Korean potential approach to the multi-lateralization of the nuclear fuel cycle

To prevent the worldwide dissemination of nuclear sensitive technologies and strengthen the safeguards of the nuclear facilities at the same time, the international society has begun to discuss the “multilateral nuclear fuel cycle approach (MNA)”. This kind of discussion will be more vigorous due to the recent nuclear activeties in Iran and North Korean and the Fukushima nuclear power plants accidents. If the MNA would be implemented someday, not even in the immediate future, Korea could be subject to a serious situation since it imports 100% of raw material for nuclear fuel. Hence, this paper reviews the 12 previous MNA proposals and discusses a potential Korean approach to MNA that Korea is able to take.

核保障用探测器的现状与发展

国际原子能机构(IAEA)建立了比较完整的核保障体系并不断加以完善,以确保有能力监督原子能技术的和平利用,以及保障相关核技术不被应用于军事用途。本文对IAEA核保障体系的建立和发展进行了描述。核保障技术的应用与发展依赖于探测技术的进步,国内在核保障技术方面做了大量的研究,基于各种探测需求开发了不同探测装置,如针对γ射线、X射线、中子的辐射探测器,针对衰变产生热量的量热计,针对不同质量数进行区分的质谱仪。对IAEA核保障设备的发展趋势进行了分析,提出了一些未来可以应用的探测器或探测技术。

超细晶/纳米晶钨材料制备技术的研究进展

晶粒细化可显著提高超细晶/纳米晶钨材料的性能,介绍了超细晶/纳米晶钨材料制备技术的最新研究进展,包括粉末冶金法和深度塑性变形法,粉末冶金法的烧结工艺主要包括热等静压烧结、超高压通电烧结、放电等离子体烧结、微波烧结等;深度塑性变形法包括高压扭转、等通道挤压、表面机械研磨处理和累积轧制等。由于超细晶/纳米晶钨材料存在大量的晶界可有效提高材料的力学性能和抗辐照性能,因此有望解决纯钨材料作为核聚变堆面向等离子体材料存在的问题,对超细晶/纳米晶钨材料的发展提出了建议。

核设施检修与退役工作场所表面污染擦拭效率检测

为了解某核设施检修与退役场所不同材质表面污染水平擦拭效率,提供准确的本底调查与去污数据,分别对大理石、不锈钢板、橡胶地板、水泥地板、木质地板等常见材质表面污染擦拭效率进行了检测,该核设施检修与退役工作场所除平滑不锈钢外,其余材质表面污染擦拭效率在8%~12%范围,表明随长期检修与退役工作的进行,放射线核素对不同材质的渗透情况基本相同,最终形成一定深度的固定污染;同时,材质相同的情况下,粗糙度也是影响擦拭效率的一个关键因素。

从含钌废料中回收钌的研究进展

从铂族金属废料中回收再利用钌对于实现行业可持续发展、节约资源和环境保护都有着重大影响。钌废料一般包括含钌废催化剂、含钌合金材料、含钌核废料和其他含钌废料等。综述了不同钌废料的综合回收处理方法,分别介绍了氧化蒸馏法转化可溶性盐、熔融—还原—氧化法、熔融—氧化—蒸馏法、微波浸出—浊点萃取法、蒸馏—熔融—还原法、熔融—还原—氧化法、离子交换法、氧化挥发法、电解法、生物吸附法和物理吸附法等工艺,总结了现有钌废料回收技术的优缺点,并对未来钌废料回收工艺的发展方向进行了展望。

核电系统用无机胶的研究进展

胶黏材料作为核电站关键材料之一,在核电应用中扮演着至关重要的角色。相较于传统的有机胶,无机胶因优异的高温稳定性、耐辐照性、耐候性及低成本效益,在核电领域的应用中显示出独特的优势。本文首先概述了无机胶的组成、结构、分类及基本特性,随后详细探讨了磷酸盐无机胶与硅酸盐无机胶的粘接机理、改性策略及性能增强方法。研究表明:通过优化填料、引入交联剂和调整固化剂等方法,可以有效提高无机胶的耐高温性能;而通过调整固化工艺、进行界面优化和引入抗氧化剂等措施,则能显著提升无机胶的耐辐照性。此外,文章还介绍了无机胶应用技术的创新,如预加载技术、固化温度的调控及粘接界面的特殊处理。本文为无机胶在核电系统中的应用提供了新的视角和策略参考,有助于核电领域胶黏技术的发展。

核设施退役阶段气载放射性包容与通风净化技术研究

核设施在退役现场操作活动中会产生气载放射性物质。由于核设施退役阶段现场复杂,退役现场操作活动面临各种潜在风险,且各项活动具有临时性和动态变化的特点,如何确保退役过程中气载放射性包容和通风净化系统的有效性是核设施退役领域的重要问题之一。本文通过研究国内外相关法规、标准及良好实践,总结归纳了以放射性风险评估为基础、适用于核设施退役阶段作业现场的气载放射性包容与通风净化系统设计总体原则、设计方法、性能准则及推荐方案。

关于DSA机房环境影响评价的思考

数字减影血管造影机(DSA)是核技术利用项目中最常见的医用Ⅱ类射线装置。核技术利用环境影响评价报告的编制、评审和复核均遵循《辐射环境保护管理导则核技术利用建设项目环境影响评价文件的内容和格式》(HJ 10.1—2016)格式及要求,需采用理论计算的方式核算DSA机房的屏蔽防护是否满足《放射诊断放射防护要求》(GBZ 130—2020)辐射限值。本文从DSA设备结构特点和作为医疗器械的准入条件方面入手,给出满足GBZ 130—2020最低屏蔽铅当量、最不利机房尺寸及最不利工况下DSA机房的屏蔽计算及参数选取,并通过计算结果验证了GBZ 130—2020对DSA机房的最小铅当量要求。建议DSA机房的环境影响预测方法,可采取与GBZ 130—2020标准对比,而不必拘泥于HJ 10.1—2016要求的理论计算,有利于减轻环评编制人员、评审人员和审批人员的工作负担。

人员出入口核材料检测装置的研制

研制了一套以塑料闪烁体作为探测器,用以检测行人携带特种核材料的检测装置。在本底为2.58×10-9C.kg-1.h-1、人的行走速度小于1.2 m/s时,对高浓铀的检测质量下限为2 g,低燃耗钚的下限为0.06 g;在本底为5.16×10-9C.kg-1.h-1、人的行走速度小于1.2 m/s时,对高浓铀的检测质量下限为3 g,低燃耗钚的下限为0.08 g。该装置误报率小于1/3 000。

室温半导体核辐射探测器新材料及其器件研究

本文论述了室温半导体核辐射探测器新材料及其探测器的研究发展过程和最新动态,分别介绍了几种主要室温半导体核辐射探测器新材料晶体的组成、结构、性能及其探测器的制备技术,主要应用情况。结果表明:HgI2、CdZnTe和CdSe单晶体是性能优异的室温半导体核辐射探测器新材料,用其制作的探测器,可在室温下广泛用于环境监测、核医学、工业无损检测、安全检查、核武器突防、航空航天、天体物理和高能物理等领域。因此,近年来对大尺寸高质量HgI2、CdZnTe和CdSe单晶体及其室温核辐射探测器的研究,已成为高技术新材料领域的前沿研究课题。

可移动式高分辨率分段γ扫描现场测量装置的研制

描述了１台用于核设施、核材料现场测量的可移动式高分辨分段γ扫描装置。本装置用７５Ｓｅ和１６９Ｙｂ作为透射源测量样品对γ射线的透射率，采用近立体角三维自吸收校正模型计算样品自吸收校正系数ＣＦ（ＡＴ），较准确计算出样品对γ射线的自吸收校正量。本装置适合于准确测定中低密度非均匀核返料和核废物中核材料含量或裂变产物的含量，对２３５Ｕ硝酸铀酰均匀介质的盲样，测量结果与控制电位库仑测定的标准值之偏差小于１．４％。

中国核技术应用发展现状与趋势

通过大量数据调研和实地走访,总结了近十年来我国核技术应用取得的重要进展及其在提高人民生活水平和健康水平方面所起的重要作用,详细阐述了我国核技术应用技术与装置发展现状,包括电子辐照加速器技术与装置、γ射线源及其集成装置以及放射性同位素制备技术。结合应用实例,介绍了核技术在工业、农业、医疗、环保、国家安全等领域的应用和产业发展状况。分析核技术应用发展所面临国内外形势,展望了我国核技术应用的发展前景及趋势。

人员出入口核材料放射性监测装置的研制

采用γ射线探测器阵列和序贯概率比检验法建立了人员出入口核材料放射性监测装置 ,以检测通过出入口的人员是否以隐蔽方式非法携带核材料或其它放射性物质。

中子测量技术在核保障中的应用

中子测量技术是核保障领域非破坏性分析技术中重要方法之一。利用该技术结合同位素组成信息可以对铀、钚材料进行定量测量。本文简述了该技术测量原理、测量分析方法以及一些常见用于核保障中的测量设备。

核保障技术的建立和发展

国际原子能机构(IAEA)建立了比较完整的核保障体系并不断加以完善,以确保有能力核查保障协定所涉核材料所作申报的正确性和完整性。本文对IAEA核保障技术的建立和发展情况进行了描述。国内在核保障技术方面做了大量研究。建立和完善的针对不同对象的核材料非破坏性分析技术和破坏性分析技术在核材料管制中得到应用;在实体保护方面研发了封记技术,防伪胶粘封记与光纤电子封记已得到应用;建立了系列环境样品分析方法,其中微粒分析技术能力通过IAEA认证,微粉分析实验室正式纳入IAEA微粒分析网络实验室。对IAEA保障技术的发展趋势进行了分析,提出了核保障技术发展的建议。

中国核能安全保障法律制度与体系研究

核能安全保障是能源法研究的重点与热点问题之一。目前中国核能安全立法虽然初具规模,但既存在可操作性欠缺、法律责任规定强度过轻、核损害赔偿制度尚不完备等微观制度上的问题,又存在核能安全基本法缺位、单项支撑法律缺失、配套实施细则缺乏等宏观体系上的缺陷,无法有效满足核能安全保障工作的现实需要。为解决此问题,在微观层面应致力于完善覆盖"事前预防,事中控制,事后补救"各方面且内容切实可操作的核能安全保障法律制度;在宏观层面应致力于构建以《原子能法》统领,以《核物料法》《核设施法》《核应急法》《核损害赔偿法》等单项法律支撑,以相关法规和规章配套的核能安全保障法律体系。

核安全导则HAD501/02《核设施实物保护(试行)》解读及修订建议

核设施的实物保护对于设施的安全运行和核材料的合法使用具有重要意义。2008年,国家核安全局发布核安全导则HAD501/02《核设施实物保护(试行)》(下称《导则》),将我国民用核设施分为三个实物保护级别,并明确了相应的分区保护要求。几年来,《导则》为规范我国核设施实物保护工作做出了重要贡献;但是,实践表明《导则》存在部分不足之处,如个别条款缺乏量化指标,导致分级扩大化。本文对《导则》的制定理念和原则进行了解读,并结合实践,提出了对《导则》进行修订的具体意见和建议。

辐射探测技术在核保障中运用简述

辐射探测技术在核保障中具有十分重要的作用。简述了辐射探测的原理、特点以及该技术在硬、软件和探测系统等方面的进展,并简要介绍了辐射探测技术在核保障中的应用和发展趋势。

核材料管制范畴的探讨

我国的核材料定义已经持续使用了近30年并会继续使用,研究我国核材料管制中核材料定义现状和局限性,并与IAEA在核保障和核安保领域的核材料概念进行比较,剖析了我国核材料管制对象确定的时代背景、存在的问题。这是国内首次开展核材料管制对象范畴的研究,在此基础上提出核材料管制法规修订需要关注的核材料管制范畴的关键因素。

IAEA 核保障技术的进展

简要介绍了国际原子能机构核保障技术的新进展，包括核保障监督体制设置（９３＋２计划），保障情报资料的分析与评价技术，典型核设施的核保障监督模式、核材料非破坏性分析技术、封隔／监视技术和环境监测技术等。