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。     

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。     

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。     

硼硅酸盐玻璃中硫存在形态的XANES方法研究

硼硅酸盐玻璃固化高放废物是目前国际公认的较好方法,采用这种方法所产生的玻璃固化体具有良好的化学耐久性,熔制温度在可接受范围。但是很多放射性废物中,包括我国的高放废液,含有一定量的硫,由于硫在硼硅酸盐熔体中溶解度较低,使得硫常常成为废物包容量的限制因素。因此提高玻璃中硫包容量的方法对于含高浓硫酸盐的高放废液玻璃固化来说是非常重要的。     

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     

高放废液贮存安全分析

核设施乏燃料处理过程中产生的高放废液,含有超铀元素和大量的裂变产物,由于其具有放射性强、毒性大、含长半衰期放射性核素自释热以及释放可燃性气体等特点,从而成为核废物处理的重点。本文重点对高放废液在贮存过程中的辐射水平、自释热和氢气释放进行计算,计算方法和结果可以为高放废液贮存过程中的辐射防护安全分析、热积累安全分析和可燃气体安全分析提供参考。     

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。     

模拟高放废液玻璃固化体的偏硼酸锂熔融法

一、引言随着核能的发展,人们愈来愈关注放射性废物处理工艺的安全问题。对高放废液常采用玻璃固化的处理方法。玻璃固化工艺的研究需要分析化学方面提供玻璃固化体的成份数据,作为评价其性能的重要依据。     

法国放射性废物处理和核设施退役技术介绍

高放废液的储存安全一直是普遍关注的问题。 1 992年有关专家对我国高放废液储存的主要安全问题进行了讨论 ,也针对是否存在运输的可能性开展过一些初步的工作。提出了两种方案 ,一是高放废液就地固化后再运往处置场 ,二是直接把高放废液运走后再固化。对两种方案的经济性和安全性进行了权衡比较 ,特别是运输的可行性需要开展了深入的分析。法国有高放废液运输的经验 ,德国也曾制定过高放废液运输的方案 ,2 0 0 1年 7月笔者参加的考察组对这两个国家的高放废液固化和运输技术、中低放废物处理处置技术、核设施退役技术和乏燃料后处理技术进…     

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…     

我国高放废液中铯分离研究进展

由于高放废液的放射性强、毒性大、组成复杂,从高放废液中分离铯是一个世界性难题。多年来国内外研究者一直在探索研究从高放废液中分离铯的方法,开发适合工业应用的铯分离技术,以解决从高放废液中分离铯的难题。一方面,我国现存的生产堆高放废液,浓缩倍数大、盐分高、放射性强,长期贮存风险大,需要进行妥善处理;另一方面,随着我国核电的快速发展和民用核燃料后处理的工业化,动力堆高放废液的处理问题也日益突出。针对这些需求,我国科技工作者们开展了大量从高放废液中分离铯的研究工作,取得了系列研究成果。近几十年来我国主要开展了离子交换、萃取色层和溶剂萃取分离高放废液中铯的研究,先后开发了亚铁氰化钛钾离子交换分离工艺以及杯芳烃冠醚萃取分离工艺,并进行了热实验验证以及台架实验。杯芳烃冠醚从高放废液中萃取分离铯的工作不但具备了工程应用的技术条件,也走在了世界前列。     

日本六个所后处理厂减少废物产生量的工艺设计

为减少放射性废物的产生量,日本六个所后处理厂在建造过程中吸收了乏燃料后处理技术发展的最新成果。对原设计进行了改进,降低了废物产生量,减少了高放废液贮存罐的数目。日本核燃料有限公司和三菱重工长崎研发中心等提出了Nox回收利用工艺,也大大减少了低放射性硝酸钠废物和非放射性硝酸钠废物的产生景。本文叙述了日本六个所后处理厂减少放射性废物产生量方面的情况。     

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...     

分离法处理我国高放废液概念流程

文章描述分离法处理我国高放废液概念流程。经此流程分离处理后，废液中绝大部分组分降级为非α中低放短寿命废物，可作水泥固化地表处置。剩下极少量。废物和少量含Ｓｒ、Ｃｓ的非ａ。高放废物，使需玻璃固化并于深地层贮库的废物减少到很小数量。高放废物的减容（重）倍数为１２．５，α废物减容（重）系数为３９．４。     

乏燃料后处理厂高放废液和废有机溶剂处理系统典型安全问题分析

乏燃料后处理过程会产生大量的放射性废液,需要对其进行净化处理。本文介绍了高放废液处理系统、高放废液贮存系统和废有机溶剂处理系统,分析了需要关注的安全问题,并讨论相应的预防措施、探测手段和纠正措施,为商用后处理厂废液处理系统的设计和事故分析提供了参考和建议。     

高放废液和锕系核素玻璃-陶瓷固化技术研究简况

高放废液在20世纪50年代出现后，人们首先想到的是将核素固定在晶体内。美国的阿贡实验室将高放废液用流化床煅烧成粉末，英国将放射性的铯交换到黏土上，加拿大则是将高放废物在1350℃熔融，制成霞石，法国则是在1300℃下制备云母，目的是将铯、锶固定在云母的晶体内，     

地下核电厂三废处理方案研究

根据放射性废物源项及地下核电厂房布置特点,对放射性废物处理厂房进行初步规划。在核辅助厂房内布置放射性废气和废液的处理单元,在地面建立厂址废物处理设施处理固体废物和浓缩液。制定了放射性废物的处理技术方案。介绍了严重事故下放射性废液和废气的封堵、隔离和处理措施以及移动式废液处理装置和移动式废气处理装置的单元构成。严重事故下释放的放射性废气和废液能得到有效的封堵、隔离和处理。     

英发表的放射性废物管理咨询委员会的白皮书

【日本《原子能快报》1980年6月5日报道】最近,英国放射性废物管理咨询委员会(1978年春成立,由科学工作者,产业界工人组织等方面的专家组成,成员18人,是英国环境事务部商业废物管理方面的独立咨询机构)。发表了第一个白皮书。在白皮书中明确地指出,政府对于放射性废物的处置和贮藏的政策、废物的研究计划以及有关预算等都是正确的。该委员会认为,高放废液采用玻璃固化     

国际原子能机构核燃料循环末端及核电站放射性废物管理技术国际研讨会会议概况

国际原子能机构于1999年8月30日～9月3日在韩国召开了“核燃料循环末端及核电站放射性废物管理技术国际研讨会”。会议交流了85篇论文,包括放射性废物管理的技术路线,核电站放射性废物管理,中低放和高放废物的处理、整备和中间储存,中低放和高放废物处置技术,退役废物管理等内容。本文介绍会议概况以及韩国的放射性废物管理概况。     

国外浅地层处置的废物中超铀核素含量限值的导出方法

１引言核能的应用不可避免地会产生大量的低中放废物。与高放废物比较而言，低中放废物的比活度及放射性总量较小，而其体积却大得多，占总放射性废物的９９％以上，而且分布较广。低中放废物的妥善处置已为世界各国普遍关注。放射性废物处置战略制定中的一个重要问题是陆...