云南城市放射性废物库建设、运维与辐射环境监测分析

云南放废库是国家建设的首批城市放射性废物库,运行34年来,共收贮(处)放射源3650枚、放射性废物12.2 t。库区安保建设历经多次升级,满足核安全导则《城市放射性废物库安全防范系统要求》;核安全文化建设方式多样、辐射事故应急演习已成常态。库区辐射环境质量良好,环境空气、水环境、土壤环境、生态环境各项放射性监测指标均属区域环境背景水平。

低放废物处置场辐射防护设计关键问题研究

低放废物处置场辐射防护设计一般主要涉及废物处置单元和废物接收厂房。废物处置单元根据处置场接收准则、废物码放处置方案等进行辐射防护设计,废物接收厂房的辐射防护设计主要关注废物装卸区、开箱倒装区、无损检测区等。本文主要介绍了低放废物处置场辐射分区准则的制定,辐射防护设计原则的考虑,废物处置单元及废物接收厂房辐射防护设计等方面的内容。重点关注了废物处置单元废物分层、分隔断码放处置情景,不同分隔码放方式所允许码放处置的放射性废物表面剂量率限值,码放层数限制,处置单元侧墙直接照射、处置单元天空散射、水泥砂浆及封顶的辐射防护设计考虑,以及废物接收厂房开箱倒装区的辐射防护设计关键问题。介绍了低放废物近地表处置场辐射防护设计相关的问题处理及经验,为相关设施辐射防护设计提供了参考。

美国高放废物处置库总系统性能评价

本文系统地介绍了美国高放废物处置库总系统性能评价的概念、目的、研究内容、研究方法以及最新研究进展，对我国今后高放废物处置库性能评价工作具有重要的借鉴意义。

中低放核废料地下处置对围岩介质(花岗岩体)温度场的影响

在核废料的地下处置过程中，由于放射性元素（１３７Ｃｓ，６０Ｃｏ，９０Ｓｒ等）的衰变，将产生大量的热量，因此，核废料的地下处置将影响围岩的温度场。初步探讨了中低放核废料的地下处置对围岩介质——花岗岩体温度场的影响。

核废料处置概念库工程屏障中热—水—应力耦合过程数值分析

考虑了缓冲层中温度梯度水分扩散、水蒸汽扩散对水连续性及能量守恒的影响,进一步完善了所建立的饱和-非饱和介质中热-水-应力耦合现象的控制方程,并以国际合作项目DECOVALEX III中课题Task3BMT1为模拟对象,使用所开发的有限元程序对一个核废料处置概念库近场的热-水-应力耦合过程进行了数值分析,考察了工程屏障中若干点的温度、含水量、孔隙水压力及主应力的变化、分布情况,并将部分结果与日本THAMES软件的Task3BMT1计算数据作了对比,看到二者的规律在定性和定量上有某种一致性,但仍存在一定差别,笔者试着分析了原因并得出了一定的认识。

核废料固化物库自控吊车控制系统的研制

本文叙述了核电站固化物库自控吊车电气控制系统的软硬件组成及工作原理，着重介绍了提高该设备安全性、可靠性及可维修性的措施。

对建设低、中放废物处置场问题的探讨

本文论述了我国建设低、中放废物处置场的迫切性,概述了国外低、中放废物处置的模式;并就我国宜采取的技术路线。

法国泥岩中的高放废物候选处置库场址Cigéo

为了便于对比研究,我国高放废物地质处置的处置库围岩,除选择花岗岩外,还对黏土岩进行了研究,这项工作虽起步于20世纪80年代中叶,但当时未得出我国在黏土岩中建造处置库可行性的确切结论。近年来,我国再度启动黏土岩中高放废物处置库场址的选址工作,以查明我国在黏土岩中建库的可行性。国外有些国家,如比利时和法国等,对此领域进行过多年的研究,并取得了一些十分可喜的成果,主要介绍位于黏土岩中的法国Bure URL和以此为基础发展起来的Cigéo候选处置库场址的选址工作,包括选址历程、场址推荐理由、Bure URL概况、候选处置库设计方案、今后法国在此领域的研发工作规划和笔者的几点认识。按现规划,Cigéo处置库将于2018年开始建造,2025年开始运行。

废物库周围地下水中的放射性核素分布研究

中国工程物理研究院核物理与化学研究所原工作地点 (老点 )存在两个放射性废物库 5 37 1和 5 37 2。年内分别在库周围取地下水 (或土 ) 6次 ,对 5 37 1得到地下水和泥土中的铀含量大约为 1.2 7μg L和 3.0 μg L ,对5 37 2得到的地下水中的90 Sr含量约为 5 .35× 10 - 3 Bq L。上列数据与本底无明显差异。可见 ,5 37 1废物库周围地下水中铀含量与生活区河水中含量无明显差异 ,5 37 2废物库周围地下水中锶含量与生活区河水中含量也无明显差异。

中国高放废物处置库缓冲材料选择与基本性能

人类的许多生产、生活活动均可能产生不同活度的放射性废物。其中高放废物由于具有放射性水平高,发热量大,并含有对生物极有害的α放射性的长寿命核素等特点,其安全处置倍受全球科学家和广大公众所重视。目前深地质处置被国际上公认为处置高放废物的最有效可行的方法。借鉴国外成熟的技术和经验,我国采用多重工程屏障系统(包括废物固化体、废物容器及其外包装和缓冲/回填材料)和适宜的地质围岩地质体共同作用来确保高放废物与生物圈的安全隔离。膨润土由于具有极低的渗透性和优良的核素吸附等性能而被国际上选作缓冲材料的基础材料。经过全国膨润土矿床筛选,高庙子膨润土矿床被选作我国缓冲材料供应基地,我国高放废物深地质处置库缓冲材料的研究以产自该矿床的深部钠基膨润土作为基本组成材料。本文介绍了高庙子膨润土矿床的地质特征以及高庙子钠基膨润土的基本特征。该膨润土与国外同类型材料相比具有蒙脱石含量高(75%左右),杂质矿物相对较少的特点,这对系统和深入研究该材料以开发我国缓冲回填材料技术,确保高放废物的安全有效处置具有重要意义。

高放废物处置库工程屏障用粘土材料研究综述

本文简述了高放废物处置库工程屏障的作用,工程屏障概念的起因和发展过程,并对5个主要核国家所采用的5种蒙脱石粘土的样品来源、成分、主要物理化学特征和热-水-力学性能进行了分析比较,提出了从被动到主动的工程屏障概念和将来的研究方向。

裂隙岩体核素迁移的稳态时间模型

将裂隙岩体渗流视为裂隙网络流 ,核素仅在岩体裂隙网络流中迁移 ;核素在迁移过程中同时存在吸附和解吸作用 .基于图论和单一裂隙渗流的立方定律 ,建立了裂隙岩体裂隙网络渗流模型 ;在此基础上 ,考虑核素在裂隙网络流中迁移时既被裂隙表面吸附同时又发生解吸 。

温度作用下的岩石热弹塑性本构方程的研究

分析研究了岩石在高温高压作用下的热弹塑性力学特性,研究了岩石的加、卸载过程,根据损伤力学的基本理论,推导了温度作用下的岩石热弹塑性力学特性本构方程。由于岩石的损伤演化规律和塑性应变的演化规律不完全独立,所以本构方程中只需引入塑性变形的屈服准则。

四川省城市放射性废物库放射源自动抓取与安防联动系统的开发与应用研究

以实现四川省城市放射性废物库自动化抓取、提高安防水平为目的,开展了城市放射性废物库放射源自动抓取系统和安防联动系统的设计及开发。通过设计放射源装卸系统和自动抓取软件系统,并将其与废物库剂量监测系统、射频系统、车辆通道监测系统等进行联锁,实现了放射性废物库放射源自动存取和安全联动管理功能,达到了有效减少工作人员受照剂量,提高废物库安全防范水平的效果。验证了放射源自动抓取系统及库房安全联动技术的可行性,为放射性废物的贮存管理提出了新的思路,为核技术应用的进一步发展提供了有力的支撑。

高放废物深地质处置:回顾与展望

文章对我国高放废物地质处置研究的历史进行了回顾，并对未来发展进行了展望。我国的高放废物深地质处置研究开发从1985年开始，迄今为止可初步分为3个阶段：①起步和跟踪研究阶段（1985～1998）；②逐步发展阶段（1999～2005）；③政府规划指导阶段（2006至今）。20多年来，我国在国家法律法规、战略规划、选址、工程屏障、核素迁移研究等方面取得了显著进展。我国已经提出在2020年前建成地下实验室、21世纪中叶建成高放废物处置库的目标。研究开发和处置库工程建设分成3个阶段：试验室研究开发和处置库选址阶段（2006～2020）；地下现场试验阶段（2021-2040）和处置库建设阶段（2041～本世纪中叶）。经过全国筛选对比，已初步选定甘肃北山地区为重点预选区，系统的场址评价工作正在进行。已确定采用膨润土作为处置库的回填材料，并初步确定内蒙古高庙子膨润土为我国高放废物处置库的首选缓冲回填材料。工程设计、核素迁移研究和安全评价也取得了一定进展。1999年起与国际原子能机构开展了3期高放废物地质处置技术合作项目，对提高我国的技术水平起到了积极作用。20多年的研究开发工作为我国在21世纪完成高放废物地质处置任务奠定了基础。

高放废物处置库系统性能评价内容及方法

高放废物处置库系统性能评价研究对确保高放废物处置库的长期安全运行具有重要意义，本文介绍了高放废物处置库系统性能评价的内容及方法。

核废料贮存围岩介质THM耦合过程的数值模拟

针对上期论文对核废料贮存围岩介质THM耦合过程的力学分析建立的数学模型,本文推导了求解THM耦合力学模型的有限元计算公式,并编制了有限元计算程序,并用BM T 1问题的算例,探讨了核废料贮存裂隙岩体水热耦合迁移以及应力响应特征。

用模糊综合评价法评估铀水冶厂尾矿库应急能力

通过分析铀水冶厂尾矿库应急要素,构建了应急能力评估三级指标体系;运用模糊综合评价法评估铀水冶厂尾矿库的应急能力并构建评估模型,采用层次分析法和Delphi法对各级评估指标进行赋权,并选取某铀水冶厂尾矿库进行实例应用检验,得出的评估结果基本上可反映该尾矿应急能力的实际情况。

核废料贮存围岩介质THM耦合过程的力学分析

针对核废料贮库围岩介质中的THM耦合作用下的岩体力学响应的特点,分析了THM耦合过程,利用O'C onnell的裂隙岩体等效弹性模量关系式中的裂隙密度概念意义,建立了温度作用下的裂隙密度与O da提出的裂隙张量之间的关系式;以裂隙结构面的开度、岩体裂隙数(包括受温度影响开通裂隙数)、裂隙连通率、附加应力、剪切膨胀等为研究对象,给出了具有THM耦合的渗流系数张量;在理论分析的基础上,建立了应力、应变、温度和热力学压力的关系方程式,给出了核废料贮库裂隙岩体介质热-液-力耦合的定解方程。为探讨核废料贮存裂隙岩体水热耦合迁移以及应力响应特征,提供了力学模型。

某伴生放射性废渣库的地下水污染控制工程设计

以北方某伴生放射性废渣库为例,研究了某地下水污染控制问题,结果表明,尾渣库的防渗、滤液的收集及检测、地表水的截流都是控制污染的主要环节。从库底和边坡防渗,渗滤液收集、导排、检测,地下水监测,地表径流截排等几个方面进行了工程设计,该设计为此类废渣库的安全运行与地下水放射性污染控制提供了依据。