废放射源近地表处置活度限值推导

以我国低中放固体废物北龙处置场和西北处置场为参考场址,针对钻探景象和钻探后景象,考虑了几个重要放射性核素,推导了废放射源在两个场址中处置的活度限值。除¹³⁷Cs的关键景象为钻探景象外,其他所选核素的关键景象均为钻探后景象。且单个废物包中的废放射源活度限值不受处置场的限制,推荐了适合于近地表处置的单个废物包内废放射源的接收限值,⁹⁰Sr、¹³⁷Cs、²³⁸Pu、^63Ni、²⁴¹Am、²²⁶Ra和²³⁹Pu分别为2.0×10¹⁰、6.0×10⁹、1.0×10⁶、1.0×10¹¹、1.0×10⁷、1.0×10⁶和8.0×10⁶Bq。     

中低放废物的近地表处置（五）

中低放废物的近地表处置（五）７．７运行释放的环境影响评价７．７．１介绍处置设施运行释放的环境影响评价在原理上与其它核设施的运行相同，只是规模和复杂程度可能有所不同。一般来说，运行释放评价的预测较长期风险评价简单，但也要取决于核素盘存量、废物体的特性、...     

中低放废物的近地表处置（三）

中低放废物的近地表处置（三）５选址５．１选址的目标、原则和管理选址就是要确定一处适宜的地点，供中低放废物处置之用，它与正当的设计、废物类型、废物包装的形式与质量、工程屏障和管理制度一起提供符合管理者要求的辐射防护。选址时应考虑ＩＡＥＡ及其它国际推荐标...     

中低放废物的近地表处置（七）

中低放废物的近地表处置（七）８中低放废物近地表处置场的运行８．３废物接收和检查放射性废物来源广泛，这些来源包括核电、核燃料循环、军工、同位素制造、大学、医院、一般工业和污染场所的清洁。一般来说，一个国家处置场为所有这些设施服务，并以包装和／或集装箱的...     

中低放废物的近地表处置（一）

中低放废物的近地表处置（一）编者按１９９６年９月２８日至１０月１８日在英国举行了由国际原子能机构（ＩＡＥＡ）组织、英国核燃料公司承办的中低放废物近地表处置的培训，培训内容包括授课、参观、观看录象和学员讨论等。其中主要是授课，共有３２位专家做了６９个报...     

中低放废物的近地表处置（四）

中低放废物的近地表处置（四）７中低放废物近地表处置的安全评价７．１安全评价方法７．１．１前言安全评价在近地表处置的各个阶段都起作用，但在早期的概念设计和选址阶段尤其重要。安全评价还可以通过对备选废物包、处置单元、场址管理和关闭措施间不同组合的对比，辅...     

中低放废物的近地表处置（二）

中低放废物的近地表处置（二）４放射性废物４．１放射性废物分类方法４．１．１引言为了有效地描述放射性废物，显然需要有一种废物分类体系。本节对使用分类体系的原因、一个成功的分类体系所应遵从的原则以及该体系的潜在基础予以论述，阐述了由ＩＡＥＡ建议的放射性废...     

国家废源库废放射源近地表处置活度限值研究

在统计分析国家废源库现存废放射源核素种类、数量、活度分布的基础上,对废放射源进行了分类筛选,以废放射源近地表处置为目的,从长期安全性的角度,推导了可近地表处置的主要核素的活度上限值.并以此限值估算了国家废源库废放射源近地表处置的减容效果.     

8 推导退役后场址土壤中放射性残存物可接受活度浓度的照射情景、计算模式和参数

随着时间的推移，特别是冷战时期的结束，世界范围出现了军工设施退役的高潮。由于容许残留放射性水平标准的确定直接涉及到巨大的投入和环境安全，早已引起了国际上普遍关注。     

中低放废物近地表处置安全评价中关键核素的筛选计算

１前言中低放废物近地表处置要涉及几十种核素，其中短寿命核素较多，长寿命核素较少。过去，国内外针对９０Ｓｒ、１３７Ｃｓ、６０Ｃｏ等短寿命核素在放射性废物的固化体、处置库的回填材料和混凝土容器中的行为做了许多研究工作，似乎认为它们是安全处置的关键核素。近...     

高放废物处置库选址中的水文地质特性评价

根据国内外研究经验,综述高放废物地质处置库选址不同研究阶段水文地质特性评价的方法和作用,并将评价方法分为区域、地区和场址3个阶段水文地质调查来讨论。同时,介绍了我国高放废物地质处置场地水文地质特性评价研究现状。     

国内放射性废物体性能表征实践及问题建议

介绍了国内近地表处置的低、中水平放射性废物水泥固化体性能表征的实践和经验,结合国外良好的实践和监管要求,分析了国内现有表征技术及表征要求中的不足,提出了相应的建议。     

高水平放射性废物处理处置标准分析

本文阐述了我国高水平放射性废物处理处置标准的重要性,对国内外高水平放射性废物处理处置标准现状进行了阐述和分析,针对高放废物处理处置标准体系、高水平放射性废液成份分析、高放废液固化体性能要求及检验方法、高放废物处理处置工程经济及深地质处置等方面的标准化问题进行了研究分析,提出了开展高水平放射性废物处理处置标准化工作的意见和建议。     

低中放废物处置FEPs清单建立的方法研究

识别所有影响处置场长期安全的有关因素,即特征(Features)、事件(Events)和过程(Processes)(FEPs),是处置场安全全过程系统分析的关键过程之一。我国目前低中放固体废物处置场环境影响评价中未开展低中放处置场的FEPs识别和景象开发。本文拟以某处置场为例,对如何建立我国的低中放废物处置FEPs清单进行了初步的探讨。     

中尺度海域核设施低放废液排放方案的初步探究

以某海域为例,初步探究某核设施正常运行时低放废液在中尺度海域的排放方案。采用MIKE21模拟软件,利用水动力模块(HD)和对流扩散模块(AD)建立了中尺度海域放射性核素迁移扩散数值模型,以半衰期为12.5年的放射性核素氚为例,考虑了排放口离岸距离、排放口方位和不利风向等因素,对放射性核素在中尺度海域的迁移分布状况进行了数值模拟。初步计算结果表明,排放口设在某河口东北侧,距岸不小于30 km的海域,有利于放射性核素的迁移、扩散。     

高放废物地质处置安全全过程系统分析研究进展

高水平放射性废物(以下简称“高放废物”)地质处置安全全过程系统分析是对处置库长期安全的综合性系统分析。本文论述了安全全过程系统分析的概念及近20年发展情况,强调了其在高放废物地质处置库规划、选址、设计、建设、运行、关闭和关闭后等各阶段的重要性。以国际原子能机构(IAEA)和经合组织核能署(NEA)技术文件为主,阐述了安全全过程系统分析的背景、安全策略、评价基础、安全评价及综合等核心组成部分,列举了其应用中管理和技术方面的12个关键点,分析了芬兰、瑞典、美国和法国的研究应用现状,并对我国放射性废物地质处置安全全过程系统分析的发展及应用现状进行了探讨。     

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。     

核电站低放废物集中减容处理技术探讨

本文简述了国内核电站放射性废物的管理现状及对废物高效减容的迫切需求。针对放射性废物减容的需求,对国内外高效减容工艺技术开展调研,分析各种工艺的技术特征,对兼顾经济与环保效益的放射性废物集中减容处理技术进行探索,发现等离子体处理技术具备明显优势,提出了一种组合减容技术路线,为国内放射性废物管理工作提供参考。     

论高放废物地质处置库围岩

介绍了各国高放废物处置库的围岩类型,讨论了花岗岩、黏土岩、塑性黏土、凝灰岩和岩盐的基本特征及其工程特性。综合对比了各类围岩的有利条件和不足。研究表明,以花岗岩和黏土岩为围岩的处置库均能满足长期安全要求。针对中国花岗岩、黏土岩、凝灰岩、岩盐和黄土的分布特点,提出中国宜选择花岗岩为主攻方向,同时也可探讨选择产状平缓、厚度稳定的黏土岩的可行性。