高放废物处置库单个竖直钻孔内废物包个数探究

为探究高放废物处置库中单个竖直钻孔内允许放置废物包的数量,采用我国处置库概念设计模型、调研和实验所得参数,以ANSYS workbench为平台进行了模拟探究。结果表明,为满足处置库热力学要求,并综合考虑工程经济和施工建造,建议单个竖直钻孔内废物包数量不多于2个。     

乏燃料深钻孔处置安全试评价

为探讨乏燃料深钻孔处置方式的安全性,本文在已有处置概念设计基础上,以某乏燃料核素类型与活度作为输入源项,通过保守假设选取处置孔上方打井饮水景象开展安全评价计算,得出所致最大个人有效剂量为0.045 mSv/a,最大剂量出现在处置孔关闭后的8 200年,主要剂量贡献核素为I-129,该结果可为我国高放废物深钻孔处置的研发提供参考。     

砂岩型铀矿找矿勘探中钻孔资料的管理与应用技术

在简要介绍钻孔资料数据库设计、数据库结构、管理模式及入库工作流程的基础上，详细阐述了钻孔资料的综合管理和数据的分析应用，主要包括钻孔数据的统计分析、信息查询和信息提取技术方法等，基于该方法开展了岩石一地球化学分类统计、目标层砂体厚度、砂体埋深、泥岩厚度和砂地比等统计计算工作，利用统计计算得到的结果可编制层间氧化带前锋线及砂体的空间展布等图件。     

以固态核径迹探测器方法为基础的铀矿勘探钻孔测井技术

根据不同介质中氡迁移的不同机制,本文作者研究了一种新的铀矿勘探钻孔测井技术。这种新技术参照了其他钻孔测井方法,其优点是:有可能找到钻孔所需深度的答案.在空气和水中,氡迁移的2种形式一直被用来测定氡分布。对这2种研究的形式开发了计算机程序,以期从理论上对氡径迹密度(作为钻孔深度的一个函数)进行计算。本文将理论上与实际上所获得的数据进行了比较.     

密封源钻孔处置研究取得重要进展

正【国际原子能机构网站2016年1月11日报道】国际原子能机构(IAEA)2016年1月11日宣布,2015年在克罗地亚成功完成了一项有前景技术即低放密封放射源钻孔处置技术的概念验证试验。这项技术涉及将密封源放置在几百米深的狭窄钻孔中并加盖覆盖层,从而使这些密封源得到安全稳妥的处置。     

乏燃料与高放废物的深层钻孔处置

<正>【本刊2015年6月综合报道】美国核废物技术评审委员会(NWTRB)2015年4月17日公布了一份题为《乏燃料与高放废物的深层钻孔处置》的研究报告,介绍了乏燃料与高放废物深层钻孔地质处置技术的潜在优势及其面临的技术挑战。对核电厂乏燃料和乏燃料后处理厂产生的固体高放废物进行深层钻孔处置,这一技术方案最早可追溯至20世纪70年代,在20世纪90年代和21世纪初又被再次提起(主要是在瑞典和英国)。最近,这一技术又     

用个人计算机自动化确定矿体厚度

矿体厚度是矿产储量计算中最主要的参数,以往都是根据钻孔测斜资料,采用制图人工操作的方法求得,方法繁杂费劲。本文介绍一种确定矿体厚度的新方法,它是建立在解析几何的基础上,设计了专用的程序包,通过上机计算完成,实现了确定矿体厚度的自动化。     

基于超声波钻孔电视的深部岩体结构面特征研究

深部岩体结构面特征是岩体质量评价的基础数据之一。利用超声波钻孔电视对甘肃北山芨芨槽花岗岩体的BS15#、BS16#钻孔进行测量,获得了深部岩体结构面的数量、密度、产状、优势方向组和结构面宽度等数据,并与岩心编录结果进行对比分析。分析结果表明超声波钻孔电视在深部岩体结构面研究中具有良好效果,但也存在一些不足,需要结合其他资料综合分析才能更好地发挥作用。     

高放废物分类处置的国际新动向

首先简述国外高放废物(HLW)处置研发工作的现状,然后论述HLW分类处置的概念,研讨影响军用HLW分类处置方案选择的一些因素,以及简介其分类处置的3个方案。这样,把以前不分HLW来源(商用或军用)都处置在同一矿山式处置库中的方案作了细化,推进了HLW处置研发工作的发展。但其中的深钻孔处置方案,现还处于可行性研究阶段,要得到实际应用,今后还有许多工作要做。上述军用HLW分类处置方案的建议是美国蓝带委员会于2012年首先提出的,它对我国的高放废物处置工作也有参考价值。     

芬兰开发新的钻孔技术

[欧洲核学会《核新闻网》1994年2月7日报道] 在芬兰的奥尔基洛托VLJ低、中放废物处置库,人们正在试验可用于乏燃料(高放废物)的地下最终处置的钻孔技术。 试验内容包括在地面下约60米深的研究隧道内,穿透基岩打三个孔。这项工作是由运营该处置库的芬兰国家工业动力公司     

废放射源长期贮存方案初步研究

由于我国国内近期无法对多数长寿命废放射源和高活度废放射源实施地质处置或钻孔处置,可行的管理措施应该是将其整备后进行长期贮存。根据国内外废放射源贮存实践经验,结合对国内废放射源贮存现状及存在问题分析,建议首先对贮存前的废放射源实施整备,整备方案考虑安全原则、回收原则和废物最小化原则,整备后的废放射源以深井贮存方案为主,辅以地坑贮存,并建议运输容器和长期贮存容器应实现标准化和系列化。     

High-density support matrices: Key to the deep borehole disposal of spent nuclear fuel

Deep (4-5 km) boreholes are emerging as a safe, secure, environmentally sound and potentially cost-effective option for disposal of high-level radioactive wastes, including plutonium. One reason this option has not been widely accepted for spent fuel is because stacking the containers in a borehole could create load stresses threatening their integrity with potential for releasing highly mobile radionuclides like ¹²⁹I before the borehole is filled and sealed. This problem can be overcome by using novel high-density support matrices deployed as fine metal shot along with the containers. Temperature distributions in and around the disposal are modelled to show how decay heat from the fuel can melt the shot within weeks of disposal to give a dense liquid in which the containers are almost weightless. Finally, within a few decades, this liquid will cool and solidify, entombing the waste containers in a base metal sarcophagus sealed into the host rock.     

The effect of organic retarders on grout thickening and setting during deep borehole disposal of high-level radioactive waste

Deep borehole disposal (DBD) is being increasingly seen as a viable and potentially superior alternative to comparatively shallow mined repository concepts for disposal of some high-level radioactive wastes. We report here details of proof-of-concept investigations into the use of cementitious grouts as sealing/support matrices for use in low temperature DBD scenarios. Using the cementitious grout to fill annular space within the disposal zone will not only support waste packages during placement, but will also provide a low permeability layer around them which will ultimately enhance the safety case for DBD. Grouts based on Class G oil well cement are being developed. The use of retarders to delay the accelerated onset of thickening and setting (caused by the high temperature and pressure in the borehole) is being investigated experimentally. Sodium gluconate and a polycarboxylate additive each provide sufficient retardation over the range 90–140 °C in order to be considered for this application. Phosphonate and sulphonate additives provide desirable retardation at 90 °C. The additives did not affect grout composition at 14 days curing and the phases formed are durable at elevated temperature and pressure.     

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。     

油气工业中放射性废物的处理和处置

油气的开采会产生大量的放射性废物,对放射性废物的处理与处置事关公众和环境的辐射安全问题。本文从油气工业放射性废物的源项和存在形式等特征出发,对放射性废物的临时贮存、污染设备的去污及放射性废物的处理、处置过程中涉及的技术方法和相关管理要求进行了介绍,为实践中选择合理可行的处理、处置方案以及建立油气工业放射性废物监管体系提供借鉴和参考。     

法国COGEMA核废物处理中心的环境保护

主要介绍了法国COGEMA集团核废物处理技术，即放射性环境影响、废物控制、空气中放射性含量的监测、水质的监测和保护、土地的恢复和开发等，以及对每一项工作所采取的措施；评价了该集团核废物处理中心的环境保护工作及其经验，以此借鉴国外有关核废物处理和环境保护的先进技术。     

Regulatory control of the German radioactive waste management system

In Germany, all radioactive materials are controlled from their origin to their final disposal or release. This is in accordance with the IAEA draft Convention on the Safety of Radioactive Waste Management. A Waste Control System has been developed and is now available. Although the IAEA and EU regulations allow disposal outside the country of origin this philosophy is not in compliance with the present German disposal concept. As a consequence, Germany will not grant licences for the import of radioactive waste for final disposal or for export for disposal in a foreign country. Thus, unconditional clearance is a prerequisite if the final destination is outside Germany. However, Germany will closely follow all international developments in the field of radioactive waste disposal.     

浅谈极低放射性废物

介绍了国际国内极低放射性废物的定义以及活度上限值的确定依据,并介绍了国内外的处置方法,以期对我国的放射性废物分类管理、审评和监督有所帮助。     

西北处置场低、中放固体废物处置实践

介绍了我国西北处置场的基本情况,西北处置场低、中放固体废物接收、处置的组织机构及管理体系,工艺技术,辐射防护及环境监测,以期为我国放射性废物处置工程提供借鉴和支持。