^14C废物的产生和处置

~(14)C作为一种全球弥散核素在放射性废物管理中早已引起人们的注意。近几年来,随着核设施退役时废物管理工作的需要,核电站运行固体废物中~(14)C的发现,以及低中放废物陆地浅埋处置的风险评价的研究进展,~(14)C废物管理问题受到了更大的重视。本文试图评述以上新的动向,并着重介绍与石墨慢化堆退役和压水堆运行有关的~(14)C废物的产生和处置问题。     

英国放射性废物管理现状

【本刊2006年2月刊综合报道】英国于2006年1月19日公布了一份介绍本国放射性废物管理现状的最新报告——《英国放射性废物存量》。该报告预测出英国放射性废物的总量,即在2004年4月1日时英国拥有的放射性废物数量与英国现役设施的运行和退役将产生的放射性废物数量之和。下文对这份报告进行了简要介绍。放射性废物的数量及其组成这份最新报告预计,英国放射性废物总量将达230万m3(见图1)。尽管230万m3是一个庞大的数字,但这仅是英国废物总量的一小部分。目前,英国每年约产生5亿m3废物,其中包括500万m3危险废物。在这230万m3放射性废物中,约95…     

低能β核素污染废物分拣就地测量技术

建立一套放射性废物就地有效的测量办法是实现废物科学化和最小化管理的重要措施之一。核设施的运行及退役都会产生放射性废物,放射性废物中的不同核素给公众和环境会带来不同的危害。对不同的放射性核素加以区分测量可以对废物进行更为合理化的分类管理,就地γ分析测量技术和桶装α废物测量技术已日渐成熟,但是对放射性废物中纯β核素就地直接测量仍非常困难。以中国原子能科学研究院~(90)Sr污染物料为研究对象,对中国原子能科学研究院现有固体废物处理示范设施设计的技术路线进行优化设计,提出在线测量废物中~(90)Sr-~(90)Y放射性的技术方法,尽可能将一部分放射性废物分开和优化管理,实现废物分类和豁免废物的进一步筛选。     

核电站退役废物管理

核电站产生的废物的处理尽可能延用运行废物处理系统,考虑到退役废物的废物类别及产生量与运行废物差异较大,可考虑增设必要的废物处理手段或扩大废物处理能力,是否新建废物处理设施应综合考虑是否有适宜场址、工期是否允许以及是否存在与退役无关且足够大的子项可进行改扩建等操作。文章以M310堆为例,估算了单机组退役可能的退役废物产生量,同时,为实现废物最小化的目标,提出了进行设计优化,严格运行管理、避免事故发生,严格进行废物分类,利用废物处理手段减少废物处置量和废物体积以及对材料再循环再利用等建议。     

普贤核电厂放射性固体废物处理技术

放射性废物处理与处置是核设施运行及退役的重要内容,可以说,核没施退役过程其实就是放射性废物的处理与处置过程。国外就此项技术开展了多年的研究和试验,并已取得了实践经验。本文对即将实施退役的日本普贤核电厂的放射性废物固体处理技术,以及为退役研发的先进技术进行了介绍。这些技术可供我国核电厂及其他核设施的运行及退役时借鉴。     

英国就核废物管理问题展开新一轮公众咨询

[英国《国际核工程》网站2010年12月10日报道]英国法律将要求英国新核电站的运营商从电站投运的第一天起就为电站的最终退役预留资金,并全额支付废物处置费用.     

世界范围内高放废物的处理情况

【西德《原子与电流》1982年第1期第35页报道】一座电功率为100万千瓦的核电站每年产生2米~3固化过的高放废物和23,000米~3固化过的弱放废物。这些数字包括从铀矿开采、核技术装置运行、退役直到     

核设施运行及退役中的废物最小化技术

核设施的运行及退役不可避免会产生放射性废物,废物管理的代价以及对公众、工作人员和对环境的危害取决于废物的数量及废物中所含的放射性核素,在核燃料循环过程中进行废物最小化管理是降低这些影响的一项必须的活动。在有些国家,废物最小化已作为一项国策。本文介绍了放射性废物最小化的环境效益及核设施运行和退役过程中废物最小化的方法,重点介绍了已研发的部分有效的废物最小化技术。通过总结美国等发达国家的放射性废物最小化的经验,提出了如何在我国实现放射性废物最小化的建议。     

核设施退役中几种"问题"废物的管理

核设施退役产生的废物不同于运行或日常维护过程中产生的废物,由于其中某些废物的特殊性质被认为是有“问题”的废物,需进行特殊的管理。本文介绍了几种含有危险性材料或有毒物质类的“问题”废物的管理。     

聚变堆的废物：与其它能源产生系统的比较

未来的聚变堆在运行和退役期间将产生废物。与裂变废物不同,聚变废物既不含超铀元素,也不含裂变产物。然而,这种废物将含有活化产物和氚。当决定建造装置和选定装置场地时,聚变废物的管理将是一个重要的问题。本文的重点主要是长期的欧洲聚变动力安全和环境评估规划（ＳＥＡＬ）内研究的未来聚变动力堆设计产生的废物。在放射性材料的产生、放射性毒性、废物处理、再循环、净性、中间存储和废物处置方面与其它能量产生系统作了比     

核设施退役废物再循环/再利用专家系统的设计与应用研究

核燃料生产、反应堆运行以及后处理产生的放射性废物,对人类健康和生态环境造成很大威胁。因此,须分析放射性废物的再循环/再利用机会,对放射性废物进行科学管理,以实现放射性废物最小化。考虑到专家系统具有良好的数据库访问能力、推理分析能力等特点,适合解决具有适当规模的专家级问题,文章通过计算机语言算法,设计建立了核设施退役的放射性废物再循环/再利用专家系统,并以防护铝塞等退役物料为例,进行实例运行测试。专家系统具有友好的工作环境,实例测试结果与管理工作实际需求符合较好。再循环/再利用专家系统具有良好工程应用效果,建立的数据间关系和逻辑关系符合管理工作的实际需求,可为核设施退役设计和退役方案选择提供科学依据和借鉴。     

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。     

铀同位素浓缩设施的退役处理

1985年9月至1986年12月完成了一套铀同位素浓缩试验设施的退役。本次退役属第三类退役形式,要求设施全部拆除迁离,厂房改作其它用途。退役活动包括:设施拆除、部件拆卸解体、包装、运输、去污、辐射监测、废物管理及物资处理。依靠以化学方法为主,辅以机械的和熔炼方法的去污手段,使1300吨金属部件表面污染水平降至允许限值以下。退役废物总量约50吨。监测结果表明,退役活动未造成对人员、环境明显影响。     

核设施退役废物管理

强调了核设施退役中产生的放射性废物的良好管理在实现退役总目标方面的重要性,总结了退役废物管理方面的特点,提出我国核设施退役废物管理方面存在的主要问题.     

铀同位素浓缩试验装置的退役处理

1985年9月至1986年12月完成了一套铀同位素浓缩试验设施的退役.本次退役属第三类退役形式,要求设施全部拆除迁离,厂房改作其它用途.退役活动包括:设施拆除、部件拆卸解体、包装、运输、去污、辐射监测、废物管理及物资处理.依靠以化学方法为主,辅以机械的和熔炼方法的去污手段,使1300吨金属部件表面污染水平降至允许限值以下.退役废物总量约50吨.监测结果表明,退役活动未造成对人员、环境明显影响.     

反应堆工程退役简介

本文介绍了反应堆工程退役的基本概念、过程和国际原子能机构(IAEA)规定的三级退役。反应堆工程退役的主要工作有:①退役文件和技术的准备;②退役工程现场准备;③设备、系统和设施的拆除工作;④系统去污和拆除后的去污;⑤运行废物和退役废物的处理和处置工作等。     

桶装核废物SGS检测层间串扰校正技术

分层γ扫描技术是针对桶装核废物样品定性、定量无损检测与分析的一种重要方法。分层γ扫描时,探测器在测量当前层的时候会受到临近层放射性的干扰,层间串扰是导致样品核素总量检测值与实际值产生较大误差的重要因素之一。通过层间补偿的方法确定核废物桶每层样品的校正系数,采用蒙特卡罗(Monte-Carlo,MC)模拟与实验测量对探测张角覆盖废物桶的体积重叠部分进行准确校正。实验结果表明,废物桶样品校正值与实验值误差均在10%以内,精确度提高了5%。在测量和计算误差存在的条件下,可以准确估计出放射性废物桶内核素放射性活度,提高检测精度。     

重水研究堆退役废物再利用研究

实现废物再利用是废物最小化的重要措施之一,从废物流中将有潜在利用价值的物料分离出来实现再利用可大幅减少对环境的影响。本文以中国原子能科学研究院重水研究堆退役为实例研究了放射性废物再利用问题。通过全面分析和计算重水研究堆在退役期间产生的各类废物,得出具有一定数量的物料有潜在的利用价值,可直接或经适当处理后再利用在其他行业领域中。研究表明,通过采取废物最小化控制措施（如废物分类和废物流分离等）,采用适当的去污技术和执行清洁解控要求,至少可使重水研究堆退役过程中产生的几十吨钢铁、10 t铝材和5 t重水实现再利用。     

日本沸水堆和压水堆退役废物处置费分别为187亿日元和197亿日元

【日本《日本原子》 1998年 10月号第 8页报道】　 1998年 8月 2 8日 ,日本通产省(MITI)核电分委会核准了核电厂退役所产生的放射性废物处理与处置费的概算。根据此概算 ,110 0 MW级沸水堆 (BWR)的退役费用将达 187亿日元 ,110 0 MW级压水堆(PWR)的退役费用将达 197亿日元。至于核反应堆退役所产生的放射性废物处理与处置费 ,由 MITI所属的电力公司工业委员会电价体系分委会 1987年拟定的一份暂时报告称 ,由于未来有许多不确定因素 ,不可能确定合理的概算。但是 ,确定规范的核反应堆退役过程和要拆除的放射性废物的体积 ,以及作出废…     

加拿大和美国高放废物地质处置研究概况

本文主要介绍了作者2000年对加拿大和美国进行科学访问时实地考察所了解到的加拿大的核素在裂隙和孔隙介质中的迁移模式,地下实验室,白壳实验室(Whiteshell Labs),高放废物处置库场地预选和美国拟作为高放废物处置库的尤卡山场地和已投入运行的军用超铀废物处置库的废物隔离实验工厂;着重论述了这两个国家的高放废物地质处置研究现状、经验和所取得的成果。