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（１９９８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,水分运行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素迁移式和计算程序。为开展现场核素迁移 实验室核素迁移模拟实验,建立了野     

关于核废物处置的争论

核废物能否安全处置是国外支持还是反对核电争论的主要焦点之一。由于美国在低中放废物埋藏处置方面出现一些问题,而高放废物的最终处置库建设又一拖再拖,所以近年来一些国外报刊利用这种情况,极力宣传核废物不能安全处置的论点。其中,美国《费城咨询者》报于1983年底以《长远性问题:美国的核废物》为题发表长篇文章,一方面揭露了美国在核废物管理上存在的问题,同时又宣传“低放废物浅地层埋藏的安全问题尚未彻底解决”,“终将引起环境的严     

对我国低中放废物处置中几个问题的讨论

本文就目前我国低中放废物处置遇到的处置方针、管理机构、选址程序和选址各阶段的目标任务以及浅地层处置废物的范围等问题进行了讨论，认为我国急需建立一个统一的专职废物处置实施机构或实体，尽快落实国家处置方针，规划和实施处置工作。选址程序和场址推荐应在遵循辐射防护基本原则前提下给予一定的灵活性。     

低、中放固体废物包装容器

一、前言核电站、核工业部门以及研究、应用放射性同位素、核技术的单位,都可能产生低中放固体放射性废物。尤其在核电站和后处理厂,这类废物的产生率相当高。据统计,现在日本低中放废物产生量为5万桶/a(2001/桶),至1987年3月日本已积存低放废物67万     

关于我国低、中水平放射性固体废物处置政策的几点建议

本文根据我国核电快速发展的形势及低、中放固体废物处置中存在的问题，提出相应的政策性调整建议，以解决好放射性废物的最终出路问题，实现低、中放固体废物的安全处置，更好地保护环境、保护人类健康，促进我国核电的可持续发展。     

经合组织核能署放射性废物管理和退役活动概述

经济合作与发展组织(简称经合组织)核能署(OECD/NEA)放射性废物管理委员会协助各成员国制定各类放射性废物和乏燃料的长期管理战略,在监管、安全全过程系统分析、与利益相关方的沟通、非常规和遗留废物表征方法学、核设施退役的技术和成本估算等方面开展前沿研究。中国已成为全球在建核电机组最多的国家,在放射性废物管理和退役的技术、利益相关方沟通、成本优化等方面面临很多挑战。中国加强与核能署的交流合作,有助于实现放射性废物的安全处理处置,推动核电“走出去”的国家战略。     

IAEA核废物管理的能力建设

高放废物、乏燃料、和长寿命低中放废物永久处置的最适当方法是地质库处置,这个理念已经被国际社会广泛接受。在地下适当深度的地层中建造大型孔洞,在设计、建造和运行上确保废物的安全、可靠和永久处置。     

“IAEA非核电低中放废物处置培训班”介绍

１　引言由国际原子能机构（ＩＡＥＡ）和韩国国际合作局联合举办的“ＩＡＥＡ非核电低中放废物处置培训班”于１９９８年１０月２６日至１１月１４日在韩国汉城和大田举行，授课专家来自ＩＡＥＡ、韩国、日本和澳大利亚。来自孟加拉、中国、印度、印尼、马来西亚、蒙古、巴基斯坦、菲律宾、新加坡、斯里兰卡、泰国、越南和韩国的２３名学员参加了此次培训。在为期三周的培训中，主要讲授了低中放废物处置的有关技术和实践经验，并组织了下列活动：（１）学员介绍各自国家的低中放废物处置概况，包括相关的政策、法规、标准、废物管理现状以…     

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。     

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 ,可作为低中放废物浅地层处置安全评价研究的源项参数     

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     

国外浅地层处置的废物中超铀核素含量限值的导出方法

１引言核能的应用不可避免地会产生大量的低中放废物。与高放废物比较而言，低中放废物的比活度及放射性总量较小，而其体积却大得多，占总放射性废物的９９％以上，而且分布较广。低中放废物的妥善处置已为世界各国普遍关注。放射性废物处置战略制定中的一个重要问题是陆...     

低中水平放射性固体废物近地表处置场工程设计中的若干问题探讨

低中放废物的近地表处置是目前世界上应用最早最广泛的处置方式。我国开展中放废物近地表处置技术的研究起步较晚。目前拥有两个近地表处置场,位于甘肃省的西北处置场已投入运行,拉于广东省的北龙处置场也即将投入运行。本文将结合我国的两处鼾场论述近地表处置场工程设计中的若干问题。     

奥尔基卢托处置库开工建造

【英国《国际核工程》1988年6月号第5页报道】芬兰工业动力公司(TVO)已开始建造低中放废物最终处置库——ULJ处置库,该库建在奥尔基卢托核电厂厂址下基岩中。打算处置的废物包括核电厂的沥青固化块和维修产生的各种废物。装入金属桶的废物将处置到建在地表下70米的两个岩石窖中。这些窖的直径为20米,高为30米,能容纳奥尔基卢托电站30多     

日本计划用3年时间开发退役技术

【世界核新闻网站2008年10月9日报道】2008年10月6日,匈牙利中低放废物最终处置库的放射性废物地表贮存与管理设施已正式投入使用。匈牙利已开始建设该处置库的地下处置室。这些处置室将最终用于存放波克什核电厂在运行与退役期间产生的所有低放废物与短寿命中放废物。对于该电厂产生的长寿命中放废物与高放废物,匈牙利将另行处置。     

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。     

谈谈有关低,中放固体废物包装容器安全要求的若干问题

谈谈有关低、中放固体废物包装容器安全要求的若干问题罗上庚（中国原子能科学研究院，北京，１０２４１３）关键词包装容器低，中放固体废物，安全要求低、中放废物占放射性废物总量的９５％以上，并且多数要转形为固体贮存、运输和最终处置，因此，低、中放固体废物包装...     

岩石中核素迁移行为研究

一、前言随着世界性能源日益匮乏,大力发展核电已成为必然。然而发展核电的重要前提是必须安全处置核动力反应堆产生的大量放射性废物。要实现最终安全处置放射性废物,特别是高放废物,必须研究两方面的问题:一是放射性废物发热;二是放射性核素迁移。     

高放废物地质处置库安全特性研究

高水平放射性废物(简称高放废物)是一种放射性强、毒性大、含有长半衰期核素且发热的特殊废物,对其进行最终处置难度极大,面临一系列的科学、技术、工程及社会学的挑战。高放废物安全处置的核心是,要确保在数万年甚至更长时间内,将高放废物与生物圈进行有效隔离。我国核武器研制和生产过程中,已经积累了一批亟待地质处置的高放废物,急需开展技术研发,并建设处置库对其进行最终地质处置。另外,我国核电站乏燃料后处理产生的高放废物以及某些不宜后处理的乏燃料,也需进行最终地质处置。本文针对高放废物安全处置的要求,对高放废物处置库的工程屏障(玻璃固化体、废物罐、缓冲材料等)和天然屏障(处置库围岩)的安全特性进行了研究,介绍了我国高放废物地质处置库选址、工程屏障和安全评价的进展。