对我国高放废物处置研发工作的几点建议

论述了高放废物处置库与一般地下工程设施的区别,以及处置库场址的选址工作与低中放废物处置场和核电站场址的选址工作异同点。强调要高度重视高放废物处置的安全性,这是由于高放废物毒性大、半衰期长、安全处置期长;由于处置库堆放的废物总比活度大,且高放废物处置在地下深处,因而,如果一旦处置库系统遭受破坏,就难以进行人工干预。笔者认为,在区域预选和地区(地段)预选阶段,查明场址区域地壳稳定性问题是其首要任务。文章就处置方案等若干问题进行了讨论。     

美国能源部公布高放废物和乏燃料处置方案评估报告

正【本刊2014年11月综合报道】美国能源部(DOE)于2014年10月24日公布了一份题为《能源部管理的高放废物和乏燃料处置方案评估》的报告。报告对由能源部管理的高放废物和乏燃料的永久性处置方案进行了评估。此次评估考虑了是否应当在一座通用处置库中对能源部高放废物和乏燃料与商业高放废物和乏燃料进行集中处置,或者在一座单独的处置库中对部分能源部高放废物和乏燃料进行处置是否能够带来好处。     

高温气冷堆球形乏燃料处置策略及容量探讨

核电作为清洁高效能源形式,在使用时也带来了高放射性乏燃料妥善处置问题,而目前全世界只有不到1/3的乏燃料进行了后处理,与传统轻水堆乏燃料处理处置研究相比,高温气冷堆乏燃料相关研究更加匮乏。本文梳理了高温气冷堆乏燃料处置的情况,分析了直接整体处置、分离石墨处置及后处理燃料核芯处置三种处置策略,计算了高温气冷堆示范工程平衡堆芯后年产生乏燃料的容量,并进行了分析及优缺点比较。     

比利时Ondraf认为乏燃料最终处置库所需费用要超过后处理

【英国《核燃料》2002年3月4日刊报道】 比利时放射性废物管理机构——比利时国家放射性废物和裂变材料管理局(Niras/Ondraf)在向比利时政府提交的一份最新报告中表示,在最终处置库中直接处置乏燃料元件所需费用可能是经后处理后再进行最终处置所需费用的2.5倍。 Ondraf在其最新分析中发现,在最终处置库中对实施“完全后处理”计划的废物进行处置所需费用约为2.89亿～5.78亿欧元(以2000年不变价格计算),而在最终处置库中对整备后的乏燃料直接进行处置所需费用约为5.98亿～14.94亿欧元。比利时Ondraf认为乏燃料最终处置库所需费用要超过后…     

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。     

高放废物处置的几个问题

就与高放废物处置有关的几个问题,如地下实验室进行场所问题,地下实验室与处置库建设安排问题,高放废物深地质处置的替代方法等进行了探讨,希望有助于我国高放废物处置工作的进一步开展。     

高放废物地质处置黏土岩处置库围岩研究现状

世界上很多国家都对处置库的可能围岩进行了详细研究。通过对比,认为花岗岩、黏土岩、岩盐比较适合作为处置库围岩,而黏土岩由于具有自封闭性、渗透率低等其他岩石类型不可比拟的优点,因而将黏土岩作为高放废物地质处置库围岩越来越受到各国的关注。文章同时介绍了瑞士、法国、比利时等国家在黏土岩中所进行的大量研究,均认为在黏土岩中处置高放废物和乏燃料是安全的。文章还对黏土岩处置库概念设计、黏土岩处置库围岩地下实验室研究,以及我国开展黏土岩处置库研究的意义等进行了综述。     

中放废液深地层处置的热试验

开发了水力压裂深地层处置中放废液的技术。利用该技术进行了8次中放废液深地层处置热试验,共处置了中放废液约2×103m3。     

液体放射性废物的深孔注入法

目前国际上大多数国家都是采用深部山地工程的方法处置玻璃固化后的高放废物,而俄罗斯则采用深孔方法直接处置部分高放废液。该法在俄罗斯已有40年的开发研究历史,主要应用于中低放废液的处置,并取得了一定经验。本文扼要介绍该法的由来、研究概况、处置原则和要求,处置工作的阶段性和处置所需的设施等,并与国内外已开展的处置中低放废液的水力压裂法进行了对比;最后,介绍了俄罗斯的3个应用实例。     

日本低水平放射性固体废物浅地层埋藏处置的安全评价

用浅地层埋藏的方式处置低水平放射性固体废物(LLW),是日本核废物管理的基本方针之一。由于海洋投弃受阻,这种处置方式的现实性增大了。然而,与海洋处置相比,采用这种处置方式,废物就置于日本国土之内,与人类环境接近,更受到日本国民的关注。为了证明LLW浅地层处置的安全可靠性,使国民对此放心,日本有关研究单位对此进行了广泛的研究。     

建筑材料放射性核素测量

详细叙述了采用NaI低本底多道γ谱仪测量建筑材料天然放射性核素镭、钍、钾放射性比活度的原理与方法。通过测量纯镭、纯钍、纯钾标准源，计算了谱仪对镭、钍、钾的响应系数。采用逐道最小二乘法分析建材样品中镭、钍、钾放射性比活度，运用以上方法对建材样品标准源进行测量，分析结果与标准数据之差在3％之内，远低于国标对测量不确定度的要求。     

The Effect of Some Soil Characteristics on Soil Radon Concentration and Radon Exhalation from Soil Surface

To find out the impacts of soil characters on radon concentrations in soil and radon exhalation from soil, field measurements on soil radon concentrations (60 cm under the soil surface) and radon exhalation rate from soil surface were carried out in totally 31 points with different types of soil in three cities in both South and North China. Soil radium contents, water contents, soil porosity and grain size were concretely analyzed in our laboratory. The linear simulation was used to analyze the above data. The results showed that radon exhalation rate from soil and radon concentrations in soil have direct proportion to soil radium contents. Rather high radium content and radon exhalation rate were measured in Guiyang area, 67±28Bq/kg and 40±59mBq/m²-s, however no high soil radon concentration was found due to the difficulties in the measurements on clay soils with high water saturation. Compared with soil radium contents, radon exhalation rate from soil and soil radon concentrations are more easily impacted by soil characters and change in a rather large range.     

Potential Biological Danger of Uranium Used in the Nuclear Fuel Cycle

It is suggested that long-lived ²²⁶Ra and ²³⁰Th be extracted from ore together with uranium and then transmuted to achieve radiation equivalence. The presence or absence of extraction of radium and/or thorium together with uranium strongly influences the danger of natural uranium. If the radionuclide enters the human body with water or food, the ratio of the potential biological danger for variants with or without the extraction of radium and thorium reaches 40.     

使用含~(226)Ra夜光粉的操作工外周血染色体畸变和体内Ra含量之间的关系

本文报道110例含~(226)Ra夜光粉操作工的细胞遗传学变化,结果表明染色休型畸变明显高于正常对照组。畸变细胞随累积剂量、年剂量的增加而增加,相关检验表明有显著性差异(P<0.01),但畸变细胞与接触夜光粉的工龄、脱离接触的时间无关。     

一种废镭源整备技术的研究和建立

本文介绍一种针对核工业废镭源源项情况研究建立的镭源整备技术,适用于固体密封源、液体或粉末源等各种形态镭源的整备.整备工艺流程包括不规则形状液体粉末源的重新包装和装管、固体密封镭源的装管、封焊、检漏等步骤,具有操作简单,安全可靠等特点.设计的封装管有三种规格,结构简单便于焊接操作;设计的屏蔽容器有两种类型,铅屏蔽容器适用于长期贮存,200 L水泥屏蔽桶适合于中低放处置场处置.经整备的镭源均可回取,便于将来进一步整备处理或处置.     

基于土壤氡源的湿度可调控的氡室系统

氡是构成天然辐射本底的主要成分,是辐射环境监测的重要内容之一。利用已知标准氡活度浓度的氡室对氡测量仪器进行刻度校正和性能检验,是氡测量中质量保证的重要环节。氡室通常由标准镭源以及氡活度浓度和湿度可以稳定调控的箱体构成,其中放射性镭源的获取及安全管理,常常给氡室的制造和推广使用带来困难。本研究依据地表深层土壤中氡活度浓度高且长时间稳定的特性,研制出了一种基于土壤氡源的湿度可调控的简易氡室系统。该系统利用不同比例的土壤气体和空气混合,调节氡活度浓度;利用电除湿,在一定范围内调节湿度。实验结果表明,该套氡室系统氡活度浓度能够在826～5 852 Bq/m³范围内稳定调节,相对湿度能够在30.8%RH～70.6%RH范围内调节,氡活度浓度和湿度的稳定时间都能超过40小时。该氡室系统摆脱了镭源的限制,简单且易于实现,能够应用于测氡仪标定或检验实验,服务于教学和科研,有望推广应用于测氡仪的比对和质量控制。     

低放废物近地表岩洞处置实践

利用辽宁兴城退役铀矿山废矿井的＋43m中段处置退役的镭厂低放废物.对该处置设施基本情况、需处置的废物来源、整备设施及运输、废物处理处置方法及环境影响进行了分析.该处置设施已接受8 747m3废物、尚有2 000m3的容量空间,待剩余空间接受其他来源的废物后实施处置场封闭.     

794矿尾矿渣场镭比活度计算法参数试验结果分析

介绍了利用镭比活度计算法确定核工业794矿铀尾渣场氡析出率所用参数——氡射气系数和氡扩散系数的测量结果及其分析对比,野外采样室内化学分析镭比活度与γ能谱测量镭比活度对比,探讨了在北方气候条件下,铀尾渣场氡射气系数和扩散系数的变化规律和特点,以及这些参数测量的最佳气候和季节,并对镭比活度计算法的特点和测量结果进行了分析。     

环境中镭同位素的测量方法

介绍了环境样中镭同位素固体样品的处理方法,及水样中镭的富集方法,及镭同位素的活度测量方法,对几种常用的测量方法进行了比较,指出了测定方法的优缺点及主要的应用领域。     

Theoretical Study of High Radon Emanation

Radon emanation coefficients larger than 0.6 have been reported; such large values were unexpected. This led the authors to study how the maximum possible radon emanation coefficient (hereafter referred to as ‘maximum radon emanation probability’) could be determined. Theoretical calculations were repeated in which the grain configuration was changed in order to get the maximum radon emanation probability. Two types of grains were targeted. The first type consisted of two components mixed together; one component was a large amount of mother grains including no radium and the other component was a small amount of very fine grains including radium. For this type, the maximum radon emanation probability was obtained as 0.75. The second type consisted of only one grain component including radium. For this type, the maximum radon emanation probability was 0.625. In both types, the high coefficients were attributed to the extremely small size of the radium-bearing grains. This finding hinted at a possible countermeasure to suppress radon emanation, i.e., sintering at a rather low temperature, which may best be fitted to industries which process naturally occurring radioactive materials (NORM).