低、中放固体废物包装容器

一、前言核电站、核工业部门以及研究、应用放射性同位素、核技术的单位,都可能产生低中放固体放射性废物。尤其在核电站和后处理厂,这类废物的产生率相当高。据统计,现在日本低中放废物产生量为5万桶/a(2001/桶),至1987年3月日本已积存低放废物67万     

日本的放射性废物处理

低放废物日本年处理能力为210吨轻水堆燃料元件的东海村后处理厂于1977年投入运行,但实际处理量远未达到设计能力,所以目前日本的放射性废物主要是核电站和同位素应用单位产生的低放废物。低放废物的年产生量如下:     

三门系列AP1000核电厂放射性废物管理技术特点浅析

核电厂运行过程中不可避免的会产生放射性废物。核电厂通过各种技术和管理手段减少放射性废物的产生量。AP1000核电机组采用简化的系统设计、先进的放射性废物处理工艺、数字化的辐射监测手段,最小化放射性废物的产生量,从而尽可能减少向环境放射性废物的释放量。文章介绍了三门系列AP1000核电机组放射性废物管理的技术特点并对其在废物最小化方面的优缺点进行了简要的分析。     

铀浓缩厂放射性废物管理与最小化实践

介绍了某铀浓缩厂含铀放射性废物管理现状及放射性废物最小化方面的应用实践。放射性废物分类收集,集中处置,减少放射性废物的体积及产生量是基本要求。采用5%的Na₂CO₃和30% H₂O₂混合液以及清水对放射性污染管道、阀门等进行清洗,使α表面污染≤0.4 Bq/cm²,清洗液厂内循环利用。通过除锈清洗液再利用、水压试验水再利用及容器清洗工艺优化改进等措施,单台容器平均废液产生量减少35%左右,从源头上控制了含铀废液的产生量。小容器处理工艺由湿法改为干法,废水产生量减少了90%;大容器清洗过程中,除锈液可重复利用5次,可使得除锈废液的产生量减少80%左右。提高吸附尾液循环利用比,减少了废水的产生量。采用钙盐联合沉淀法处理废水,废渣年产生量平均减少20%,废水处理合格率大大提高。在此基础上,介绍了实现含铀放射性废物最小化的几点思路,并提出相关措施。     

英国减少后处理厂的废物排放量

【日本《原子能产业新闻》1985年1月10日报道】英国核燃料公司最近得到政府和放射性管理协会的批准,决定实施减少塞拉菲尔德后处理厂液体废物的排放量的计划。     

后处理放射性固体废物管理及处置有关问题研究

随着核电厂运行及在建数量的增加,乏燃料后处理及废物处置的需求亦不断增加。由于后处理工艺复杂,产生的废物放射性水平差异较大,需要结合最新法规标准,确定处置方案。本文梳理了后处理厂放射性废物的来源、分类及处理方法,介绍了国内外处置场现状,并结合最新的法规标准,说明了后处理厂产生的固体放射性废物的处置方案。基于后处理厂放射性固体废物及处置现状的特点,总结了目前后处理厂废物运送处置需要关注的问题并提出了有关建议。     

大亚湾核电站放射性固体废物管理

本文系统地介绍了大亚湾核电站(GNPS)放射性固体废物的管理体系和处理方法以及近10年来的持续改进。由于重视并在实践中努力实施废物最少化原则,从废物的源头控制、处理工艺、测量估算技术和监督管理等方面不断改进,大亚湾核电站自1994年投产以来,放射性固体废物产生量连年下降,2002年每台机组减少到63．5m^3,约为1995年127m^3的50％,达到法国同类核电机组的先进水平;从1994至2002年的9年间两台机组累计的放射性固体废物产生量为1563．51m^3,仅为设计值的18％,废物货包符合安全处置的标准和要求。另外,本文还就进一步减少废物产生量的一些新工艺进行了分析,提出了建议。     

大亚湾核电站放射性固体废物管理

本文系统地介绍了大亚湾核电站(GNPS)放射性固体废物的管理体系和处理方法以及近10年来的持续改进.由于重视并在实践中努力实施废物最少化原则,从废物的源头控制、处理工艺、测量估算技术和监督管理等方面不断改进,大亚湾核电站自1994年投产以来,放射性固体废物产生量连年下降,2002年每台机组减少到63.5 m3,约为1995年127 m3的50%,达到法国同类核电机组的先进水平;从1994至2002年的9年间两台机组累计的放射性固体废物产生量为1 563.51 m3,仅为设计值的18%,废物货包符合安全处置的标准和要求.另外,本文还就进一步减少废物产生量的一些新工艺进行了分析,提出了建议.     

日本核燃料循环设施建造的现状

【日本《原子能视野》2003年6月刊报道】 日本核燃料公司正在青森县六所村开展铀浓缩、低放废物埋藏、高放废物贮存与管理以及后处理等核燃料循环主要业务。 该公司的各项业务中最大业务——后处理厂的建造,已迎来了最终的试运行阶段。 后处理业务的状况——已开始试运行的后处理厂 日本核燃料公司六所村后处理厂是为处理日本国内轻水堆乏燃料而建造的,最大后处理能力为800 tU/a、是日本第一座商用后处理厂,计划于2005年7月建成并投入运营。2002年11月,已经开始了试运行的第一步——化学试验,马上将进入正式试运行状态(2003年3月末的综合…     

大亚湾核电站放射性固体废物管理

本文系统地介绍了大亚湾核电站 (GNPS)放射性固体废物的管理体系和处理方法以及近 1 0年来的持续改进。由于重视并在实践中努力实施废物最少化原则 ,从废物的源头控制、处理工艺、测量估算技术和监督管理等方面不断改进 ,大亚湾核电站自 1 994年投产以来 ,放射性固体废物产生量连年下降 ,2 0 0 2年每台机组减少到 63 .5m3,约为 1 995年 1 2 7m3的 5 0 % ,达到法国同类核电机组的先进水平 ;从1 994至 2 0 0 2年的 9年间两台机组累计的放射性固体废物产生量为 1 5 63 .5 1m3,仅为设计值的 1 8% ,废物货包符合安全处置的标准和要求。另外 ,本文还就进一步减少废物产生量的一些新工艺进行了分析 ,提出了建议     

日本高放废液玻璃固化技术

本文介绍了日本东海后处理厂和六所村后处理厂的玻璃固化设施和运行情况,以及针对当前玻璃固化中出现的熔炉底部出料口堵塞、乏燃料储存池泄露等问题,日本在固化设施、运行方式、原料组分等方面采取的措施。在未来的研究计划中,日本将侧重于低放废物玻璃固化研究的标准制定,冷坩埚以及等离子体固化等先进技术的研发,同时加强配方研究及先进工艺流程的开发,从而实现玻璃固化的减容性和经济性,其经验和教训对我国玻璃固化的发展有重要的借鉴意义。     

气隙式膜蒸馏处理低放废液

低放废液在放射性废液里占有很大的比例,我国制定了严格的排放标准,尤其是对内陆核电站,需要选择更高效的处理技术,有必要研究膜蒸馏处理低放废液后的净化效果。基于气隙式膜蒸馏装置研究对模拟低放废水中微量的Sr~(2+)和Cs+的净化效果,以及温差和流速对净化效果的影响,对某乏燃料后处理厂里的低放废液进行处理。结果表明:膜蒸馏装置对微量的Sr~(2+)和Cs+平均截留率均大于99.99%,去污因子可以达到104量级以上;流速和温差对膜蒸馏装置的净化效果基本没有影响;对没有进行任何预处理后处理厂的低放废液,膜蒸馏装置连续处理4天多,处理后的馏出液的平均总α活度浓度为0.04Bq/L,平均总β活度浓度为15.13Bq/L,远低于该厂的排放标准。     

Development of Adsorption Process for NOx Recycling in a Reprocessing Plant

A large amount of NOx, which is used in a reprocessing plant mainly as an oxidizing agent of Pu³⁺, eventually results in the formation of low-level radioactive sodium nitrate waste. Since NOx is generated by the reaction of sodium nitrite and nitric acid, non-radioactive sodium nitrate is also formed as a by-product. In order to reduce the amounts of radioactive and non-radioactive sodium nitrate wastes, a new method was examined to recover NOx for recycling from the off-gas of the denitrator of uranyl nitrate solution. Fundamental and consequent bench scale experiments showed that the vacuum pressure swing adsorption method, using combined silica-gel and clinoptilolite for water vapor removal and pentasil zeolite for NOx recovery, is applicable for this purpose.     

Validation of a Lagrangian atmospheric dispersion model against middle-range scale measurements of 85Kr concentration in Japan

The Lagrangian atmospheric dispersion model of the computer-based nuclear emergency response system WSPEEDI-II was validated with the measured ⁸⁵Kr concentrations in tens-of- to hundreds-of-km (middle-range) scale area by conducting dispersion simulations using the release rate from the nuclear fuel reprocessing plant in Rokkasho, Japan. The calculated weekly concentrations of ⁸⁵Kr in two simulation cases during April and September in 2008 agreed with the measurements within a factor of two at the sampling sites 170 to 2000 km away from the plant. However, the sensitivity analysis of horizontal grid resolution of the meteorological model ranging from 2 to 54 km showed that the calculated results had the dependency on the grid resolution, i.e., the calculated concentrations became low compared with the results with the grid resolution of 54 km as the grid resolution became high. An empirical modification of the horizontal diffusion parameter used for long-range dispersions by WSPEEDI-II was attempted based on the sensitivity analysis to reduce the redundant diffusion effect in dispersion simulations with relatively high grid resolution. The modified horizontal diffusion parameter contributed to reduce the dependency of calculated concentrations on the horizontal grid resolution.     

含碘废物固化基材及固化方法综述

核燃料后处理厂是目前环境中¹²⁹I的主要来源,其产生的二次废物分为碘洗脱液和固体吸附剂两类,通常含碘废物的固化方法有三种,即水泥固化、玻璃固化和陶瓷固化等。本文综述了各方法的研究进展和应用现状,并对我国后处理厂产生的含碘废物未来处理路线提出了建议。     

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。     

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。     

Computer Code System DSOCEAN for Assessing the Collective Dose of Japanese due to Radionuclides Released to the Ocean from a Reprocessing Plant

A computer code system DSOCEAN has been developed for assessing the collective dose of Japanese due to radionuclides released to the ocean from a spent nuclear fuel reprocessing plant. This computer code system uses a box model which represents the transfer of radionuclides between boxes of seawater into which the ocean around Japan is divided. The code system consists of a series of three interlinked main computer codes, which estimates the exchange rates of radionuclides between the boxes, the radionuclide concentrations in each box, and the collective dose from various exposure pathways, respectively.

By using DSOCEAN, two calculations were carried out to estimate the collective dose from a liquid effluent. One is associated with a routine release of radionuclides from a hypothetical reprocessing plant. The other is an application of the code system to disposal of liquid radioactive waste to the surface water of the ocean. The calculated results identified important radionuclides and exposure pathways.     

我国核电链排放的放射性影响评价

核电链生命周期的放射性物质排放,不仅包括铀矿开采和水冶、铀纯化和转化、铀同位素分离、核燃料元件制造、核电站运行、后处理和固体废物处置等活动的直接排放,也包括水泥、钢铁和电能消耗的间接排放。本文结合厂址环境特征,对核电链生命周期放射性物质排放的放射性环境影响进行了评估。评估结果表明,2001-2005年、2006-2010年和2011-2013年期间,我国核电链生命周期流出物排放（包括直接排放和间接排放）所致的归一化公众集体剂量分别为7.88、6.31、4.63 人•Sv•(GW•a)^-1。直接排放所致剂量水平远高于间接排放,其中,集体剂量的90%来自铀矿开采和水冶,远高于全球平均水平,有必要进一步提高我国采铀工艺技术,减少放射性物质向环境的排放。     

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。