辽宁凤城硼铁矿全流程固体废物放射性特征

辽宁凤城硼铁矿是大型硼、铁、铀共生的多金属矿床,采用露天开采—选矿—冶金工艺得到铁精矿、五水硼砂和重铀酸盐产品,生产过程中产生采矿废石、选矿尾矿、水冶尾渣等多种不同性质的固体废物。对全流程工艺过程、产品和固体废物的放射性特征进行了调查,并对固体废物资源化利用进行了计算分析。结果表明,铁精矿、硼砂产品的放射性达标,铀产品为天然放射性物质;采矿废石、选矿尾矿、碎石、粗砂和硼泥可作为普通固体废物处理处置,其中碎石和粗砂可作为建筑砂石料使用;硼泥掺量不超过50%的亚纳米硅晶石,满足《建筑材料放射性核素限量》(GB 65660—2010)规定的不同建筑材料放射性核素限量要求,其使用不受限制;水冶尾渣属于极低放废物,应建立独立的尾矿库进行处置。

Pu在膨润土层中的反应性迁移模拟研究(1)——地下水-膨润土体系演化的地球化学模拟

在某区含Pu高放废物处置系统的性能评价中,需要分析水-岩相互作用下蒙脱石、孔隙度、pH值等演化过程对膨润土材料性能及Pu反应性迁移的影响,为此,本文以工程屏障系统中厚度为1 m的柯尔碱膨润土回填材料为研究对象,基于地下水入渗景象,采用TOUGHREACT模拟了地下水-膨润土体系的地球化学演化。结果表明:膨润土完全饱和约需20年;膨润土中蒙脱石的伊利石化作用很弱,而去白云石化过程(白云石溶解、方解石形成)相对明显,这使得水中Ca^(2+)浓度减小、Mg^(2+)和HCO_(3)^(-)浓度增大、pH值呈弱碱性且维持在8.1~10.3范围内;膨润土的孔隙度和渗透率变化不明显(变化量不到2%)。这些演化过程将有利于维持膨润土的膨胀性,阻滞核素向外迁移。

高庙子膨润土胶体释放影响因素试验研究

高放废物处置库中缓冲回填材料膨润土与地下水相互作用时会释放出胶体,而胶体会直接影响放射性核素的迁移行为,因此,膨润土遇水释放胶体研究是处置库系统安全评价的重要内容之一。本文以高庙子膨润土为研究对象,通过室内试验,获得了离子种类、离子强度、pH、温度与浊度的关系曲线,并对这些因素影响胶体释放的机理进行了分析。结果表明:阳离子种类抑制膨润土释放胶体排序依次为Li^(+)<Na^(+)<K^(+)<NH_(4)^(+)<Zn^(2+)<Mg^(2+)<H+<Ca^(2+);阴离子中除OH-对胶体释放有显著促进作用外,其他阴离子基本对胶体释放影响不大;溶液离子强度越大,抑制膨润土胶体释放的能力越强;膨润土在中性条件下更容易释放胶体;在20~50℃之间,升高温度有利于膨润土胶体的释放。

多核素示踪粤西广海湾水体和颗粒物输运过程

利用放射性同位素在海洋环境中的迁移行为,探索与其相对一致的海洋学过程,已成为海洋学研究的一种重要技术手段。本文利用海洋放射性同位素示踪技术,以溶解态镭同位素^(224)Ra、^(223)Ra、^(228)Ra和颗粒态核素^(7)Be、^(210)Pb、^(234)Th为示踪核素,于2019年10月至2020年1月期间开展了粤西广海湾水体和颗粒物输运过程的调查研究,并用修正^(224)Ra/^(228)Ra模型计算了广海湾水体滞留时间。结果表明,广海湾水体及其携带溶解态物质向外海迁移的时间尺度约为1 d。在定量评估广海湾颗粒态^(7)Be和^(210)Pb的各项来源与归宿的基础上,构建了两核素箱式模型。结果表明:大气沉降是广海湾^(7)Be和^(210)Pb的重要来源,广海湾向湾外输送是^(7)Be的最大归宿;珠江来沙随粤西沿岸流以涨落潮形式进入广海湾,构成广海湾^(210)Pb的潜在重要来源。利用典型海湾^(7)Be、^(210)Pb和^(234)Th颗粒物滞留时间模型,分别估算了广海湾悬浮颗粒物滞留时间,通过对比三核素估算结果,本文认为以^(210)Pb示踪的广海湾颗粒物滞留时间(τ_(p,Pb)=12~45 d)能更好地指示广海湾颗粒物及其携带颗粒活性污染物(如重金属、部分有机污染物)输运过程的时间尺度。

Pu在膨润土层中的反应性迁移模拟研究(2)——Pu的种态分布及反应性迁移分析

为评估柯尔碱膨润土工程屏障材料的安全性能,采用考虑渗流扩散、溶解-沉淀、表面配位吸附、放射性衰变等多过程动态耦合的反应性迁移模拟方法,综合运用TOUGHREACT等程序开展了Pu在柯尔碱膨润土层中反应迁移的数值模拟,结合地下水-膨润土体系演化模拟分析了Pu的种态分布特征,叠加表面配位模型预测分析了Pu的长期迁移规律。结果表明:地下水中Pu主要以难迁移的Pu(OH)_(4)(aq)形式存在;由于膨润土的低渗透性和强吸附性,正常情景下Pu的扩散范围很小而将长期滞留于1 m厚膨润土中;在忽略强吸附阻滞作用的保守情景下,Pu在渗流作用下可扩散迁移出膨润土层;考虑到长时间尺度下不可避免存在的不确定性,建议重视渗流扩散为主导的其他过程和情景研究。

地下水体系核素化学形态模拟系统软件开发

为评估处置库的安全性,核素化学形态信息是准确预测核素的运移行为研究的前提。鉴于我国核能工业的迅速发展以及建立环境中核素的确认需求,在我国开展处置库周围核素的化学形态研究具有十分重要的意义。针对地下水中元素种态分布的研究需求,以JAVA为开发工具、MySQL作为数据库、Tomcat为容器,开发了一套B/S架构的元素种态分布模拟软件。针对模拟计算中遇到的化学反应平衡非线性方程组求解收敛困难的问题,引入了根据化学反应势能求解的方法和反应因子控制迭代步长,实现了对化学反应非线性方程快速地求解,并可拓展多相平衡计算。以塔木素地下水中镎为考察对象,利用所开发化学形态模拟软件(simulation software on chemical species,SSCS)计算环境中镎的形态和量,并对比PHREEQC的计算结果,相对偏差在10%以内,针对环境中痕量元素的分布,提供了理论计算的解决方案。

上海光机所高放废液铁磷酸盐玻璃固化研究进展

玻璃固化是目前国际上公认的处理高放废液(HLLW)的最佳方案。铁磷酸盐玻璃熔制温度低,化学稳定性优异,且对非金属和稀土等元素的溶解度较高,是固化快堆、熔盐堆等第四代堆放射性废物以及压水堆干法后处理放射性废物的最佳选择。本文主要介绍了近几年来中国科学院上海光学精密机械研究所铁磷酸盐玻璃固化的研究进展,包括铁磷酸盐基础玻璃配方研究、高放废液关键核素包容、模拟高放废液铁磷酸盐玻璃固化配方等研究。开发的铁磷酸盐玻璃固化配方在上海光学精密机械研究所自行研制的Ф550 mm冷坩埚实验平台实现了127 h中试规模的连续熔炼试验验证,该研究对实现我国高放废液冷坩埚玻璃固化的工程化应用有重要的参考意义。

核电站放射性污染金属部件激光复合去污技术研究

探究放射性污染金属部件的清洁解控或重新利用新技术,可用于减少核电站废金属产生量。本研究针对锈蚀的4140钢,提出激光复合去污技术,并与单一的干冰去污和激光去污进行对比试验。通过对基体试样的微观形貌、成分分布、金相组织、三维形貌进行测试,分析其表面粗糙度、显微硬度的变化趋势,以确定激光复合去污效果,最后在核电站中实现工程验证。测试和验证结果表明,激光复合去污技术可将4140钢表面的锈蚀层完全去除,获得最佳的去污效果,且不影响基体材料的成分、组织及力学性能。沾污电机叶轮去污后表面沾污水平均<0.4Bq/cm^(2),表面接触剂量率均<40nSv/h,达到核电站固体废物清洁解控标准。因此,激光复合去污技术可为核电站放射性污染金属部件的去污提供新方法,实现废物最小化。

含^(60)Co极低放土壤废物的填埋处置

在对四川省城市放射性废物库暂存的含^(60)Co极低放土壤废物进行源项分析的基础上确定了填埋处置方案。根据填埋处置方案对该批含^(60)Co极低放土壤废物进行了填埋,对填埋过程中工作人员受照剂量进行了估算。经计算,此次填埋操作过程中工作人员最大个人剂量为103.07μSv,满足相关剂量控制要求。

放射性核素生态运移与辐射剂量评价研究现状及趋势

放射性核素在生态环境中的输运和转移(简称运移)长期以来受到辐射环境保护领域的特别关注。本文将系统梳理放射性核素在生态环境中的运移机制和模型及参数、人类和非人类生物剂量评价方法,以及在核设施发生事故情况下放射性核素非平衡态运移模型及参数等相关研究现状,并从计算模型、评价方法和参数等多维度探讨放射性核素在生态环境中的运移行为,重点针对放射性核素海洋运移、非人类物种剂量评价、短期事故排放的动态模型、人工智能技术应用等方面开展进一步研究并提出建议,为核与辐射应急响应、环境监测与风险评估等提供科学依据和技术支持。

γ辐照-腐蚀后硼硅酸盐玻璃的形貌及元素行为

硼硅酸盐玻璃是现有综合性能最好的深地处置高放废物固化材料,其辐照稳定性是影响放射性核素向生物圈泄漏的重要因素。对此,在室温下分别以8 kGy和800 kGy的γ射线辐照三组分硼硅酸盐玻璃(NBS),并对辐照后的样品在不同时间下的浸出行为展开研究。采用光学显微镜和扫描电子显微镜(SEM)对实验样品的表面形貌进行分析,利用能量色散X射线谱仪(EDS)分析元素分布,并用电感耦合-等离子体光发射光谱仪(ICP-OES)对溶液元素进行表征。结果表明:γ射线在8~800 kGy的吸收剂量范围内会对硼硅酸盐玻璃的浸出行为产生影响。此外,随着腐蚀时间的延长,玻璃腐蚀效应逐渐覆盖了辐照效应。与8 kGy辐照相比,NBS玻璃样品在800 kGy辐照下的元素行为变化更为明显。在高剂量辐照后,腐蚀对表面形貌的影响更为显著,而腐蚀7 d后NBS玻璃的元素浸出率更高。

我国核电厂极低放废物的优化管理研究

随着国内放射性废物分类标准的颁布实施,各核电厂运营单位开始关注放射性废物的分类管理。其中,核电厂运行过程中产生的极低水平放射性废物,具有放射性水平低、废物量大的特点,若作为低放废物管理,不仅增加运行成本,占用核电厂废物暂存空间,而且会占用处置场的资源,不利于放射性废物最小化管理。本文分析了国内极低放废物管理现状,结合国际极低放废物管理技术和良好实践,提出我国极低放废物的优化管理建议。

两步法高效含氚净化水空气载带系统研究

针对现有含氚净化水空气载带技术排放效率低、环境适应性差的问题,提出一种基于溴化锂制冷驱动溶液除湿和高效雾化加湿的两步法含氚净化水空气载带系统,搭建了载带量大于2 t/d的试验样机,并在不同工况下开展了载带实验研究。结果显示:试验样机在空气温度3~50℃、空气相对湿度0~90%的环境工况下可安全、高效地排放含氚净化水,试验样机在典型工况、高湿工况、高温工况下,载带量分别为100.8、119.9、96.0 kg/h,与一步法相比,载带量分别提升了298.4%、508.6%、60.0%。这表明,基于两步法的含氚净化水空气载带系统可大幅拓宽含氚净化水安全排放的环境适应范围,且排放效率较高,可为含氚净化水的排放应用提供参考。

放射性石墨处理技术综述

放射性石墨是核电活动中存在的一种特殊废物,在处理和处置上具有一定的挑战性,焚烧技术由于其优异的减容能力得到了研究者的青睐。本文重点从石墨燃烧原理、放射性核素行为、燃烧工艺参数、设备等方面对焚烧处理技术进行了分析,并比较了不同的放射性石墨处理技术,分析了各技术优缺点,对将来处理放射性石墨具有参考指导意义。

放射性废物焚烧处理技术概述

本文重点研究了放射性废物处理中焚烧技术的应用,并分析了德国Karlsruhe焚烧炉、比利时CILVA焚烧炉、中辐院热解焚烧炉等五大代表性焚烧炉,尤其以第三代技术为重点,分析了中辐院早期热解焚烧工艺、瑞士的ZWILAG热等离子体焚烧工艺等,中辐院热解焚烧工艺作为国内先进废物热处理工艺,具有减容效果优异、焚烧灰性质稳定、放射性核素截留率高等特点,瑞士ZWILAG作为第一个完全的等离子体焚烧工艺,具有处理速度快,不可燃废物玻璃化浸出率极低等特点,总结各工艺优缺点和适用场景,可为实际生产应用选择方法提供参考和依据。

中国铀矿冶放射性废物管理战略研究

回顾了铀矿冶的发展历程,介绍了铀矿冶放射性废物管理体系和废物处理处置现状,分析了当前铀矿冶放射性废物管理中存在的问题,提出了铀矿冶废物管理的基本思路、工作目标、重点任务和保障措施,旨在为今后铀矿冶废物的科学管理提供指导。

核电厂放射性废液环境对设备衬胶耐老化性能的影响

国内某核电厂放射性废液收集、处理、贮存、排放系统容器类设备采用内衬橡胶防腐设计,随着服役时间增长,内衬橡胶层性能会逐渐降低,乃至老化失效,影响设备运行安全,甚至导致放射性液体泄漏。通过橡胶热老化实验,推算对比内衬胶板在辐照、辐照浸渍等不同条件下的使用寿命;通过红外测试、热重测试、冲击强度测试、硬度测试,对比原始胶板、辐照胶板、辐照浸渍胶板等各项理化性能的变化,最终确定核电厂放射性废液环境下橡胶老化的主要影响因素。

福岛以东放射性核素进入中国海关键途径的三维数值模拟研究

准确刻画放射性核素在海洋中的扩散及输运过程是监测及预防的关键。利用北太平洋区域高分辨率海洋动力模式,结合被动示踪实验,模拟了福岛排放入海的放射性核素在5 a左右时间的分布情况。结果表明,放射性核素在排海后主要随黑潮延伸体向东移动,但仍有部分放射性核素由于西南向回流、涡旋活动及模态水潜沉过程,向西南方向抵达中国海外缘。在中国近海与外海的物质交换通道中,放射性核素主要通过中国台湾以东最早进入中国东海,后经过吕宋海峡入侵南海,进而通过陆架环流输送到黄海与渤海中。研究结果系统地给出了放射性核素由北太平洋进入中国海的三维途径及动力机制,并表明高浓度的放射性核素在5 a时间内并未影响中国海域。

核能与环境放射性检测技术能力建设

0引言。专业技术服务平台是上海市科技创新服务体系的重要组成部分,面向科技创新和经济社会发展需求,向社会提供公益性、开放性、综合性专业技术服务。上海市放射性安全检测及污染控制专业技术服务平台(以下简称平台)依托上海市计量测试技术研究院。

氮化碳异质结用于光催化还原U(Ⅵ)的研究进展

对核工业产生的含铀废水进行铀污染处理和铀资源回收,有利于维护核能的可持续发展。光催化还原技术友好地协同了吸附-还原能力,克服了单一吸附去除的热力学限制,用于核废水中铀去除与回收具有较大的发展潜力。氮化碳基纳米材料因其优异的光化学性能、出色的理化可调性和良好的化学稳定性而被认为是一类光催化U(Ⅵ)还原的理想光催化剂。近年来围绕氮化碳进行的改性和应用研究为光催化铀还原提供了深入见解。近期的研究揭示了基于C_(3)N_(4)的异质结纳米结构的构筑及其对铀的光催化还原过程和机制。本文旨在阐明这一快速发展的主题,立足于光催化还原U(Ⅵ)的机理,着眼于有效改善C_(3)N_(4)的光催化性能,系统总结了基于C_(3)N_(4)异质结光催化材料的设计开发及其在U(Ⅵ)还原中的应用。最后,展望了当前基于C_(3)N_(4)的光催化材料在含铀废水中对U(Ⅵ)的还原去除面临的困难,为未来的突破提供视角和方向。