低中放固体废物处置场规划探讨

随着核电建设的快速发展,后期核电运营及退役产生的低中放废物将逐年增多,鉴于目前的已建处置场的规模已不能满足未来低中放废物处置的需要。可以预见,将有新的处置场需要规划建设。本文借鉴国内外低中放固体废物处置场的设计经验,介绍处置场的处置工艺和规划设计等主要方面,为后续的相关工作提供参考。     

低中放（射性）废物处置的持续改进

目前状况世界上第一个低中放废物处置场建于1944年的美国田纳西州的橡树岭核基地。这是用简单的沟渠填埋没有整备（conditioning）的低放废物。这种处置方式在美国和其它国家军事核工业和核电发展初期也用过。低中放废物处置主要有四类：（）工程近地表处置场（Eng．nee．edNeQ     

某核电站废物初选处置场水文地球化学特征及与放射性元素迁移的关系

文章讨论了某核电站低中放废物初选处置场区基本组分和特殊组分水文地球化学特征及水质动态特征，划分了两个水文地球化学带，分析了水质与放射性元素迁移的相关性，并认为风化壳表层强淋滤带对处置场不利，而深部水化学具阻滞性，适宜处置废物。     

飞凤山低中放固体废物处置场高边坡滑坡成因及整治措施

飞凤山低中放固体废物处置场滑坡属多层滑坡,2013—2014年历经数次整治,多次修建防滑工程后均未达到预期效果,2014年下半年再次发生局部变形,一旦已建抗滑工程的链式失效将直接危及处置场的安全运营,须进一步整治并达到根治的目的。为此,基于野外地质调查,并结合现场试验和钻探资料对滑坡的基本特征及成因机制进行分析,在此基础上提出综合整治措施。结果表明:滑坡具有三级滑动特点,分为浅层覆盖层滑坡和深层基岩滑坡,泥质页岩的富水性、层间错动形成破碎带最终形成深层滑面;前期勘察和设计对复杂的地质结构认识不足以及强降雨是滑坡的诱发因素;整治工程重点在固脚强腰,截排引流,深层阻滑和浅层抗滑相结合。该滑坡的成因机理和整治措施为类似滑坡险情出现时的应急处置和根治提供了可靠的借鉴经验。     

岩体渗透特性的渗透张量分析在某水电工程中的应用

对岩体渗透性能非均质、各向异性显著的特点，采用从裂隙几何参数测量、裂隙分组，到渗透张量计算这一流程，获得裂隙介质三维渗透张量场，达到准确地刻画岩体渗透特性的目的，并在西南地区某水电工程中得到成功的应用     

裂隙基岩渗透张量反分析及等效连续介质模型

对裂隙介质渗流理论在实际工程中的应用作了尝试和研究。由大坝原型观测资料对坝基的渗透性作了反分析，得到了基岩的裂隙张开度及渗透张量，并对裂隙介质与连续介质的等效条件作了探讨。离散模型和等效连续介模型的计算结果与实测资料较为吻合，验证了所得的渗透张量是合。计算所采用的理论和方法对类工程具有参考和推广价值。     

高放废物地质处置的安全管理与策略

高放废物在数千年的人类生存环境中仍然存在危害性,目前基于非能动安全所提出的地质处置方案是高放废物安全管理的首选策略,其安全评价的时间尺度高达万年,处置库场址的申请和建造的审批重点在于长期安全性的论证。因此,地质处置的安全评价系统需要简化,以便于计算和预测,从而提高安全评价结果的置信度。介绍了高放废物地质处置的研究进展、地质处置的非能动安全及核技术的安全管理启示。鉴于地质处置安全的不确定性,引入了安全监管的概念。     

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。     

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。     

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。     

核废物处理途径的探讨

介绍国际上关于核废物处理的一般技术和途径,以及最新的处理方法。结合我国的核能发展情况探讨在核废物处理方面我国今后应开展的工作。     

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。     

高放废物处置北山预选区地表岩体质量评价及其应用

在利用测线法对地表节理调查统计的基础上,提出了基于JSR(jointing structure rating)指标的地表岩体质量评价方法.以高放废物地质处置北山预选区地表岩体为研究对象,利用JSR指标对芨芨槽、算井子和新场地段地表岩体进行节理发育程度和地表岩体质量评价.结果表明:芨芨槽地段地表岩体比算井子地段节理发育程度低,地表岩体质量等级高,从而为高放废物地质处置场址比选提供依据.同时研究了JSR指标与传统Q指标的定量关系,并修正了JSR指标的分级范围.     

用于核废料处理的岩盐溶腔力学特性

综合各国研究成果,分析岩盐的蠕变、渗透、防辐射力学效应、盐腔内卤水的热膨胀等力学特性、以及盐层倾角、岩盐溶腔围岩的应力和应变,溶腔的几何形状和溶腔顶板稳定性等影响岩盐溶腔稳定的主要因素,可知岩盐溶腔用于核废料处置是安全的并具有较好的应用前景.     

花岗岩高放废物地质处置库选址与安全评价

安全评价是建立放射性废物地质处置安全信心的关键,也是处置库阶段性发展的重要支撑.针对花岗岩处置库,综述了高放废物地质处置库选址及其安全评价的特性,阐述了安全评价在场址比选及后续发展中的重要作用;以瑞典、芬兰的处置实践为例说明了选址阶段安全评价应用方式,并对我国选址阶段安全评价的需求进行了介绍.     

高放废物地质处置天然类比研究综述

简要介绍了我国高放废物地质处置天然类比研究的现状,论述了目前在铀矿床地下水方面所进行的天然类比研究,为高放废物地质处置的安全性评价提供依据。     

甘肃北山预选区地质处置系统初步FEPs分析

特征、事件和过程(简称FEPs)分析是高放废物地质处置性能评价中的一个至关重要的步骤,基于瑞典SKB FEPs数据库,论文利用特征、事件和过程分析方法,结合我国甘肃北山地区实际情况,修正、排除和增加了FEPs,列举了适合于北山高放废物处置库系统的FEPs,对我国高放废物处置系统性能评价具有重要参考意义.     

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.     

含铬废水的处理方法综述

总结了含铬废水的９ 种处理方法, 并对它们的原理、工艺流程、优缺点等进行了详细评述, 以供厂家在治理此类废水时参考．     

某核废物处置预选区中核素迁移模拟研究

核素在裂隙介质中的迁移问题是核废物深地质处置中极为关注的问题.为了解裂隙介质中核素的迁移规律,建立了基于双重介质理论的描述核素在裂隙域和基质域中迁移的基本微分方程,利用拉普拉斯变换推导出其解析解;在对西北某核废物处置场预选区地水文地质条件分析的基础上,获取相关参数,利用一维多途径核素迁移模型,选取国内在花岗岩中研究较多的核素Cs-134、Co-57、Tc-99,模拟这几种核素的相对浓度随模拟时间、迁移距离的变化规律.模拟结果表明:在其他条件都相同的情况下,Cs-134的迁移是最快的,而Tc-99迁移是最慢的.