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。

核废水处理的现状与探索

正确安全处理核废物是全球关注的焦点,本文针对核废物中的废水产生、处理和排放问题等过程进行了总结,重点梳理了对环境产生重要影响的中低放核废水中的常见放射性元素、半衰期以及处理流程。最后,对核废水大量排入海洋的过程、各种放射性核素排入海洋对环境的危害开展了系统的研究,对核事故废水的排放可能产生的放射性元素及其对环境的影响提出了一些看法。

低放废物暂存库辐射水平分析及监测评价

辐射环境影响评价是低放废物暂存库辐射环境监管的重要内容。为掌握我国典型低放废物暂存库辐射水平,根据满负荷运行状态下低放废物暂存库源项及辐射屏蔽设计参数,运用点核积分方法给出周围辐射剂量率水平,计算工作人员及公众经外照射途径所致辐射剂量;并对低放废物暂存库辐射水平进行监测,估算所致工作人员以及公众受照剂量,同时对工作人员个人年累积剂量资料进行复核。结果表明,点核积分方法计算结果能满足屏蔽设计及辐射环境监管要求,理论计算和实际测量相互验证,工作人员及公众受照剂量均满足剂量限值要求。

高放废物地质处置用低pH胶凝材料及其基本性能试验研究

pH值小于11的低pH胶凝材料是高放废物处置库建造所需的关键材料。为支撑我国北山高放废物地质处置地下实验室和未来处置库的建设,本文采用破碎溶出法,研究普通硅酸盐水泥掺入不同矿物掺合料后硬化体pH值的变化规律,得到了低pH胶凝材料的配比。通过渗透、浸泡和极限溶出试验评价了低pH胶凝材料的可靠性,借助X射线衍射和扫描电镜,结合室内试验,测定分析了其水化产物、抗压强度和流变参数,并评估了其对北山地下水环境的影响。结果表明:胶凝材料中CaO/SiO2(质量比)与硬化体pH值呈线性关系,低pH胶凝材料的基础配比为在普通硅酸盐水泥中掺入40%的硅灰,硬化体渗透水和浸泡水的pH值分别在约28 d和90 d降低至11以下,在万年尺度分解为松散颗粒时的最大pH值约为11.2,满足处置库要求。与普通硅酸盐水泥相比,低pH胶凝材料150 d水化产物中不含氢氧化钙,胶砂体28 d抗压强度更高,但相同水胶比时注浆浆液的黏稠度更大;按照水固比1∶1浸泡硬化体,浸泡水的主要离子浓度变化幅度不大,对北山地下水环境的影响更小。

超滤+反渗透+连续电除盐处理低放废液的研究

设计了超滤-反渗透-连续电除盐装置(200 L/h)处理低放射性废液,研究了影响设备连续运行的因素,对主要指标回收率、除盐率、去污系数进行了验证。结果表明,装置的回收率达到80%,除盐率达到99%,去污系数达到99.99%。对核素的去污系数可以达到10^(2)~10^(3)数量级;净化水的放射性活度浓度Σα<1 Bq/L,Σβ<10 Bq/L,满足了设计要求。

放射性轻微污染物料清洁解控管理实践和思考

通过对IAEA和国内外关于放射性轻微污染物料清洁解控管理和实践的分析,对国内核电厂运行产生的放射性污染物料清洁解控管理存在的问题进行了思考并在此基础上提出了改进建议。

时间序列分析在低渗透基岩地下水位预测中的应用

为深入掌握低渗透基岩地下水水位波动的宏观和微观特征,需要开展对地下水水位数据的拟合预测研究。以高放废物地质处置北山预选区新场地段低渗透基岩为研究对象,采用二次指数平滑法、ARMA模型和BP神经网络模型对地下水径流路径上的3口深部和3口浅部监测孔水位数据开展研究工作。对于地下水位宏观波动特征的解译,BP神经网络模型拟合精度要高于另外两种模型,且更加适用于具有明显非线性特征的水位序列;ARMA模型和二次指数平滑法模型拟合效果相当,但更适用于预测变化相对平缓的监测水位数据,且对于水位突变特征的拟合ARMA模型要优于二次指数平滑法模型。对于浅部监测孔地下水水位微动态的解译,BP神经网络模型优于二次指数平滑法模型和ARMA模型,预测的地下水位微动态变化周期和振幅基本与实测值一致。

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。

一种处置场地下截水盲沟设计

文章针对采取浅地表处置且地下水埋深较浅的低、中水平放射性固体废物处置场场址,结合北方某处置场的设计实践,对其场址自然条件进行分析,针对自然条件的不足,提出一种降低地下水水位的截水盲沟设计设想,并对该设计的长期有效性和长期稳定性进行论证,以实现处置场在运行时,其与地下水的安全隔离。文章结合工程实际,对提高处置场本质安全度进行研究,提出处置场设计的新思路,为后续处置场的设计提供帮助和参考。

某核电厂中低放固体废物整备工艺辅助系统的优化改造

中低放固体废物整备工艺辅助系统是中低放固体废物整备的配套子系统,其运行直接影响装备的整体安全。本文在分析某核电厂现有中低放固体废物整备工艺辅助系统安全隐患的基础上,从工艺流程设计和设备选型入手,通过对拆包设备、输送设备、搅拌设备及配套设备等的优化改造,设计了一套自动化工艺辅助系统。该系统可实现全流程工序作业,保障特种水泥在拆包、输送、搅拌及下料等方面的自动化操作,并配备了自动化同步收尘和安全识别系统,不仅能避免因人工操作不慎造成的水泥包泄漏等问题,改善作业环境及降低工作强度,还能对整个操作流程进行实时监控。

低中放废物处置场核素经地下水迁移对环境影响预测

研究了我国某民用低中放固体废物处置场核素迁移的途径,对核素在地下水中的迁移进行了详细分析与计算.假定正常释放或一次降水量达到600mm,处置场底浸泡一个月,存在6m的包气带时,对该处置场处置的7种核素进行预测,结果表明,包气带是延迟核素迁移的主要屏障,在500年内,可以使60Co、137Cs、90Sr、63Ni等核素延迟,其中239Pu降低6个数量级,但不能延迟3H和14C的迁移.穿过包气带进入含水层中的核素将在泉水或地表水体中出露,据此计算居民饮用含污染物的泉水或海产品所致的各年龄组的剂量.结果是该处置场对关键居民组的影响远低于国家对处置场的管理限值和该处置场的管理目标.

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．

核电站低中放固体废物热等离子体处理研究进展

结合核电站中产生的低中放固体废物现有处理技术的不足,介绍了热等离子体处理废物的原理、优点和处理放射性废物的进展,重点介绍了现有典型装置的反应器与系统构成,探讨了等离子体装置处理放射性废物值得注意的问题、技术难点与解决方向,以期为国内开展相关的研究提供参考。

低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究

中国辐射防护研究院和日本原子力研究所合作开展了为期 5年 (1988年 1月～ 1993年 1月 )的“低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究”,以建立一套低中放废物浅地层处置安全评价技术和方法 ,包括参数、模式和程序。本文主要介绍在黄土包气带中核素迁移规律、水分运移行为研究及其相关参数测定的方法和试验结果 ,以及试验场址主要特征和开发的核素迁移模式与计算程序为开展现场核素迁移示踪试验和实验室核素迁移模拟实验 ,建立了野外试验场、喷淋试验大厅和环境模拟实验室 ;开发了现场核素迁移直接测量系统 ;研制了实验室模拟装置和原状土取样设备。包气带核素迁移示踪试验 ,从 1989年 5月开始到 1991年 8月结束 ,试验在天然 (试验期间年均降雨量为 4 38mm)和喷淋 (喷淋强度 15mm/ d,相当于降雨量 5.4 8× 10 3 mm/ a)两种条件下进行。实验室模拟实验 ,喷淋强度为 0 .796 mm/ d(4号土柱 )和 0 .6 56 mm/ d(2号土柱 ) ,历时约 1年。示踪核素为 60 Co、85Sr和 13 4Cs(或13 7Cs)。还与现场试验同步开展了试验场水分运移研究 ,及用 3 H作示踪剂的水分运移研究。得到以下主要结果 :(1)对 85Sr,喷淋条件下 2年的现场试验期内 ,浓度峰迁移了 13cm,天然条件下迁移约 2 cm;在 1年的实验室模拟实验期内 ,取?

膜技术处理低浓度放射性废水研究的进展

介绍了目前国外采用膜技术处理低浓度放射性废水 (LLLW )研究的情况。内容包括铁絮凝沉淀 超滤、水溶性多聚物过滤 (PF)、化学预处理 微滤法、电化学离子交换法 (EIX)、支撑液膜法 (SLMs)、膜蒸馏法 (MD)

国外低中水平放射性废物包检测实践及启示

讨论了国外近地表处置的低、中水平放射性废物包检测的实践和经验,包括法规体系要求、检测机构和职责、检测实践及检测中使用的一些方法,在此基础上提出了相应的建议。

含锶极低放废物处置的地球化学工程屏障研究

为了选择合适的添加剂以提高岩土对锶的吸附能力,采用测定吸附比的方法,选择8种添加剂加入到4种基础物料中进行实验。结果表明,在①号基础物料中,加入Na2S和Na2CO3两种添加剂后,Kd值从16.5分别增加到3.07×103和2.03×103;在②号基础物料中,加入Na2S和Na2CO3后,Kd值从26.0分别增加到3.50×103和2.20×103,达到极低放废物填埋处置的屏障要求。对添加剂的屏障机制进行了探讨,认为产生SrCO3沉淀是提高吸附比的主要原因。

低中放固体废物处置场选址规划环境影响评价方法研究

建造低、中水平放射性固体废物处置场,对低中放废物进行安全处置是降低低中放废物管理的环境风险、减少对环境和公众影响的必要途径。而对全国低中固体废物处置场进行选址规划有利于合理布置处置场、合理利用资源以及减少对公众和环境的影响。为了减少规划实施后可能对环境产生的影响,需要对《我国低中水平放射性固体废物处置场所选址规划》进行环境影响评价。本文对如何开展这类规划的环境影响评价进行了探讨。

放射性固体废物水泥砂浆固定配方研究

本工作主要研究中、低放固体废物超级压缩饼在2m3废物包装箱内的固定配方。该配方能够保证最终废物体的整体性和整体强度满足安全运输、储存和处置的要求,并且能够进行工程应用。通过实验研究水灰比、灰砂比、砂子级配以及添加剂加入量等因素对流动度、凝结时间、固化过程中的温升、固化体性能等的影响规律,根据规律筛选出既满足核行业标准(EJ1186-2005)又适用于现有工程装置的放射性固体废物水泥砂浆固定配方,即在室温25℃,常压下,配方为0.450∶1水灰比、1∶1.6灰砂比、1∶2∶1粗中细砂比、1‰(质量分数)B型缓凝剂。