极低放废物处置研究进展

极低放废物是国际上近年来新提出的一种放射性废物,目前尚未形成公认的定义和处置方式。本文介绍了研究极低放废物比较早的几个国家对极低放废物的定义,概述了国际原子能机构(1AEA)和一些国家的极低放废物处置政策与方法,综述了极低放废物处置场的安全评价方法,比较了这些国家极低放废物的处置状况,指出了我国研究极低放废物的迫切性和研究方向。     

西班牙第二个低放废物处置室获准投运

正【世界核新闻网站2016年7月7日报道】西班牙国家核安全委员会(CSN)近日批准位于科尔多巴省的埃尔·卡博里(El Cabril)处置设施将第二个极低放废物处置室投入运行。2006年,能源政策和矿业总局批准西班牙国家放射性废物公司(Enresa)在埃尔·卡博里建设一座由4个处置室组成、用于处置极低放废物和中低放废物的设施。第一个极低放废物处置室即29号处置室2007年完成建设,并于2008年开始处置     

极低放射性废物处置的法国实践

对于极低放废物目前没有明确的定义.但其特点却非常突出--含有少量的放射性物质且数量巨大.对于这些废物的处理处置和管理各国都有不同的方法.本文着重介绍法国的实践,相信对我国的极低放废物的处理处置和管理有一定的借鉴作用.     

匈牙利废物管理公司近期主要工作

<正>【普氏《核燃料》2016年12月19日刊报道】2016年12月8日,匈牙利放射性废物管理公司(Puram)总经理Ferenc Kereki在布达佩斯的新闻发布会上介绍了该公司的近期工作计划,包括扩建乏燃料中间贮存设施和近地表中低放废物处置设施,继续开展乏燃料最终处置库场址研究以及编制极低放废物处置设施建议书。     

一些国家高放废物地质处置安全评价介绍

本文介绍了高放废物地质处置的安全目标及其准则，并介绍了比利时ＢＯＯＭ粘土高放废物处置性能和安全评价，以及美国玄武岩高放废物处置安全评价的方法和瑞典花岗岩高放废物ＷＰＣ处置方案的安全分析。对我国高放废物地质处置安全评价工作提出了一些建议     

中低放废物处置方案评述

高放废物的处置研究,如果从1954年美国开始工作算起,至今已有34年了,但到目前为止,只停留在处置库场地特性评价和地下实验室研究阶段,还没有一个国家真正建立了高放废物处置库。然而中低放废物的处置研究情况,则要比高放的好得多。中低放废物     

日本打算进行极低水平放射性废物掩埋试验

据日本原子能研究所(JAERI)于今年6月17日主持的一次报告会上宣布,JAERI研究所打算在1994财政年度中,利用日本动力示范堆(JPDR)退役产生的极低放性生物屏蔽混凝土废物,来进行关于混凝土废物掩埋葬处置的安全性的确认     

基于处置的放射性废物的分类方法应用研究

对放射性废物进行分类管理,能有效减少最终处置的废物量,减轻营运单位的负担,并减少对环境的影响。废物分类方法有很多种,将废物分类与处置联系起来是国际原子能机构建议的优选分类方法。本文以中国原子能科学研究院(原子能院)为例,通过研究国内外的废物分类体系,分析原子能院产生的废物的特点,提出了以处置为中心的废物分类建议,将废物分为豁免废物、极短寿命废物、极低水平废物、低中水平放射性废物和α废物5类;同时研究提出了原子能院全过程废物信息管理要求。     

美国能源部公布高放废物和乏燃料处置方案评估报告

正【本刊2014年11月综合报道】美国能源部(DOE)于2014年10月24日公布了一份题为《能源部管理的高放废物和乏燃料处置方案评估》的报告。报告对由能源部管理的高放废物和乏燃料的永久性处置方案进行了评估。此次评估考虑了是否应当在一座通用处置库中对能源部高放废物和乏燃料与商业高放废物和乏燃料进行集中处置,或者在一座单独的处置库中对部分能源部高放废物和乏燃料进行处置是否能够带来好处。     

浅谈极低放射性废物

介绍了国际国内极低放射性废物的定义以及活度上限值的确定依据,并介绍了国内外的处置方法,以期对我国的放射性废物分类管理、审评和监督有所帮助。     

极低放废物填埋场防渗层对~(60)Co和~(63)Ni的阻滞性能

极低放填埋场防渗层设置是阻滞放射性核素进入生态环境的重要工程措施,开展防渗层的阻滞性能研究对于防渗层的设计和环境安全评价具有重要意义。针对来源废物中的主要核素~(60)Co和~(63)Ni,采用静态吸附实验和柱迁移实验获得了场址粘土的饱和渗透系数、分配系数及弥散度等特征参数,并通过数学模型预测了核素穿透防渗层后的浓度变化。结果表明,Co、Ni的分配系数分别为140.92 m L·g~(-1)和380.43 m L·g~(-1),阻滞因子分别为859和2 317,表明场址粘土对~(60)Co、~(63)Ni具有较强的阻滞性能;在防渗层正常发挥功能的情景下,防渗层渗出液中的~(60)Co、~(63)Ni浓度很低,用此类粘土建成的防渗层能够确保当地环境安全。     

极低放射性废物填埋场中同位素迁移与屏障研究

在查明场址地球化学特征的基础上,研究了238U、90Sr在场址包气带土壤中的吸附与迁移特征。设计了一系列非均匀介质实验模型,研究了在瞬时源和连续源条件下238U、90Sr在非均匀介质中的迁移特征。同位素迁移屏障研究在研究场址围岩对核素的吸附特征的基础上,筛选出合适的矿物添加剂以提高场址岩土对90Sr迁移的屏障能力。结果表明,238U和90Sr在场址土壤中迁移速度分别为0.365和0.385mm/a。非均匀介质对同位素迁移影响首先是减弱了主流体的污染强度,同时延长了污染作用时间;添加剂人造沸石可作为90Sr迁移屏障材料。     

典型放射性核素在某极低放填埋场特定场址的迁移预测

简要介绍了某极低放填埋场的场址特征、核素迁移预测主要参数的选取和使用的模型,重点介绍了极低放废物填埋场主要放射性核素3 H、90Sr在包气带和含水层的迁移情况,通过对3 H、90Sr的模拟迁移预测分析,基本掌握了3 H、90Sr在特定场址的迁移规律,为场址的安全评价提供了参考。     

城市固体废物填埋场放射性接收标准研究

初步建立了城市固体废物填埋场（MSWL）接收固体废物的放射性接收标准。首先确定放射性接收标准5×10^-5的终生致癌性风险作为可接受风险水平目标值,然后结合我国MSWL的设计标准和管理要求,建立MSWL全寿期健康风险评价方法。利用可接受风险水平目标值和健康风险评价方法,推导出MSWL接收固体废物的单位质量的放射性核素限值。结果表明,对于短寿命（T_1/2＜30 a）人工放射性核素,本文所得放射性接收标准推导值明显大于我国清洁解控标准（如⁶⁰Co推导值为0.619 Bq/g,清洁解控标准为0.1 Bq/g）;对于长寿命（T_1/2≥30 a）人工放射性核素,本文所得推导值与我国清洁解控标准值基本相当。     

Non-technical Considerations in Regulation of Very Low Level Radioactive Waste: Comparative Analysis of Japan and the United States

With presently over 400 commercial nuclear power reactors being operated worldwide, many of which will retire within the next 50 years, the future generation of world nuclear energy depends upon strategies for low level waste management and decommissioning of those reactors. These strategies must address issues such as: economical feasibility, environmental and health standards, post-decommissioning land and facility usage. This paper considers those issues in the context of the inherently intertwined social and technical characteristics, with an emphasis on the management of very low level wastes. Until now 70 commercial power reactors have been decommissioned, however, most have been relatively small in comparison to those that will be preparing for decommissioning in the next 50 years. The resulting materials will add to the already increasing amounts of waste and material from nuclear reactors. Since the move to harmonization of clearance level regulation may have critical impacts on the environment and health as well as decommissioning costs and priority setting this paper examines both the areas of consensus and uncertainties between countries regarding very low level waste regulations for recycling of materials arising from decommissioning, against the background of international discussions. In conclusion, we discuss the need for deliberation regarding the assumptions and cultural factors.     

核电站废树脂清洁解控问题探讨

对轻微污染的废树脂采取解控处理是核电站废物最小化工作的重要内容。在介绍近几年开展的核电站废树脂解控监测工作的基础上,对核电站目前的废树脂废物管理中存在的问题进行了总结,提出了有利于实施废树脂废物最小化的技术途径。解控后的废树脂可能采取的处置出路包括危险固体废物填埋处置和水泥窑协同处置,暂时尚不具备进行高温焚烧处置的条件。为了提高核电站这类废物最小化的实施效率,建议对不同类型放射性核素在废树脂中含量的相关性问题,对放射性核素在离子交换柱树脂中的空间分布问题,对废树脂分拣的在线监测技术以及其它类型固体废物的分拣监测问题等进行深入研究,以期在保证取样代表性的同时,减少取样量和测量工作量,提高工作效率,降低废物最小化的经济成本。     

对秦山核电基地低、中水平放射性固体废物减容处理的考虑

废物最少化是放射性废物管理的原则之一.针对秦山核电基地废物处理现状,分析了国家法规、标准对低、中水平放射性固体废物的管理要求和核电厂面临的相关问题,提出了对秦山核电基地低、中水平放射性固体废物进行焚烧和超级压缩处理的考虑.