低中放废物近地表处置安全评价模式研究

采用景象－后果分析法，建立了在浸出与闯入景象下，放射性核素从近地表核废物处置库经由工程屏障，地质屏障迁移到生态环境的评价模式。开发了相应的计算机程序（ＰＲＥＳＤＳＡ）．利用现场的试验资料，对模式进行了检验．基于现场测量与试验室模拟试验，实地调查以及文献调研参数，使用ＰＲＥＳＤＳＡ程序对所假定的黄土包气层核废物处置场周围环境产生的辐射影响进行了计算和预测．结果表明，按照浸出景象计算，在所选的１０种核素中，１０００年内能够达到沿地下水流方向距处置库２５００ｍ关心点的核素只有￣（９９）Ｔｃ和￣（１４）Ｃ。因此，￣（９９）Ｔｃ和￣（１４）Ｃ是低中放废物近地表处置评价中要研究的主要核素．

模拟低中放废物水泥固化体在地下水中浸出性能的研究

本文采用国家标准方法 ,对硝酸钠、偏硼酸钠和阳离子交换树脂三种模拟低中放废物水泥固化体在浅地层处置环境地下水中的浸出性能进行了实验研究。实验结果表明 ,浸出实验第 42天时 ,硝酸钠、偏硼酸钠和阳离子交换树脂三种模拟废物水泥固化体中 90 Sr的浸出率分别为 1 .5× 1 0 - 6、8.9× 1 0 - 6和 6 .5× 1 0 - 6cm/d,1 37Cs的浸出率分别为 4.5× 1 0 - 6、1 .3× 1 0 - 6和 1 .4× 1 0 - 5cm/d,均优于标准要求。按浸出结果计算了三种模拟废物固化体中 90 Sr和 1 37Cs的扩散系数 。

论低中放废物近地表处置岩土工程勘察的几个问题

针对低中放废物近地表处置中岩土工程勘察目的不明确、勘察内容界定不明、实际应用难以操作等问题,论述了低中放废物近地表处置场岩土工程勘察的目的、性质、勘察内容的拓展以及勘察过程中基于环境影响评价的考虑和对预选场地水文地质条件的着重认识等问题,并运用实际案例进行了佐证。结果表明由于预选场地勘察的主要目的之一在于为其环境影响评价提供数据支撑,因此勘察性质表现出"环境岩土"的特征,勘察内容较常规岩土工程勘察在水文地质、水文地球化学、各种原位和室内试验以及现场监测等方面均存在较大拓展,更加注重对预选场地环境影响评价内容的考虑和水文地质条件的全面和量化认识。

低中放废物处置库顶盖研究概况

顶盖是低中放废物近地表处置库的重要防护屏障。本文对国内顶盖的研究进行了回顾和总结，并提出模式化方法是适合国内目前情况的顶盖研究方法之一。

QuickBird影像在低中放废物处置场选取中的应用研究

为了服务于低中放废物处置工程选址,采用精校正的高分辨率QuickBird影像作为主要数据源,运用遥感图像地质解译方法对处置场预选区内的断裂构造进行全面解译和识别,确定了断裂构造形迹的形态特征、尺度、走向和长度,圈定了预选区内所有岩脉并对其进行了初步分类。遥感解译结果与野外地质资料对比验证,对应性较好。在此基础上,划分出三个岩体完整性较好的区块用于放射性废物处置预选址。

低中放废物水泥固化包装体破坏性检验取样方法的初步研究

本文对低中放废物水泥固化包装体破坏性检验的取样方法进行了初步研究。试验表明，采用国产ＧＷ－Ⅱ金刚石工程钻机和国产ＳＰＯＪ型切片机对水泥固化包装体进行钻取和切割芯样是可行的。通过废物包破坏性取样检测，可以发现固化体内部可能存在的某些问题，如废物与水泥是否相容，废物分布均匀性以及气孔大小等等。对于取样中的辐射防护，二次废物收集、处理。

长寿命低中放废物处置策略研究

含大量长寿命放射性核素的低中放废物的处置问题是国内外放射性废物安全监管的重要关注点。如何选择适宜的处置方式确保环境和人员的长期安全是其中亟待解决的关键问题之一。通过调研长寿命低中放废物的来源、典型特征和可能的处置方式,分析此类废物处置策略选择方法和应关注的重要问题,提出长寿命低中放处置安全目标和安全分析方法的建议,并认为中等深度处置是解决长寿命低中放废物处置问题的潜在的有效途径,我国应重点关注和开发中等深度处置技术和安全要求。

低中放废物处置FEPs清单建立的方法研究

识别所有影响处置场长期安全的有关因素,即特征(Features)、事件(Events)和过程(Processes)(FEPs),是处置场安全全过程系统分析的关键过程之一。我国目前低中放固体废物处置场环境影响评价中未开展低中放处置场的FEPs识别和景象开发。本文拟以某处置场为例,对如何建立我国的低中放废物处置FEPs清单进行了初步的探讨。

华南某预选低中放废物处置场岩土层渗透性能综合研究

采用渗水、注水、压水、抽水及室内渗透试验等多种测试方法,对我国华南某一预选低中放废物处置场内各岩土层的渗透特性进行分层测试,通过多种方法的综合研究得出处置场地内各岩土层的渗透系数,并基于计算结果评价各岩土层的渗透性能,指出区内微风化花岗岩可作为低中放废物的处置底板,中等风化花岗岩可作为备选处置底板,而冲积黏土则是处置单元的理想回填和覆盖材料;强风化花岗岩、全风化花岗岩和冲积粗砂由于渗透性相对较好,处置单元的设计和建设中应避免放射性核素渗漏到上述层位的可能性。该研究为正确获得低中放废物处置场址内岩土体的渗透性能提供了有益的借鉴。

法国低中放废物管理和质量保证、信息跟踪系统

质量保证是低中放废物安全处置的重要保证。本文介绍了法国低中放废物的质量保证和信息跟踪系统，并提出了一些建议。

中放废物坑扩孔操作的石英砂屏蔽实践

为了回取小坑口废物坑中的废物,利用了石英砂的流动性和吸尘器的抽吸功能,用石英砂屏蔽表面辐射水平为4.28Gy/h的坑内中放废物,将坑口辐射水平降至4.49μGy/h后,安全地实现了扩孔操作,实施屏蔽和拆除屏蔽过程都实现了远距离操作,极大降低了人员所受剂量,屏蔽实施与拆除操作人员的集体剂量仅为0.45人·mSv。

基于AP1000的低、中放废物暂存库设计探讨

AP1000核电低、中放废物处理工艺对低、中放废物暂存库提出了更高的安全性、可操作性的要求,结合国家、行业相关标准和废物库多年的设计、运行经验,提出了基于AP1000核电技术的低、中放废物暂存库设计的主要原则,包括了工艺方案、功能划分、布置原则等方面的内容以及所需的辅助系统,并将"格架设计"的理念引入到了贮存区的设计中,在完善废物库功能的同时,提高了废物库运行的安全性、可操作性,为后续低、中放废物暂存库设计工作提供了一定的技术支持和参考。

低中放废物玻璃固化体性能要求及测试方法探讨

为了减少废物体积,提升废物处置安全,将玻璃固化技术用于低中放废物的处理。低中放废物玻璃固化体性能要求及测试方法,我国目前缺少相应的标准。本文通过废物固化体标准和公开发表的相关测试数据对比分析,给出了低中放废物玻璃固化体的性能要求和测试方法的建议。

岩洞型低中放废物处置库设计建造关键问题分析

在介绍国内核电低中放废物的生产和处置现状的基础上,对比IAEA和国内法规,分析了对长寿命低中放废物进行岩洞处置的必要性和紧迫性。根据国外岩洞型低中放废物处置库的建造情况,重点分析了国内该型处置库在设计建造时需关注的关键问题,并提出了相关建议。如建议我国处置库采用巷道与筒仓相结合的分开堆放形式;洞室内外应设置多重防排水设施,且内外排水分开设计;对处置区进行分区设置,合理布置通风系统等。

某低中放废物处置场工艺设计与屏障特征

以华南某低中放废物处置场为例,分析了天然屏障中地形地貌、地质、地震、水文地质、气象、地表水等主要场址特征及不利因素。基于场址特征分析,有针对性地开展了工艺流程和工程屏障的研究与设计,并详细论述了处置方式、工艺流程、处置建构筑物、渗析水收集系统、覆盖层等设计方案。

我国低中放废物处置相关问题研究

为了更好地编制国家标准《低、中水平放射性废物处置场岩土工程勘察规范》(GB/T 50983-2014),介绍了我国低中放废物处置的现状和新编国家标准的意义,探讨了低中放废物处置的废物类型、中英术语、处置深度、处置形式和多重屏障技术。研究表明:新编国家标准解决了我国低中放废物处置场选址和建设各阶段勘察技术的标准问题,界定了不同勘察阶段处置场的勘察范围,统一了低中放废物处置相关术语,给出的美国在建安德鲁低中放废物处置场案例对我国低中放废物处置场的多重屏障结构设计具有重要的指导意义。

美国低中放废物陆地浅埋处置模拟试验简介

美国是世界上从事放射性废物处置活动最早、废物处置量最大、处置研究最为活跃的国家。截止1984年,美国六个商用场共处置了1,097,700m^3的废物;能源部所属处置场截止1986年1月共处置了2,276,000m^3的低放废物,并以每年100,000m^3的速度增长。迄今为止,世界上所有大规模的废物处置活动虽然没有造成影响人们健康的环境污染,但是放射性核素的泄漏和迁移曾多次发生。在美国东部,有五个处置场曾发生过不同程度的氚和其它活泼放射性核素的迁移。造成这些核素浸出和迁移的直接原因有如下几点。

德国一州与联邦政府在中放废物处置问题上发生争执

【美国《核子周刊》1995年8月31日刊第12页报道】 作为萨克森-安哈尔特州政府与联邦政府之间正在进行的关于高放废物(HLW)贮存问题的政治争论的反映,萨克森-安哈尔特州现在声明,它将关闭德国唯一运营中的低放和中放废物(LLW/MLW)处置库。 上周,该州环境部长Heidrun Hei-decke下令。

塞拉菲尔德被选为英国低中放废物处置库场址

【英国《国际核工程》1991年9月号第6页报道】作为进一步调查发展英国中低放废物地下处置库场址,英国核工业放射性废物管理局(Nirex)已选择了塞拉菲尔德,而没有选择当里。耗资5000万英镑历时两年的调查发现,上述两个场址的地质状况都有可能适合作为处置库场址;但是。