放射性废物

摘要： 随着核电事业的迅猛发展,核电站放射性废物的排放量逐渐增多,对人类生存和环境造成了威胁。放射性废物空间处置(Radioactive Waste Disposal in Space)于20世纪下半叶,针对该问题已经存在很多相关讨论及实践措施。笔者从运输工程、成本和收益、法律等方面,对放射性废物空间处置的可行性进行分析研究。

摘要： 【法国法马通公司网站2022年2月22日报道】美国核管会(NRC)近日批准修订法马通公司(Framatome)一种核燃料运输容器的许可证,准许使用这种容器运输铀-235丰度达8%的核燃料组件。这意味着法马通在向客户交付高性能燃料方面取得重要进展。目前核管会准许的商业核电机组燃料丰度上限为5%。但高丰度燃料有助于将核电机组运行周期从18个月延长至24个月,提高燃料燃耗,进而在从燃料中提取更多能量的同时,减少放射性废物的产生。

摘要： 【英国《国际核工程》网站2022年1月31日报道】瑞典政府近日决定批准建设本国首座乏燃料处置库及配套乏燃料封装厂。瑞典核燃料与废物管理公司(SKB)2011年3月向监管机构提交处置库及配套封装厂的建设申请。封装厂位于奥斯卡港(Oskarshamn),并与Clab中间贮存设施在废管公司的申请中被统称为Clink。处置库位于福什马克(Forsmark),将在地下500米深处使用6000个容器处置总计1.2万吨放射性废物。

摘要： 【瑞典核燃料与废物管理公司网站2021年12月22日报道】2021年12月22日,瑞典政府批准福什马克短寿命放射性废物最终处置库扩建申请。扩建申请由瑞典核燃料与废物管理公司(SKB)2014年12月提交,2019年10月获得瑞典辐射安全管理局(SSM)批准,同年11月获得瑞典土地和环境法院批准。此次获得政府批准,只需要辐安局以及土地与环境法院发布相关条件,扩建工作就能启动。预计扩建将耗时六年。

摘要： 为了评价放射性废物化学组分对水泥固化的影响,利用凝结时间、水化热、XRD和水泥固化体抗压强度的表征,本文研究了不同掺量硝酸钠、亚硝酸钠、碳酸钠、碳酸氢钠和尿素对硅酸盐水泥水化的影响。结果表明:(1)低掺量硝酸钠(≤2.0%)对水泥具有一定的促凝效果,随着掺量的提高,会明显延缓体系的水化速率,同时对固化体强度产生破坏作用;高掺量硝酸钠—水泥水化体系中检测到硝酸盐类钙钒石生成;(2)碳酸钠、碳酸氢钠(0%~2%)对固化体有明显的促凝效果;(3)亚硝酸钠、尿素(0%~2%)对固化体凝结时间影响不大。研究结果将为放射性废液水泥固化配方的研发提供数据基础和理论参考。

摘要： 钠冷快堆因其安全性能好,成为第四代反应堆中研发进展最快、距离商业化核电厂建设目标最近的第四代堆型。依据国外部分钠冷快堆的退役经验,总结了钠冷快堆退役时的放射性分布特点,介绍了退役产生的大量废钠及工艺系统中残留废钠处理的工程经验和启示,结合国内快堆发展情况提出了在设计和运行阶段便于钠冷快堆退役的设想。

摘要： 核能在中国的能源结构中占有重要比例,核能的应用会产生各类放射性废物,这些放射性废物是否能够得到及时有效的处理与处置是制约核能发展的关键因素之一。由于历史原因一些桶装放射性固体废物较长时间存放于约15米的深井内,这些桶装废物放射性水平较高,给贮存设施和周围环境带来了极大的安全隐患,需尽快的将这些废物回取并安全处置,根据桶装放射性固体废物贮存特点,开展了回取技术与装置的研究,解决了回取过程中的井口定位、井内清扫、防碰撞等难题,实践表明该技术合理可行,装置稳定高效。

摘要： TUV NORD将于2022年11月14-17日在法兰克福皇冠假日会议酒店举办关于“放射性物质从监管控制中释放”的研讨会。自1998年以来,TUV NORD一直组织各种专门研究“放射性物质从监管控制中释放”的专题讨论会。2017年在柏林举行的前一次国际研讨会上,由于巨大退役项目推动的公众利益焦点,有130多位解控专家受邀参与了对这个问题的讨论。这些经验的交流有助于优化释放程序、减少放射性废物的数量。本次会议将继续进行富有成果的经验交流。

摘要： 针对核电厂放射性废物相关的法规标准、处理技术现状及核电厂现场管理情况进行研究,总结出各核电厂存在的普遍性管理问题,提出了解决思路和管理建议,形成包含关键信息点的管理策略及路径,为国家核电厂监管部门的监管工作提供参考意见。

摘要： 随着阿根廷社会经济的发展,能源短缺问题引起政府的高度重视,核能的开发利用成为解决能源紧缺的重要途径之一。但核工业研究和生产活动都会产生大量放射性废物,放射性废物处理成为阿根廷核能可持续发展的重要课题。本文调研了阿根廷国家的核工业发展历程、放射性废物分类及来源,并结合阿根廷最新的废物管理标准和法律法规,梳理了阿根廷放射性废物的处理方案。

摘要： 目前我国核电站运行产生的放射性废物多采用水泥固化工艺进行处理,增容较大,不符合废物最小化的管理原则.微波处理工艺是可以最大限度地减小废物体积的一种新型放射性废物处理技术.本文对废树脂、浓缩液、后处理废液和泥浆等四种放射性废物的微波桶内干燥处理工艺进行了研究,分别开展了可行性研究、台架试验研究和扩大试验研究等,确定了废树脂、浓缩液和后处理废液的12L规模台架级别控制参数并得到了相应的干燥产物含水率、减容比、水分蒸发率等参数;开展废树脂200L规模台架试验,确定扩大规模后的废树脂微波干燥工艺的基本参数和控制方式;开展了泥浆微波干燥可行性研究,确定了微波可以实现放射性泥浆的干燥,并得到了初步控制参数.

摘要： 高放废物和长寿命的中放废物处置问题,是放射性废物管理中的重点和难点问题.在目前提出的处置办法中,被普遍接受的可行方案是对它们进行地质处置.在放射性废物地质处置研究中,核素迁移问题是亟待解决的关键科学问题之一.放射性核素迁移问题是发生于温度场(T)、流体场(H)、应力场(M)、化学场(C)甚至生物作用(B)等多种作用下的多场耦合问题,化学场在该过程中发挥了尤为重要的作用.在研究核素迁移问题的过程中,逐渐应用发展起了多场耦合的研究方法.本文介绍了国际上近年来核素迁移问题的多场耦合模型研究新进展,对多场耦合模型的发展动向做了概括总结:1)在建立多场耦合作用模型时,愈加重视化学过程的作用影响;2)多场耦合模型应用研究的地域性特点逐渐突出,研究对象逐渐细致,与不同国家和地区放射性废物地质处置库的选址设计及模型数据来源的实验背景相适应;3)对多场耦合模型中不同时间、空间尺度作用场间的耦合机理以及参数不均匀性带来的数值稳定性问题开展了大量研究,包含了从机理模型建立到数值方法、程序实现等方面.

摘要： 水热合成铯榴石能低温、晶格固化放射性废物137Cs,但在放射性废物中Cs+通常与同族的K+/Na+共存,两者可能会对水热合成铯榴石组成和结构产生影响.基于此,参考铯榴石化学计量组成CsAlSi206,首先利用偏高岭土、纳米二氧化硅和Cs0H·H20为原料水热合成了铯榴石.然后分别以不同摩尔质量的KOH或Na0H取代CsOH·H20,研究了K+/Na+对水热合成产物组成和结构的影响.结果表明,铯榴石水热晶化温度相对较低,产物微观下呈多晶微球态;K+与Cs+共存时,体系水热产物主要为铯榴石微球,微球尺寸随K+掺入比例的提高而增加,但K+主要存在于晶化程度较低的钾铝硅酸盐水合物中,并未参与铯榴石形成;Na+与Cs+共存时,体系水热产物主要由铯榴石和方沸石(NaAlSi2O6·H2O)组成,Cs+和Na+各自存在于铯榴石或方沸石结构中.铯榴石相对较低的水热晶化温度及其结构中Cs+不能迁移和进行离子交换的特性,使得水热条件下K+/Na+不能进入先形成的铯榴石结构中的碱金属离子位点.尽管如此,K+或Na+的存在可降低铯榴石的水热晶化温度、促进铯榴石晶粒生长,且当K+或Na+与Cs+共存时,Cs+仍优先进入并稳定固化于铯榴石晶体结构中.

摘要： 废树脂是核电厂运行产生的主要放射性固体废物之一,在AP1000核电站的湿固体废物中放射性废树脂占有相当大的比例,有些废树脂的比活度可能很高,如何对其妥善处理值得关注.根据《中华人民共和国放射性污染防治法》规定,放射性废物应该采用区域处置的方法,也就是放废处置场只能接受该区域内或邻近区域内的中低放废物,这就导致了许多新建的核电厂由于周边没有放废处置场而只能将废物临时暂存在厂区,增加了辐射泄露的风险.而近些年随着民众对于核电安全的关注度提高,想要在核电厂周边建设新的放废处置场易引发大型群体性事件,放废处置场地出现"一地难求"的问题.如何对现有的放废处理技术进行改良更新,尤其是在众多废树脂的处理技术中进行对比分析,找到既能最大减容,又能经济适行,利于核与辐射安全的处理技术,是当前亟需解决的问题.rn 本文从现有的废树脂处理技术入手，通过调研各项技术的应用现状，在对水泥固化技术、高完整容器技术(HIC)及热态超压缩技术进行介绍的基础上，重点从技术对于废树脂的减容性，处理技术的易操作性、经济性和环境影响等角度对各类技术进行了比较分析。

摘要： 作为长半衰期核素(1.57×107a),I-129是放射性废物长期风险的主要来源之一,也是放射性废物处置安全评价中的关键核素.I-129主要来自于乏燃料后处理,基于其在废物中的活度浓度和极长半衰期,主要在中等深度处置和深地质处置安全评价中重点关注.与其他关键核素相比,I-129在地质环境中更易迁移,而更早从处置工程屏障和地质屏障中释放迁移到环境中,对人类形成潜在风险.如何更有效阻滞I-129在地质环境中的迁移是放射性废物处置安全研究中的重要问题之一。络合反应通过在中心原子与多个分子或离子之间形成配位键，可以改变中心原子的迁移特性。本文通过调研I-129可能的络合反应，分析不同络合配位体对I-129迁移特性的影响，针对我国特定处置设施的地质环境，从I-129迁移机理角度，研究I-129迁移特性与不同配位键之间的关系，分析提出对I-129迁移特性具有显著阻滞作用的配位分子或离子，并对含I-129放射性废物处置设施设计中设置可提供相应分子或离子的工程屏障材料，以及需要开展的试验验证与研究提出建议。

摘要： 放射性废物是预期将来不再使用的气、液或固态放射性物质.它包含放射性核素,或被放射性核素污染,其放射性浓度或放射性活度大于监管机构规定的清洁解控水平.放射性废物的处置是对其管理的最终步骤.通过与IAEA近十几年的最新研究成果相比较,分析了中国现行评价方法的不足,提出了改进方式,并对中国近地表处置场环境影响评价技术研究下一步应开展的工作进行了探讨.

摘要： 本文简要概括了水泥固化的优缺点;在文献收集和分析的基础上,总结了典型水泥固化添加剂的特点及其应用机制,并用表格总结了其他研究工作者报道的各种核素的水泥配方和渗出率等参数.

摘要： 我国安全目标和安全要求既是处置设施安全审管的基础和依据,也是规划处置技术研发的指导性纲领.我国高放废物地质处置研发工作已有20多年,即将开始地下实验室的建造,迫切需要从长期安全的角度确定高放废物地质处置的总体安全目标和基本安全要求,为下一步的监管和审评做技术准备.特别是高放废物的安全要求还存在很多需要讨论的内容.这些内容设计范围广,在处置概念模型等还未确定的情况之下虽然很难得到全面认可的结论.但是在现阶段通过对国外情况的梳理,总结各国的高放废物地质处置的安全要求,对开展高放废物地质处置安全要求的讨论是很有意义的.

摘要： 我国安全目标和安全要求既是处置设施安全审管的基础和依据,也是规划处置技术研发的指导性纲领.我国高放废物地质处置研发工作已有20多年,即将开始地下实验室的建造,迫切需要从长期安全的角度确定高放废物地质处置的总体安全目标和基本安全要求,为下一步的监管和审评做技术准备.特别是高放废物的安全要求还存在很多需要讨论的内容.这些内容设计范围广,在处置概念模型等还未确定的情况之下虽然很难得到全面认可的结论.但是在现阶段通过对国外情况的梳理,总结各国的高放废物地质处置的安全要求,对开展高放废物地质处置安全要求的讨论是很有意义的.

摘要： 我国安全目标和安全要求既是处置设施安全审管的基础和依据,也是规划处置技术研发的指导性纲领.我国高放废物地质处置研发工作已有20多年,即将开始地下实验室的建造,迫切需要从长期安全的角度确定高放废物地质处置的总体安全目标和基本安全要求,为下一步的监管和审评做技术准备.特别是高放废物的安全要求还存在很多需要讨论的内容.这些内容设计范围广,在处置概念模型等还未确定的情况之下虽然很难得到全面认可的结论.但是在现阶段通过对国外情况的梳理,总结各国的高放废物地质处置的安全要求,对开展高放废物地质处置安全要求的讨论是很有意义的.

摘要： 本发明提供一种新型的放射性铯的除去技术，该技术简单且成本低，不需要电力等能源，而且能够将所除去的放射性铯固定，进而能够稳定地固定化，根据需要还能够减少放射性废料的体积。本发明的放射性铯的除去方法使用包含亲水性树脂和亚铁氰化金属化合物的亲水性树脂组合物对存在于放射性废液和/或放射性固态物中的放射性铯进行除去处理，上述亲水性树脂包含具有亲水性链段且结构中的主链和/或侧链具有聚硅氧烷链段的选自亲水性聚氨酯树脂、亲水性聚脲树脂和亲水性聚氨酯-聚脲树脂中的至少一种，并且上述亲水性树脂组合物是亚铁氰化金属化合物以相对于100质量份的亲水性树脂至少为1～200质量份的比例分散而成的。

摘要： 本发明的目的在于，提供一种简单且成本低，且不需要电力等能源，而且能够将所除去的放射性物质取入固体内部并稳定地固定化，根据需要还能够减少放射性废弃物的体积的放射性铯或放射性碘‑放射性铯的除去方法、以及其中使用的亲水性树脂组合物，通过使用亲水性树脂组合物实现了该目的，所述亲水性树脂组合物至少包含具有亲水性链段的选自亲水性聚氨酯树脂、亲水性聚脲树脂和亲水性聚氨酯‑聚脲树脂中的至少一种亲水性树脂，并且上述亲水性树脂组合物是沸石以相对于100质量份的所述亲水性树脂至少为1～200质量份的比例分散而成的。

摘要： 本申请涉及放射性化学废物处理装置，该放射性化学废物处理装置包括吸附单元和再生单元，吸附单元包括从含有放射性化学废物的流体中吸附和分离放射性化学废物的放射性化学废物吸附部件，再生单元与吸附单元流体连通，并且通过从吸附有放射性化学废物的吸附部件脱附放射性化学废物，从而使放射性化学废物吸附部件再生，并且本申请还涉及放射性化学废物处理方法，该放射性化学废物处理方法包括(A)使放射性化学废物吸附在放射性化学废物吸附部件上，并且从含有放射性化学废物的流体中分离放射性化学废物，以及(B)从吸附有放射性化学废物的放射性化学废物吸附部件中脱附放射性化学废物，从而使放射性化学废物吸附部件再生。

摘要： 本发明的目的在于提供简单且低成本、而且不需要电力等能源、并且能够将除去的放射性物质摄入固体内部并稳定地固定化、根据需要能进行放射性废弃物的体积减少的放射性铯或放射性碘和放射性铯的除去方法、以及用于该方法的亲水性树脂组合物。本发明通过使用下述亲水性树脂组合物而达到该目的，该组合物含有选自由至少具有亲水性链段的亲水性聚氨酯树脂、亲水性聚脲树脂、亲水性聚氨酯－聚脲树脂组成的组中的至少一种亲水性树脂，并且，相对于100质量份的该亲水性树脂，至少以1～180质量份的比例分散粘土矿物而成。

摘要： 本发明提供一种新型的放射性铯的除去技术，该技术简单且成本低，不需要电力等能源，而且能够将所除去的放射性铯固定，进而能够稳定地固定化，根据需要还能够减少放射性废料的体积。本发明的放射性铯的除去方法使用包含亲水性树脂和亚铁氰化金属化合物的亲水性树脂组合物对存在于放射性废液和/或放射性固态物中的放射性铯进行除去处理，上述亲水性树脂包含具有亲水性链段且结构中的主链和/或侧链具有聚硅氧烷链段的选自亲水性聚氨酯树脂、亲水性聚脲树脂和亲水性聚氨酯-聚脲树脂中的至少一种，并且上述亲水性树脂组合物是亚铁氰化金属化合物以相对于100质量份的亲水性树脂至少为1～200质量份的比例分散而成的。

摘要： 本发明的目的在于，提供一种简单且成本低，且不需要电力等能源，而且能够将所除去的放射性物质取入固体内部并稳定地固定化，根据需要还能够减少放射性废弃物的体积的放射性铯或放射性碘-放射性铯的除去方法、以及其中使用的亲水性树脂组合物，通过使用亲水性树脂组合物实现了该目的，所述亲水性树脂组合物至少包含具有亲水性链段的选自亲水性聚氨酯树脂、亲水性聚脲树脂和亲水性聚氨酯-聚脲树脂中的至少一种亲水性树脂，并且上述亲水性树脂组合物是沸石以相对于100质量份的所述亲水性树脂至少为1～200质量份的比例分散而成的。

摘要： 本发明涉及一种用于固化放射性废物的固化剂，特别涉及一种包含氧化铝水泥和石膏粉的用于固化放射性废物的固化剂组合物。包含氧化铝水泥和石膏粉的固化剂组合物在固化放射性废物时能够有效地将固化的放射性废物产物的体积增加最小化至满足物理和化学安全规定的水平。

摘要： 本发明提供了一种放射性废物‑包壳固化体及其制备方法和放射性废物的整备方法，属于放射性废物处理及整备技术领域。本发明提供的放射性废物‑包壳固化体，包括芯体和包裹在所述芯体表面的壳层，其中，所述芯体的制备原料包括放射性废物，所述壳层的材质为玻璃。本发明以玻璃作为壳层包裹在芯体表面，芯体被完全包裹在壳层内部，不会与外部环境接触，较现有放射性废物与玻璃基材混合熔融的玻璃固化方法相比，可以大大降低芯体的浸出率，甚至可以达到放射性浸出率为零的效果；同时可以提高包容率，同样多的玻璃基材包容的放射性废物质量相比现有的玻璃固化方法大大增大，可以大大降低处理费用。

摘要： 本发明涉及一种用于固化放射性废物的固化剂，特别涉及一种包含氧化铝水泥和石膏粉的用于固化放射性废物的固化剂组合物。包含氧化铝水泥和石膏粉的固化剂组合物在固化放射性废物时能够有效地将固化的放射性废物产物的体积增加最小化至满足物理和化学安全规定的水平。

摘要： 本发明涉及原子工程。监测放射性废物中放射性核素含量的方法包括一个准备阶段，在此阶段确定放射性废物的流动并确定其放射性核素载体。为确定流中的放射性核素向量，执行采样。它们的具体活动和活动的标准不确定性相对于参考放射性核素的活动来确定。铅冷却剂207Bi的活化产物用作参考放射性核素，其比活性使用沿0.662keV线的分辨率至少为8％的γ‑光谱复合物确定，210Pb、202Pb和205Pb包括在放射性核素载体在处理液体闪烁光谱仪的读数时，使用计数样品中γ发射放射性核素活性的数据。该处理通过广义最小二乘法进行，同时考虑参考放射性核素的比活性和难以检测的放射性核素的测量的不确定性值作为测量值的权重。本发明使得可以增加确定放射性废物中难以检测的放射性核素含量的选择性、准确性和灵敏度。