高整体容器在我国放射性废物管理中的应用分析

对3种材料高整体容器(HIC)进行简述,介绍交联聚乙烯HIC处理工艺及规格对于传统水泥固化处理工艺的优势与不足。对交联聚乙烯HIC在工程应用中的废物装填及吊装环节、运输环节、处置环节等几个方面需要重点关注的问题进行分析,对于设计中需要解决的问题提出解决的方向,并简述了HIC应用方面后续需要继续开展的工作。     

用超临界二氧化碳发泡制备辐射交联聚乙烯微孔材料

利用辐射交联技术和超临界二氧化碳发泡技术,成功地制备了具有微孔结构的交联聚乙烯泡沫材料,并使用差示扫描量热仪(DSC)和扫描电子显微镜(SEM)对交联聚乙烯的熔点、结晶度以及泡沫的微孔形貌进行了表征.研究了吸收剂量、发泡温度和饱和压力对泡孔结构的影响.实验发现,吸收剂量为50 kGy时交联聚乙烯泡沫具有最精细的泡孔结构;发泡温度越高交联聚乙烯泡沫的孔径越大、孔密度越小;饱和压力越高,泡沫的孔径越小、孔密度越大.聚乙烯经过辐照交联后热稳定性显著提高,发泡温度范围明显增加.     

高完整性容器HIC封盖工艺应用探讨

近年来,随着核电站低、中放射性废物包的贮存量的不断增多,贮存压力也越来越大,因此废物包的外运逐渐被提上日程。废物包在外运到处置场之前要装进高完整性容器HIC进行二次包装,需要封盖设备对HIC容器进行密封以满足处置要求。以田湾核电站T4UKT厂房HIC封盖设备为例,介绍HIC封盖的工艺流程、模拟试验情况以及需要关注的问题,探讨了HIC封盖设备工艺应用的成熟性及应用前景。     

辐射交联聚合物的结晶动力学(英文)

电离辐射在工业上应用的基础是聚合物的辐射交联,它们是绝缘电线和电缆的交联,热收缩性材料的生产,泡沫塑料等等。辐射引发交联已经被广泛地研究,特别是凝胶的形成和聚合物结构、辐照条件对交联度的影响。对于一般法和辐射法交联的聚合物却很少有人研究它的结晶过程。例如,已经证明除了在非常高的吸收剂量外,辐照的聚乙烯中总的结晶度不受影响,但对于聚丙烯和聚丁烯在凝胶点剂量时,它们的结晶度大大减少。辐照聚合物的重新熔融,进一步减少了总结晶度。 本工作表明不仅总的结晶度而且结晶动力学也受辐射引发交联的影响。结晶速率指出结晶划分成二种不同增长机理的过程。冷却速率是一个重要的因素,它决定结晶过程并影响与交联的半晶聚合物的结晶度和形态有关的其它性质。     

光引发交联聚乙烯的正电子湮没研究

用正电子湮没寿命谱研究了紫外光交联聚乙烯(PE)过程中交联度、结晶度的变化以及支化度的影响.常温下,在高能射线辐射交联PE中随着交联度的提高I3减少,但本实验中却观察到紫外光照交联PE中随着交联度的提高I3反而增加,变化的趋势等同于交联度的变化趋势.这与交联度的增加致使结晶度减小以及光引发剂吸收紫外光光子后其强电子吸引基团羰基转变成较弱的电子吸引基团羟基有一定的关联.     

质子和电子对聚丙烯及聚乙烯辐射改性和作用机制的研究

用20和100keV的质子束及8和12MeV的电子束对低密度聚乙烯和全同立构式聚乙烯薄膜进行了辐照试验。首次发现质子和电子对聚丙烯和聚乙烯的作用效果是完全不同的:电子使聚乙烯交联、使聚丙烯裂解;质子可显著地改善聚丙烯的力学性质,而使聚乙烯变坏。这种性质的改变与粒子辐照剂量存在密切关系。另一方面,通过对辐照前后样品进行X射线衍射、正电子湮没、红外吸收和电子顺磁共振等结构分析,表明在高能电子辐照聚丙烯时,随着剂量的增加,聚丙烯内发生α相和β相的转换,但总结晶度不变。而电子辐照聚乙烯则不发生这类相变。红外吸收谱的研究表明,在质子辐照过的聚丙烯中出现三个新的振动频带,其中3350cm~(-1)是未曾观察到过的共振峰,对应着一种新的组构。它可能是质子辐照使聚丙烯应力-应变特性增强的原因。此外,在研究质子和电子与聚丙烯大分子不同用机制的基础上,提出了质子和聚丙烯大分子相互作用可以产生交联的反应模式。证实了辐射交联不仅与剂量有关,而且与辐照粒子的类型存在密切的联系。     

聚乙烯高整体容器多年累积剂量的近似计算方法

高整体容器(HIC)是一种经特殊设计制造的具有高强度、高密封性、高化学稳定性和高热稳定性的低、中水平放射性废物处置容器。对于聚乙烯材料制作的高整体容器,其在设计和使用过程中存在一个重要的指标,即辐照稳定性。本文介绍一种高整体容器累积剂量的计算方法,并使用此方法对AP1000核电工程中使用的聚乙烯高整体容器累积剂量进行估算。通过与Micro Shield、MCNP程序计算的结果比较,证明该方法是一种保守的、偏安全的并可用于实践的高整体容器累积剂量计算方法。     

辐照交联SBS／LDPE共混物的形状记忆效应研究

以苯乙烯-丁二烯嵌段共聚物（SBS）热塑性弹性体和低密度聚乙烯（LDPE）为主要原料,使用混炼机将SBS与LDPE按80：20的比例共混并在硫化机上模压制成SBS／LDPE共混物,利用γ射线辐照上述共混物使之交联。通过DSC分析、力学性能和形状记忆性能测试,研究了辐照交联SBS／LDPE共混物材料的结构对形状记忆性能的影响。结果表明,SBS／LDPE共混物随吸收剂量的增加,交联度增大,拉伸强度与断裂伸长率均逐渐降低;此外,适度交联的SBS／LDPE共混物呈现良好的形状记忆效应,形变回复率高于95％。     

聚合物辐射交联机理与其结构和运动多重性

研究和探讨了聚合物结构和运动的多重性以及对其辐射交联机制和规律性的影响,并对Charlesby-Pinner。方程及其不同修正式的适用性进行讨论。通过广角X射线衍射(WAXD)、差示扫描热法(DSC)、电子顺磁共振(ESR)等技术及凝胶和溶胶分析方法,对聚酰胺(PA)、聚氧化乙烯(PEO)、聚乙烯(PE)等不同聚合物的辐照效应与其结构关系进行了研究,对相关文献提供的结果做了详细讨论。在辐照初始低剂量区,由于端基效应(端联)和主链交联导致交联按非无规交联机制进行(交联度q0(D)=q0AXA q0BXB是剂量的函数),是导致聚合物辐射交联溶胶分数(s)与剂量(D)实验数据偏离Charlesby-Pinner经典无规交联关系的主要原因,当端基随剂量增大消耗至端基效应可以忽略时,聚合物非晶区主链单元的交联符合Charlesby-Pinner方程辐射无规交联机制假定,实验与理论一致(结晶相不参与反应);当剂量继续增大,因结晶表面(中间相)介入交联过程,反应又按非无规方式进行。     

辐射效应对LDPE/CB复合物电性能的影响

研究了γ射线辐照交联后的低密度聚乙烯（LDPE）／碳黑（CB）复合物在不同温度下的导电性能。应用扫描电子显微镜研究了不同剂量对复合体系正温度系数（PTC）效应以及负温度系数（NTC）效应的影响。结果表明,辐射剂量对PTC和NTC效应的影响很大。在400kGy时,NTC效应基本消除,当辐射剂量继续增加时,NTC效应又重新出现。     

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。     

放射性废物处置安全全过程系统分析及有关问题的探讨

本文根据IAEA第SSG-23号安全导则,对放射性废物处置安全全过程系统分析及其在英国、法国、美国、芬兰、瑞士、瑞典等国家放射性废物处置中的应用情况作了概括性的介绍。结合我国放射性废物处置管理的现状,对我国处置场的环境影响评价和安全分析中存在的主要问题进行了探讨。为促进我国安全全过程系统分析工作的全面开展,建议加快制定相关标准,将“安全全过程系统分析”作为我国放射性废物处置的许可条件,在景象开发、长期演变、坚稳性、不确定性、管理系统等方面加强研究。     

U.S. regulatory perspectives on the back end of the fuel cycle: EUROSAFE 2013 proceeding

For the United States Nuclear Regulatory Commission and the reactor licensees it regulates, there are a number of contemporary issues associated with the back end of the fuel cycle including, the agency's revision to its “Waste Confidence” decision and the path-forward for high-level waste disposal. Additionally, the 2012 Blue Ribbon Commission on America's Nuclear Future recommendations, the future of reprocessing, consolidated interim spent fuel storage, and maintaining technical competence within the NRC in challenging budgetary conditions are addressed. I conclude that there is confidence in the feasibility of safe storage of spent nuclear fuel following the licensed operational life of a reactor and any change in high-level waste policy will require Congressional action to amend the Nuclear Waste Policy Act.     

Safety study on HIC containing waste resin with respect to hydrogen release

To explore the behavior of radiolytically produced hydrogen release from the waste resin stored in a high integrated container(HIC), and the mechanism of hydrogen diffusion in a near-surface disposal facility, both experimental studies and numerical simulations were performed through an accelerated irradiation test and simulated disposal, respectively. Results indicated that,100 years after disposal, the highest hydrogen concentration appeared in the cell where the HICs were placed. The volume fraction for different scenarios postulated in the numerical simulation was 2.64% for Scenario 1, 2.28% for Scenario 2, and 3.965% for Scenario 3, all of which are lower than the hydrogen explosion limit of 4.1%. The results indicated that the simulated HIC disposal scheme is safe.     

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。     

低中水平放射性固体废物近地表处置设施安全分析报告格式和内容的探讨

我国目前尚缺少放射性废物处置安全分析报告格式、内容要求的相关导则,本文在基于我国已有低中放固体废物近地表处置工程实践及国际原子能机构安全全过程系统分析理念的基础上,对近地表处置安全分析报告的编制要求进行探讨,提出对应的格式与内容建议,以期为编制低中水平放射性固体废物近地表处置设施安全分析报告格式和内容给的标准提供参考。     

高放废物地质处置性能评价

为建立我国高放废物地质处置性能评价方法而系统地介绍了性能评价的研究目的、研究内容、研究方法、国内外研究现状；以此为基础，提出了关于开展我国性能评价的若干建议。性能评价方法的建立将有利于我国高放废物地质处置事业的协调发展。     

放射性废物处置安全全过程系统分析中的指标

以往放射性废物处置的安全评价中通常使用放射性安全指标(即剂量和危险),随着放射性废物处置安全全过程系统分析这一概念的提出,辅助指标已成为评价中的一个重要组成部分。本文介绍了安全全过程系统分析中所使用指标的发展、分类和相应标准等。依评价对象不同,辅助指标通常分为安全指标和性能指标,有些组织还提出了安全功能指标;与上述指标相对应的用于比较的标准分别为参考值、指标标准和安全功能指标标准。将处置系统划分为不同库室时,指标还可分为“包容物和浓度”相关指标、“通量”相关指标和“屏障状态”相关指标三类。建议我国尽快开展放射性废物处置的安全全过程系统分析工作,建立完善的指标体系,选取适当的评价指标,并基于我国放射性废物处置的场址特性确定相应的标准,以期实现安全和防护的最优化。     

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。