高放废物处置前标准化分析

对国内外高放废物处置前管理相关标准情况进行阐述，重点对我国高放废物处置前管理的技术规定、高放废液整备、贮存等标准化问题进行研究，并提出一些新的标准项目，初步形成了我国高放废物处置前管理标准体系表.研究过程未考虑乏燃料直接作为废物进行处置这一方案，将在其他文章中重点阐述.由于工艺尚未成熟，高放废液的分离也未列入研究范围之...     

我国放射性废物处理与处置技术十年进展

本文概要介绍了我国低、中放废物处理,高放废液处理、放射性废物最终处置,退役去污及有关标准法规制订等方面十年来研究开发活动和进展。     

高放废物地质处置库安全特性研究

高水平放射性废物(简称高放废物)是一种放射性强、毒性大、含有长半衰期核素且发热的特殊废物,对其进行最终处置难度极大,面临一系列的科学、技术、工程及社会学的挑战。高放废物安全处置的核心是,要确保在数万年甚至更长时间内,将高放废物与生物圈进行有效隔离。我国核武器研制和生产过程中,已经积累了一批亟待地质处置的高放废物,急需开展技术研发,并建设处置库对其进行最终地质处置。另外,我国核电站乏燃料后处理产生的高放废物以及某些不宜后处理的乏燃料,也需进行最终地质处置。本文针对高放废物安全处置的要求,对高放废物处置库的工程屏障(玻璃固化体、废物罐、缓冲材料等)和天然屏障(处置库围岩)的安全特性进行了研究,介绍了我国高放废物地质处置库选址、工程屏障和安全评价的进展。     

高放废物处理、处置的国际现状分析

本文评述了高放废物处理、处置的国际现状,包括:乏燃料的后处理、贮存和直接处置;高放废液的固化方法和高放废物的处置方法。     

放射性废物处理与处置标准在中放废液大体积浇注水泥固化工程中的应用探讨

本文扼要阐述了放射性废物处理与处置标准在中放废洼失体积浇注水泥固化工程中的应用,针对GB 14569.1-93<低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体>和GB 7023-86<放射性废物固化体长期浸出试验>放射性废物处理与处置标准在中放废液太体积浇注水泥固化工程应用中所存在的问题进行了探讨,并提出了建议.     

国外高放废液玻璃固化技术概览

正1引言玻璃固化是为固化高放废液开发的一种放射性废物处理技术。乏燃料后处理产生的高放废液放射性极高、毒性极大,且含有不少半衰期很长的放射性核素。为了处理高放废液,将其转化为能够进行长期安全处置的形式,目前通用的方法是,先对其进行玻璃固化,然后送往地质处置库进行长期处置。玻璃固化方法是将废液加热、蒸发浓缩、煅烧,使内含的盐份熔融,与玻璃基材一起形成玻璃固化体。由于这种固化体具有良好的化学、机械稳定性和抗辐照性能,被认为是当前最具     

序言北大核心CSCD

高放废物处理专辑高放废物具高放射性和高生物毒性,对人类和生态环境存在极大威胁,因此必须对其进行安全、妥善的固化处理。高放废物处理的核心问题是如何将高放废物中的放射性核素和有毒元素有效地固化至稳定可靠的固化体结构之中,其研究内容涵盖了高放废液固化(玻璃固化、陶瓷固化等)、固体高放废物处理以及高放废物分离等多个技术领域。     

一种处理高放废液的新方法

由于核工业废物中的放射性有99％都集中于高放废液中,因此高放废液处理问题一直是放射性废物管理部门和专家们极为关切的问题。近些年来随着核能事业的发展,高放废液的数量也随之增多,这更加引起世人的关注。因此如何处理高放废物问题,不只是一个技术问题,而且也是一个社会问题。目前人们公认的处理高放废液的较为成熟的方法是将高放废液转化为硼硅酸盐玻璃固化体。这种工艺已经历过实验室的开发研究中试而进入工业实用阶段,1978年10月,法     

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。     

美国高放废物和乏核料处置史上的重大事件

年份　　事　　　　　　　件1 944建造第一个高放废物 ( HLW)贮藏罐1 949原子能委员会 ( AEC)起动将高放废液转化为稳定体的工作1 95 5建立国家科学院 ( NAS)咨询委员会 ,考虑美国 HLW的处置1 95 7 NAS建议进行地质处置调查 ,特别是天然盐层中的处置1 962 AEC确认废物管理在技术上是可行的1 965 -1 967盐洞 ( voult)项目论证在盐层中的处理及贮存废物的安全性和可行性1 968AEC要求 NAS建立放射性废物管理委员会 ( CWRM)1 970 CWRM的结论是使用层状盐石可满足放射性废物的处置1 970 AEC宣布暂时选择堪萨斯施州莱昂斯场址作为拟…     

高放废液玻璃固化工程产品接收监管要求设想

在针对高放废液玻璃固化工艺和玻璃固化产品质量影响因素进行研究分析的基础上,通过借鉴IAEA颁布的玻璃固化产品质量控制要求,以及德国和美国所制定的产品接收监管要求和质量控制措施,结合我国在玻璃固化体性能方面已经制定的标准要求,提出我国高放废液玻璃固化工程产品接收监管要求。     

对秦山核电基地低、中水平放射性固体废物减容处理的考虑

废物最少化是放射性废物管理的原则之一.针对秦山核电基地废物处理现状,分析了国家法规、标准对低、中水平放射性固体废物的管理要求和核电厂面临的相关问题,提出了对秦山核电基地低、中水平放射性固体废物进行焚烧和超级压缩处理的考虑.     

低中放废物玻璃固化体性能要求及测试方法探讨

为了减少废物体积,提升废物处置安全,将玻璃固化技术用于低中放废物的处理。低中放废物玻璃固化体性能要求及测试方法,我国目前缺少相应的标准。本文通过废物固化体标准和公开发表的相关测试数据对比分析,给出了低中放废物玻璃固化体的性能要求和测试方法的建议。     

高放废液煅烧工艺的研究现状

高放废液安全有效的处理与处置是世界各国关注的重要课题。常采用煅烧技术对高放废液进行预处理，达到实现减少高放废物的产生量、降低高放废物处置的风险的目的。本文主要以常见的几种预处理煅烧工艺技术（罐式煅烧法、喷雾煅烧法、流化床煅烧法和回转煅烧法等）为研究对象，分别从煅烧机理、研究现状及优缺点等多个方面进行较系统的分析探讨。     

放射性废物处置安全全过程系统分析及有关问题的探讨

本文根据IAEA第SSG-23号安全导则,对放射性废物处置安全全过程系统分析及其在英国、法国、美国、芬兰、瑞士、瑞典等国家放射性废物处置中的应用情况作了概括性的介绍。结合我国放射性废物处置管理的现状,对我国处置场的环境影响评价和安全分析中存在的主要问题进行了探讨。为促进我国安全全过程系统分析工作的全面开展,建议加快制定相关标准,将“安全全过程系统分析”作为我国放射性废物处置的许可条件,在景象开发、长期演变、坚稳性、不确定性、管理系统等方面加强研究。     

巴音戈壁盆地塔木素地区黏土岩地质特征研究

黏土岩是高放废物地质处置库重要的候选围岩之一。通过野外地质勘查,查明塔木素地区黏土岩产状平缓、分布广泛、沉积环境稳定。采用薄片鉴定、X射线衍射及扫描电镜分析等方法,研究了该地区黏土岩的岩石学和矿物学等特征,结果表明,岩石具泥质结构、致密块状构造,黏土矿物主要为高岭石、伊利石等。研究初步认为该地区黏土岩基本满足高放废物地质处置库围岩的要求。     

放射性废液处理技术的现状与展望

放射性废液得到有效处理是世界各国核工业迅猛发展的前提，其关键技术的现状和发展方向也是我国核工业界关注的焦点。本文介绍了几种放射性废液处理的传统方法及涌现出的新技术，概述了各种方法的原理及优、缺点，同时讨论了放射性废液处理技术今后的研究方向及发展趋势。      

Adsorption Behaviors of ^99Tc on Bentonite

应用户要求，对2MeV辐照加速器进行维修。用户准备用2MeV辐照加速器对“两会”期间的信件进行消毒灭菌。经检查发现，因长期接受辐射及臭氧作用，束下的传送带老化严重，传送带电机也有发热现象。更换了传送带及电机，并对屏蔽进行精心处理，使加速器运行完全正常，漏剂量也低于国家标准。     

Challenges in spent nuclear fuel final disposal： conceptual design models

The disposal of spent nuclear fuel is a long-standing issue in nuclear technology. Mainly, UO2 and metallic U are used as a fuel in nuclear reactors. Spent nuclear fuel contains fission products and transuranium elements, which would remain radioactive for 104 to 108 years. In this brief communication, essential concepts and engineering elements related to high-level nuclear waste disposal are described. Conceptual design models are described and discussed considering the long-time scale activity of spent nuclear fuel or high level waste. Notions of physical and chemical barriers to contain nuclear waste are highlightened. Concerns regarding integrity, self-irradiation induced decomposition and thermal effects of decay heat on the spent nuclear fuel are also discussed. The question of retrievability of spent nuclear fuel after disposal is considered.