一些国家高放废物地质处置安全评价介绍

本文介绍了高放废物地质处置的安全目标及其准则，并介绍了比利时ＢＯＯＭ粘土高放废物处置性能和安全评价，以及美国玄武岩高放废物处置安全评价的方法和瑞典花岗岩高放废物ＷＰＣ处置方案的安全分析。对我国高放废物地质处置安全评价工作提出了一些建议     

甘肃北山高放废物处置库预选场址远场环境影响模拟评价

以甘肃北山高放废物处置库预选场址为评价对象,收集该预选场址的环境资料,采用Ecolego软件对该场址远场环境进行评价。远场环境评价时考虑的公众受照途径为黑河流域水灌溉和饮用造成的公众辐射剂量。经评价,个人所受剂量在高放废物处置库关闭后随时间逐渐增大,在关闭后1.5×10~6 a左右达到剂量率峰值4.66×10~(-11) Sv/a,此时,关键核素为~(135)Cs,剂量贡献值为99.1%。     

原型处置库

论述高放废物地质处置研究中的原型处置库的概念、建造目的和研究的主要内容,以及它在处置库系统性能评价中的作用。原型处置库的研究工作,可以在普通地下实验室中进行(如瑞典的魧sp觟地下实验室),也可以在特定场址地下实验室中进行(如美国尤卡山的ESF坑道),它是以往20多年前地下实验室研究中演示阶段的扩展和延伸,是高放废物地质处置研究中最终确认处置库场址的一个必不可少的研究步骤,同时也为处置库地下工程的详细设计提供最接近于当地建库实际的各类技术参数。     

瑞典监管机构支持扩建中低放废物处置库

正【世界核新闻网站2019年1月18日报道】瑞典辐射安全管理局(SSM)已向斯德哥尔摩的土地与环境法院提出建议,根据瑞典《环境法典》,应该允许扩大现有中低放废物处置库的规模。福什马克中低放废物处置库位于波罗的海底部以下约50米深处,包括4条160米长的岩     

中低放废物处置质量保证的国外经验与借鉴

本文介绍了德国、法国 、英国和瑞典在中低放废物处置质量保证方面的实施情况，并根据我国实际情况对中低放废物处置质量保证中的主要问题进行了讨论，提出了建议。     

中低放废物的近地表处置（四）

中低放废物的近地表处置（四）７中低放废物近地表处置的安全评价７．１安全评价方法７．１．１前言安全评价在近地表处置的各个阶段都起作用，但在早期的概念设计和选址阶段尤其重要。安全评价还可以通过对备选废物包、处置单元、场址管理和关闭措施间不同组合的对比，辅...     

极低放废物处置研究进展

极低放废物是国际上近年来新提出的一种放射性废物,目前尚未形成公认的定义和处置方式。本文介绍了研究极低放废物比较早的几个国家对极低放废物的定义,概述了国际原子能机构(1AEA)和一些国家的极低放废物处置政策与方法,综述了极低放废物处置场的安全评价方法,比较了这些国家极低放废物的处置状况,指出了我国研究极低放废物的迫切性和研究方向。     

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。     

IAEA高放废物地质处置参考生物圈建立方法及对我国的启示

高放废物地质处置的安全评价需要考虑长时间尺度下生物圈的演变和演化。本文介绍IAEA生物圈模拟与评价(BIOMASS)项目中参考生物圈的建立方法,其构建的“评价生物圈”可用于高放废物特定场址的评价。建议尽快开展我国北山高放废物处置库参考生物圈的建立。     

关于中低放废物处置安全性研究的若干问题

本文概述了中低放废物处置安全性研究的进展、存在的问题和对今后安全性研究工作的某些设想。文中涉及到中低放废物处置多重屏障系统的理论与技术、安全评价方法学、安全性试验和辐射防护原则在安全性研究中的应用,井讨论了含长寿命放射性核素的中低放废物处置所带来的新问题。     

放射性废物处置安全全过程系统分析中的指标

以往放射性废物处置的安全评价中通常使用放射性安全指标(即剂量和危险),随着放射性废物处置安全全过程系统分析这一概念的提出,辅助指标已成为评价中的一个重要组成部分。本文介绍了安全全过程系统分析中所使用指标的发展、分类和相应标准等。依评价对象不同,辅助指标通常分为安全指标和性能指标,有些组织还提出了安全功能指标;与上述指标相对应的用于比较的标准分别为参考值、指标标准和安全功能指标标准。将处置系统划分为不同库室时,指标还可分为“包容物和浓度”相关指标、“通量”相关指标和“屏障状态”相关指标三类。建议我国尽快开展放射性废物处置的安全全过程系统分析工作,建立完善的指标体系,选取适当的评价指标,并基于我国放射性废物处置的场址特性确定相应的标准,以期实现安全和防护的最优化。     

放射性废物处置安全全过程系统分析及有关问题的探讨

本文根据IAEA第SSG-23号安全导则,对放射性废物处置安全全过程系统分析及其在英国、法国、美国、芬兰、瑞士、瑞典等国家放射性废物处置中的应用情况作了概括性的介绍。结合我国放射性废物处置管理的现状,对我国处置场的环境影响评价和安全分析中存在的主要问题进行了探讨。为促进我国安全全过程系统分析工作的全面开展,建议加快制定相关标准,将“安全全过程系统分析”作为我国放射性废物处置的许可条件,在景象开发、长期演变、坚稳性、不确定性、管理系统等方面加强研究。     

Development of the Nirex Generic Transport Safety Assessment to Assist in the Provision Advice of Waste Packaging

Abstract

The current Nirex mission is to provide the United Kingdom with safe, environmentally sound and publicly acceptable options for the long-term management of radioactive materials. As part of this role, Nirex has developed a phased deep geological disposal concept which is defined by six ‘generic documents’ that describe systems, processes and safety assessments that are not specific to anyone location or geology. These generic documents give access to detailed information about the ideas and approaches that underpin the phased disposal concept, and have been published with an invitation to enter into dialogue with Nirex regarding these issues. The generic documents identify the requirements for an integrated transport system that would be necessary for the management of the intermediate-level (ILW) and low-level (LLW) wastes within Nirex's remit — the so-called reference case volume. This has involved Nirex in the development of transport hardware and associated safety reports and modelling and assessment tools for transport system logistics and system safety. Although the phased disposal concept is only one option for the long-term management of waste, the integrated transport system and associated modelling tools are likely to be of equal relevance to other options. The safety assessment of the generic transport operation for the movement of ILW and LLW waste from waste producers' sites to a future radioactive waste disposal facility is described in one of the generic documents — the generic transport safety assessment (GTSA). The GTSA demonstrates that the transport operation is compliant with Nirex safety principles, and that the nuclear and non-nuclear risks to the public and workers from routine transport and from accidents are acceptable. This paper describes the types of risk that are calculated, and discusses the data requirements and calculation methodology. The verification and validation methodology is outlined, together with a discussion of the results and a comparison of the risks with the Nirex dose and risk targets. In addition, this paper also describes how the methodology of the GTSA has been developed into an innovative software tool, TranSAT, which is routinely used as part of the packaging waste advice service offered by Nirex.     

AMBER软件介绍

介绍了用于放射性废物处置系统安全评价的AMBER软件的应用范围、特点、使用限制和步骤,及其所包含的几个应用实例。     

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。     

Multiple lines of evidence for performance of the canister and waste form in long-term nuclear waste disposal: Reviews

The time scales required for nuclear waste disposal are very large compared with those for other engineering endeavors. Because of this, there are many uncertainties associated with the quantitative performance assessment of canisters containing high-level radioactive waste in a waste form. Multiple lines of evidence can be helpful in building confidence in the long-term behavior (corrosion and dissolution) of the canister and waste form. These lines of evidence are derived from long-term supports and probabilistic models and developed based on shorter term tests, bounding and conservative approaches, and available observations on natural analogs. This paper presents the progress made for important lines of evidence considered in quantitatively assessing radionuclide release behavior from canisters and waste forms. This paper considers risk-significant issues for canisters and waste forms (i.e., risk informed approach) in the probabilistic performance assessment of the disposal system which has also other components such as geology and hydrology.     

中低放废物的安全处置与评价

本文综述了中低放废物安全处置技术的新近发展；结合我国中低放废处置前期工作的需要，着重讨论了有关含长寿命核素的固体废物分类，在处置场选址和设计中灵活应用多重屏障原理，安全评价模式和计算机程序的选择，以及废物包质量跟踪系统的建立等问题，并提出了相应的建议。     

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。     

对法国高放废物处置安全审评的分析研究

介绍了法国高放废物处置研究现状和规划,对法国高放处置场的审评技术单位法国核与辐射安全研究院（IRSN）所开展的高放处置安全研究和审评工作及其提出的审评原则和审评要点进行了分析研究,并对我国的高放处置安全审评工作提出了建议。     

放射性废石墨的处理处置现状

石墨反应堆退役产生大量放射性废石墨,需要处理后处置。废石墨处理技术主要有焚烧、蒸汽热解、水泥固化、自蔓延固化等,只有焚烧和蒸汽重整热解技术可以实现大幅减容。尽管废石墨的处置存在多种观点,但由于废石墨含有大量长寿命核素,只有深地质处置才能确保安全,然而废石墨数量庞大,处置前的大幅减容是必须的。