SGS技术在放射性固体废物整备检测中的应用

介绍了利用分段γ扫描(SGS)技术在放射性固体废物整备无损检测中的应用,根据某核科研基地废物特点建立了放射性固体废物整备处理技术路线。该技术路线利用桶装废物放射性无损检测装置,获取废物γ放射性信息,指导废物分拣及分类整备,从而将极低放废物和豁免废物从中、低放废物中分拣出来,使放射性废物达到最少化。实验结果表明桶装γ放射性废物无损检测装置具有测量性能稳、测量误差小等优点,能满足放射性固体废物检测要求。     

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。     

放射性高盐废液干燥成盐技术研究

放射性废物处理中，放射性废液的体积和所含放射性总量在“三废”中占比较大，为使废物最小化，本研究围绕放射性高盐废液干燥成盐技术开展技术路线论证、工艺设计，研制放射性高盐废液微波干燥成盐工程样机，并完成样机加工制造、安装调试及性能验证。工程样机验证实验结果表明，装置运行过程稳定，干燥速率约6～8 L/h,产物不含游离水，桶内及桶壁温度最高约100℃,桶内压力在1～2 kPa之间。本研究结果可为放射性高盐废液干燥成盐技术及专用工装设计提供参考，并为后续工程应用奠定基础。     

反应堆退役放射性废金属的熔炼处理

反应堆退役将产生大量放射性废金属。熔炼处理可使其减容、再循环再利用。以大量减少放射性废物处置量。回用绝大部分金属．熔炼处理有减容、整备、包容放射性核素、降低比活度、便于放射性监测等优点和产生二次废物、对一些放射性核素的去污效果不理想等缺点．因此，采用这项工艺要预先用其它去污工艺去污，预计去污效果和落实再循环再利用的去向，还必须有效控制二次废物．     

放射性固体废物回取与整备处理示范设施

中国原子能科学研究院现有两座放射性废物暂存库，其中一座废物库已装满废物停运封存，另一个废物库也即将装满废物等待处理。这些废物库均已超期服役。为此，我院需建成一套放射性固体废物回取、分拣、预压实、分类检测专用设备，为院现有固体废物的回取与整备及今后新产生固体废物的处理提供工程应用装置，并为核工业固体废物处理提供示范。     

反应堆退役放射性废金属的熔炼处理

反应堆退役将产生大量放射性废物金属,熔炼处理可使其减容、再循环再利用,以大量减少放射性废物处置量,回用绝大部分金属。熔炼处理有减容、整备、包容放射性核素、降低比活度、便于放射性监测等优点,但会产生二次废物、对一些放射性核素的去污效果不理想等缺点。因此采用这项工艺要预先用其他去污工艺去污,预计去污效果和落实再循环再利用的去向,还必须有效控制二次废物。     

多用途放射性废物焚烧系统工程验证试验

对建立的多用途放射性废物焚烧系统，进行了工程验证试验。试验主要包括固体废物（包括树脂）和废油焚烧及烟气净化时系统的性能测定、非放示踪试验、72h连续运行考验等。经过共计500多小时的试验，验证了工艺流程、主要设备结构、仪表测控及系统安全等设计的可行性和可靠性；系统运行平稳，设备及仪表工作正常。本系统可一炉多用，其处理能力、减容系数、焚烧灰中残炭率以及系统总去污系数等指标，均达到了设计要求。     

高温熔融技术处理放射性废塑料新工艺

核电厂产生的放射性废塑料种类较多, 现多采用压缩和焚烧技术进行处理。其中, 压缩会出现爆桶和压饼反弹, 导致废物体积增大; 焚烧产生有毒有害气体, 污染环境。本文提出一种放射性废塑料处理新工艺, 采用“分拣—破碎—熔融—预压—自然凝固”工艺处理放射性废塑料, 并设计出配套设备。经对工艺参数进行分析和调试, 该工艺处理放射性废塑料的减容比可达15.4。     

2 放射性固体废物回取与整备处理示范设施

中国原子能科学研究院现有两座放射性废物暂存库109^#和149^#。109^#废物库已装满废物停运封存，149^#废物库即将装满废物等待处理。为此，我院计划建成一套放射性固体废物回取、分拣、预压实、分类检测专用设备，为现有固体废物的回取与整备及今后新产生固体废物的处理提供工程应用装置，并为核工业固体废物处理提供示范。示范设施工程包括：109^#废物库整治；109^#废物库废物回取设施建设；160^#废物预处理车问建设；199^#超级压实车间改造完善。2004年对该项目进行初步设计，由于新的初设方案较原批复的可行性研究方案变化较大，且概算已超出可行性研究概算的10％，设计单位重新进行了初步设计，预计于2004年12月25目完成。     

核动力装置退役中的低污染金属废物处理

核动力装置退役拆解时将产生大量金属废物,对于其中存在放射性污染的部分的处理应遵循相应的分类与处理准则。在分析国际国内标准要求的基础上,提出了可行的分类与处理方案,重点在于如何对低污染金属废物进行有限制再利用。通过某核动力装置退役工程的实际应用,验证了其实现废物最小化、降低处置成本的作用。     

紧凑式低放固体废物焚烧工艺装置设计及验证

焚烧作为处理放射性废物的主要技术之一,在世界范围内广泛应用。为满足部队、科研及核技术应用等废物产生量较少的单位的放射性废物焚烧处理需求,中国辐射防护研究院针对性开发了紧凑式低放可燃固体废物焚烧装置,并实现了工程应用。经试验验证,该装置技术指标能够满足设计目标和国家标准规范的要求。在处理能力相当的情况下,紧凑式焚烧设施占用的建筑面积减少为常规焚烧设施的1/30,人员减少为原1/6,能耗减少为原1/8,建造成本降为原1/8,并且可实现8 h/d间歇运行,大幅降低了建造和运行成本。     

Characteristics,Conditioning and Acceptance Requirements for the Disposal of Radioactive Waste

Abstract

In the Federal Republic of Germany it is intended to dispose of all radioactive waste in deep geological formations. To provide the necessary data base for the disposal-related planning work, an extensive characterisation of this waste has been performed. Detailed information on the various compositions of primary waste, waste treatment and conditioning processes, waste forms, packagings and radionuclide inventories per waste package as well as on the respective waste arisings have been compiled. Waste acceptance requirements have been established for the planned Konrad repository and the Morsleben repository. For the conditioning of radioactive waste various strategies and techniques have been applied. According to the available interim storage capacities, the Konrad waste acceptance requirements and the waste type catalogue, the waste generators and the conditioners have started to select appropriate conditioning processes andlor to adjust existing methods to the requirements. Special emphasis was given to volume-reducing waste conditioning techniques.     

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。     

放射性废水远红外蒸发处理装置研制

为解决现有可移动式废水处理装置无法处理含盐量高、含油量高的放射性废水, 以及净化系数不高等问题,基于远红外蒸发处理技术研发了一套移动式放射性废水处理装置。装置主要由运输车、保温舱、废水处理系统、控制系统及外部管路组成,具有可移动、净化系数高、 适用性强等优点。本装置设计处理能力为24 L/h,蒸残液最大含盐量为300 g/L。冷调试结果表明装置设计安全可靠,结构合理,性能稳定,满足设计要求。     

某同位素生产线放射性废气处理系统设计

为确保某同位素生产线项目产生的气态放射性流出物能满足排放标准,根据释放源项及气体流量,对比了加压衰变法与滞留床吸附法的优缺点。借鉴国内核电站放射性废气处理系统的工艺设计,提出了“碱洗+冷冻除湿+吸附干燥+活性炭滞留”联合工艺。文章中详细介绍了处理工艺流程、主要设备的参数设计及滞留床活性炭用量的优化计算,对废气处理装置的功能、系统流程、系统配置、布置方案等进行阐述,给出装置总体设计方案。装置设计完毕后进行了相应的试验,单床滞留时间4.6 h(以Kr-85计),优于设计值。干燥装置压降在216~274 Pa之间、滞留装置单床压降在183~310 Pa之间,均满足设计指标要求,在安全性、经济性和可实施性方面作到了较好的综合平衡。     

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。     

矿产资源开发利用放射性固体废物数据库管理系统

放射性核素会与一些矿产资源如锆、铁、独居石、钨、铍等伴生,随着矿产资源开采、精选、冶炼、加工过程,放射性核素会在不同的原料、中间产物、产品和废弃物中分离和富集,形成放射性废物。放射性废物会对人体和环境造成危害,为了保障放射性环境的生态安全,我们通过调研和实地检测后从基本理论、技术和管理等方面考虑,总结出矿产开发利用相关企业放射性废物管理的要求,开发出了一套放射性固体废物数据库管理系统,跟踪废物来源、放射性固体废物处置和回收利用的全过程,从而使放射性废料安全可控。同时分析了废弃物产生流程、处置流程、回收流程的逻辑关系,开发了废弃物基本信息、处置回收数据库和操作系统,并实现多厂地同时管理使用以及有关人员对各个厂地数据的查询和管理功能。该系统有助于提高矿产资源开发利用相关企业的放射性废物管理水平,对防治核辐射污染、实现辐射防护的优化设计和放射性废物的最小化管理有重大意义。     

医用同位素微量热计性能研究

为实现医用同位素核纯度和放射性活度的准确测量,本工作根据量热法测量原理设计一套微量热装置,包括量热系统、温控系统以及测控软件,并对装置的性能进行测试和实验验证。结果表明,同位素量热计的基线电势稳定,复现性良好。最低探测限可至3.1 μW,能够实现医用同位素放射性活度测量的全覆盖。在10 μW~1 mW的测量范围内,当输入热功率<100 μW时,单次测量结果与输入热功率标准值之间的最大偏差<1.5%;当输入功率>100 μW时,测量结果和输入热功率偏差<0.5%。利用该装置成功实现了医用同位素¹⁴C样品的活度测量,测量结果与标准值在不确定度范围内相吻合,不产生放射性废物和化学废物,不破坏样品,操作简单方便。后期可通过研究测量预热和保温装置,进一步提高装置的适应能力和探测下限。     

低放废水处理系统的恢复改造与运行

本文简述了对某停运多年的低放废水处理系统进行恢复与改造的基本原则、主要内容以及系统经恢复改造后的工艺流程和主要优点。在恢复与改造过程中,保留原有的混凝沉降、蛭石吸附、离子交换等处理工艺,采用膜反应器技术进行固液分离及泥浆浓缩。系统经恢复与改造后,系统运行稳定、流程通畅、性能可靠,操作安全便捷、生产能力为0.74～0.8m³/h,达到恢复改造要求。低放废水经系统处理后,总α及总β的去除率分别为99.65%和98.20%,达标排放。