地面核磁共振法在甘肃北山新场花岗岩体赋水性评价中的试验研究

岩体赋水性评价是高放废物地质处置库场址评价的关键研究内容之一,通常采用钻探并进行钻孔水文试验以获得岩石渗透率、地下水含量及分布等水文地质参数,然而,常规钻孔水文试验不适宜大面积高频次地覆盖整个选址区。为此,采用可直接探测地下水的地面核磁共振法对新场花岗岩体3个已知水文钻孔进行了赋水性评价试验,结果表明:地下水水位埋深位置表现为相对高的自由水含量,且其上部同时表现为相对高束缚水含量;裂隙水发育位置表现为同时具有高自由水异常和高束缚水异常;由核磁共振信号反演计算得到的最大渗透系数与全孔抽水试验获得的平均渗透系数在同一数量级,且核磁共振探测获得的岩石单位体积含水率为岩体地下水赋水性评价提供了定量参考。本次地面核磁共振探测试验结果与钻孔水文地质试验结果一致性好,有效揭示了地下水水位埋深、岩石渗透率、水量大小及裂隙水发育位置,地面核磁共振方法可有效应用于花岗岩体赋水性评价,为经济、快速且无损地获得岩体关键水文地质参数提供了有效技术手段。

HJ 1258—2022《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术规范》解读

为确保核技术利用放射性废物和废(旧)放射源的安全贮存,规范核技术利用放射性废物库选址、设计与建造工作,生态环境部将《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术要求(试行)》升级为技术标准HJ1258—2022《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术规范》,笔者从编制背景、修订思路、主要修订内容等方面介绍了HJ1258—2022与原技术要求的变化,旨在为核技术利用放射性废物库的选址、设计与建造提供技术支持。

放射性废物分类标准对核化工设施退役技术路线的影响

核设施退役是将已经停止运行的核设施进行拆除,恢复厂址环境,实现放射性物质妥善处理、处置的过程。在核设施退役实施过程中,会产生各类放射性废物,这些废物根据污染水平的差异最终将经过相应的处理、整备后进行妥善、安全的处置。2018年,我国对放射性废物分类进行了重新制定,对分类标准进行了更新,也对废物的处理、处置方式进行了新的要求,这些要求也将对核化工厂房退役各个环节的废物分类、处理、处置环节带来一定的影响。本文将针对放射性废物分类的新变化对核和化工设施退役方案设计及实施的影响进行分析。

核电站去污工艺在清洁解控中应用的探讨

根据国内核设施放射性废物最小化的要求,清洁解控作为减小放射性废物产生量的重要运行管理措施之一,被不断的完善和逐步应用。本文针对清洁解控过程中,放射性固体废物污染水平存在超过直接清洁解控水平要求的情况,提出可采用核电站常用的去污方式降低放射性水平,并针对部分的去污工艺开展了工艺系统的初步设计,为核电站运行期间以及退役过程的放射性废物处理提供一定的参考价值。

浅谈回旋加速器退役拆解过程中实现放射性废物最小化的方法

本文主要针对陕西某三甲医院回旋加速器实施退役过程中,放射性废物最小化处理方法的分析和总结,旨在为今后类似回旋加速器退役治理过程中放射性废物处理提供良好的实践经验。本文中的回旋加速器主要用于生产医用放射性同位素,因设备老旧无法满足生产要求,故对其实施退役,以达到场所和设备清洁解控的目的。本次退役范围主要包括回旋加速器主体及主机房、药物合成室及其配套用房,需要进行清洁治理的为回旋加速器主体及主机房。在对回旋加速器进行拆解和大块部件切割之前和切割过程中,进行现场监测和实验室采样分析,通过现场监测结果和产生的放射性废物源项分析,按照废物最小化原则,对低放射性废物和极低放射性废物进行分类收集整备并送贮,对达到清洁解控水平的部件进行清洁解控与资源回收利用。本次退役共产生放射性废物约25吨,依据本文论述方法分拣出的可解控废物约12吨,实现了废物最小化。

放射源安全管理现状及对策

本文通过介绍国外放射源管理动态 ,分析我国放射源管理的现状和存在的主要问题 ,提出了加强放射源管理的对策和建议。

核技术及其应用的发展

从应用的角度讲 ,核技术主要包括射线和粒子束技术与放射性核素技术。前者主要包括核分析技术、辐射加工与离子束加工、无损检测、工业核仪表、核医学成像、肿瘤放疗和辐射诱变育种技术等 ;后者则主要包括放射性核素测年、放射性核素示踪和放射性药物。射线和粒子束与物质的相互作用是核技术的物理基础 ,粒子加速器技术和核探测技术是核技术的主要支撑技术。本文介绍了上述各技术领域的发展 ,并介绍北京大学的核技术及应用研究工作。

施工接缝对缓冲材料水–力特性影响研究进展

在详细阐述处置库中施工接缝封闭和自愈合过程的基础上,全面回顾和总结了有关施工接缝对缓冲材料膨胀力、渗透系数、界面水力强度和自愈合性能影响的研究成果。接缝的存在使缓冲材料的膨胀性能及防渗性能明显弱化,特别是在处置库运行初期,接缝作为力学薄弱区极有可能在高水压环境下发生水力劈裂。总体而言,考虑接缝对缓冲材料水–力特性影响的试验研究还远远不够,主要是通过物理试验,采用整体平均化的方法来分析接缝对缓冲材料总体膨胀力和渗透系数的影响,这种方法的不足在于难以表述接缝处真实的水–力特性指标;现有试验仪器不能实时监测接触界面膨胀力和孔隙水压力的分布情况,无法有效揭示界面的应力传递特征与水分传输特性,这也是导致相关机理分析缺乏的一个重要原因。为此,提出在细化影响因素、深入机理分析及数值模拟等方面开展进一步研究的建议。

高放废物地质处置安全全过程系统分析研究进展

高水平放射性废物(以下简称"高放废物")地质处置安全全过程系统分析是对处置库长期安全的综合性系统分析。本文论述了安全全过程系统分析的概念及近20年发展情况,强调了其在高放废物地质处置库规划、选址、设计、建设、运行、关闭和关闭后等各阶段的重要性。以国际原子能机构(IAEA)和经合组织核能署(NEA)技术文件为主,阐述了安全全过程系统分析的背景、安全策略、评价基础、安全评价及综合等核心组成部分,列举了其应用中管理和技术方面的12个关键点,分析了芬兰、瑞典、美国和法国的研究应用现状,并对我国放射性废物地质处置安全全过程系统分析的发展及应用现状进行了探讨。

核废物处理途径的探讨

介绍国际上关于核废物处理的一般技术和途径,以及最新的处理方法。结合我国的核能发展情况探讨在核废物处理方面我国今后应开展的工作。

高放射性核废物地质处置库场址预选和矿产资源勘查的关系

据1999—2007年资料的不完全统计,甘肃省地勘部门在北山地区一共投入4488.2万元人民币,矿产资源潜在价值估计为13.28亿元。一旦把甘肃省北山列为高放废物处置库的预选区,则潜在的经济损失将会很大,还可能影响西北地区的土地利用程度和经济发展。核试验场有多种围岩可供处置库地质选址选择,而且远离国境线与居民区,有利于高放废物处置库的安全管理。结合中国国情,在地质和社会条件有利的核试验军事禁区开展国家高放废物处置库的预选场址工作有独特的优势。提出了尽快在中国核试验场址开展高放废物地质处置库场址预选工作的建议。

实验室放射性同位素及放射源安全管理探索

为了核技术在我国科学研究领域的可持续发展,结合西北农林科技大学水土保持研究所发展变化现状和已取得的成绩,根据国家的相关法律法规及高校科研院所使用和管理放射性同位素、放射源及60 Coγ辐照装置的特点,从法规、技术和管理等方面提出高校科研院所放射性同位素、放射源及60 Coγ辐照装置安全管理措施。必须强化安全意识,牢固树立"科研必须安全,安全为了科研"的观念;务必保证放射性同位素、放射源和60 Coγ辐照装置的安全,减小其危害,防止放射性事故或事件发生,以维护本地区居民及高校科研院所正常的教学科研秩序和稳定的工作生活环境。

液态锂铅合金残渣中微量氚的回收

氚提取的系统设计中,如何严格限制氚损失和减小其辐射风险是非常重要的问题。利用同位素交换法对模拟液态锂铅合金残渣中的微量氚进行回收。研究结果表明,同位素交换法对液态锂铅合金残渣中的氚回收是有效的;交换载带气的最佳组成为He+0.1%D2。载带气相同时,交换温度和交换次数对渣中氚的回收率有显著影响。温度越高、交换次数越多,氚回收率越高;823K时,经过6次交换后的氚回收率接近80%。此外,依据气体与液态金属接触的动力学数学模型,推导出了锂铅合金滞留氚量释放的数学近似表达式。

核废料地质贮存介质黏土岩的三维各向异性热-水-力耦合数值模拟

为了解黏土岩在放射性废料长期贮存中的热-水-力耦合过程,结合MontTerri核废料贮存地下岩石试验工程中黏土岩各种物理量的各向异性特点,应用多孔介质力学耦合理论研究了该黏土岩在加热和冷却全过程中由于热荷载引起的耦合效应场。研究过程考虑温度升高引起的孔隙水黏滞性改变对渗透系数的影响。研究结果表明,岩体力学参数、水力学参数和热传导参数的各向异性特性是影响岩体的温度场、孔隙压力场和应力场分布的最主要因素。各向异性耦合模型与各向同性耦合模型的数值模拟对比研究结果表明:各向异性模型数值结果能更加客观地反映该地下岩石试验工程中黏土岩在受热状态下的热-水-力耦合效应;同时,也表明岩体在加热过程中一直处于受压状态,而在冷却过程中局部会出现拉应力,从而有可能导致拉裂缝的产生。

德国放射性废物地质处置的研究历程

本文简要介绍了德国放射性废物地质处置及相关研究的历程和现状,包括中低放废物和高放废物的处置情况,同时从技术层面分析了德国高放废物处置库场址评价所面临的问题。希望对于我国放射性废物地质处置的研究有所启示。

2007—2011年广东省国家重点监管核设施辐射环境监测

报道了2007—2011年广东省国家重点监管的大亚湾/岭澳核电站和北龙处置场周围辐射环境的监测结果。监测结果表明,2007—2011年,大亚湾/岭澳核电站和北龙处置场周围辐射环境水平未见明显变化。

黑龙江省放射源安全管理现状及对策研究

在研究放射源安全管理现状的基础上,对现有体制进行了充分的研究,结合实践中遇到的焦点和难点问题,以提高管理效率为目标,着眼于制度创新,针对使用单位、监督管理部门分别进行了制度构建,对黑龙江省移动放射源,低活度放射源的管理进行了管理实践探讨,为黑龙江省放射源管理实践提供了较好的理论和实践的探索。

工程地质方法在高放废物处置场建设中的应用

本文介绍了高放废物处置场的基本结构并着重阐述了工程地质方法在高放废物处置场建设中的应用 ,应用主要包括以下几个方面 :(1)处置场场区围岩稳定性评价 ;(2 )处置场场区岩体力学性质参数的测量 ;(3)建立处置场场区工程地质模型。

基于专利信息的高放射性核废物处置领域技术发展趋势分析

目前高放射性核废物的处理是核电工业发展日益需要关注的重要方向。本文基于德温特数据库,从专利申请年度趋势、区域分布、机构分布、研究主题、高被引、热点专利、技术功效等多角度统计分析高放射性核废物处置领域相关的专利文献,梳理高放射性核废物处置研究的技术发展趋势和热点方向,为其研究与实践工作提供一定的信息参考。

对我国放射性废物管理中两个问题的建议

就核技术利用产生的放射性废物分类管理问题提出了看法和建议,并针对目前国内处置场营运中检查和验证废物包质量的情况,结合我国的实际情况和现有的能力,提出了一套废物包接收质量检查、验证方法和程序。