放射性固体废物的压缩减容

一、引言一座2×90万千瓦(电)压水堆电站每年要产生1000-1200m~3低中放固体废物(混凝土桶700-900m~3,金属桶300 m~3)。贮存、运输和处置这些废物需要耗费很多人力、财力和物力,还要准备很大贮存库和处置场地。因此,减容受到国际重视。压缩减容国外已普遍应用在核电站、核研究中心和核燃料循环各级设施中。安全、经济、有效的压缩装置正在继续开发研究。     

放射性固体废物压缩减容技术研究

本工作对以压缩作为处理放射性固体废物的方法进行了实验研究,分析了压缩过程中影响各类物料压缩减容倍数的因素。实验结果表明,高压压缩处理物料的范围广,对物料的分类要求不严格;在压力为600kN压缩下,依据物料的性质和装填密度不同,各种物料的减容倍数在2.3~11之间,压缩后各类物料压缩的平均物料密度在1 200~3 900kg/m3之间;对于某些软物料、有孔硬物料和弹性物料,压缩后物料的平均密度大于物料的物理密度;不同装填密度的废物,高压压缩后物料的平均密度基本相同,物料的压缩减容倍数与物料本身的性质、装填密度等有关。弹性物料压缩后反弹明显,甚至破坏压饼,其他物料反弹在20%以内。     

城市放射性固体废物的压缩封装

本文介绍了用于城市放射性固体废物压缩封装处理的工艺系统，以及运行时工作场所和环境辐射水平的监测结果。结果表明，该系统能有效地压缩处理各类固体废物，其压缩减容比对棉麻织物等软质废物可达５－７，对金属容器等硬质废物可达８－１３；压缩封装处理过程对工作场所及环境的辐射水平无明显影响。     

某核电厂放射性固体废物处理最小化实践

介绍了某核电厂在滤芯升级、在线去污、废物分类收集处理、多滤芯支架、大修废物产生量控制等一系列放射性固体废物最小化工作的实践经验;通过对该核电厂商运以来历年的放射性固体废物产生量进行分析,肯定了该核电厂在放射性固体废物最小化、废物管理工作方面取得的成绩。     

放射性固体废物热解焚烧处理的实验研究

为了适应焚烧处理含有较多塑料、橡胶等难燃成分的放射性废物的需要,中辐院开展了热解焚烧处理过程的实验研究。热解焚烧的特点是将固体物料的直接燃烧转化为挥发性热解产物的燃烧,燃烧易于完全。在小试与台架试验中确定了热解与燃烧过程的工艺条件,并选定了先于式高效除尘然后碱洗除酸气的烟气净化流程。在此基础上,与核工业某厂合作进行了冷中间试验验证。中试结果表明,在所用的工艺流程和工艺条件下,塑料、橡胶含量较大的废物可以得到完全燃烧,减容效果明显,过程进行比较平稳、易于控制。此过程还具有能耗低、烟气净化流程简单等特点。     

秦山核电基地放射性固体废物最小化探讨

介绍了秦山核电基地放射性废物管理的现状,讨论了秦山一期、二期、三期各电站几种主要的废物流处理技术和面临的问题,根据废物处理技术实际情况和发展趋势,从地区内统一管理的角度,对废物最小化的管理问题进行了探讨。     

三门核电站放射性固体废物管理

介绍了三门核电站放射性固体废物的处理工艺,以及放射性固体废物管理的思路,在参考国内其他核电站放射性固体废物管理经验的基础上,对三门核电站放射性固体废物最小化方法进行初步探索。     

放射性固体废物处理,处置简况

一、概述我厂是五十年代兴建的核燃料生产厂。生产过程中产生的放射性固体废物主要来自原料生产车间、设备检修车间以及其它铀作业场所。其废物主要是原料生产的木炭渣、氟化渣、废水处理的石灰渣、设备检修的废旧轴承、各种零部件、橡皮垫圈、塑料和其它工艺厂房拆卸的管道、阀门、设备以及各工艺运行与检修时所用过的手套、口罩、抹布等。     

田湾核电站放射性固体废物管理与最小化实践

介绍了田湾核电站运行期间,放射性固体废物的分类、收集和处理方法,分析了田湾核电站从首次临界至2009年6月放射性固体废物的产生量及其原因,从管理和技术等方面分析了实现放射性固体废物最小化的措施、取得的成效、存在的不足和未来发展的方向。     

普通硅酸盐水泥砂浆固定放射性固体废物的配方

研究了中、低放固体废物超级压缩饼在2 m³废物包装箱内的水泥砂浆固定配方。目前82.5#高强硫铝酸盐水泥砂浆固定配方已经实现工业应用,由于82.5#高强硫铝酸盐水泥存在价格高、生产厂家少、早强且集中释热等不足,本研究将胶结原料由82.5#高强硫铝酸盐水泥替换为42.5#普通硅酸盐水泥。通过实验验证水灰比、灰砂比、砂子级配、添加剂加入量等参数对水泥固定体的流动度、抗压强度(28 d)、抗Cl^-渗透性(28 d)的影响规律,结果表明:在合理配方区间的水泥固定体样品流动度为310～335 mm,抗压强度(28 d)为82.1～86.0 MPa,抗Cl^-渗透性(28 d)为756～1 192 C,均满足水泥固定体核行业标准(EJ1186-2005)中对固定体性能的要求。     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。     

运行核电厂放射性固体废物管理实践与探讨

我国核电事业的快速发展导致中、低水平放射性固体废物的产生迅速增加,本文通过对运行核电厂放射性固体废物管理现状及问题进行分析,提出了持续推进放射性固体废物最小化、加快处置场建设、改善放废运输条件、提升固体废物处理效能,专业运作强化监督等对策建议。     

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。     

高放固体废物地质处置安全目标值探讨

安全目标值是高放固体废物地质处置安全评价和审管的基准。通过总结国际上高放固体废物地质处置安全目标值的开发现状,从科学、技术和理念三个层面分析不同国家安全目标值的确定方法,深入探讨安全目标值存在的差异及其深层原因,在此基础上针对我国高放固体废物处置安全标准的研发现状和存在的问题,从安全目标值的选择、适用时间、对无意闯入者的防护等方面提出我国高放固体废物处置安全目标值开发的建议。     

固体放射性废物水泥砂浆固定配方工程验证试验

为完成某废物库回取、整备设施中整备车间固体废物的整备,满足车间水泥固定系统的工程应用需求,对初期实验室研究的中低放固体废物固定配方在该系统上进行200 L废物桶和2 m³废物箱的工程验证试验,考察该配方的固化体性能,如固化过程中的温升、固化体均匀性等,并确定加料顺序和搅拌时间等工艺参数。结果表明,生产的固化体符合行业标准(EJ 1186-2005)的要求,满足国家废物运输和处置要求。     

西北处置场低、中放固体废物处置实践

介绍了我国西北处置场的基本情况,西北处置场低、中放固体废物接收、处置的组织机构及管理体系,工艺技术,辐射防护及环境监测,以期为我国放射性废物处置工程提供借鉴和支持。     

解读IAEA新放射性废物分类草案

本文介绍了国际原子能机构（IAEA）发布的新放射性废物分类草案的背景和内容,综述了新废物分类图的特点以及笔者对分类草案的几点考虑。