英国将建设中放废物近地表处置库

【英国政府网站2024年5月16日报道】英国政府2024年5月16日发布《英国放射性物质管理和核退役政策框架》文件,明确阐述了英国放射性废物管理和核设施退役新政策。相对于之前的政策,新框架宣布将修改中放废物处置方式——中放废物将在近地表处置库处置,而不是与高放废物一同进行深层地质处置。英国正在开展深层地质处置库选址工作,目标是2050—2060年开始接收中放废物,2075年开始接收高放废物和乏燃料。

关于近地表处置设施定期安全评价的建议

我国目前缺少近地表处置设施定期安全评价的具体要求,在调研与分析国内外核设施定期安全评价有关要求及实践的基础上,充分考虑近地表处置设施固有特点,同时兼顾安全全过程系统分析有关要求,对近地表处置设施定期安全评价的整体思路及策略、安全要素的筛选、安全要素及其评价要点等提出建议,以期为我国近地表处置设施定期安全评价的开展及有关标准/导则的编制提供参考。

比利时中低放废物地表处置设施获准建设

【欧洲技术安全组织网站2023年5月15日报道】比利时联邦核监管机构(FANC)2023年5月15日向比利时国家放射性废物和裂变材料管理机构(NIRAS/ONDRAF)颁发许可证,准许该机构建设和运营一座中低放短寿命废物近地表处置设施。

中国低中放近地表处置场环境评价方法研究

放射性废物的处置是对其管理的最终步骤。放射性废物处置的基本安全目标是保护人类和环境免受电离辐射的有害影响。开展处置场环境影响评价可以量化它对人体健康和环境潜在影响。通过与IAEA近十几年的最新研究成果相比较,分析了中国低中放近地表处置场现行评价方法的不足,提出了改进方式,并对中国近地表处置场环境影响评价技术研究下一步应开展的工作进行了探讨。

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。

国内外近地表处置场处置技术研究

近年来低、中水平放射性废物由于其数量大,种类多等特点得到了国际上越来越多的关注。近地表处置是这类放射性废物的主要处置技术。本文介绍了国外几个国家的近地表处置场运行情况以及管理经验。陈述了我国西北和北龙两个处置场设计及运行情况,对国内外低中放处置场的处置技术进行比较,借鉴国外近地表处置场的先进经验,提出我国近地表处置场建设的相关建议,为我国新建近地表处置场建设提供参考。

低中放固体废物近地表处置场周围辐射环境调查研究

对某低中放固体废物近地表处置场周围进行辐射环境监测,分析该处置场运行过程对环境辐射影响。对处置场周围陆地γ辐射/贯穿辐射水平、气溶胶、沉降灰、空气中~3H、土壤、底泥、地表水、地下水、饮用水、陆生生物和水生生物的放射性水平进行检测,结果表明,该低中放固体废物近地表处置场运行过程周围辐射环境无明显变化,所有样品的检测结果均符合相关国家标准,本处置场的运行未对环境造成放射性影响。

放射性废物近地表处置设施的应急管理研究

放射性废物近地表处置设施是放射性废物处置设施的一种。根据核安全法,该类设施内发生的放射性事故属于核事故范畴,考虑到该类事故具有辐射事故特征,建议其场内应急预案参照核设施核事故应急预案进行编制,其中应急体系按照核设施核事故进行管理,如应急组织体系、应急报告制度、应急设施等,但在事故分级上采用辐射事故分级原则。

低中水平放射性固体废物近地表处置设施安全分析报告格式和内容的探讨

我国目前尚缺少放射性废物处置安全分析报告格式、内容要求的相关导则,本文在基于我国已有低中放固体废物近地表处置工程实践及国际原子能机构安全全过程系统分析理念的基础上,对近地表处置安全分析报告的编制要求进行探讨,提出对应的格式与内容建议,以期为编制低中水平放射性固体废物近地表处置设施安全分析报告格式和内容给的标准提供参考。

放射性废物地表处置研讨会

放射性废物地表处置研讨会于2017年11月6日在日本福岛成功举办。特别感谢日本基金会（the Nippon Foundation）的支持,国际放射防护委员会（ICRP）第97号工作组和第4分委会成员得以参加此次研讨会并就关键议题与会众进行了讨论。此次研讨会的会议报告摘要和全文已在研讨会官网上发布,可直接访问。报告题目大致如下：

加修订近地表处置设施建设项目进度表

【世界核新闻网站2017年11月27日报道】加拿大核实验室（CNL）近日要求修订近地表处置设施建设项目进度表，以便有足够的时间回应监管机构提出的技术信息要求。

中低放废物的近地表处置(四)

中低放废物的近地表处置（四）７中低放废物近地表处置的安全评价７．１安全评价方法７．１．１前言安全评价在近地表处置的各个阶段都起作用，但在早期的概念设计和选址阶段尤其重要。安全评价还可以通过对备选废物包、处置单元、场址管理和关闭措施间不同组合的对比，辅...

中低放废物的近地表处置(六)

中低放废物的近地表处置（六）８中低放废物近地表处置场的运行处置场运行包括若干活动，例如：场址安全，运输调度，工作人员配备和培训，废物接收、控制和记录保存，废物整备（如果产生二次废物），废物安放，已放满的处置单元的回填，保健物理控制，环境监测，包括设备...

立陶宛批准建设一座中低放短寿命废物近地表处置库

【立陶宛伊格纳林纳核电厂网站2017年5月22日报道】2017年5月18日,立陶宛环境部领土规划与建设检查局为伊格纳林纳核电厂发放一份核设施建设许可证,准许该电厂建设一座中低放短寿命废物近地表处置库。预计将分三期建设总计36个处置室,即每期12个处置室。

中低放废物的近地表处置(八)

中低放废物的近地表处置（八）９中低放废物近地表处置场的关闭及关闭后控制９．１关闭程序及关闭后控制要求９．１．１一般情况和规定状况一般来说，一个放射性废物处置场的运行寿命是有限的，通常只允许处置限定数量的废物。尽管可能难以确定一个准确的关闭时间，但还是...

IAEA近地表处置安全技术会议

＂近地表处置安全技术会议＂于2017年10月30日—11月3日,在奥地利维也纳国际原子能机构（IAEA）总部举行,来自32个成员国的48位成员参加了本次会议,参会者包括政府代表和企业代表,监管部门和设施运营商,及技术专家。

中低放废物的近地表处置(七)

中低放废物的近地表处置（七）８中低放废物近地表处置场的运行８．３废物接收和检查放射性废物来源广泛，这些来源包括核电、核燃料循环、军工、同位素制造、大学、医院、一般工业和污染场所的清洁。一般来说，一个国家处置场为所有这些设施服务，并以包装和／或集装箱的...

中低放废物的近地表处置(五)

中低放废物的近地表处置（五）７．７运行释放的环境影响评价７．７．１介绍处置设施运行释放的环境影响评价在原理上与其它核设施的运行相同，只是规模和复杂程度可能有所不同。一般来说，运行释放评价的预测较长期风险评价简单，但也要取决于核素盘存量、废物体的特性、...

长时间尺度下放射性废物处置设施水流特征模拟研究

为详细刻画放射性废物处置设施关闭后长时间序列下的水流特征,通过Porflow软件对放射性废物处置设施关闭后水流场进行模拟。结果显示伴随覆盖层及处置设施系统部件性能逐步退化,在处置设施关闭后第150~170年处置单元底部及两侧存在局部水流上升区。第0~150年覆盖层入渗水流由处置单元两侧流走,流速最大值为0.41 cm/a;第150年后处置单元区逐渐成为优势通道,流速最大值为86.4 cm/a,高流速主要出现在处置单元顶端角点及地下水集水管廊区域;饱和度总体变化不大,处置单元区饱和度维持为0.99,处置单元两侧及底部饱和度呈上升趋势,动态变化范围0.3~0.5。长时间尺度下处置部件性能退化不会对处置设施造成显著影响,集水管廊为核素迁移潜在优势通道。