放射性废物库运行中相关监测问题探讨 ——以福建为例

结合福建省放射性废物库2010—2020年收贮废旧放射源情况,通过对放射性货包、辐射工作人员、库区环境三个维度的技术监测管控分析,发现放射性货包表面剂量率满足运输要求,辐射工作人员历年个人剂量测值小于标准限值,库区周围γ辐射剂量率测值均在本底范围内.年收贮量与年个人剂量最大值有较好的正相关关系,经验反馈指出监测过程中需...     

放射性废物处置中的地质学问题及研究现状

放射性废物地质处置是一个涉及放射性化学、原子物理、水文地质学、水文地球化学、构造地质学、土木工程学多学科的复杂的系统工程，其中由于处置库建设的主体工程是地质工程，因此地质工作在放射性废物地质处置中占有重要的地位。在分析国内外有关资料基础上，结合放射性废物地质处置工作中的经验，指出了低中放射性废物和高放射性废物地质处置工程中地质工作的研究内容、研究范围及国内外研究现状，并强调了地质构造、水文地质、水文地球化学、地球物理、矿物岩石、岩土工程和地质灾害等地质工作在放射性废物地质处置中的作用。     

柯尔碱膨润土作为高放废物处置库回填材料可行性分析

回填材料作为深地质处置库工程屏障的重要组成部分,其选材和性能研究历来是高放废物处置技术研究关注的重点内容。通过对新疆柯尔碱膨润土的渗透性、对核素阻滞性、膨胀性及导热性等关键参数的分析,结果表明其渗透性和导热性满足IAEA推荐要求,对核素钚的分配系数优于日本高放废物处置库所选用回填材料,膨胀性优于我国高庙子膨润土,认为柯尔碱膨润土性能满足高放废物处置库对回填材料的要求,可作为我国高放废物处置库回填材料。     

放射性废物民事侵权责任的承担规则初探

核能的运用成为当今世界各国应对能源危机的主要手段之一,在解决国内能源紧张的同时其相应地也会产生各种各样的核能废物即放射性废物民事侵权问题,如何合理地分配权利与义务成为各国必须解决的问题。我国在此方面虽然有些零星规定,但基本上是从环境保护法的角度而非从民事角度做出的规范,笔者认为应当在明确放射性废物界定的基础上确立放射性废物民事侵权的无过错归责原则并在此基础上确立保险公司承担损失为主与侵权人承担损失为辅的赔偿原则。     

结晶岩作为放射性废物地下处置场所的安全性研究

分析了地下处置放射性废物的几个关键问题，通过对处置场所的选择、岩石渗流及放射性核素与岩石的化学反应等问题的论述，揭示了放射性废物地下处置室的安全性取决于对央事地下水尖流的有效阻滞。     

高水平放射性废物地质处置:关键科学问题和相关进展

 如何安全处置高水平放射性废物是科学、技术和工程界面临的挑战性问题。本文介绍高放废物的安全处置方法,废物质处置地下实验室的建设及其实验进展,重点讨论了高放废物地质处置中,处置库场址地质演化的精确预测、深部地质环境特征、多场耦合条件下（中高温、地壳应力、水力作用、化学作用、生物作用和辐射作用等）深部岩体、地下水和工程材料的行为、低浓度超铀放射性核素的地球化学行为与随地下水迁移行为、处置系统的安全评价等关键科学问题。     

放射性废物处置某场址地球化学工程屏障研究

针对某放射性废物处置场址的天然屏障性能差,提出建造折叠式"之"字形地球化学工程屏障,将处置物释放出的核素垂向固定在场址范围内。屏障的机理是,核素铀、锶的迁移形式分别为:UO2(CO3)22-和Sr2+,而性能相反,且处置层为表生强氧化带,降水入渗强烈,不宜建还原性屏障;故对铀和锶依次建造:阴离子吸附屏障和阳离子吸附屏障,形成可连续渗流的双重屏障。屏障的砂土物料取自场址附近,成本极低。经室内模拟实验结果表明,铀和锶等核素通过其屏障时的分配系数值都在103量级。     

放射性废物水泥固化体铯固化机理研究

采用SEM、AAS等测试方法 ,研究不同沸石掺加量、不同成型方法的沸石基碱矿渣水泥放射性废物固化体Cs 浸出性能和固化体微观结构 ,推理出固化体中Cs 的 3种持留作用 :随矿渣水化进入固化体凝胶结构中 ;被沸石颗粒吸附且被水泥胶体包裹 ;存在于固化体孔隙中 其中固化体对Cs 的持留作用以沸石吸附为主 ,这是因为沸石表面的部分孔隙被水泥胶体所堵塞 ,增强了固化体持留Cs 的能力 ,据此建立了Cs 固化物理模型 ,探讨了Cs 固化机理 对影响固化体Cs 浸出率的 3个主要因素 :温度、沸石颗粒表面孔隙、固化体孔隙率进行了分析 ,进而合理解释了固化体中Cs 的浸出行为     

放射性金属废物熔融去污清洁解控控制方法

金属熔融去污法是对体(包括活化)污染的放射性金属废物最优的去污方法之一,但熔融去污的金属废物再循环、再利用的清洁解控的控制较为困难。文中提出对金属废物源项进行控制的方法,使废物被动监测转变为主动控制。验证试验结果表明,采用本方法对放射性金属废物进行源头控制,金属废物经熔融去污后,能够满足GB/T17567-2009放射性钢铁再循环、再利用的清洁解控。     

2000—2010年我国放射性废物研究文献的计量分析

基于CNKI中国期刊全文数据库,采用文献计量学方法对我国近10年(2000—2010年)放射性废物研究文献的年代分布、期刊分布、研究主题、机构分布、作者情况等计量指标进行统计分析,为了解和把握该领域研究热点和发展趋势提供依据。     

结晶岩作为放射性废物地下处置场所的安全性研究

分析了地下处置放射性废物的几个关键问题．通过对处置场所的选择、岩石渗流及放射性核素与岩石的化学反应等问题的论述，揭示了放射性废物地下处置室的安全性取决于对岩石中地下水渗流的有效阻滞．     

高放核废物处置库T-M耦合数值模拟

考虑到地下工程受地应力、温度、水的相互影响,导致岩体力学性质的改变,采用ANSYS有限元分析软件,基于Mohr-Coulomb破坏准则,建立高放核废物处置库的数值模型,在此基础上进行热-力（TM）耦合二维数值模拟．研究了高放核废物处置库9种方案运行一百年的温度、应力、位移变化,通过对比分析,在满足安全、经济的基础上,选择最佳的处置库间距和深度,为核废物处置库的设计提供参考依据．     

核电厂放射性废物水泥固化线的分析和改进

核电站的运行与维护产生的放射性废物采用水泥固化线进行处理,由于放射性废物处理的特殊性和水泥固化工艺的复杂性,水泥固化线必须具有高度的可靠性和安全性。通过对核电站桶内混合式和桶外混合式水泥固化线的安全性和可靠性进行分析,提出了相应的改进措施。     

福岛核事故后放射性废物的影响及处置对策

 福岛核事故中,氢气爆炸破坏反应堆厂房顶盖,导致大量放射性物质外泄,造成周边环境大面积污染.事故后续处理过程中还产生大量二次污染物.因此,福岛核事故后放射性废弃物呈现数量大、范围广的特点,给后续核污染的治理带来巨大挑战.本文介绍福岛核事故所造成的环境污染和厂内污染情况,分析污染种类、特点、应对措施等,总结该事故中放射性废弃物处置对策及其对中国核电发展的启示.     

我国极低水平放射性废物管理探讨

正极低水平放射性废物(以下简称极低放废物)是一种可以在浅层废物填埋场处置的固体废物,其所含的人工短寿命放射性核素的活度浓度高于免管水平,但不高于该标准推荐的活度浓度指导值或监管部门认可的活度浓度值。极低放废物主要来源于核电站、核燃料循环设施、核技术应用、核研究开发活动和某些非核工业,特别是核设施退役时会产生大量的极低放废物。     

放射性金属废物再利用的表面剂量率接收限值研究

本文采用倒推法,从放射性金属再利用最终产品所遵从的照射剂量率约束值出发,确定了熔炼后中间产品中的放射性核素活度浓度限值,最后推导出了熔炼厂接收放射性金属废物的表面剂量率限值(简称：表面剂量率接收限值)。表面剂量率满足该限值的废金属,再利用得到的最终产品满足规定的照射剂量率要求。     

生态环境计算机综合监控与管理系统*

文章介绍了全部国产化的生态环境参数计算机动态监控网络系统的结构,各环节的功能原理及特点,以及在花卉培育方面实际运行的结果。系统具有很好的可靠性,灵活性及可扩展性,且参数监控系统与管理系统有机结合系统的推广应用将进一步提高农业现代化水平。     

放射性废物蒸汽重整垂直管内流场反应耦合数值模拟研究

近年来,蒸汽重整技术在放射性有机废物处理方面得到了越来越多的关注。蒸汽重整的矿化还原反应炉主要采用流化床结构。其反应器内部的流场呈现多维耦合的特性,针对反应器内部多维耦合流场进行分析是优化反应器结构、确定反应参数的必要步骤。建立了包含气固两相流及树脂热解反应的耦合模型;并以小型蒸汽重整垂直管反应器为研究对象,对垂直管的表观气速及垂直管结构、垂直管内多维耦合流场进行了分析,确定了垂直管反应器的最佳结构参数及含固率分布。计算结果表明,扩径比为1∶2时,垂直管内的反应状态最佳。热态下固含率在提升管变径段内有所下降,但颗粒流型基本保持不变。