高完整性容器HIC封盖工艺应用探讨

近年来,随着核电站低、中放射性废物包的贮存量的不断增多,贮存压力也越来越大,因此废物包的外运逐渐被提上日程。废物包在外运到处置场之前要装进高完整性容器HIC进行二次包装,需要封盖设备对HIC容器进行密封以满足处置要求。以田湾核电站T4UKT厂房HIC封盖设备为例,介绍HIC封盖的工艺流程、模拟试验情况以及需要关注的问题,探讨了HIC封盖设备工艺应用的成熟性及应用前景。     

西北处置场废物处置信息管理系统的建立

根据西北处置场运行管理要求建立西北处置场废物处置信息管理系统,该系统由一个允许废物产生单位录入废物数据的申报登记用户端和废物管理主系统组成。主系统分为基础资料库、基础数据库、废物申报与核实子系统、处置运行子系统、辐射环境监测子系统、维修维护和培训记录子系统等6个模块。该系统实现了西北处置场废物处置全部信息的电子化管理,利用该系统可及时查询统计在西北处置场处置的废物情况,其功能基本满足西北处置场运行管理的要求。     

西北处置场废物处置的辐射剂量分析

简要介绍了西北处置场的废物处置工艺流程,分析了处置工艺改进前后操作人员的辐射影响,实例计算了处置工艺改进后关键岗位操作人员的年有效剂量。计算结果表明,工艺改进后,受照关键岗位发生变化,关键岗位操作人员个人剂量将大幅降低。     

大亚湾核电站处置场天然屏障对85Sr、134Cs和60Co的吸附性研究

通过静态实验和动态实验,研究了85Sr、134Cs和60Co在大亚湾核电站中低放废物处置场近场钻井岩芯样和探槽样中的迁移分布规律.静态实验结果显示,同一种土样对3种核素的吸附比差异很大,说明该地地质介质对核素的吸附具有选择性.3种核素的吸附平衡时间为120 h,分配系数Kd的平均值分别为9.4×10 mL/g(85Sr)、2.3×103 mL/g(134Cs)和1.3×102 mL/g(60Co).动态实验结果给出了3种核素的延迟系数Rd的平均值分别为7.4×102(85Sr)、1.8×104(134Cs)和1×103(60Co),表明85Sr在土柱中的迁移比134Cs和60Co的快.     

阳江核电厂放射性固体废物最小化实践和探索

本文总结了阳江核电厂放射性固体废物最小化的实践和经验。通过实施高整体容器(HIC)废物处理工艺、放射性可燃废物外运焚烧等废物最小化管理措施,从设计、技术、管理等方面分析了核电厂固体废物最小化措施的成效和不足,提出了进一步改进核电厂放射性废物管理工作的建议。     

应用Ecolego软件计算低、中放固体废物处置场核素在地下水中的迁移

以国内某低、中放固体废物处置场为例,应用Ecolego软件,计算处置场关闭后核素在地下水中的迁移以及对公众造成的照射。通过计算表明,该处置场对于处置含有短寿命核素的废物有较好的效果(3H除外),该处置场对公众造成影响较大的核素为3H和14C,以及长寿命核素。因此,在进行废物处置时,要限制长寿命核素以及3H和14C的量。     

聚乙烯高整体容器多年累积剂量的近似计算方法

高整体容器(HIC)是一种经特殊设计制造的具有高强度、高密封性、高化学稳定性和高热稳定性的低、中水平放射性废物处置容器。对于聚乙烯材料制作的高整体容器,其在设计和使用过程中存在一个重要的指标,即辐照稳定性。本文介绍一种高整体容器累积剂量的计算方法,并使用此方法对AP1000核电工程中使用的聚乙烯高整体容器累积剂量进行估算。通过与Micro Shield、MCNP程序计算的结果比较,证明该方法是一种保守的、偏安全的并可用于实践的高整体容器累积剂量计算方法。     

美国核电废物管理的变化和启示

介绍了近期美国低放废物处置场管理政策的变化,以及美国核设施废物产生者为寻求低放废物的低成本管理新模式所做的努力。希望能对我国核电厂放射性废物管理提供一点启示。     

高整体容器在我国放射性废物管理中的应用分析

对3种材料高整体容器(HIC)进行简述,介绍交联聚乙烯HIC处理工艺及规格对于传统水泥固化处理工艺的优势与不足。对交联聚乙烯HIC在工程应用中的废物装填及吊装环节、运输环节、处置环节等几个方面需要重点关注的问题进行分析,对于设计中需要解决的问题提出解决的方向,并简述了HIC应用方面后续需要继续开展的工作。     

中国高放废物地质处置研究进展:1985～2004

如何安全处置高放废物是核工业可持续发展面临的挑战性问题。我国的高放废物深地质处置研究从1985年开始，提出的计划目标是：于21世纪中叶建成我国高放废物地质处置库，处置的对象是玻璃固化块、超铀废物和部分乏燃料，处置库为竖井一坑道型，候选围岩为花岗岩，位于饱和带中。在1985～2004的20a中，我国高放废物地质处置研究取得了进展，已确定我国高放废物最终处置走“深地质处置”，并且是“三步曲”式的技术路线，即处置库选址和场址评价一地下实验室一处置库。经过全国筛选对比，已初步选定甘肃北山地区为重点预选区，该区地处戈壁，地壳结构完整，地壳稳定，人烟稀少，地质条件和水文地质条件均有利。20世纪90年代初期，开展了地下实验室的选址工作，初步选择了北京郊区2处地点为我国高放废物地质处置“普通地下实验室”的场址。已确定使用膨润土作为处置库的回填材料，并初步确定内蒙古高庙子膨润土为我国高放废物处置库的首选缓冲回填材料。对膨润土的矿物学、岩土力学、物理力学性质和热学性质进行了研究。已获得一批放射性核素(主要是Np、Pu、Tc)在北山花岗岩和膨润土上的吸附分配比、扩散系数和弥散系数等参数，建立了低氧手套箱和模拟处置库温度、压力和氧化一还原条件的小型实验装置。高放废物中的关键核素的化学行为研究也取得进展。花岗岩接触带核素迁移、铀矿床中超铀元素迁移、青铜器腐蚀等天然类比研究取得了成果。还开展了高放废物地质处置系统总性能评价源项和生物圈模式的调研。概念设计研究仅在20世纪90年代初开展了部分研究。从1999年开始，与国际原子能机构开展了2期高放废物地质处置技术合作项目，极大地提高了我们的技术水平。20a的科研工作为我国在21世纪完成高放废物地质处置奠定了一定基础。     

高放废物地质处置库预选场址水文地质研究进展

深地质处置是目前国际上普遍接受的高放废物最终处置方案。对于这种处置方案而言,最有可能使处置库系统中放射性核素释放并进入生物圈的机制是地下水的作用。本文阐述了这种地下水的作用,包括地下水与工程屏障的相互作用、地下水在地质屏障中的核素迁移作用及核素滞留作用;介绍了处置库场址评价中水文地质研究的国际进展和动向;重点介绍了我国高放废物处置库预选场址水文地质研究进程和概况。     

高放废物地质处置预选区GIS中地学元数据设计

高放废物地质处置地学信息系统旨在综合管理、充分应用高放废物地质处置研究过程获取的多源地学信息,而建立及运行该系统都需要多源地学信息元数据的支持。在对高放废物地质处置预选区地学信息数据分析的基础上,应用现有的地学元数据标准,对其多源地学信息元数据的内容信息、管理模式与应用进行了设计研究。     

高放废物处置库预选区地学信息数据库结构与功能设计

高放废物处置库选址和场址评价工作过程中会产生海量的数据资源,其具有涉及学科类型多、跨越时间尺度长等特点,因此采用信息技术建立处置库预选区地学信息数据库是非常必要的。本文通过收集高放废物处置库预选区地学领域的多源、多学科数据,并设计和建设多源地学信息数据库,开发实现了高放废物处置库预选区地学信息管理系统。该系统可以实现对地学信息数据库中所有信息数据类型的增删改查等基本操作,也可以实现网页终端的全文检索及下载需求,甚至可以实现对某类专业数据的统计分析。     

对法国高放废物处置安全审评的分析研究

介绍了法国高放废物处置研究现状和规划,对法国高放处置场的审评技术单位法国核与辐射安全研究院（IRSN）所开展的高放处置安全研究和审评工作及其提出的审评原则和审评要点进行了分析研究,并对我国的高放处置安全审评工作提出了建议。     

中低放固体放射性废物处置中的α废物在线检测及位置判定方法初探

根据在核废料回取分类、压缩减容的处置工艺及部分专用设备开发等方面的研究和初步实践,提出了利用现代测试技术和自动控制原理对a型废物进行在线探测、位置判定、目标成像、定性分析、比活度粗测的方法。     

A comparative study of engineering options for the disposal of high-level radioactive waste with regard to thermal effects and chemical degradation

The disposal of high-level radioactive waste in deep geological repositories requires stable and foreseeable physical conditions over very long time scales. During this period, the chemical stability of both the natural and the engineered barriers is governed by thermally activated processes. These in turn are driven by the heat pulse generated by the nuclear decay of waste products. The technical concept to cap the temperature peak in the repository is thus an important aspect for the proof of safety of disposal facilities. It is shown that densely stocked repositories, as currently foreseen in several countries, do not necessarily represent the optimal choice with regard to temperature effects, long-term reaction kinetics and chemical degradation of components. It is suggested that the optimization of the temperature peak rather than the fulfillment of cut-off conditions for peak temperature should be a cardinal issue in engineering concepts.     

我国高放废物地质处置研究

文章提出我国高放废物地质处置拟采用处置库选址和场址评价-特定场址地下实验室-处置库“三步曲”式技术路线。计划目标是于2030∽2040年前后建成我国的高放废物地质处置库。处置对象是玻璃固化块、超铀废物和部分乏燃料，处置库为竖井-坑道型，候选围岩为花岗岩，位于饱和带中。已初步选定甘肃北山地区为重点预选区。该区地处戈壁，地壳稳定，人烟稀少，地质条件和水文地质条件有利。现已试验获取预选区大量深部地质环境参数。确定使用膨润土作为处置库的回填材料，已获得一批放射性核素在花岗岩和膨润土中的吸附、扩散数据，建立了模拟处置库温度、压力和氧化还原条件的实验装置。高放废物地质处置场址评价、放射性核素地球化学行为、回填材料研究和环境评价研究正在深入进行，并与国际原子能机构等进行了卓有成效的合作。     

高放废物地质处置库热学分析的参数敏感性研究

应用FLAC3D软件建立高放废物地质处置库热学分析的简化计算模型,选择影响处置库温度场的包括材料热学参数、几何参数以及时间参数在内的16个关键参数,以膨润土内表面峰值温度(该物理量是高放废物地质处置库热学设计计算中作为温度准则的物理量)为参数敏感性分析的目标物理量,通过热学计算开展参数敏感性分析。在参数敏感性分析中,将参数敏感程度划分为高、中、低三等。分析表明:4个参数(膨润土导热系数、膨润土厚度、围岩导热系数、高放废物中间贮存时间)为高敏感度参数,2个参数(散热材料厚度、回填材料厚度)为中度敏感性参数,其它10个参数(高放玻璃固化废物体、外包装容器、散热材料、回填材料的导热系数与比热,以及膨润土与围岩的比热)为低敏感度参数。通过分析可以得到如下结论:在设计高放废物地质处置库时,对膨润土及围岩导热系数的测试应力求准确,对测试结果数据认真分析,确保为设计计算提供合理的输入参数;在确保膨润土满足工艺要求功能的前提下,宜尽量减小膨润土的厚度;按照本文热学分析模型初步估算,我国高放废物至少需要中间贮存20 a以上。