摘要：针对我国第1座研究性反应堆(101重水研究堆)安全关闭过渡期的放射性源项调查,采用对可达部位取样分析与理论计算相结合的方法,给出了堆本体主要部件的中子活化源项。采用现场测量和对管道、设备内壁取样的方法获取了回路系统污染源项。另外,对反应堆厂房构筑物地面和墙面的污染水平、乏燃料保存水池和废树脂等进行了较为全面的现场测量和取样分析。通过源项调查,初步掌握了101重水研究堆退役的主要放射性源项的特点和存留量。

摘要：由于核设施退役过程数据采集难度大,导致传统核设施退役作业管理系统存在管理效果不佳的问题,引入物联网技术,从硬件、数据库和软件三个方面,实现核设施退役作业管理系统的优化设计。在传统硬件系统的基础上,安装辐射监测仪表、数据采集器、收发器等传感器设备,形成无线传感器物联通信网络,并将物联网采集的实时数据按类型存储到系统数据库中。以实时采集的退役实施过程中的各种数据作为原始数据,在核设施退役作业管理制度的约束下,划分核设施退役作业区域,在各个区域下实现源项调查、去污、拆除解体、辐射监测、废物清理、整备运输等核设施退役作业的管理。该系统与传统作业管理系统相比在工作效率、数据采集能力等方面具有明显优势。

摘要：核设施退役项目与其他工程项目存在差异,不仅面临工业安全风险,同时也面临辐射安全风险。随着我国核设施退役问题越来越突出,提升核设施退役项目安全管理水平越来越重要。为了有效防控风险,必须重视和加强核设施退役项目的风险管理。通过系统全面识别、评估和分析风险,并以此为依据制定风险应对和处理措施,确保核设施退役科学管理和安全实施。针对核设施退役工程风险特点,在风险管理一般过程的基础上对核设施退役项目风险管理方法进行了初步探索,提出了在退役项目编制初步计划阶段开展关键假设筛选,在项目方案设计阶段筛选假想事件,并以分级方法评估事件发生的概率及导致后果的严重性,建立风险谱,对高风险事件进行分析、制定应对策略的方法开展风险管理。并对我国核设施退役项目全面风险管理提出了建议。

摘要：针对核设施退役过程中产生的不锈钢废物,开展了超声波+四价铈去污技术研究。利用失重法,设计正交实验,研究了硝酸浓度、硝酸铈铵浓度、温度和超声时间对不锈钢的平均腐蚀速率及去污因子的影响。条件实验结果表明:温度、硝酸铈铵浓度为主要影响因素;当硝酸铈铵的浓度为0.15 mol/L,温度为85℃,硝酸浓度为0.1 mol/L时,不锈钢的平均腐蚀速率最高,达到8.07μm/h,引入超声波后将极大提高四价铈去污技术的效率。扫描电镜观测结果表明:去污后的不锈钢表面大部分区域出现了很多蚀孔,表明空化效应强化Ce(IV)去污技术具有强烈的空蚀作用;对乏燃料冷却套管开展了验证去污实验,去污因子达到158.8。

摘要：利用辐射防护最优化软件visiplan对某反应堆放射性废液储存罐的退役方案进行最优化分析,计算了不同场景下的工作人员的累积吸收剂量,并进行利益-代价分析。通过对比及综合分析,提出了最优的退役方案,不仅产生的二次废物最少,而且能够最大程度地降低人员受照剂量。实践表明,辐射防护最优化技术可以在核设施退役中为优化辐射防护方案,完善应急处置预案等提供技术支持,同时,为提升我国核设施退役科技水平,缩小与发达国家之间的差距发挥重要的作用。

摘要：本文以重水研究堆堆本体外壳为研究对象,根据堆本体外壳的结构特点和放射性水平,从操作周期、废物量、人员受照剂量等方面对比了堆内就地切块和堆内环形拆除方案的可操作性,通过对比选择堆内就地环向切割;确定了堆本体外壳切割总体方案,在总体方案确定的前提下,根据外壳的结构特点、放射性水平等条件设计了外壳冷切割工具以及相应的工作形式,外壳切割采用机器人和机械手远程遥控切割;在调研和初步计算的基础上,选择相应的起吊工具和尺寸;根据切割线划分原则,确定了外壳切割线。

摘要：HWRR反应堆容器是一个放射性强的大型铝合金构件,是反应堆退役源项的重要来源之一,也是反应堆本体退役方案设计的重要内容之一。利用ORIGEN2计算了反应堆容器中子活化源项,同时在容器底部的压力室表面获取了一定量的沉积物样品,通过分析得到了活化源项,反应堆容器主要放射性核素为C-14、Co-60、Ni-63等,总活度为1.77E+12Bq。根据反应堆容器的结构和放射性水平,设计了一套远距离专用切割装置,提出了在反应堆堆外实施切割解体的实施方案,可实现反应堆容器水平和垂直切割,最终完成反应堆容器安全退役。

摘要：反应堆退役废物具有很强的放射性,如果不能够妥善处理,会带来严重的后果。为此,需要加强对反应堆退役废物信息的管理,所以需要建立起一套反应堆废物信息管理系统。只有建立起完善的管理系统,才能够弥补传统管理方式上存在的不足,改善反应堆退役废物的管理水平。在文中,根据反应堆退役废物管理的需要,利用ACESS作为数据库开发工具,借助Visual Basic作为系统开发软件,利用ADO技术实现数据库的访问和操作。研究并设计满足反应堆退役工程需要的废物信息管理系统。

摘要：介绍了反应堆退役放射性固体废物暂存库及工艺系统的初步设计方案。根据反应堆退役预计产生的放射性固体废物的种类、放射性水平、数量以及废物包装体的类型,并结合法规标准要求,提出了放射性固体废物暂存库及配套工艺系统的初步设计方案。对起重机、辐射监测系统、通风系统等配套系统提出了参数要求。为进一步开展施工设计提供基础。

摘要：本文综合介绍了某反应堆退役厂区视频监控系统的组成、功能和设计原则。根据厂区分布以及退役工程要求,提出了视频监控系统的初步设计方案,包括控制中心、前端控制点以及监控室的设计。该系统还能作为安防系统的一部分在反应堆退役工程中发挥重要的作用。