摘要：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。

摘要：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。

摘要：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。