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。     

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。     

放射性核素在地下水中的迁移

本文叙述了放射性核素~(137)Cs、~(90)Sr-~(90)Y和~(144)Ce-~(144)Pr在地下水和岩石间的分配系数K_d的实验室测定方法,研究了放射性核素浓度、岩石种类及岩石粒度对K_d值的影响。测定了这三种核素模拟在三万吨TNT地下核爆炸空腔充满水时的浓度下的分配系数K_d值,计算了它们在地下水中的迁移速率。     

低中放固体废物处置场选址规划环境影响评价方法研究

建造低、中水平放射性固体废物处置场,对低中放废物进行安全处置是降低低中放废物管理的环境风险、减少对环境和公众影响的必要途径。而对全国低中固体废物处置场进行选址规划有利于合理布置处置场、合理利用资源以及减少对公众和环境的影响。为了减少规划实施后可能对环境产生的影响,需要对《我国低中水平放射性固体废物处置场所选址规划》进行环境影响评价。本文对如何开展这类规划的环境影响评价进行了探讨。     

核素迁移模拟实验土柱中的水流状态

本文旨在从宏观上定量描述人工喷淋条件下模拟实验土柱中的水势分布状况,确定核素迁移是在非饱和条件下进行的。     

核素在非饱和带中迁移的非平衡吸附数值模式——NESOR

本文将对流弥散方程与非平衡吸附关系式相结合,开发了核素在非饱和孔隙介质中迁移的二维非平衡吸附数值模式与计算机程序－ＮＥＳＯＲ,给出了ＮＥＳＯＲ中使用的吸附、解吸速率参数的计算方法。     

核素在弱含水层三维迁移的现场示踪试验

对核素在弱含水层中的三维迁移进行了现场试验。试验结果表明:经过1023d的试验,示踪核素90Sr、237Np、238Pu和241Am纵向分布的浓度峰均在最初释放的源层位置未动,迁移最快的90Sr的质心移动了0 32cm;按质心计算,90Sr、237Np、238Pu和241Am的延迟系数(Rd)分别为4 0×102、1 6×103、2 7×105和∞。这表明,黄土介质对这几种示踪核素具有强的吸附能力。     

当前核素迁移研究的若干进展

本文着重评述了当前有关放射性废物地质处置的核素迁移研究的进展,并讨论了重要核素、迁移化学、天然类比体系、有机化合物和微生物对核素迁移的影响。     

低中水平放射性固体废物近地表处置场工程设计中的若干问题探讨

低中放废物的近地表处置是目前世界上应用最早最广泛的处置方式。我国开展中放废物近地表处置技术的研究起步较晚。目前拥有两个近地表处置场,位于甘肃省的西北处置场已投入运行,拉于广东省的北龙处置场也即将投入运行。本文将结合我国的两处鼾场论述近地表处置场工程设计中的若干问题。     

黄土包气带中放射核素迁移的现场试验

在中国辐射防护研究院野外试验场琥展了为期二年的包气带中＾３Ｈ、＾６０Ｃｏ、＾８５Ｓｒ和＾１３４Ｃｓ的迁移试验,在天然条件和人工喷啉条件下共进行了六组试验。通过期取样和直接测量两种方法测量了示踪核素的浓度分布;同时为配合迁移试验,同步开展了包气带中水分运行观测。     

安全评价软件Ecolego解法器选取研究

Ecolego软件已广泛应用于放射性废物处置场的安全评价中,其提供了十余种解法器供用户使用,但不同解法器的性能相差较大,在安全评价中如何选取适宜的解法器给用户造成了困扰。本研究在对各解法器特点进行论述的基础上,利用Ecolego 6.5提供的解法器对瑞典高放废物处置安全评价模型进行测试,结果表明NDF解法器在地质圈及总模型计算耗时最少,BDF及RADAU5解法器分别在近场模型及生物圈模型耗时最少;Rosenbrock与TR-BDF2解法器计算结果稳定。综合计算耗时与求解精度考虑,在类似瑞典高放废物处置场地的安全评价模拟中,推荐使用TR-BDF2解法器。     

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。     

低、中放固体废物处置设施的屏蔽计算

天然屏障和工程屏障相结合的多重屏障设计是近地表低、中放固体废物处置场设计的基本原则。本文从辐射防护角度出发,对某低中放固体废物处置场处置单元的设计进行论证。分别采用点核积分法程序QAD和蒙特卡罗法程序MCNP,对处置单元格不同厚度墙体外的剂量率水平进行计算,确定出合理的处置单元构筑物墙体厚度,并得出两种屏蔽计算方法的适用范围。     

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。     

核设施退役废石墨的处理与处置

石墨有成为核反应堆的慢化剂和反射层的较好的综合性能,早期发展核反应堆的国际原子能机构成员国拥有大量的石墨慢化反应堆,现在要安排退役,退役废石墨的处理和处置,成为人们共同关注的问题。由于废石墨存量大,放射性活度大,它的处理与处置有若干疑难问题有待解决。这些问题的解决关系到环境保护。我国有类似的疑难问题,为此应积极跟踪并开展必要的研究开发工作。     

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。     

国外几例高放废物地质处置设施选址探讨

根据《高放废物地质处置中长期研发规划指南》所提出的“三步走” 战略, 我国高放废物地质处置项目正处在试验与选址阶段。本文通过总结国外高放废物地质处置项目的建设过程, 总结正反两方面的经验, 认为我国高放废物地质处置项目应采用分阶段决策的选址方案, 健全法律法规, 明确政府、监管方、实施者及公众的角色, 各方保持持续沟通和对话。     

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。