2 放射性固体废物回取与整备处理示范设施

中国原子能科学研究院现有两座放射性废物暂存库109^#和149^#。109^#废物库已装满废物停运封存，149^#废物库即将装满废物等待处理。为此，我院计划建成一套放射性固体废物回取、分拣、预压实、分类检测专用设备，为现有固体废物的回取与整备及今后新产生固体废物的处理提供工程应用装置，并为核工业固体废物处理提供示范。示范设施工程包括：109^#废物库整治；109^#废物库废物回取设施建设；160^#废物预处理车问建设；199^#超级压实车间改造完善。2004年对该项目进行初步设计，由于新的初设方案较原批复的可行性研究方案变化较大，且概算已超出可行性研究概算的10％，设计单位重新进行了初步设计，预计于2004年12月25目完成。     

放射性固体废物回取与整备处理示范设施

中国原子能科学研究院现有两座放射性废物暂存库，其中一座废物库已装满废物停运封存，另一个废物库也即将装满废物等待处理。这些废物库均已超期服役。为此，我院需建成一套放射性固体废物回取、分拣、预压实、分类检测专用设备，为院现有固体废物的回取与整备及今后新产生固体废物的处理提供工程应用装置，并为核工业固体废物处理提供示范。     

放射性固体废物回取与整备处理示范设施

本项目的工程目标为建成一套放射性固体废物回取、分拣、预压实、分类检测专用设备,为我院现有固体废物的回取与整备处理及今后新产生固体废物的处理提供工程应用装置,并为核工业固体废物处理提供示范。     

放射性固体废物回取与整备设施环境影响研究

该项目属于我院三废环境整治项目。该工程为建立一套放射性固体废物回取、分拣、预压实、分类监测处理工号和专用设备,主要用于我院固体废物的回取和整备及今后新产生的固体废物的处理,并为以前遗留的固体废物暂存库的处理提供示范。 报告对环境影响评估所涉及的厂址环境基础资     

坑式废物库高水平放射性固体废物回取整备

某核技术利用废库（城市废物库）超期服役,设备老化,20世纪70年代因管理不规范而收贮的高放固体废物给周围环境带来极大的安全隐患,需尽快妥善回取、处置。中国原子能科学研究院放射性三废设施治理工程部根据现场实际工况,设计制订了利用“机器人-气帐”系统回取高放废物的工艺路线。通过现场污染水平和库坑“热点”检测分析,查找到了17号库坑内高放固体废物的具体位置。通过回取实施前的模拟验证试验工作,优化了回取的技术路线。采用远距离回取技术,成功地实施了高放固体废物的回取和包装整备工作。     

中、低放固体废物回取和整备处理工程技术研究

过去40年间,我国产生并积累了相当数量的中、低放固体废物,其中,绝大部分贮存在各类坑式暂存库内。这些暂存库现均已超期服役,设备损坏,建筑物老化。本项目针对这种状况,研究和开发了中、低放固体废物回取、分拣和压缩减容等关键技术与设备。主要研究成果如下。 1）研制了用于中、低放固体废物回取、分拣的专用技术设备,主要包括多功能废物抓机、分拣平台和液动分拣机。 2）建立了中、低放固体废物高压压缩减容设施,主体是2 000吨级放射性废物高压压     

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     

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.     

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。     

退役放射性固体废物固定工艺的研究设计

核反应堆退役产生大量的放射性固体废物，为了最终处置必须将其整备，废物固定是整备的一个方面，本文主要讨论固体废物的固定工艺．     

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。     

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、适用时问、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。     

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。     

三门核电站放射性固体废物管理

介绍了三门核电站放射性固体废物的处理工艺,以及放射性固体废物管理的思路,在参考国内其他核电站放射性固体废物管理经验的基础上,对三门核电站放射性固体废物最小化方法进行初步探索。     

基于处置的放射性废物的分类方法应用研究

对放射性废物进行分类管理,能有效减少最终处置的废物量,减轻营运单位的负担,并减少对环境的影响。废物分类方法有很多种,将废物分类与处置联系起来是国际原子能机构建议的优选分类方法。本文以中国原子能科学研究院(原子能院)为例,通过研究国内外的废物分类体系,分析原子能院产生的废物的特点,提出了以处置为中心的废物分类建议,将废物分为豁免废物、极短寿命废物、极低水平废物、低中水平放射性废物和α废物5类;同时研究提出了原子能院全过程废物信息管理要求。     

山西省放射性废物库库区环境γ辐射水平监测

山西省放射性废物库是放射性固体废物和废放射源贮存库,其辐射安全必须符合国家有关规定的要求。对山西省放射性废物库库区环境γ辐射剂量率的监测结果表明,库区环境γ辐射水平满足《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术要求（试行）》中库房内源坑盖板上方0.5 m处γ辐射剂量率不超过20μGy/h、源库墙外表面0.2 m处γ辐...     

法国放射性废物焚烧技术

针对法国在放射性废物焚烧领域的研究成果,详细介绍了过量空气焚烧技术、固体废物焚烧技术、冷坩埚高温熔融技术的工艺流程及具体应用。     

无机离子交换材料在放射性废水处理中的应用

综述了用于放射性废水处理的各种无机离子交换材料及其应用,包括沸石、复合离子交换剂、金属亚铁氰化物及铁氰化物、杂多酸盐、多价金属磷酸盐、多价金属（过渡金属）的水合氧化物和氢氧化物、以及两种新型多孔材料——钛硅酸盐晶体和原子簇化合物。以期对我国新型无机离子交换材料的研究有所帮助。     

用短期试验表征放射性废物固化体的抗浸出性

参照国标GB 7023—1986和美国核学会标准ANSI/ANS-16.1-2003开展了长期浸出和短期浸出的比对试验,通过所得的放射性核素的浸出率和浸出指数相关表征参数的比较,证明了用5 d短期试验方法检测放射性废物固化体的抗浸出性是可行的。     

电渗析处理模拟放射性废物焚烧工艺废水的实验研究

放射性废物焚烧系统在运行过程中会产生一定量的低放工艺废水。废水处理时,其所含Cl-会对蒸发设备造成腐蚀,含HCO3-对离子交换柱产生解吸作用,影响放射性核素吸附的效果。对此,研究建立了一套电渗析处理系统,进行了NaCl溶液直流脱盐实验和循环脱盐实验、阴离子选择透过性实验、模拟工艺废水的电渗析处理实验,确定了工艺流程和操作参数。结果表明：模拟废水经处理后非放射性物质含量满足国家排放标准,产生的浓缩液达到废水处理平衡浓度,符合工艺废水处理要求。