高放废物的处理处置方法

介绍了高放废物处理处置方法，比较了其各自的优缺点，指出深地质处置是处置高放废物的合适方法。     

低放废物浅地层处置回填材料研究

在中低放废物浅地层处置中,回填材料是重要的工程屏障之一。本文介绍对9种回填材料的15项指标的测定,即pH值、阳离子交换容量、风干含水量、比重、流限、塑限、塑性指数、最大干容量、最优含水量、总孔隙度、胀缩度、渗透系数、颗粒组成、矿物组成及化学成份的测定结果。并对几种回填材料作了简要评价。     

高放废物地质处置库缓冲／回填材料性能测定

根据矿床位置、交通、矿区地质特征、矿床成因、矿床储量、我自然地理与开采技术条件等因素综合对比研究，研究内蒙古兴和县高庙子膨润土矿床为我国高放废物地质处置库缓冲／回填材料供给基地的首选矿床。本文对主要矿层进行了物质成分、物理化学性能等方面的研究。对测试结果分析可知，高庙子膨润土的蒙脱石含量较高，物理化学性能和物理水理性质较好。因此，高庙子膨润土矿床作为高放废物地质处置库缓冲／回填材料的供给基地是可行     

高放废物处置库缓冲材料中热力学过程分析

通过对高放废物深地层处置库缓冲材料中热力学过程的理论分析,建立起此缓冲层的物理模型和数学模型,并就所建模型的实用性和应用效果予以阐明。     

放射性废物处理处置学术交流会高放废物处置专题介绍

1前言　中国核学会核化工分会放射性废物处理处置专业委员会学术交流及研讨会于2005年9月5日至9日在安徽黄山召开.来自中国核工业集团公司、国家环保总局、中国工程物理研究院、中国辐射防护研究院、核工业第二研究设计院、核工业第四研究设计院、中国原子能科学研究院、中国核工业集团公司404厂、中国核工业集团公司821厂、清华大学以及中国核科技信息与经济研究院等单位的70余人参加了本次会议.     

法国放射性废物处理处置概况

1.研究机构法国放射性废物的处理处置研究工作主要由法国原子能委员会(CEA)核燃料循环管理部(DCC)的废物处置处(DSD)负责,DSD 下设四个室,各室分设若干科,其组织机构如图1所示。     

日本高放废物处置研究现状——中国高放废物处置安全评价访日团考察报告

由中国核工业总公司组织的“中国高放废物处置安全评价访日代表团”应日本原子力产业会议的邀请,于1991年6月11—22日在日本进行了考察访问。本文根据这次考察访问的情况,着重介绍日本高放废物处理、处置研究的组织管理、基本方针和处置技术,安全评价方法的研究开发现状。     

高放废物处置库系统性能评价内容及方法

高放废物处置库系统性能评价研究对确保高放废物处置库的长期安全运行具有重要意义,本文介绍了高放废物处置库系统性能评价的内容及方法。     

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。     

中低放废物陆地浅埋处置类似物—古墓葬的研究

本文将我国古墓葬和中低放废物陆地浅埋处置在选址、工程结构、设计原理和施工方法等方面进行了类比分析。分析结果表明，我国古墓葬对中低放废物陆地浅埋处置是很好的类似物，古墓及其随葬品长期保存的完好性说明了选择适宜的场址、合理的工程结构和良好的回填材料及科学的施工方法后，中低放废物陆地浅埋处置是安全的。对我国２个墓葬回填材料的测试结果表明，古墓葬材料具有良好的抗渗性，其渗透系数为１．５×１０￣（－８）ｃｍ／ｓ，对Ｃｏ和Ｃｓ吸附能力很强，分配系数分别为１．２×１０￣４和２．１×１０￣４ｍＬ／ｇ，延迟系数分别为４．４×１０￣４和７．７×１０￣４；这些材料良好的性能保证了古墓寿命的长期性，可考虑作为中低放废物陆地浅埋处置工程中的回填材料。     

极低放废物处置研究进展

极低放废物是国际上近年来新提出的一种放射性废物,目前尚未形成公认的定义和处置方式。本文介绍了研究极低放废物比较早的几个国家对极低放废物的定义,概述了国际原子能机构(1AEA)和一些国家的极低放废物处置政策与方法,综述了极低放废物处置场的安全评价方法,比较了这些国家极低放废物的处置状况,指出了我国研究极低放废物的迫切性和研究方向。     

生产堆乏燃料后处理厂高放废液铸石固化工艺及配方的初步研究

通过对固化工艺的初步选择和配方的初步研究，在实验室中试制出生产堆乏燃料后处理厂产生的含高钠、高铝的高放模拟废液的铸石固化体，固化工艺路线为脱硝－煅烧－烧结，固化体容量为２．４８－２．６８ｇ／ｃｍ＾３，抗压强度为１３０－１８０ＭＰａ。固化体的抗浸出性能次于含Ｎａ２Ｏ １％－２％的ＳＹＮＲＯＣ－Ｃ，优于硼硅酸盐玻璃固化体，固化体的矿相有待于进一步的验证。     

高放废液处理与处置不同技术方案的放射性健康风险比较

本文估计和比较了乏燃料后处理高放废液不同处理和处置方案的风险。结果表明：两种方案之间风险只有很小的差别；如果分离流程中对风险贡献最大的９９Ｔｃ核素有足够的去污因子，高放废液就能降级成为中、低放废液。本文还指出只有分离和嬗变相结合的技术方案才能真正降低高放废液的处置风险。     

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。     

低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究

中国辐射防护研究院和日本原子力研究所合作开展了为期 5年 (1988年 1月～ 1993年 1月 )的“低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究”,以建立一套低中放废物浅地层处置安全评价技术和方法 ,包括参数、模式和程序。本文主要介绍在黄土包气带中核素迁移规律、水分运移行为研究及其相关参数测定的方法和试验结果 ,以及试验场址主要特征和开发的核素迁移模式与计算程序为开展现场核素迁移示踪试验和实验室核素迁移模拟实验 ,建立了野外试验场、喷淋试验大厅和环境模拟实验室 ;开发了现场核素迁移直接测量系统 ;研制了实验室模拟装置和原状土取样设备。包气带核素迁移示踪试验 ,从 1989年 5月开始到 1991年 8月结束 ,试验在天然 (试验期间年均降雨量为 4 38mm)和喷淋 (喷淋强度 15mm/ d,相当于降雨量 5.4 8× 10 3 mm/ a)两种条件下进行。实验室模拟实验 ,喷淋强度为 0 .796 mm/ d(4号土柱 )和 0 .6 56 mm/ d(2号土柱 ) ,历时约 1年。示踪核素为 60 Co、85Sr和 13 4Cs(或13 7Cs)。还与现场试验同步开展了试验场水分运移研究 ,及用 3 H作示踪剂的水分运移研究。得到以下主要结果 :(1)对 85Sr,喷淋条件下 2年的现场试验期内 ,浓度峰迁移了 13cm,天然条件下迁移约 2 cm;在 1年的实验室模拟实验期内 ,取     

高放废液合成岩石固化研究

建立了高效废液合成岩石固装置，确定了固化工艺和性能测试方法，制备的合成岩石固化体样吕测试样结果表明，采用的实验装置，工艺流程和测试方法可行，将Ｎａ０．５ＲＥＥ０．５ＴｉＯ３型钙钛矿和Ｎａ２Ａｌ２ＴｉＯ８Ｏ１６型黑钛铁钠矿作为包容钠的主要矿相，分别研制了国内生产高放废液的合成岩石基料配方，氧化钠的包容量可达５．７％。     

高放废物处置库近场剂量场及温度场的耦合计算

计算了高放废物处置库固化体内外的辐射剂量场,并将之作为热源叠加到温度场计算方程,使剂量场与温度场耦合起来,在温度场计算中,不仅考虑了固化体内存在的剂量场对其的影响。而且考虑了固化体外存在剂量场的影响。模拟结果表明,固化体外存在的剂量场对温度场有一定影响的．