临的健康风险仍是各国重点关注的问题。有鉴于此,我国应在IAEA及国内退役相关运行经验基础上,结合核设施退役作业特点及职业病危害管理现状,提出我国核设施退役现场职业病危害预防及管理措施,为我国日益壮大的核设施退役工程提供职业卫生监管依据,促进我国核设施退役的健康稳定发展。

核设施退役项目的去污工艺与技术

本文简要介绍了核设施退役去污的原因、目的、决策因素和许可文件,以及金属部件和建筑物表面常用的去污工艺和技术;列出并讨论了选择合适去污技术的因素;总结了去污技术在比利时BR3反应堆退役的应用实例,经验教训和挑战;分析了新兴的去污技术与未来发展趋势。本文可为中国核设施退役项目的去污提供借鉴和参考。

放射性废物分类标准对核化工设施退役技术路线的影响

核设施退役是将已经停止运行的核设施进行拆除,恢复厂址环境,实现放射性物质妥善处理、处置的过程。在核设施退役实施过程中,会产生各类放射性废物,这些废物根据污染水平的差异最终将经过相应的处理、整备后进行妥善、安全的处置。2018年,我国对放射性废物分类进行了重新制定,对分类标准进行了更新,也对废物的处理、处置方式进行了新的要求,这些要求也将对核化工厂房退役各个环节的废物分类、处理、处置环节带来一定的影响。本文将针对放射性废物分类的新变化对核和化工设施退役方案设计及实施的影响进行分析。

核设施退役去污技术的现状及发展

去污是核设施退役过程中的一个关键问题,也是降低核废料的一个有效途径。目前,世界上已有许多核设施的退役去污技术,其中传统的物理、化学及电化学去污技术已被充分应用与发展。实践表明,采用多项技术进行综合处理,能获得优于单独处理的结果。在环保要求日益提高的今天,各种新的污染物去除技术应运而生。基于此,对目前我国核设施退役与污染治理中的一些新技术进行了综述,并对其发展趋势进行了展望。

韩加将开展核设施退役和放废管理合作

【韩国商务网2023年11月2日报道】2023年10月31日,韩国水电核电公司(KHNP)与加拿大核工程公司Kinectrics及核废物管理组织(NWMO)各签署一份合作协议,分别涉及核设施退役和放射性废物管理。韩水电核电与Kinectrics签署核设施退役合作协议,未来韩将派遣技术人员参与加退役项目,加专家将为韩提供技术咨询和培训。

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（ＮＲＣ）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，但是在扣除本底水平后低于等于１００ｍｒｅｍ／ａ，在此情况下，持照者采取了必要的行政控制措施后可保证关键居民组的平均个人总有效剂量当量低于等于１５ｍｒｅｍ／ａ，此时该场址可以限制性开放。

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。

核设施退役过程中的辐射场重构与拆除路径优化

辐射场分布和路径选择是核设施退役过程中影响工作人员吸收剂量的主要因素。针对核设施退役过程中多源项的三维辐射场,采用点核积分的方法进行重构,重构结果与蒙特卡罗程序计算结果吻合很好,验证了点核积分法的可行性。将核退役拆除路径问题抽象为一种类旅行商问题数学模型,构造不同拆除路径下所受外照射剂量对应的剂量矩阵,根据辐射防护ALARA(As Low As Reasonably Achievable)原则,利用遗传算法进行寻优。对于多源项退役拆除实例,计算给出了最优化拆除路径和三维可视化显示,并对优化效果进行了讨论。设计开发了面向核设施退役过程的辐射场重构与拆除路径优化功能软件。

国营二二一厂核设施退役实践

本文介绍原核工业国营二二一厂的核设施退役实践。文中概述了退役工程的前期准备,退役执行标准或限值,退役工程的组织管理和质量保证体系,退役工程的施工,去污方法,施工辐射监测,污染物处置,终态验收以及退役中的辐射防护等。退役工程经国家验收后,原二二一厂的厂房、设施和场地已经移交青海省安排使用。

环形爆炸切割器的研制及其在核设施退役中的运用

介绍了爆炸切割技术的特点及环形爆炸切割器的研制、试验情况。简要阐述了爆炸切割技术在核设施退役中的应用前景以及进一步完善该项技术需要开展的研究工作。

我国核设施退役和放射性废物治理现状

论述核设施退役和放射性废物治理的意义及目的,对我国20多年来在实施核设施退役和放射性废物治理过程中取得的积极进展和面临的问题进行概述和总结,并提出相关的应对措施。

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。

核设施退役作业场景动态三维辐射场模拟计算与可视化

针对给定的核设施退役作业过程场景构建了动态三维辐射场模型,对目标问题的三维辐射场进行了全范围中子、光子输运蒙特卡洛数值模拟计算与三维辐射剂量场可视化。计算了不同步长时以控制仪表及电路半导体为例的作业机械关键部位瞬时粒子注量率;并对计算结果进行了分析与验证,模拟结果与理论值一致。