“IAEA中低放废物近地表处置培训班”情况简介

“ＩＡＥＡ中低放废物近地表处置培训班”情况简介１概况由国际原子能机构（ＩＡＥＡ）组织，英国核燃料公司（ＢＮＦＬ）承办的中低放废物近地表处置培训班于１９９６年９月２８日至１０月１８日在英国Ｓｈｅｌａｆｉｅｌｄ举行，共有２５个国家的２７名学员参加了这次培...     

中低放废物的近地表处置（三）

中低放废物的近地表处置（三）５选址５．１选址的目标、原则和管理选址就是要确定一处适宜的地点，供中低放废物处置之用，它与正当的设计、废物类型、废物包装的形式与质量、工程屏障和管理制度一起提供符合管理者要求的辐射防护。选址时应考虑ＩＡＥＡ及其它国际推荐标...     

中低放废物的近地表处置（四）

中低放废物的近地表处置（四）７中低放废物近地表处置的安全评价７．１安全评价方法７．１．１前言安全评价在近地表处置的各个阶段都起作用，但在早期的概念设计和选址阶段尤其重要。安全评价还可以通过对备选废物包、处置单元、场址管理和关闭措施间不同组合的对比，辅...     

中低放废物的近地表处置（七）

中低放废物的近地表处置（七）８中低放废物近地表处置场的运行８．３废物接收和检查放射性废物来源广泛，这些来源包括核电、核燃料循环、军工、同位素制造、大学、医院、一般工业和污染场所的清洁。一般来说，一个国家处置场为所有这些设施服务，并以包装和／或集装箱的...     

“改进中低放废物近地表处置安全评价方法学第二次协调会”简介

１９９７年,国际原子能机构（ＩＡＥＡ）发起了旨在提高中低放废物近地表处置安全评价技术、促进现有技术和经验交流与共享的协调研究项目：“改进中低放废物近地表处置安全评价研究方法学（ＩＳＡＭ）”。为了开展与项目有关的工作,设立了协调组（ＩＳＡＭ协调组）,协调组下设四个工作组：景象建立和合理化工作组、安全评价模式和数据工作组、信心建立工作组和安全事况工作组,其中安全事况工作组现又分为处置窑（ＶａｕｌｔＴｙｐｅＦａｃｉｌｉｔｙ）工作小组、Ｒａｄｏｎ设施工作小组、钻孔处置工作小组（ＢｏｒｅｈｏｌｅＤｉｓｐｏ…     

中低放废物的近地表处置（二）

中低放废物的近地表处置（二）４放射性废物４．１放射性废物分类方法４．１．１引言为了有效地描述放射性废物，显然需要有一种废物分类体系。本节对使用分类体系的原因、一个成功的分类体系所应遵从的原则以及该体系的潜在基础予以论述，阐述了由ＩＡＥＡ建议的放射性废...     

中低放废物的近地表处置(六)

中低放废物的近地表处置（六）８中低放废物近地表处置场的运行处置场运行包括若干活动，例如：场址安全，运输调度，工作人员配备和培训，废物接收、控制和记录保存，废物整备（如果产生二次废物），废物安放，已放满的处置单元的回填，保健物理控制，环境监测，包括设备...     

中低放废物的近地表处置（八）

中低放废物的近地表处置（八）９中低放废物近地表处置场的关闭及关闭后控制９．１关闭程序及关闭后控制要求９．１．１一般情况和规定状况一般来说，一个放射性废物处置场的运行寿命是有限的，通常只允许处置限定数量的废物。尽管可能难以确定一个准确的关闭时间，但还是...     

中低放废物处置质量保证的国外经验与借鉴

本文介绍了德国、法国 、英国和瑞典在中低放废物处置质量保证方面的实施情况，并根据我国实际情况对中低放废物处置质量保证中的主要问题进行了讨论，提出了建议。     

“IAEA非核电低中放废物处置培训班”介绍

１　引言由国际原子能机构（ＩＡＥＡ）和韩国国际合作局联合举办的“ＩＡＥＡ非核电低中放废物处置培训班”于１９９８年１０月２６日至１１月１４日在韩国汉城和大田举行，授课专家来自ＩＡＥＡ、韩国、日本和澳大利亚。来自孟加拉、中国、印度、印尼、马来西亚、蒙古、巴基斯坦、菲律宾、新加坡、斯里兰卡、泰国、越南和韩国的２３名学员参加了此次培训。在为期三周的培训中，主要讲授了低中放废物处置的有关技术和实践经验，并组织了下列活动：（１）学员介绍各自国家的低中放废物处置概况，包括相关的政策、法规、标准、废物管理现状以…     

各国中低放废物处置发展现状一瞥

各国中低放废物处置发展现状一瞥陈式（中国辐射防护研究院，太原，０３０００６）《国际原子能机构通报》１９９７年第一期报道了各国中低放废物处置场建设和运行的最新统计资料，涉及５３个国家的１３５个处置场。其发展规模和速度颇出人预料。中低放废物处置场是为满足...     

中低放废物的近地表处置（五）

中低放废物的近地表处置（五）７．７运行释放的环境影响评价７．７．１介绍处置设施运行释放的环境影响评价在原理上与其它核设施的运行相同，只是规模和复杂程度可能有所不同。一般来说，运行释放评价的预测较长期风险评价简单，但也要取决于核素盘存量、废物体的特性、...     

中低放废物近地表处置安全评价中关键核素的筛选计算

１前言中低放废物近地表处置要涉及几十种核素，其中短寿命核素较多，长寿命核素较少。过去，国内外针对９０Ｓｒ、１３７Ｃｓ、６０Ｃｏ等短寿命核素在放射性废物的固化体、处置库的回填材料和混凝土容器中的行为做了许多研究工作，似乎认为它们是安全处置的关键核素。近...     

日本计划用3年时间开发退役技术

【世界核新闻网站2008年10月9日报道】2008年10月6日,匈牙利中低放废物最终处置库的放射性废物地表贮存与管理设施已正式投入使用。匈牙利已开始建设该处置库的地下处置室。这些处置室将最终用于存放波克什核电厂在运行与退役期间产生的所有低放废物与短寿命中放废物。对于该电厂产生的长寿命中放废物与高放废物,匈牙利将另行处置。     

芬兰庆祝中低放废物处置设施投运20周年

【英国《国际核工程》网站2012年5月9日报道】2012年5月8日是芬兰位于奥尔基洛托(Olkiluoto)的中低放废物处置库投运20周年纪念日。芬兰TVO电力公司于当天宣布,该处置库的容量目前已使用了一半。目前,这座处置库在其2个地下仓库中贮存了总计约5500m3来自奥尔基洛托核电站的中低放废物以及少量来自芬兰卫生保健部门、工业和研究部门的中低放废物。这座处置库每年接收100～180m3废物,其中2/3为低放废物,1/3为中放废物。     

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。     

关于中低放废物处置安全性研究的若干问题

本文概述了中低放废物处置安全性研究的进展、存在的问题和对今后安全性研究工作的某些设想。文中涉及到中低放废物处置多重屏障系统的理论与技术、安全评价方法学、安全性试验和辐射防护原则在安全性研究中的应用,井讨论了含长寿命放射性核素的中低放废物处置所带来的新问题。     

国际原子能机构核燃料循环末端及核电站放射性废物管理技术国际研讨会会议概况

国际原子能机构于1999年8月30日～9月3日在韩国召开了“核燃料循环末端及核电站放射性废物管理技术国际研讨会”。会议交流了85篇论文,包括放射性废物管理的技术路线,核电站放射性废物管理,中低放和高放废物的处理、整备和中间储存,中低放和高放废物处置技术,退役废物管理等内容。本文介绍会议概况以及韩国的放射性废物管理概况。     

保加利亚与国际联合体签署中低放物处置设施的设计合同

[世界核新闻网站2011年10月26日报道]保加利亚国家放射性废物公司（SERAW）已将一个价值几百万美元的中低放废物最终处置设施的设计合同授予了一个由多家公司组成的国际联合体。     

中低放废物近地表处置库源项释放模式及模拟计算结果

为了计算中低放废物近地表处置库源项释放速率，本文以某核电站处置场的概念设计为例，建立了一个简单而比较完整的源项释放模式。它包括水入渗模式、处置库混凝土顶盖的破损模式，金属桶腐蚀模式、核素从水泥固化体中的浸出释放模式及浸出核素在回填材料的中的迁移模式。