放射性固体废物

摘要： 我国核电事业的快速发展导致中、低水平放射性固体废物的产生迅速增加,本文通过对运行核电厂放射性固体废物管理现状及问题进行分析,提出了持续推进放射性固体废物最小化、加快处置场建设、改善放废运输条件、提升固体废物处理效能,专业运作强化监督等对策建议。

摘要： 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。

摘要： 【世界核新闻网站2022年4月19日报道】立陶宛国家核电安全监管机构(VATESI)近日颁发了三份涉及放射性废物管理的许可证,包括伊格纳林纳核电厂两座放射性固体废物管理设施运行许可证以及向维萨基纳斯(Visaginas)极低放废物处置库运输废物的许可证。

摘要： 放射性固体废物的处理与整备是核电厂进行放射性废物管理和辐射防护最优化的关键控制措施。本文根据压水堆核电厂放射性固体废物类型和废物包装形式特点,对比分析了放射性固体废物处理与整备技术,结合我国现行放射性废物近地表处置的接收准则,高效减容处理技术、钢桶和混凝土HIC组合的整备技术具有较好的适用性。

摘要： 随着我国核电稳步增长和早期核设施的退役,将产生大量不同种类的放射性废物.如何安全、有效地处理放射性废物是核能可持续发展的关键问题.本文系统总结了中国原子能科学研究院(CIAE)近几十年来在放射性废物处理技术研发方面所取得的研究成果,简述了CIAE已形成的放射性废物运行处理新工艺,并展望了我国放射性废物今后的发展趋势与发展方向.

摘要： 第一章总则第一条为了保护和改善生态环境,防治固体废物污染环境,保障公众健康,维护生态安全,推进生态文明建设,促进经济社会可持续发展,制定本法。第二条固体废物污染环境的防治适用本法。固体废物污染海洋环境的防治和放射性固体废物污染环境的防治不适用本法。第三条国家推行绿色发展方式,促进清洁生产和循环经济发展。国家倡导简约适度、绿色低碳的生活方式,引导公众积极参与固体废物污染环境防治。

摘要： 本文针对我国运行核电厂常用的两种桶外γ 活度测量系统(整体 γ 射线测量系统(IGS)和分段 γ 射线测量系统(SGS)),阐述了桶装放射性固体废物的活度和密度分布不均匀条件下对测量系统探测效率和不确定度的影响.现场试验及蒙特卡罗模拟计算表明,桶外γ活度测量系统基本满足电厂桶装废物γ核素活度测量要求,活度分布和密度分布导致的测量结果不确定度分别在17％和20％之内;同时应正确认识桶外γ测量方法在桶装固体废物测量中的地位及作用,针对存在的问题,提出应制定废物桶活度桶外测量方法的技术规范、保证设备的工作环境和加强人员培训.

摘要： 介绍了某核电厂在滤芯升级、在线去污、废物分类收集处理、多滤芯支架、大修废物产生量控制等一系列放射性固体废物最小化工作的实践经验;通过对该核电厂商运以来历年的放射性固体废物产生量进行分析,肯定了该核电厂在放射性固体废物最小化、废物管理工作方面取得的成绩.

摘要： 研究了中、低放固体废物超级压缩饼在2 m3废物包装箱内的水泥砂浆固定配方.目前82.5#高强硫铝酸盐水泥砂浆固定配方已经实现工业应用,由于82.5#高强硫铝酸盐水泥存在价格高、生产厂家少、早强且集中释热等不足,本研究将胶结原料由82.5#高强硫铝酸盐水泥替换为42.5#普通硅酸盐水泥.通过实验验证水灰比、灰砂比、砂子级配、添加剂加入量等参数对水泥固定体的流动度、抗压强度(28 d)、抗Cl-渗透性(28 d)的影响规律,结果表明:在合理配方区间的水泥固定体样品流动度为310～335 mm,抗压强度(28 d)为82.1～86.0 MPa,抗Cl-渗透性(28 d)为756～1192 C,均满足水泥固定体核行业标准(EJ1186-2005)中对固定体性能的要求.

摘要： 随着国家对生态文明要求的提高以及公众参与环评程序的不断深入,伴生矿放射性固体废物引起的辐射环境安全越来越得到政府和公众的重视.放射性固体废物的悬浮和扩散不仅对当地的土壤造成一定程度的污染,其循环再利用甚至渗透到公众的生活中,直接对公众健康造成危害.本文对我国伴生矿放射性固体废物的特点、现状加以总结,分析存在的问题,并探讨了解决问题的对策.

摘要： 放射性固体废物处置前活动包括除了处置以外的所有操作活动,本研究建立了职业照射的评价模式,并对废物处理设施的废物管理活动的职业照射进行了评价和分析,得出所选取的废物回取操作过程工作人员受照剂量在安全管理范围内,并针对预处理车间实施摘挂操作的人员受照剂量显著的情况,提出了改进的安全措施和建议.

摘要： 海阳核电厂SRTF(Site Radwaste Treatment Facility,厂址废物处理设施)采用320L废物钢桶作为放射性固体废物包装容器,暂存库设计采用塔式堆码.经试验验证,将塔式堆码改进为堆码盘垂直堆码,在提高废物库运行安全性的同时使库容增加68％,实现了较好的改进效果,为其他放射性废物暂存库设计提供了有益的技术参考.

摘要： 核电厂为了处理、运输和处置放射性固体废物,必须估计废物中的放射性核素的含量.目前,废物货包的一些核素(易测核素)主要通过开展固体废物桶外γ测量技术进行非破坏性分析给出;但是,废物中一些重要的长寿命放射性核素是能量较低的β或α核素,这些难测核素(DTM核素)的鉴别和量化,通常需要使用复杂的放化方法进行核素分离,以对样品开展分析.但是,考虑到核电厂会产生大量的废物货包,且存在很多不均匀的废物流,对这些DTM核素的鉴别,使用复杂的放化分析往往是不切实际的.一种替代的方法是关联因子(Scaling Factor，SF)方法，首先通过适当的放化分析或模型程序计算得到DTM核素和关键(KN)核素（如Co-60，Cs-137等，属于易测核素）的平均关系（关联因子，SF），然后，废物货包中的DTM核素的活度由从货包外测量易测核素（ETM核素）的活度进行估计，应用SF来计算DTM活度。国际标准IS0 21238:2007对估算低中放水平的放射性废物包(LILW)给出了经验性的确定SF的一般方法。

摘要： 我国核电发展、核技术利用、核设施退役和污染场地的整治产生大量的放射性固体废物,这些废物的安全处置对保证我国核安全,促进核能的发展至关重要.本文应用库室模型对某低、中放固体废物处置场进行评价,计算结果显示核素通过地下水途径对公众产生的最大剂量约为2.47×10-8Sv/a,满足处置场关闭后正常情况下所致公众个人年有效剂量当量不超过0.1mSv/a的要求.应用单参数分析方法,对计算过程中的某些参数:核素的初始活度、处置库中核素的分配系数、雨水的渗透量、非饱和带中核素的分配系数、非饱和层厚度、饱和带中核素的分配系数以及地下水流速等参数进行灵敏度分析.分析结果表明,对结果影响最大的是参数为处置库中核素的初始活度,其次为非饱和带中核素的分配系数.

摘要： 压水型反应堆运行、维修和退役过程中产生大量极低水平放射性废物,本文分析了预期解控废物种类和特点,根据解控废物的去向,给出了实施解控的依据,并针对废物特点,给出了解控分类过程中的监测方法.

摘要： 本论文对石灰渣放射性比活度测量方法进行了试验研究及生产应用.通过工作参数选择试验,确定了BH1227型低本底α、β测量仪的α阈、βH阈、βL阈、反符合阈、主探测高压及反符合高压等最佳工作参数.在此参数条件下,对α、β标准源效率进行刻度,并通过加标回收试验,验证了该方法的准确性,建立了完整的测量方法.采用该方法对老工艺及新工艺试验产生的含铀石灰渣及放射性棉织物的放射性比活度进行监测,测量结果表明,本项目的分析方法操作简便,测量结果准确可靠,能满足测量石灰渣及其他放射性固体废物放射性比活度的需要.

摘要： 随着核电的大规模发展,放射性固体废物处理处置问题越来越受到各方的关注.随着新理念、新技术的越见成熟,可降解防护用品处理技术以其显著的减容效果和工艺优势备受关注,该工艺将对推动“废物最小化”起到十分积极的作用.本文主要介绍从国外引进并首次应用于国内核电站的可降解放射性废物处理技术,分析探讨该技术在核电站放射性固体废物处理中的优点和今后需进一步关注的技术问题.

摘要： 某暂存库接收了大量的来自废物产生单位的中低放固体废物钢桶(200L桶).在全自动化钢桶码放过程中,容易出现由于钢桶堆放不稳而产生的钢桶跌落事故.为了解决钢桶跌落问题,本文通过设置中间盖板结构对钢桶的整备方案进行了优化设计与分析,优化方案极大地提高了暂存库的容纳能力和转运效率,为暂存库钢桶整备方案的优化提供了新思路.

摘要： 某暂存库接收了大量的来自废物产生单位的中低放固体废物钢桶(200L桶).在全自动化钢桶码放过程中,容易出现由于钢桶堆放不稳而产生的钢桶跌落事故.为了解决钢桶跌落问题,本文通过设置中间盖板结构对钢桶的整备方案进行了优化设计与分析,优化方案极大地提高了暂存库的容纳能力和转运效率,为暂存库钢桶整备方案的优化提供了新思路.

摘要： 本发明提供了一种放射性废催化剂的水泥固化处理方法，包括将所述放射性废催化剂与水泥组合物混合固化得到水泥固化体的步骤，其中，所述放射性废催化剂在所述水泥固化体中的体积包容率为20～40v％；且所述水泥组合物包括普通硅酸盐水泥、硅灰和磺化酚醛树脂，其中，所述普通硅酸盐水泥、所述硅灰和所述磺化酚醛树脂的质量份之比为1000:(30～300):(5～30)。本公开方法获得的水泥固化体的42天核素浸出率比国标的标准低2个数量级。

摘要： 本发明公开了一种高致密性放射性固体废物固定体，包括以下重量百分比的组分：废物体60‑70％，胶凝材料10‑15％，骨料10‑15％，高效减水剂0.1‑0.2％，粉煤灰2‑4％，水7‑10％，引气剂0.1‑0.2％。本发明采用胶凝材料为固定材料，其经过一系列的物理、化学作用，能从浆体变成坚固的石状体，并能将其他固体胶结成具有一定机械强度的物质。本发明还添加粉煤灰，粉煤灰可以减少胶凝材料的使用量，以达到降低水化热的作用和减少用水量；另外粉煤灰还可以增加引气剂的用量，引气剂可以向砂浆引入大量均匀、稳定且不易破坏的微小气泡，可以改善固定体的孔结构，大幅提高其抗渗性。

摘要： 本发明属于固体废物处理技术领域，公开了一种放射性固体废物检测分类系统，所述放射性固体废物检测分类系统包括：样品预处理模块、透视成像模块、中央控制模块、扫描测量模块、测量结果修正模块、固体废物检测分类模块、评估模块、数据存储模块、更新显示模块。本发明通过建立放射性固体废物污染水平与表面剂量水平限值范围的对应关系，将放射性固体废物表面剂量水平与表面剂量水平限值范围进行比较，快速确定污染水平，实现分类收集，从而大大提高固体放射性废物的处理、处置和管理能力。本发明更贴近于现场实际情况、便于现场实施、评估结果更为可信，能够分析评估得到废物包中放射性核素的组成及其活度，满足放射废物处理处置相关的要求。

摘要： 本发明公开了一种放射性固体废物氟磷灰石固化体的制备方法，涉及放射性固体废物固化处理技术领域。放射性固体废物氟磷灰石固化体的制备流程如下：先按重量百分比，取Ca3(PO4)264.0～92.26％、CaF25.37～7.74％、放射性固体废物0～30.62％进行配料，然后用球磨机将其研磨成固态粉末，再将固态粉末干压成胚体，之后将胚体置于脉冲微波发生器，于800～1400°C的恒温下反应6h～48h，最后让其自然冷却，即得放射性固体废物氟磷灰石固化体。采用本发明方法制备的放射性固体废物氟磷灰石固化体化学稳定性和热稳定性好、抗浸出性能强。本发明方法成本低廉、为高放废物人造岩石固化提供了新方法。

摘要： 本发明公开了一种放射性固体废物桶内压实装置，属于废物压实技术领域，承载箱、工作箱和废物管道，所述承载箱放置在地面上，所述工作箱固定罩设在承载箱的顶部，所述工作箱的顶部设有进料口，所述废物管道通过进料口设置在工作箱中，所述废物管道贯穿承载箱的顶部，所述废物管道的进口端设有下料阀门，所述工作箱中固定设有支撑座，所述支撑座上还设有压实设备，所述压实设备包括驱动机构、压实机构和清理机构，所述驱动机构设置在支撑座的顶部且与支撑座滑动配合，所述压实机构固定设置在驱动机构上，所述清理机构固定设置在支撑座上。本发明通过压实设备使放射性固体渐渐的紧固在一起，使压实的效果更好，压实的放射性固体更加紧实。

摘要： 本发明公开了一种用于近地表处置场的覆盖层结构，包括防渗层，所述防渗层设于近地表处置场的表面，且防渗层的上表面呈锯齿状，以在其上表面上形成多个排水沟。本发明还公开了一种放射性固体废物处置系统。本发明可为近地表处置场提供有效保护，防止水分渗漏到近地表处置场的处置单元内。

摘要： 本发明涉及放射性固体废物处理技术领域，具体为一种核电厂放射性固体废物的转运系统及方法。一种核电厂放射性固体废物的转运系统，包括固体废物箱；固体废物输送泵，其泵进口通过第一管体与所述固体废物箱的第一出口连接；水箱；供水阀，其阀进口通过第二管体与所述水箱的水出口连接，所述供水阀的阀出口通过第三管体与所述第一管体连接。一种核电厂放射性固体废物的转运方法，包括以下步骤在启动阶段：关闭固体废物箱的第一出口的阀门和第一控制阀，打开供水阀、第二控制阀和第三控制阀，并启动固体废物输送泵。本申请通过设置水箱及供水阀能够为放射性固体废物溶液源源不断地提供补给水，进而可防止固体废物输送泵发生堵塞现象。

摘要： 本发明属于防辐射安全设计技术领域，具体提供一种可实时显示放射性剂量当量率的固体废物收集装置，包括底座，所述的底座上设置有收集桶体，收集桶体上端设置有物料口，收集桶体的物料口位置设置有盖板；收集桶体内设置有固体废物放射性活度检测模块、第一供电模块和第一控制模块；第一供电模块分别与固体废物放射性活度检测模块和第一控制模块连接；该装置还包括第二供电模块和与第二供电模块连接的显示模块和第二控制模块；显示模块设置在盖板上；可实时显示当前放射性固体废物的放射性活性，提醒工作人员当前固体废物的危险程度。

摘要： 本实用新型公开了一种用于极低放射性固体废物填埋场的覆盖结构，包括：隔离层，隔离层填充于装有极低放射性固体废物的密封储存罐之间及周边的空隙，以及覆盖于装有极低放射性固体废物的密封储存罐的顶部，以防止填埋后的极低放射性固体废物泄漏后发生扩散；防渗层，防渗层覆盖于隔离层，用于防止地表水渗入隔离层中；排水层，排水层覆盖于防渗层，用于将防渗层阻隔的水导排至填埋区域之外；绿化土层，绿化土层覆盖于排水层，用于种植植被。本实用新型应用于极低放射性固体废物填埋场的最终覆盖，避免极低放射性固体废物对周围环境的污染，并为填埋场地及附近土地的后续开发利用提供便利。

摘要： 本实用新型涉及医疗器械技术领域，具体为一种放射性固体废物快速压缩封装装置，包括，下壳体、上壳体，所述下壳体和上壳体通过合页连接，所述下壳体内部设有废物收集部，所述废物收集部，所述废物收集部的四角位置设有固定耳，所述固定耳与下壳体内部侧壁通过紧固装置连接，所述紧固装置与下壳体内侧壁固定连接，所述上壳体内部设有电磁铁，所述电磁铁可拆卸连接有封堵板。有益效果：本实用新型可通过废物收集部对放射性固体废物进行收集，收集后可通过紧固装置将封堵板与收集部进行密封，并且本实用新型的收集部和封堵板均为铅材质，可保证废物在运输时不会发生放射性元素泄漏的情况。