高放废物处置前标准化分析

对国内外高放废物处置前管理相关标准情况进行阐述，重点对我国高放废物处置前管理的技术规定、高放废液整备、贮存等标准化问题进行研究，并提出一些新的标准项目，初步形成了我国高放废物处置前管理标准体系表.研究过程未考虑乏燃料直接作为废物进行处置这一方案，将在其他文章中重点阐述.由于工艺尚未成熟，高放废液的分离也未列入研究范围之...     

序言北大核心CSCD

高放废物处理专辑高放废物具高放射性和高生物毒性,对人类和生态环境存在极大威胁,因此必须对其进行安全、妥善的固化处理。高放废物处理的核心问题是如何将高放废物中的放射性核素和有毒元素有效地固化至稳定可靠的固化体结构之中,其研究内容涵盖了高放废液固化(玻璃固化、陶瓷固化等)、固体高放废物处理以及高放废物分离等多个技术领域。     

高水平放射性废物处理处置标准分析

本文阐述了我国高水平放射性废物处理处置标准的重要性,对国内外高水平放射性废物处理处置标准现状进行了阐述和分析,针对高放废物处理处置标准体系、高水平放射性废液成份分析、高放废液固化体性能要求及检验方法、高放废物处理处置工程经济及深地质处置等方面的标准化问题进行了研究分析,提出了开展高水平放射性废物处理处置标准化工作的意见和建议。     

液体放射性废物的深孔注入法

目前国际上大多数国家都是采用深部山地工程的方法处置玻璃固化后的高放废物,而俄罗斯则采用深孔方法直接处置部分高放废液。该法在俄罗斯已有40年的开发研究历史,主要应用于中低放废液的处置,并取得了一定经验。本文扼要介绍该法的由来、研究概况、处置原则和要求,处置工作的阶段性和处置所需的设施等,并与国内外已开展的处置中低放废液的水力压裂法进行了对比;最后,介绍了俄罗斯的3个应用实例。     

国外高放废液玻璃固化技术概览

正1引言玻璃固化是为固化高放废液开发的一种放射性废物处理技术。乏燃料后处理产生的高放废液放射性极高、毒性极大,且含有不少半衰期很长的放射性核素。为了处理高放废液,将其转化为能够进行长期安全处置的形式,目前通用的方法是,先对其进行玻璃固化,然后送往地质处置库进行长期处置。玻璃固化方法是将废液加热、蒸发浓缩、煅烧,使内含的盐份熔融,与玻璃基材一起形成玻璃固化体。由于这种固化体具有良好的化学、机械稳定性和抗辐照性能,被认为是当前最具     

分离法处理我国高放废液概念流程

文章描述分离法处理我国高放废液概念流程。经此流程分离处理后，废液中绝大部分组分降级为非α中低放短寿命废物，可作水泥固化地表处置。剩下极少量。废物和少量含Ｓｒ、Ｃｓ的非ａ。高放废物，使需玻璃固化并于深地层贮库的废物减少到很小数量。高放废物的减容（重）倍数为１２．５，α废物减容（重）系数为３９．４。     

高放泥浆研究：I.模拟高放泥浆的配制及性能研究

依据高放废液化学组分分析结果,配制了模拟高放废液.采用甲酸脱硝模拟高放废液浓缩方法,研究了高放废液及泥浆的物理性质和化学组成,探讨了高放泥浆的形成机理及溶解方法,为高放泥浆的处理处置提供了基础数据.     

高放泥浆研究Ⅰ.模拟高放泥浆的配制及性能研究

依据高放废液化学组分分析结果,配制了模拟高放废液.采用甲酸脱硝模拟高放废液浓缩方法,研究了高放废液及泥浆的物理性质和化学组成,探讨了高放泥浆的形成机理及溶解方法,为高放泥浆的处理处置提供了基础数据.     

一种处理高放废液的新方法

由于核工业废物中的放射性有99％都集中于高放废液中,因此高放废液处理问题一直是放射性废物管理部门和专家们极为关切的问题。近些年来随着核能事业的发展,高放废液的数量也随之增多,这更加引起世人的关注。因此如何处理高放废物问题,不只是一个技术问题,而且也是一个社会问题。目前人们公认的处理高放废液的较为成熟的方法是将高放废液转化为硼硅酸盐玻璃固化体。这种工艺已经历过实验室的开发研究中试而进入工业实用阶段,1978年10月,法     

高放废物处理、处置的国际现状分析

本文评述了高放废物处理、处置的国际现状,包括:乏燃料的后处理、贮存和直接处置;高放废液的固化方法和高放废物的处置方法。     

我国高放废液中铯分离研究进展

由于高放废液的放射性强、毒性大、组成复杂，从高放废液中分离铯是一个世界性难题。多年来国内外研究者一直在探索研究从高放废液中分离铯的方法，开发适合工业应用的铯分离技术，以解决从高放废液中分离铯的难题。一方面，我国现存的生产堆高放废液，浓缩倍数大、盐分高、放射性强，长期贮存风险大，需要进行妥善处理；另一方面，随着我国核电的快速发展和民用核燃料后处理的工业化，动力堆高放废液的处理问题也日益突出。针对这些需求，我国科技工作者们开展了大量从高放废液中分离铯的研究工作，取得了系列研究成果。近几十年来我国主要开展了离子交换、萃取色层和溶剂萃取分离高放废液中铯的研究，先后开发了亚铁氰化钛钾离子交换分离工艺以及杯芳烃冠醚萃取分离工艺，并进行了热实验验证以及台架实验。杯芳烃冠醚从高放废液中萃取分离铯的工作不但具备了工程应用的技术条件，也走在了世界前列。     

MANAGEMENT OF RADIOACTIVE WASTES IN CHINA

The policy and principles on management of radioactive wastes are stipulated.Cement solidification and bituminization unit has come into trial run.Solid radioactive waste is stored in tentative storage vault built in each of nuclear facilities.Seventeen storages associated with applications of nuclear technology and radioisotopes have been built for provinces.Disposal of low and intermediate level radioactive wastes pursues the policy of “regional disposal”.Four repositories have been planned to be built in northwest.southwest,south and east China respectively.A program for treatment and disposal of high level radioactive waste has been made.     

Separation of actinoids from HLW by thiacalix[4]arene compound impregnated silica ion-exchanger

If trivalent actinoids such as Am can be separated from high-level radioactive liquid waste (HLLW) generated by the PUREX process, long-term heat and radiation hazards can be significantly reduced in the disposal of this waste. This paper reports the effective separation of Am through the use of a chelating ion-exchange method that uses an octylphenyl-N,N-diisobutylcarbomoyl phosphine oxide (CMPO) or thiacalix[4]arene compound impregnated silica ion-exchanger. The separation of Cs and Sr from HLLW can be achieved using a CMPO impregnated silica ion-exchanger (CMPO-exchanger). Actinoids and lanthanoids can then be eluted from the CMPO-exchanger, with the resulting solution then treated to separate the actinoids using a thiacalix[4]arene compound impregnated silica ion-exchanger. Thiacalix[4]arene compound impregnated silica ion-exchangers have been shown to effectively separate actinoids from lanthanoids in a weak-acid solution. The influence of gamma ray irradiation on adsorption is also investigated. The adsorption of Am remains high even after irradiation of the ion-exchanger.     

应用随机模拟理论计算低、中放固体废物处置场核素迁移

为了计算低、中放固体废物处置场关闭后,放射性核素在孔隙介质中迁移行为以及对公众造成的照射,应用随机数学理论,将处置场岩土体孔隙-裂隙双重介质视为一个随机场,依据流体渗流力学理论基础形成的二维定向渗流理论,建立了反映放射性核素在处置场岩土体中迁移规律的数学模型。结合计算技术,进一步建立可对放射性核素在处置场岩土体中迁移规律进行仿真分析的系统,并可以用于放射性核素在处置场岩土体中迁移规律模拟研究与预测分析,以及对公众所致辐射剂量计算。通过算例重复仿真实验分析,最后进行统计平均得出放射性核素在处置场岩土体中迁移的规律性认识,验证了所建模型是可行的、有效的。     

矿产资源开发利用放射性固体废物数据库管理系统

放射性核素会与一些矿产资源如锆、铁、独居石、钨、铍等伴生,随着矿产资源开采、精选、冶炼、加工过程,放射性核素会在不同的原料、中间产物、产品和废弃物中分离和富集,形成放射性废物。放射性废物会对人体和环境造成危害,为了保障放射性环境的生态安全,我们通过调研和实地检测后从基本理论、技术和管理等方面考虑,总结出矿产开发利用相关企业放射性废物管理的要求,开发出了一套放射性固体废物数据库管理系统,跟踪废物来源、放射性固体废物处置和回收利用的全过程,从而使放射性废料安全可控。同时分析了废弃物产生流程、处置流程、回收流程的逻辑关系,开发了废弃物基本信息、处置回收数据库和操作系统,并实现多厂地同时管理使用以及有关人员对各个厂地数据的查询和管理功能。该系统有助于提高矿产资源开发利用相关企业的放射性废物管理水平,对防治核辐射污染、实现辐射防护的优化设计和放射性废物的最小化管理有重大意义。     

IAEA高放废物地质处置参考生物圈建立方法及对我国的启示

高放废物地质处置的安全评价需要考虑长时间尺度下生物圈的演变和演化。本文介绍IAEA生物圈模拟与评价(BIOMASS)项目中参考生物圈的建立方法,其构建的“评价生物圈”可用于高放废物特定场址的评价。建议尽快开展我国北山高放废物处置库参考生物圈的建立。     

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。     

高放废物地质处置库预选场址水文地质研究进展

深地质处置是目前国际上普遍接受的高放废物最终处置方案。对于这种处置方案而言，最有可能使处置库系统中放射性核素释放并进入生物圈的机制是地下水的作用。本文阐述了这种地下水的作用，包括地下水与工程屏障的相互作用、地下水在地质屏障中的核素迁移作用及核素滞留作用；介绍了处置库场址评价中水文地质研究的国际进展和动向；重点介绍了我国高放废物处置库预选场址水文地质研究进程和概况。     

Pu在地质环境中化学行为的研究进

着重评述了近年来与高放废物深部地质处置有关的地质环境中Pu化学的研究进展,重点讨论了Pu从高放玻璃固化体中的浸出行为、Pu在地下水中的溶解度、配合反应(包括水解反应)、氧化还原反应、胶体的形成等。提出了近期和长期应开展的若干研究课题。     

对法国高放废物处置安全审评的分析研究

介绍了法国高放废物处置研究现状和规划，对法国高放处置场的审评技术单位法国核与辐射安全研究院（IRSN）所开展的高放处置安全研究和审评工作及其提出的审评原则和审评要点进行了分析研究，并对我国的高放处置安全审评工作提出了建议。