放射性废物处理与处置标准在中放废液大体积浇注水泥固化工程中的应用探讨

本文扼要阐述了放射性废物处理与处置标准在中放废洼失体积浇注水泥固化工程中的应用,针对GB 14569.1-93<低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体>和GB 7023-86<放射性废物固化体长期浸出试验>放射性废物处理与处置标准在中放废液太体积浇注水泥固化工程应用中所存在的问题进行了探讨,并提出了建议.     

低、中水平放射性废物水泥固化体性能检验的讨论

放射性废物固化体的性能检验是保障放射性废物安全处置的有效措施之一.对于低、中水平放射性废物水泥固化体性能要求和性能检测,有关的国家标准中有明确规定.本文根据我国放射性废物水泥固化工作的实际需要,从引用的标准、抗压强度、抗浸出性和耐γ辐照性4个方面对现行国家标准<低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体>需要修订和更新的部分内容进行初步讨论.     

国标GB 14569.1—1993修订中的问题和思考

分析了《低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体》（GB 14569.1—1993）执行过程中存在的问题,介绍了标准的主要修订内容,提出了在放射性废物水泥固化体性能要求和检测中需进一步开展的工作内容。     

模拟低中放废物水泥固化体在地下水中浸出性能的研究

本文采用国家标准方法 ,对硝酸钠、偏硼酸钠和阳离子交换树脂三种模拟低中放废物水泥固化体在浅地层处置环境地下水中的浸出性能进行了实验研究。实验结果表明 ,浸出实验第 42天时 ,硝酸钠、偏硼酸钠和阳离子交换树脂三种模拟废物水泥固化体中 90 Sr的浸出率分别为 1 .5× 1 0 - 6、8.9× 1 0 - 6和 6 .5× 1 0 - 6cm/d,1 37Cs的浸出率分别为 4.5× 1 0 - 6、1 .3× 1 0 - 6和 1 .4× 1 0 - 5cm/d,均优于标准要求。按浸出结果计算了三种模拟废物固化体中 90 Sr和 1 37Cs的扩散系数 ,可作为低中放废物浅地层处置安全评价研究的源项参数     

英国开展中放废物减容研究

<正>【世界核新闻网站2015年8月14日报道】英国高捷达公司(Costain)和Tetronics国际公司(Tetronics International)已完成新中放废物玻璃固化技术的试验研究,并称该技术最高可将中放废物减容90%。两家公司合作改善了Tetronics用于玻璃固化中放废物的现有等离子炉技术。这些废物来自废物管理和退役活动,包括放射性污泥和被污染的设备等。     

模拟不可燃放射性废物等离子体熔融处理试验研究

在自制的等离子体熔融试验台架上对玻璃纤维、混凝土、土壤的单体玻璃固化配方及三元混合废物玻璃固化配方开展等离子体熔融处理和同位素示踪实验。四种样品在1 100~1 300 ℃条件下熔融1 h均可得到玻璃固化体,经检测,玻璃固化体的密度、抗浸出性能以及机械性能均满足放射性废物玻璃固化体性能要求。示踪实验结果表明,等离子体熔融系统对示踪元素Co、Cs和Sr有较高截留率,且玻璃固化体对Co和Sr的固化能力较高、对Cs固化能力相对较低。在工程应用中,建议在熔融炉系统前端增设造粒等预处理系统,减少物料直接进入烟气净化系统的比例,以提高物料固化效率。     

低中放可燃废物玻璃固化过程关键工艺参数优化研究

针对低中放可燃废物棉制品、吸水纸、橡胶与塑料的玻璃固化配方,分别对其高温粘度及低温粘度进行研究,获得了优选配方玻璃固化过程中熔化温度、成型操作温度、软化温度、应变点温度及退火点温度等重要工艺温度的结果。     

SiO2和B2O3含量对模拟高放废物玻璃结构的影响

硼硅酸盐玻璃具有特别高的化学稳定性、较好的热稳定性、较大的放射性废物包容量等优点,被广泛作为固化高放废液的基础玻璃料。废物玻璃固化体的结构与其组成存在一定的内在依存关系,它将对废物玻璃的性质产生影响。以组分含量作为变量,所引起的废物玻璃固化体的某些结构特征的变化,是探索影响高放废物玻璃固化体性能的内在线索。为了获取废物玻璃组分含量对其结构特征参数（非桥氧键数）的影响规律,以对废物玻璃固化体的性能进行估计,进而指导设计高效处理高放废液的玻璃固化体配方,以某模拟高放废物玻璃固化体的配方为基础,通过改变其中SiO₂和B₂O₃含量制备一系列的废物玻璃样品,并进一步采用拉曼光谱法对废物玻璃的硅酸盐网络结构单元（Qn,Q和n分别代表四面体单元和每个四面体结构单元所具有的桥氧键数）进行分析,讨论SiO₂和B₂O₃含量对此废物玻璃固化体网络结构的影响。结果表明：随着SiO₂含量（SiO₂的质量与剩余氧化物质量的比值）由0.721增加到1.037,废物玻璃固化体中桥氧键的比例随之而增多,同时玻璃网络结构的聚合度（N,非桥氧/桥氧的比例）减小,但是,随着B₂O₃的含量（B₂O₃的质量与剩余氧化物质量的比值）由0.117增加到0.143,再到0.176,桥氧键的比例先减小后增大。在本实验的范围内,废物玻璃固化体的密度变化不明显,无析晶现象。     

高放废液玻璃固化体性能标准测试方法研究

本课题研究确定了以电压补偿法作为高放废物玻璃固化体高温电导率标准测试方法,并研制了高温电导率测定仪。自行设计、加工了高温炉及温控系统、测量电极、测量系统及专用坩埚等。仪器的设计合理,各单元间匹配良好,测量精度比以往有大幅度提高。研究了该标准测试方法的测量参数     

核电站放射性废物水泥固化处理

概述了放射性废物水泥固化处理技术和处理对象,介绍了国内各核电站采用的水泥固化处理工艺（包括桶内搅拌工艺和桶外搅拌工艺）及其特点;简要介绍了国外水泥固化技术及其进展;总结了国内在水泥固化配方研究和固化体性能研究的最新成果和动态。按照不同配方固化的水泥固化体应满足国家现行标准《低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体》及《放射性废物固化体长期浸出试验》的相关要求。     

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。     

对秦山核电基地低、中水平放射性固体废物减容处理的考虑

废物最少化是放射性废物管理的原则之一.针对秦山核电基地废物处理现状,分析了国家法规、标准对低、中水平放射性固体废物的管理要求和核电厂面临的相关问题,提出了对秦山核电基地低、中水平放射性固体废物进行焚烧和超级压缩处理的考虑.     

放射性污染土壤分拣减容装置研发

放射性污染场地整治及修复工作是保障核工业健康可持续发展的重要支撑。针对某典型区域放射性污染土壤的处理需求，开展源项分析和分拣机理实验，确定放射性污染土壤分拣减容工艺方案及装置设计指标，设计了一种新型放射性污染土壤分拣减容装置。该装置可实现放射性污染土壤的烘干、筛分、在线检测及按处置需求分离等功能。性能验证结果表明，其对放射性污染土壤中137Cs的理论检出限为20.7 Bq/kg，处理能力可达106 kg/h，满足设计指标。该装置有望在后续工程实施中实现某典型区域部分污染土壤从低放射性废物向极低放射性废物或极低放射性废物向免管废物的降级。本研究可为放射性污染土壤处理工作的工艺设计及工程验证提供理论指导和实验基础。      

山西省放射性废物库库区环境γ辐射水平监测

山西省放射性废物库是放射性固体废物和废放射源贮存库,其辐射安全必须符合国家有关规定的要求。对山西省放射性废物库库区环境γ辐射剂量率的监测结果表明,库区环境γ辐射水平满足《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术要求（试行）》中库房内源坑盖板上方0.5 m处γ辐射剂量率不超过20μGy/h、源库墙外表面0.2 m处γ辐...     

固体放射性废物水泥砂浆固定配方工程验证试验

为完成某废物库回取、整备设施中整备车间固体废物的整备，满足车间水泥固定系统的工程应用需求，对初期实验室研究的中低放固体废物固定配方在该系统上进行200 L废物桶和2 m³废物箱的工程验证试验，考察该配方的固化体性能，如固化过程中的温升、固化体均匀性等，并确定加料顺序和搅拌时间等工艺参数。结果表明，生产的固化体符合行业标准(EJ 1186-2005)的要求，满足国家废物运输和处置要求。     

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。     

高放废液玻璃固化工程产品接收监管要求设想

在针对高放废液玻璃固化工艺和玻璃固化产品质量影响因素进行研究分析的基础上,通过借鉴IAEA颁布的玻璃固化产品质量控制要求,以及德国和美国所制定的产品接收监管要求和质量控制措施,结合我国在玻璃固化体性能方面已经制定的标准要求,提出我国高放废液玻璃固化工程产品接收监管要求。     

Waste Package and Shipment Aspects in Relation to Transport and Disposal Requirements

Abstract

In the management of radioactive waste, different processes have to be considered such as conditioning, interim storage and final disposal together with transport as the linking process. Attention should be paid to all the relevant steps within these processes, in particular to derive appropriate waste package requirements for a safe waste management system as well as to obtain a consistent regulatory framework. Radioactive waste arising from research and development centres, nuclear power plant operation, decommissioning, the nuclear fuel cycle industry, and applications of radioisotopes in medicine, industry and research, has finally to be shipped to a final disposal site. Therefore waste packages are subject to both the regulatory requirements of transport and the requirements of disposal. Resulting consequences for waste package limitations will be discussed, in particular for low and intermediate level waste taking into account LSA/SCO regulations for transport and waste acceptance criteria for disposal in Germany. Some aspects of different package concepts, like the use of non-reusable or reusable packages, will be considered as well as the application of LSAISCO regulations and further development of LSA/SCO criteria.     

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。