运行核电厂放射性固体废物管理实践与探讨

我国核电事业的快速发展导致中、低水平放射性固体废物的产生迅速增加,本文通过对运行核电厂放射性固体废物管理现状及问题进行分析,提出了持续推进放射性固体废物最小化、加快处置场建设、改善放废运输条件、提升固体废物处理效能,专业运作强化监督等对策建议。     

核电厂放射性液态流出物总γ放射性浓度控制值估算

核电厂放射性液态流出物排放监测包括源项监测、排放前取样监测和排放过程中的实时在线监测,其中源项监测和在线监测都是测量液态流出物的总γ放射性浓度,而不是活度浓度。本文针对新颁布实施的国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》和《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》所规定的滨海核电厂除氚和碳-14外其他放射性核素的活度浓度限值,通过理论分析和实验测量,建立了一种通过核电厂放射性液态流出物活度浓度估算总γ放射性浓度的方法,并结合秦山第二核电厂1号和2号机组放射性液态流出物中核素组成比例,确定了1号和2号机组放射性液态流出物排放的总γ放射性浓度控制值。     

低水平γ放射性测量的谱分析与样品制作方法

低水平γ放射性测量的谱分析与样品制作方法刘广山（中国辐射防护研究院，太原，０３０００６）１引言环境放射性污染及其辐射防护问题引起了人们极大关注。７０年代中期，为了进行环境放射性调查、监测和评价的研究工作，一些国家先后开展了低水平γ放射性测量仪器和测量...     

秦山第三核电厂大修期间放射性固体废物管理实践

介绍了秦山第三核电厂机组大修期间放射性固体废物管理工作的实践.通过对大修期间废物的分类、收集、接收、处理、运输、暂存等环节的管理和加强对大修期间放射性固体废物风险的预防措施,提高核电厂大修期间放射性固体废物管理水平.     

某核电厂放射性固体废物处理最小化实践

介绍了某核电厂在滤芯升级、在线去污、废物分类收集处理、多滤芯支架、大修废物产生量控制等一系列放射性固体废物最小化工作的实践经验;通过对该核电厂商运以来历年的放射性固体废物产生量进行分析,肯定了该核电厂在放射性固体废物最小化、废物管理工作方面取得的成绩。     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。     

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。     

放射性活度的γ—γ符合测量

用4台HPGe探测器组成的γ-γ符合测量装置,对标准源^133Ba和^134Cs的放射性活度进行了测量。实验值与标称值间的相对偏差,除个样品为0．9％外,其余5个样品皆好于0．2％。     

用于环境样品γ放射性测量的刻度源比较

在环境样品的γ放射性测量中,有三种类型的刻度源可使用。本文对实际测量中如何使用作了叙述。     

应用焚烧技术处理核电厂放射性固体废物的技术经济分析

介绍了中国改进型三环路压水堆(CPR1000)放射性固体废物的来源和当前放射性固体废物处理系统,并以含4台CPR1000机组的厂址为例,对当前废物处理工艺和使用焚烧技术的处理工艺进行了比较分析。结果表明,焚烧技术在核电厂低、中水平放射性固体废物减容和废物处理经济性方面具有明显的优势。     

我国核电厂放射性废物管理进展及挑战

分析了我国核电厂放射性废物管理现状;指出了核电厂放射性废物管理面临的挑战;提出了包括进一步完善法规标准、完善放射性管理体制、加强群堆核电厂放射性废物管理、鼓励技术创新和产学研结合等加强核电厂放射性废物管理的应对措施。     

放射性废物超级压缩装置研制及性能试验

为实现放射性废物压缩设备国产化,设计、研制了超级压缩装置,并针对核电站多种典型废物进行了试验研究。结果表明:在累计运行200小时后,装置完好无渗漏,生产能力达到7桶/h。研制的超压装置可用于核电站产生的可压缩放射性废物的处理。     

核电厂放射性废物管理策略研究

针对核电厂放射性废物相关的法规标准、处理技术现状及核电厂现场管理情况进行研究,总结出各核电厂存在的普遍性管理问题,提出了解决思路和管理建议,形成包含关键信息点的管理策略及路径,为国家核电厂监管部门的监管工作提供参考意见.     

三门核电站放射性固体废物管理

介绍了三门核电站放射性固体废物的处理工艺,以及放射性固体废物管理的思路,在参考国内其他核电站放射性固体废物管理经验的基础上,对三门核电站放射性固体废物最小化方法进行初步探索。     

核电厂放射性废物重整流态化数值模拟研究

核电厂排放的放射性废物高温重整过程中会以流化态的形式存在,为获取这个过程中的详细参数,设计出更优秀的运行条件,提出了一种新的核电厂放射性废物重整流态化数值模拟方法。该设计数值计算模型建立了气-固流体力学控制方程以及湍流模型;建立了核电厂放射性有机化学废物几何模型、对象几何模型,并划分网格结构,设置边界初始条件。通过数值计算研究不同高径比对颗粒的径向速度、径向固含率、径向气含率的影响。计算结果表明,高径比为1.0时,流化床中气-固颗粒的流化效果最好。     

核电厂非放射性污水排放执行标准的探讨

根据核电厂非放射性污水的特点,探讨了现有污水排放标准对核电厂非放射性污水排放的适用性问题,建议在目前阶段应主要依据《城镇污水处理厂污染物排放标准》(GB18918—2002)执行排放,并提出有必要开展核电厂非放射性污水排放标准的研究和编制。     

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。     

核电站信息数据库应用现状及其探讨

本文从核电站信息数据库对核电站运行安全的作用入手,分析了国内外核电站信息数据库的应用现状,对国内核电站信息数据库的发展类别进行了讨论,并探讨了我国核电信息数据库建造的发展条件与存在的问题。     

固体径迹探测器测量反应堆功率研究

在零功率反应堆上利用固体径迹探测器直接测量燃料元件内的裂变率，可得到反应堆的功率。同时测量反应堆某位置的热中子通量密度，继而可得到单位功率的热中子通量密度。因此，通过测量该点的任何热中子通量密度即可得到反应堆的运行功率。该方法可以减少与能谱测量有关的修正工作。由于辐照所需的中子通量密度低、时间短，因此与活化法等相比具有明显的优点。     

秦山核电厂核测系统的调试

本文介绍了秦山核电厂核测系统在装料前后、零功率和功率试验阶段的调试过程、方法和主要数据以及源量程、中间量程和功率量程之间的复盖情况。最后对将来核测系统的设计提出了几点建议。