国内外低、中放射性水平废物管理实践概述及启示

低中放射性水平废物管理是各国面临的长期的、挑战性的问题。本文归纳了监管方式与政策框架、放射性废物分类、处置设施建设、资金管理机制等,概述了国内外低中放射性水平废物管理实践,对比了国内外低中放射性废物管理经验,提出了我国在完善法规体系、优化分类管理、加强技术创新和建立长效资金保障机制等方面的建议。

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。

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?

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。

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。

世界中低水平放射性废物处置设施现状及启示

随着核科学的飞速发展和应用,产生了大量的放射性废物,合理、安全的处置各类放射性废物,已成为世界各国刻不容缓的研究课题。各国已建或在建了许多中低水平放射性废物处置设施,这些设施的信息分散在各国的官方报告中,研究分析这些信息将对我国放射性废物的处置具有重要意义。本文通过调研大量资料,总结了世界核反应堆的现状(数据截止到2013年);介绍了中低水平放射性废物处置发展概况;分析了世界各国中低水平放射性废物处置设施的现状(数据截止到2011年);并对我国的中低放废物处置提出建议。为我国全面和正确的认识放射性废物处置,有的放矢的制定发展规划和开展相关研究提供了科学依据。

中低放废物的安全处置与评价

本文综述了中低放废物安全处置技术的新近发展;结合我国中低放废物处置前期工作的需要,着重讨论了有关含长寿命核素的固体废物分类,在处置场选址和设计中灵活应用多重屏障原理,安全评价模式和计算机程序的选择,以及废物包质量跟踪系统的建立等问题,并提出了相应的建议。

模拟非α低中放废液水合陶瓷固化体的水化产物和力学性能

以模拟非α低中放废液为固化处理对象,用水热法合成了非α低中放废液中和处理后沉淀的"碱-矿渣-粉煤灰-偏高岭土"水合陶瓷固化体。采用X射线衍射仪分析了固化体的水化产物,确定了水化产物的组成,并测试了固化体的抗压强度。研究结果表明:温度为150～180℃、废液沉淀与固化原材料的质量比值(即盐灰比)为0.10～0.30时,固化体水化产物的主要物相为方沸石,随着温度升高和反应时间延长,水化产物中方沸石的衍射峰不断增加。固化体抗压强度测试结果表明,该固化体具有较高的抗压强度,但盐灰比由0.10增加至0.30时,固化体抗压强度由26.33 MPa下降到8.46 MPa。

大体积浇注碱矿渣水泥中低放废液固化研究

用高掺量沸石碱矿渣水泥对模拟中低放废液进行大体积浇注固化,废物包容量(以硝酸盐计)为13 5%,水固比为0 34,水泥浆体具有良好的工作性。在去离子水中,固化体Cs+、Sr2+第42d浸出率(GB7023 86、25℃)为2 5×10-5、1 3×10-6cm·d-1,整个浸出周期累积浸出百分数为0 7%和0 2%;MCC 1P法90℃28dCs+、Sr2+浸出率为3 1×10-4、2 2×10-5g·cm-2·d-1,浸出百分数为3 5%、0 2%;150℃时为5 6×10-4、3 0×10-5g·cm-2·d-1,浸出百分数为6 2%、0 3%,在盐卤溶液中浸出率相差不大,表明固化体能有效地持留Cs+、Sr2+,其他性能均符合大体积浇注的要求。

非α中低放废液碱激发胶凝材料固化体性能研究

用碱矿渣胶凝材料对模拟中低放废液进行大体积浇注固化 ,废物包容量 (以硝酸盐计 )可达 1 3 .5 % ,水固比为 0 .3 4,水泥浆体具有良好的流动性和工作性 固化体 2 8d抗压强度为 1 0 .5MPa,孔隙率小于 1 0 % ,在去离子水中 ,固化体Cs+ 、Sr2 + 第 42天浸出率 (GB70 2 3 -86,2 5℃ )为2 .5× 1 0 -5、1 .3× 1 0 -6cm·d-1,整个浸出周期累积浸出百分数为 0 .7%和 0 .2 % ;MCC 1P法90℃、2 8dCs+ 、Sr2 + 浸出率为 3 .1× 1 0 -4、2 .2× 1 0 -5g·cm-2 ·d-1,浸出百分数为 3 .5 %、0 .2 % ;1 5 0℃时为 5 .6×1 0 -4、3 .0×1 0 -5g·cm-2 ·d-1,浸出百分数为 6.2 %、0 .3 % ,在盐卤溶液中浸出率相差不大 ,表明固化体能有效地持留Cs+ 、Sr2 + 。

中低放废物近地表处置顶盖设计与审评的计算机程序（HELP）的验证与应用

本文介绍了对美国环保局用于中低放废物近地表处置顶盖设计和审评的计算机程序ＨＥＬＰ程序的验证与应用。用本院包气带水分运移现场试验数据对ＨＥＬＰ程序进行了验证分析，结果表明ＨＥＬＰ程序的预测结果是合理的。用ＨＥＬＰ程序分析了我国西南地区条件下顶盖表面层厚度和表面层状况对顶盖中水分分布的影响，在此基础上对典型顶盖性能进行了模拟分析。模拟结果表明，顶盖表面植被对顶盖中水分分布影响很大，在顶盖设计中应充分重视；在潮湿地区，废物处置的安全性必须考虑处置系统的化学屏障作用。建议在今后的顶盖研究中，加入工程经济的内容，以实现顶盖设计的优化。

小口深坑式废物库中放固体废物回取整备

某地坑式废物库内存放了核设施早期运行产生的大量中放固体废物,废物总活度上万居里,这种废物贮存方式不符合现行规范,给周围环境带来极大的安全隐患,需尽快妥善回取并整备。基于该废物库的实际情况,设计了"动力机械手远程操作"的回取工艺路线,在实施过程中解决了坑口改造与大剂量废物整备的难题,最终成功地实施了坑式中放固体废物的回取与整备包装。

关于中低放废物处置安全性研究的若干问题

本文概述了中低放废物处置安全性研究的进展、存在的问题和对今后安全性研究工作的某些设想。文中涉及到中低放废物处置多重屏障系统的理论与技术、安全评价方法学、安全性试验和辐射防护原则在安全性研究中的应用,井讨论了含长寿命放射性核素的中低放废物处置所带来的新问题。

核电可持续发展与低中放固体废物安全管理

核事故与放射性废物安全管理是核电可持续发展的两大制约因素。本文针对目前核电厂面临的积存的低中放固体废物超出暂存库设计容量和时间的困境,分析核电持续发展带来的放射性固体废物的处置需求和放射性风险,深入探讨了我国低中放固体废物处置现状和存在的问题,认为问题存在的深层原因主要是废物处置责任划分不明确、核电发展与放射性废物管理的国家职能存在割离,在此基础上提出加快出台放射性固体废物处置选址规划、建立独立的放射性固体废物贮存和处置公司、建立和完善放射性废物管理基金制度等政策建议。

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。

固体放射性废物水泥砂浆固定配方工程验证试验

为完成某废物库回取、整备设施中整备车间固体废物的整备,满足车间水泥固定系统的工程应用需求,对初期实验室研究的中低放固体废物固定配方在该系统上进行200 L废物桶和2 m^3废物箱的工程验证试验,考察该配方的固化体性能,如固化过程中的温升、固化体均匀性等,并确定加料顺序和搅拌时间等工艺参数。结果表明,生产的固化体符合行业标准(EJ 1186—2005)的要求,满足国家废物运输和处置要求。