A Thermoelectric-Conversion Power Supply System Using a Strontium Heat Source of High-Level Radioactive Nuclear Waste

A thermoelectric-conversion power supply system with radioactive strontium in high-level radioactive waste has been proposed. A combination of Alkali Metal Thermo-Electric Conversion (AMTEC) and a strontium fluoride heat source can provide a compact and long-lived power supply system. A heat source design with strontium fluoride pin bundles with Hastelloy cladding and intermediate copper has been proposed. This design has taken heat transportation into consideration, and, in this regard, the feasibility has been confirmed by a three-dimensional thermal analysis using Star-CD code. This power supply system with an electric output of 1MW can be arranged in a space of 50m² and approximately 1.1m height and can be operated for 15 years without refueling. This compact and long-lived power supply is suitable for powering sources for remote places and middle-sized ships. From the viewpoint of geological disposal of high-level waste, the proposed power supply system provides a financial base for strontiumcesium partitioning. That is, a combination of minor-actinide recycling and strontium-cesium partitioning can eliminate a large part of decay heat in high-level waste and thus can save much space for geological disposal.     

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。     

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。     

长寿命废密封放射源整备装置冷实验验证

开发长寿命废密封放射源整备装置,使整备后废放射源满足长期贮存要求是废放射源管理的重要组成部分。研制并建立了废241Am-Be中子源的整备装置,开展了废放射源整备冷实验,实验结果表明,该整备装置满足长寿命废密封放射源整备要求。     

放射性废石墨的处理处置现状

石墨反应堆退役产生大量放射性废石墨,需要处理后处置。废石墨处理技术主要有焚烧、蒸汽热解、水泥固化、自蔓延固化等,只有焚烧和蒸汽重整热解技术可以实现大幅减容。尽管废石墨的处置存在多种观点,但由于废石墨含有大量长寿命核素,只有深地质处置才能确保安全,然而废石墨数量庞大,处置前的大幅减容是必须的。     

高放废液玻璃固化工程产品接收监管要求设想

在针对高放废液玻璃固化工艺和玻璃固化产品质量影响因素进行研究分析的基础上,通过借鉴IAEA颁布的玻璃固化产品质量控制要求,以及德国和美国所制定的产品接收监管要求和质量控制措施,结合我国在玻璃固化体性能方面已经制定的标准要求,提出我国高放废液玻璃固化工程产品接收监管要求。     

高放废液贮存的安全保障

后处理厂高放废液贮存安全管理至关重要。为保证高放废液贮存安全,需要严格控制工艺参数,采取相应的安全控制技术措施和管理措施。在工艺方面,需要严格控制液温、液位、氢气浓度和罐内负压等工艺参数;安全控制技术措施主要包括防止氢气燃爆,废液沉积,废液泄漏,贮罐腐蚀检测和辐射安全;安全管理措施主要包括核安全文化培养,建立经验反馈制度、巡回检查和现场测量制度,做好应急准备和加强辐射防护与监测等。     

开挖损伤区(EDZ)对核素迁移的影响

随着核电的发展,核电站产生的乏燃料处理处置受到了大众的高度关注.通过对嬗变法、稀释法和隔离法等方法的综合对比,目前,高放废物深地质处置是国内外公认处理核废物的最佳办法.在处置库建造阶段,由于开挖使得围岩中应力重新分布,围岩发生扰动,岩体内部原生裂隙出现扩展、连通,产生新生的微裂隙,岩体的渗透系数变大,这种区域即为开挖损...     

日本六个所后处理厂减少废物产生量的工艺设计

为减少放射性废物的产生量,日本六个所后处理厂在建造过程中吸收了乏燃料后处理技术发展的最新成果。对原设计进行了改进,降低了废物产生量,减少了高放废液贮存罐的数目。日本核燃料有限公司和三菱重工长崎研发中心等提出了Nox回收利用工艺,也大大减少了低放射性硝酸钠废物和非放射性硝酸钠废物的产生景。本文叙述了日本六个所后处理厂减少放射性废物产生量方面的情况。     

Heat transfer in high-level waste management

Heat transfer in the storage of high-level liquid wastes, calcining of radioactive wastes, and storage of solidified wastes are discussed. Processing and storage experience at the Idaho Chemical Processing Plant are summarized for defense high-level wastes; heat transfer in power reactor high-level waste processing and storage is also discussed.     

甘肃陇东地区粘土岩渗透特性初步研究

从国外经验和国内前期研究成果来看,在中国粘土岩是高放废物地质处置库建设中重要的候选围岩之一。对陇东地区进行了地质调查,介绍了该地区的区域构造和区域地质特征,并重点对该地区的粘土岩的基本物理性能和渗透性能进行了研究。通过自行设计制作的渗透装置,测定了粘土岩的渗透系数。结果表明,该地区粘土岩的渗透性极低,渗透系数约为10-11 m/s,为高放废物处置库围岩选择提供了重要参考。     

从多重故障角度探讨高放废液贮存系统DEC

设计扩展工况（DEC）分析是核电设施超设计基准事故分析的重要内容,目前后处理设施领域尚无这方面实践。以后处理设施高放废液贮存系统为研究示范对象,基于工程判断和确定论方法,从多重故障的角度识别DEC。研究结果表明:在高放废液贮存系统的29例工况中,14例不会造成放射性物质向外环境的超标释放,属于DEC;8例可能造成放射性物质向外环境的超标释放,如果混凝土浇筑层对废液具备包容功能、设备室具备泄爆或抗爆功能,则这8例工况不会对外环境造成超标释放,也可纳入DEC;剩余的7例会造成放射性物质向外环境的超标释放,应通过提高橙区过滤器间排风过滤、烟囱的设备可靠性,实现放射性气溶胶向外环境释放的量级不超过选址假想事故的释放水平。      

亚硝酸根荧光分析方法的研究及应用

建立了用于后处理工艺料液中亚硝酸根的荧光分析方法。方法以5-氨基荧光素为指示剂,在盐酸溶液中，亚硝酸根与5-氨基荧光素发生重氮化反应，其产物在碱性条件下有很强的荧光，据此测定亚硝酸根的含量。结果表明，所测样品的相对标准偏差和回收率分别为：后处理台架工艺料液，4％，96%~106%；高放废液，5％，96%～103%。方法可应用于后处理工艺料液中亚硝酸根的测定和有机废物中硝基化合物的测定。     

巴音戈壁盆地塔木素地区黏土岩地质特征研究

黏土岩是高放废物地质处置库重要的候选围岩之一。通过野外地质勘查,查明塔木素地区黏土岩产状平缓、分布广泛、沉积环境稳定。采用薄片鉴定、X射线衍射及扫描电镜分析等方法,研究了该地区黏土岩的岩石学和矿物学等特征,结果表明,岩石具泥质结构、致密块状构造,黏土矿物主要为高岭石、伊利石等。研究初步认为该地区黏土岩基本满足高放废物地质处置库围岩的要求。     

德国放射性废物地质处置的研究历程

本文简要介绍了德国放射性废物地质处置及相关研究的历程和现状,包括中低放废物和高放废物的处置情况,同时从技术层面分析了德国高放废物处置库场址评价所面临的问题。希望对于我国放射性废物地质处置的研究有所启示。     

亚硝酸根荧光分析方法的研究及应用

建立了用于后处理工艺料液中亚硝酸根的荧光分析方法。方法以5-氨基荧光素为指示剂,在盐酸溶液中,亚硝酸根与5-氨基荧光素发生重氮化反应,其产物在碱性条件下有很强的荧光,据此测定亚硝酸根的含量。结果表明,所测样品的相对标准偏差和回收率分别为:后处理台架工艺料液,4%,96%~106%;高放废液,5%,96%~103%。方法可应用于后处理工艺料液中亚硝酸根的测定和有机废物中硝基化合物的测定。     

中低放废物的安全处置与评价

本文综述了中低放废物安全处置技术的新近发展；结合我国中低放废处置前期工作的需要，着重讨论了有关含长寿命核素的固体废物分类，在处置场选址和设计中灵活应用多重屏障原理，安全评价模式和计算机程序的选择，以及废物包质量跟踪系统的建立等问题，并提出了相应的建议。     

高放玻璃多重屏障介质多因素耦合处置方法研究

地下水透过多重屏障介质与高放玻璃固化体直接接触后,放射性核素会从固化体中释放,因此成为高放废物处置库安全评价的源项。为更精确地预测玻璃固化体长期处置行为,本文考察了围岩、回填材料等因素对模拟高放玻璃固化体中各关键元素浸出的影响,实验处置温度为90 ℃,模拟高放玻璃固化体依据德国配方制备。结果表明,围岩对玻璃体中不同元素的阻滞作用有所差异。B、Re和U的浸出浓度在二长花岗岩中最大;膨润土含水量高时,玻璃体中元素释出量大;而含水量低时,释出量小;在膨润土中添加5%的素玻璃粉,对玻璃的腐蚀有抑制作用。     

放射性废物中等深度处置安全目标研究

随着我国核工业的发展,积累了相当数量的长寿命放射性核素浓度较高的低中放废物,IAEA建议将这些废物进行中等深度处置。为尽快开展中等深度处置的相关研究,调查分析了我国需进行中等深度处置的废物源项,在此基础上,参考国外中等深度处置设施的安全目标,结合我国相关核安全法规标准要求,给出了我国放射性废物中等深度处置设施关闭后长期安全目标为1mSv/a、安全防护时间尺度为1000a以上,其运行期间的安全目标可参考GB 13600中的相关目标值。利用OECD/NEA对核素浓度限值的推导方法,初步计算了钻探情景和钻探后情景主要核素的活度限值。