世界高放废物地质处置库选址研究概况及国内进展

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高放废物处置产业的概况和现状

高放废物处置产业的概况和现状

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度; ③初步选址地区的处置选择程序( 3 分 个阶段 ,即初步调查地区的登记 、 选定地区的 地下调查以及最终处置设施的建设) 还确定了高放废物要在稳固的地层 中处置 , 等。 地下
深度大于 30 。根据这一法律 ,作为实施处置的主体机构 ,成立了核环境配置机构 , 0r n 其主要工作是处置场地点的选定、最终处置设施的建设与运营 、处置费用 的征收等 。 发电用核反应堆运营者要向核环境配置机构交纳经济产业大 臣确定的筹集金。为确 保管理的透明度 ,缴纳的基金 由 “ 团法人促进核能环境配备资金管理中心”管理 ,核 财 环境配置机构根据计划获得所需数额 。
废液转换成便于处理的固体 ,需要混合进玻璃原料 , 在高温熔化后 ,在不锈钢容器中固 化( 以下称作 “ 玻璃 固化”) 日 。 本在乏燃料后处理过程 中,将产生的废液和玻璃固化体
称作 “ 高放废物” 。在其他国家中,也有对乏燃料不再进行后处理的国家( 如美 国) 乏燃 , 料本身就是 “ 高放废物” 。 玻璃固化的发生量 ,取决于核发电量。例如 ,I0 MW 级核电站运行一年产生 的玻 O0 璃 固化体为 3 个 , 16 年最初的商用核 电站运行开始至 2 0 年 1 月末产生的乏燃 0 从 96 03 2 料 ,换算为玻璃固化体相当于约 1, 0 。预计到 22 年可达 4 , 0 70个 0 00 0 0 个。 0 玻璃固化体 的初期放射能和发热量都高 ,随时间的推移 ,放射能会衰减 ,发热量也 会减少。但数万年以上的长寿命放射能在今后还会还残存下来 。因此 ,必须长期与人类
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20 0 7生





第 2期
高放废物处置产 业的概 况和现状

法国泥岩中的高放废物候选处置库场址Cigeo

法国泥岩中的高放废物候选处置库场址Cigeo

工 作 ,包 括 选 址 历 程 、场 址 推 荐 理 由 、B u r e U R L概 况 、候 选 处 置 库 设 计 方 案 、今 后 法 国在 此 领 域 的
研 发 工作 规 划 和笔 者 的几 点 认 识 。按 现 规 划 ,C i g 6 o处 置 库 将 于 2 0 1 8年 开 始 建 造 ,2 0 2 5年 开 始 运行 。
第3 O卷 第 3期 2 0 1 3年 9月
世 界 核 地 质 科 学
Wo r l d Nu c l e a r Ge o s c i e n c e
Vo 1 . 3 O No . 3
S e p.2 01 3
DOI : 1 0 . 3 9 6 9 / j . i s s n . 1 6 7 2 - 0 6 3 6 . 2 0 1 3 . 0 3 . 0 0 7
[ 关 键 词 ]高 放 废 物 ;处 置 库 场 址 预 选 ;巴黎 盆 地 ;B u r e U R L ;C i g 6 o候 选 处 置库 场址
[ 中 图分 类 号 ]T L 9 4 2 2 1 3 [ 文 献标 志码 ]A [ 文 章 编 号 ]1 6 7 2 — 0 6 3 6 ( 2 0 1 3 ) 0 3 — 0 1 5 9 — 0 9
土 岩 中 建 库 的 可 行性 。 国外 有 些 国家 ,如 比 利 时 和 法 国 等 ,对 此 领 域 进 行 过 多 年 的研 究 ,并 取 得 了一 些 十 分 可 喜 的 成 果 ,主 要 介 绍 位 于 黏 土 岩 中 的 法 国 B u r e U R L和 以 此 为 基 础 发 展 起 来 的 C i g 6 o候 选 处 置 库 场 址 的 选 址
岩 进 行 了研 究 ,这 项 工 作 虽起 步 于 2 0世 纪 8 0年 代 中 叶 ,但 当时 未 得 出我 国在 黏 土岩 中建 造 处 置库 可 行 性 的 确 切 结 论 。近 年来 ,我 国再 度 启 动黏 土岩 中高 放 废 物 处 置 库 场 址 的选 址 工 作 , 以查 明我 国在 黏

全球与放射性废物管理系统市场现状及未来发展趋势

全球与放射性废物管理系统市场现状及未来发展趋势

2023-11-06CATALOGUE目录•市场概述•全球放射性废物管理现状•地区放射性废物管理现状•放射性废物管理未来发展趋势•未来发展面临的挑战与解决方案•案例分析01市场概述放射性废物管理系统是针对处理、储存和处置放射性废物的一种系统,涉及多个领域,包括核能、医疗、科研等。

全球范围内,放射性废物管理系统市场在过去的几年中得到了快速发展,主要受益于核能产业的不断扩张以及医疗领域的日益增长。

定义与背景市场分类与分布根据处理阶段不同,放射性废物管理系统市场可分为前端处理、中间处理和后端处理三个部分。

前端处理主要包括废物的收集、整理和预处理;中间处理涉及废物的固化、整备和中间储存;后端处理涵盖了最终处置的选择与实施。

全球市场中,前端处理市场占比最大,其次是中间处理市场,后端处理市场占比最小。

然而,随着核能产业的不断发展以及废物处置难度的增加,中间处理市场有望实现快速增长。

近年来,全球放射性废物管理系统市场规模持续扩大,预计在未来几年中将继续保持增长态势。

未来几年,全球市场的增长将主要受到以下几个因素驱动:核能产业的持续扩张、医疗领域对放射性废物处理的需求增加、政府对废物管理政策的加强以及新技术在放射性废物处理中的应用等。

市场规模与增长02全球放射性废物管理现状全球放射性废物产生量核设施运营全球核设施数量持续增长,导致放射性废物产生量增加。

核能发电核能发电在全球范围内持续增长,导致放射性废物产生量增加。

核医学核医学技术的广泛应用也增加了放射性废物的产生量。

放射性废物处理全球范围内,放射性废物的处理技术多种多样,包括固化、压缩、包装等。

放射性废物储存全球放射性废物储存设施有限,且储存条件要求严格,储存成本高昂。

全球放射性废物处理与储存全球放射性废物管理政策与法规国际法规国际原子能机构(IAEA)等国际组织制定了放射性废物管理的国际法规。

国家政策各国政府制定了自己的放射性废物管理政策,包括许可证制度、监管机构设置等。

国内外生活垃圾处理技术的研究现状及发展趋势_范留柱(精)

国内外生活垃圾处理技术的研究现状及发展趋势_范留柱(精)

--●城市生活垃圾的成分和特性受居民生活水平、能源结构、季节变化等因素的影响,使得垃圾组分具有复杂性、多变性和地域差异性等特点。

其组分主要由煤灰、纸张、塑料、砖瓦、厨渣、毛骨等组成。

由于生活垃圾成分复杂,又受到种种因素的制约,因而各国对生活垃圾的处理及其污染治理技术的发展一般是随国情而异,往往一个国家的不同地区也采取不同的处理方法。

1国外生活垃圾处理技术的现状及发展趋势1.1现状1996年以前,奥地利、比利时、加拿大、丹麦、芬兰、法国、德国、意大利、日本、卢森堡、荷兰、挪威、西班牙、瑞典、瑞士、英国、美国和新加坡等一些国家的生活垃圾处理方法以填埋法为主。

此后,随着经济的发展,越来越多的国家采用焚烧法。

目前,日本、瑞士、比利时、丹麦、法国、卢森堡、瑞典、新加坡等国采用焚烧法处理垃圾的比例,都接近或超过填埋法,而堆肥法在国外已较少使用。

对于生活垃圾中可利用物质的回收利用率,在发达国家中平均为25%左右,有的高达50%以上。

1.1.1填埋技术现状英国最早于1930年,美国于1940年开始采用生活垃圾卫生填埋技术———即有控制的生活垃圾填埋技术。

国外从20世纪80年代开始在垃圾填埋场防渗处理中使用人工合成材料作为衬底,逐步成为一项成熟的技术得到广泛的应用。

通常采用约2mm 厚的高密度聚乙烯(HDPE 作为衬底材料,其渗透系数可达10-12~10-13cm/s 。

目前,人工合成衬底材料已形成了系列产品,并制定了相应设计和施工标准。

垃圾填埋场作业一般由垃圾推土机和垃圾压实机操作,既可提高场地利用率,又可以减少雨水对垃圾的冲刷。

现代化大型生活垃圾卫生填埋场大多采用单元填埋法,并对垃圾进行分层压实和每日覆盖。

控制填埋沼气的自由转移或扩散是填埋技术的一个组成部分,填埋沼气的主要成分是甲烷和二氧化碳。

通常采取的方法一是通过石笼等形式将填埋沼气导排;二是通过石笼和收集管将填埋沼气导排并使其安全直燃;三是通过管网系统收集后经过净化处理作为能源回收利用。

高水平放射性废物深地质处置法规标准探讨

高水平放射性废物深地质处置法规标准探讨

高水平放射性废物深地质处置法规标准探讨■ 刘立坡 李筱珍 吴 潜 靳立强 刘富贵(核工业标准化研究所)摘 要:基于我国高水平放射性废物深地质处置处于概念设计、选址和场址评价、安全评价、地下实验室建设阶段,需要相关的法规标准发挥引领和支撑作用,本文阐述了我国高水平放射性废物深地质处置法规标准的现状,对高水平放射性废物深地质处置法规标准存在的问题进行分析,重点提出了我国高水平放射性废物深地质处置法规标准建设的意见和建议。

关键词:高水平放射性废物,处置,法规,标准DOI编码:10.3969/j.issn.1002-5944.2021.18.010Discussion on Regulations and Standards for Deep Geological Disposal ofHigh-Level Radioactive WasteLIU Li-po LI Xiao-zhen WU Qian JIN Li-qiang LIU Fu-gui(Institute for Standardization of Nuclear Industry)Abstract: The deep geological disposal of high-level radioactive waste in China is still in the stage of conceptual design, site selection and evaluation, safety evaluation and underground laboratory construction, which needs the guidance and support of relevant regulations and standards. This paper described the status quo of regulations and standards for the deep geological disposal of high-level radioactive waste in China, analyzed existing problems, the and proposed comments and suggestions for the development of regulations and standards for the deep geological disposal of high-level radioactive waste in China.Keywords: high-level radioactive waste, disposal, regulations, standards学术研讨国际辐射防护委员会(ICRP)、国际原子能机构(IAEA)等国际组织针对高水平放射性废物(以下简称高放废物)深地质处置的安全要求和监管提出并发布了一系列安全标准和技术文件。

香山科学会议:高水平放射性废物地质处置

香山科学会议:高水平放射性废物地质处置
与会专家围绕高放废物地质处置的主题,特别是如何进一步加大加快我国高放废物地质处置的研究工作发表了许多见解,形成重要共识:
1、高放废物处置是一个事关核事业可持续发展的重大高科技系统工程,关系到国家长期的环境和生态安全,需要法律法规保障,需要政府主导和国家层面上的宏观规划,需要有实施项目计划的执行单位,需要高强度的经费支撑,更需要有坚实的科学、技术和工程基础。
李焯芬院士在题为“高放废物地质处置中的关键工程科学问题”的主题总评述报告中深入讨论了建造高放废物地质处置库需考虑的各种工程因素。他将处置库工程分为可行性研究、选址、工程设计、施工、运行监测与核实及安全与环境评价等阶段,认为可行性研究、选址与安全及环境评价应同步进行,并提出了选址阶段、施工阶段及运行阶段需要解决的关键工程技术问题及解决方案。
多场耦合问题。鲜学福认为,高放废物地质处置的研究应区分为近场和远场来分析,多场耦合主要表现在近场。钱七虎认为,高放废物地质处置中的多场耦合应考虑空间条件来适度简化,工程扰动、温度的影响在一定范围内存在,远场可能主要是原状地质条件下的问题。李国敏认为THMC要进行简化,要结合工程实际进行模拟。蔡美峰教授认为处置库的“多场”中,应力场是个动态应力场,其中构造应力场很重要;在处置深度上应存在一个优化的问题。
4、针对目前我国高放废物地质处置的研究现状,为集中目标,突出重点,高效使用有限经费,亟待结合中国高放废物的类型、中国场址的地质特征,尽快完成高放废物处置的顶层设计和我国高放废物处置的概念设计,以便使各学科的研究和各单位的研究有一个“公共平台”,有一个讨论问题的共同基础。目前,可初步提出这一“公共平台”的要素为:以多重屏障为基本设计、以高放废物玻璃固化体为源项、以碳钢为废物罐材料、以内蒙古高庙子钠基膨润土为参考缓冲材料、以甘肃北山为参考场址、以花岗岩为主岩、处置库深度为500-1000米,位于饱和带中。

分光光度法测定高放废液中的总铀量

分光光度法测定高放废液中的总铀量

世界核地质科学第39卷展公众宣传活动,其宣传范围包括场址周边群众、兴趣人群和学生等。

根据公众宣传效果的反馈不断更新改善宣传方式,让公众更易于接受相关科学内容。

3)信息公开:保障放射性废物处置公众沟通过程的透明公开是提高公众信任度的重要措施,实验室、处置库建设单位在立项申请、场址选择、建设申请和运行申请等过程中都需要及时、全面地通知公众,并公开项目相关内容和环境影响报告等,让公众参与监督整个放射性废物处置过程,用实在的数据信息让公众更加放心。

4)合作共建:放射性废物处置过程中与当地的合作共建是提升公众信心的重要措施,由于核领域专业性极强,在人们没有能力完全理解复杂知识的情境下,公众往往是基于情感倾向和社会信任来完成决策。

政府和放射性废物处置方可以通过地下实验室、处置库设施建设实现与当地县市的融合发展,同时可以通过企业扶贫、社区爱心活动等方式提升公众对政府及处置方品牌和能力的信心。

2公众沟通经验具体总结将重点针对法国、芬兰、瑞典和韩国在放射性废物处置方面的职能分工、科普宣传、信息公开和合作共建4个方面开展调研和总结[6-11]。

2.1职能分工在职能分工方面(表1),为实现地下实验室及处置库的建设,需要由各部门协同合作,在技术条件评估方面,由相应的研究部门和评估单位开展具体工作;在公众沟通工作方面,一方面由处置方开展具体宣传与沟通工作,另一方面建立独立的科学委员会,对接公众并监督处置方的工作。

表1国外放射性废物处置公众沟通职能机构Table1Foreign functional organizations of public communication in radioactive waste disposal项目处置方委员会国家法国Andra①地方信息委员会(包括当地官员、工会、环保协会和商业界代表等)②核安全透明与信息高级委员会(包括国会议员、参议员、工会、环保协会、科学院、核安全部门代表等)③国家公众辩论委员会(包括国会议员、地方官员、法院、审计、协会、工会代表等)④道德与社会委员会(包括卫生、环境、法律、参与治理、科学技术、经济专业代表等)芬兰Posiva①核能咨询委员会(属于贸易与工业部KTM)②核安全咨询委员会(属于辐射和核安全中心STUK)瑞典SKB①核废物基金管理委员会(由政府指定资金管理的专业人员)②核废物管理咨询委员会(包括工艺、自然科学、伦理学、法律和社会科学专家等)韩国Korad①核安全委员会(包括核电、环境、卫生、科学技术、公共安全、法律、人文专业人员等)②乏燃料管理公众参与委员会(包括人文社科、工程技术专家、非政府组织成员代表、当地居民代表等)所调研的4个国家都拥有较为健全的法律保障体系,保障放射性废物管理过程的合规有效,并在法律法规中指定负责开展放射性废物处置工作的机构。

阿拉善地区地壳稳定性研究

阿拉善地区地壳稳定性研究

阿拉善地区地壳稳定性研究高洪雷;何建国;张松;孔维豪;田明明;黄贤芳【摘要】阿拉善作为中国西部的一个刚性块体,岩石圈有效弹性厚度为40~50 km,地壳稳定.新生代以来,由于受印度板块向欧亚板块俯冲的远程效应影响,阿拉善地块发生构造隆升,块体周缘造山带发生构造活动,但块体内部宗乃山—沙拉扎山地区新生代期间为准平原化地貌,新构造运动不发育.综合分析阿拉善地区地壳稳定性和岩体发育情况,笔者遴选出宗乃山—沙拉扎山侵入岩带作为高放废物处置库备选场址的重点工作区.【期刊名称】《世界核地质科学》【年(卷),期】2013(030)004【总页数】8页(P237-244)【关键词】高放废物处置库;阿拉善;地壳稳定性;宗乃山—沙拉扎山【作者】高洪雷;何建国;张松;孔维豪;田明明;黄贤芳【作者单位】核工业北京地质研究院,中核集团铀资源勘查与评价技术重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核集团铀资源勘查与评价技术重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核集团铀资源勘查与评价技术重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核集团铀资源勘查与评价技术重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核集团铀资源勘查与评价技术重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核集团铀资源勘查与评价技术重点实验室,北京100029【正文语种】中文【中图分类】P56我国倡导积极发展核电的能源战略,核电份额将很快突破2020年的设定目标,届时每年从反应堆中卸出的乏燃料连同已累积的核废物都需要采取妥善的方法进行处理。

把高放废物处置在深部稳定的地质体中是目前公认的优选方案,其中放射性废物处置库的选址工作是高放废物处置系统的重要步骤,场址的选择不仅要能对放射性废物形成天然的圈闭,防止放射性核素向周围环境迁移,还应该能适宜于建设所需的工程屏障[1-2]。

目前,我国已经把甘肃北山预选区作为高放废物处置的一个重点候选场址,在该区开展了大量工作。

高放废物地质处置:进展与挑战

高放废物地质处置:进展与挑战

是深部地质处置 , 即把高放废物埋在距离地表深约 50— 0 0 1 0m的地质体 中, 0 使之永久与人类 的生存 环境隔离。埋葬高放废物的地下工程即称为“ 高放 废物处置库” 。高放废物处置库采用 的是“ 多重屏 障系统 ” 计 思 路 , 把 废 物 ( 燃 料 或 玻 璃 固 化 设 即 乏 块) 贮存在废物罐中、 外面包裹缓冲材料 , 向外为 再 围岩( 花岗岩 、 凝灰岩 、 岩盐等) 。一般把废物体、 废 物罐和缓冲回填材料称为“ 工程屏障” 把周 围的地 , 质 体称 为 “ 然屏 障 ” 天 。根 据地 质 条件 的不 同 , 国 各 选 择 了不 同岩性 作 为天 然 屏 障 , 瑞 典 、 兰 、 拿 如 芬 加 大、 韩国、 印度选择花 岗岩作为处置库 的天然屏 障;
3 )燃 料 循 环 技 术 路 线 。英 国 、 国 、 国 、 法 德 日
本、 俄罗斯和印度等 国采取对乏燃料进行后处理、 玻
璃 固化 、 暂存 和 最终 处 置 的技 术 路 线 。 而加 拿 大 、 瑞
置库 中的废物毒性大 , 半衰期长 , 因而要求处置库的 安全评价期限至少要达 到 1 0 a 这一要求是 目 ×1 ,
学工作 , E—ma : d at@ p bi.t. e.l ir ws la e u l ba nte c l
5 中 国 工程 科 学 8
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土岩 ; 国原 定选 在 岩盐 之 中 , 后来 决定 重 新启 动 德 但 选址 程序 , 今 未 确 定处 置 库 围 岩类 型 。考 虑 到 处 至
前任 何 工程 所 没 有 的 。 因而 , 处置 库 的选 址 、 计 、 设 建造 、 能评 价 就极 为 复杂 。 性 开 发处 置库 是 一 个 长 期 的系 统 化 的过 程 , 般 一 需 要经 过基 础研 究 , 处置 库 选址 场址 评 价 , 地下 实验

高放废物处置库选址中的水文地质特性评价

高放废物处置库选址中的水文地质特性评价


郭永 海 ,刘淑 芬 ,王 驹 ,王 志 明 , 苏 锐 , 吕川 河 , 宗 自华
( 工业 北 京 地 质 研 究 院 ,北 京 1O 2 ) 核 O O9
[ 要 ]根 据 国 内 外 研究 经验 ,综 述 高 放废 物 地 质 处 置 库 选 址 不 同研 究 阶段 水 文 地 质 特 性 评 价 的 摘
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第 2 4卷第 4期 20 0 7年 l 2月
世 界 核 地 质 科 学
W o l Nu l a Ge s inc rd ce r o ce e
Vo .4, . 12 No4 De .Oo c2 7
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同 放废物处置库选址 中的 水 文地质特性评价
目前 , 国 际社 会 广 泛 共 识 :利 用 天 然 和
移 形 式 及 迁 移 速 率 ,而 这 种 迁 移 与处 置 库 系
统 所处 的 水 文 地 质 环 境 密 切 相关 。 在 天 然 系
工 程 屏 障 组 成 的 深 地 质 处 置 库 系 统 ( 度 深
50 l0 0m)使 高放 射 性废 物 处 置 的 安 全 目标 能 否 实 现 主 要 取 决 于放 射 性 核 素 在 基 岩 中 的迁
[ 中图 分 类 号 ]T 9 5 L2
[ 献标 识 码 】A 文
[ 文章 编 号 】1 7 - 6 6 2 0 )4 0 3 - 5 6 2- 3 (0 7 0 -2 30 0
Hyd o o i a r o m a e a s s e n r l g c lpe f r nc s esm nto stn h g e e a i a tv s e r po io y ii g t e hi h lv lr d o c i e wa t e st r

高放废物深地质处置

高放废物深地质处置

f. 通过现场试验,验证修改安全评价模型;
g. 为处置库安全评价、环境影响评价提供必不可少 的各种现场数据; h. 进行示范处置,为未来实施真正的处置作业提供 经验;
i. 培训技术和管理人员;
j. 提高公众对高放废物处置安全性能的信心,解决高 放废物处置的一些社会学难题。
六、工程屏障
处置库的地下设施、废物容器和回填材料称为工 程屏障。 功能和要求 (1)使大部分裂变产物在衰变到较低水平的相当长 的时期(1000年左右)能够得到有效包容; (2)防止地下水接近废物,减少核素的衰变热对周 围岩石的影响,防止和减缓玻璃固化体、岩石和 地下水的相互作用; (3)尽可能延缓和推迟有害核素随地下水向周围岩 体迁移。
三、高放废物深地质处置特点
⑧工程的可逆性上,基于对处置库的不确定性、未来 技术进步后废物的可利用性和更先进处置方案可能 性考虑,处置库一般要求设计成可逆转和可回取; ⑨工程数量上,一般一个国家首先考虑建造1个全国 性的处置库工程数量少,工程积累的经验和借鉴的可 能性相对也少,工程具有探索性; ⑩场址与围岩选择和工程布局上,与采矿工程受矿体 分布控制和隧道工程受线路控制不同,作为全国唯一 的高放废物地质处置库,在场址与围岩选择上有较大 的候选空间,工程布局上可充分考虑地质条件。
三、高放废物深地质处置特点
⑤设计要求和评价目标上,不仅要评价处置库的区域 稳定性和围岩的力学稳定性,更重要的是还要保证废 物体内的有害核素在其有害的年限内不迁移到生物 圈而危害人类生态环境,因此,化学场和核素迁移规 律的研究具有特别重要的意义; ⑥研究的空间范围上, 其评价的空间范围不仅限于 受机械扰动的围岩,还要包括从处置库到核素释放到 生物圈的整个地质体; ⑦社会影响上,由于核问题的敏感性和公众的反核情 绪,高放废物地质处置库不仅是一项纯技术性的地下 工程,而且还是一项政治和社会关注的工程;

2020智慧树,知到《走近核科学技术》章节测试题【完整答案】

2020智慧树,知到《走近核科学技术》章节测试题【完整答案】
1、下列不属于反应堆多重屏障体系的是_。
答案:控制棒
2、反应堆中铀的浓度约为。 答案:3-5%
3、目前核电站所用堆型绝大多数为。 答案:重水堆
4、氢的同位素包括()答案:氕、氘、氚
5、1kg U-235核裂变释放出的能量约为多少kg煤完全燃烧释放 出的能量?
答案:2700000
6、核电是将核能转化为电能
6、铀矿具有放射性和荧光性两大特征
答案:对
7、在纯天然铀中能够被热中子轰击产生裂变反应的铀-235仅仅占0.72%
答案:对
8、乏燃料后处理不可以把铀、钚分离出来再利用
答案:错
9、原子弹和裂变反应堆,使用的是轻核燃料的聚变反应释放的 能量
答案:错
10、氘是稳定的同位素,不带放射性
答案:对
第15章 单元测试
答案:商
5、下列国家中( )的现役核航母的数量最多
答案:美国
6、()号是世界上第一艘核动力航母
答案:大和
7、除美国外唯一一艘核动力航母是 答案:英国的“伊丽莎白女王“号
8、中国的第一艘核潜艇在()建成下水
答案:1970
9、世界上最大的核潜艇是 答案:中国的“晋“级
10、中国的093型攻击型核潜艇又称( )级核潜艇 答案:商
答案:对
7、原子弹爆炸不会在核电站发生
答案:对
8、太阳能属于
答案:核聚变能
9、1895年伦琴发现(),1896年贝克勒尔发现铀的化合物存在(),1897年汤姆逊发现()
答案:x射线、放射性、电子、Y射线
10、U-235裂变产物的质量数在95和135处有两个峰
答案:对
第5章 单元测试
1、切尔诺贝利核事故发生在哪一年?()

高放废物地质处置研究发展规划指南

高放废物地质处置研究发展规划指南

高放废物地质处置研究发展规划指南
高放废物地质处置研究开发规划指南
国防科学技术工业委员会
科学技术部国家环境保护总局
二ОО六年二月
目录
一、需求分析 (1)
二、国内外发展概况 (3)
2.1国外高放废物地质处置概况……………………………3
2.2国内研究与开发现状 (7)
三、总体思路 (10)
四、发展目标 (13)
五、研究开发规划纲要 (14)
5.1试验室研究与场址选择阶段(2006-2020年)………14 5.2地下现场试验阶段(2021-2040) (19)
5.3原型处置库验证实验和处置库建设阶段(2040-本世
纪中叶) (21)
六、“十一五”期间的主要任务与研究内容………………………22
6.1“十一五”期间的主要任务 (22)
6.2“十一五”期间主要研究内容…………………………23
七、政策与措施 (29)
7.1 加强研发资源配置 (29)
7.2 加强科技管理体制和机制建设……………………………29。

国内外高放废物地质处置的介绍及国内进展

国内外高放废物地质处置的介绍及国内进展

国内外高放废物地质处置的介绍及国内进展摘要:本文介绍了高放废物的类别、国内外高放废物地质处置的概念、及其主要技术问题的研究。

最后,简要介绍了国内在高放废物地质处置方面的规划、选址、进展情况。

关键词:高放废物;地质处置1引言核科学技术在给人类社会带来巨大能源的同时也产生了大量的放射性废物,核废物的安全处理与最终处置在很大程度上影响着核能产业的未来和生命力。

按照放射性水平的不同,核废物通常可分为高放废物(HLW)、中放废物(ILW)和低放废物(LLW),其中尤以高放废物的处理与处置最为困难。

按照美国核管会(NRC)1981年的定义,核电站高放废物主要包括下列两类:核电站卸出的不经处理的乏燃料高放废液的固化体在这两类高放废物中,其主要核素有锶、铯、钚、镅、镎等超铀元素。

由于这些超铀元素的半衰期长、放射性毒性大、放射性水平高、发热量大,需要把它们同人类生存环境长期、可靠地隔离。

世界上十多个国家对高放废物处置曾提出过多种方案,如太空处置、海洋处置、冰层处置及地质处置等等,多年来,通过分析和对比,许多发达国家对高放废物地质处置的安全性和现实性达成共识,我国也于2003年颁布了《中华人民共和国放射性污染防治法》规定对高放废物和α废物应当采用集中的深地质处置方法,这使得高放废物地质处置成为开发时间最长,也是目前最有希望投入应用的处置方案[1]。

本文将主要介绍国内外高放废物地质处置的理念和关键技术问题的研究开发进展,以及我国在这方面的规划、选址、进展情况。

2.高放废物地质处置的基本概念和基本方法2.1、高放废物地质处置的基本概念高放废物地质处置是一项将放射性核素包容、阻滞为核心内容,并设多重屏障为主要手段的复杂系统工程,它主要利用土壤、岩石等地质材料,采用地质手段及一整套设施将高放废物封闭在一个有限的地质空间内,在存贮数百年乃至上千年的时间段里,与人类生存环境长期或永久的隔离,不再取回。

目前国内外最为广泛且易接受的高放废物地质处置概念是三重屏障系统[2],即高放废物存储容器、人工回填材料层[3]和天然屏障。

生活垃圾处理课题的研究背景及研究现状及进展内容

生活垃圾处理课题的研究背景及研究现状及进展内容

生活垃圾处理课题的研究背景及研究现状及进展内容1.1本课题的研究背景1.1.1 国内外垃生活垃圾处理情况我国生活垃圾的处理现状。

世界各地,不管哪个国家、地区,随着经济的发展和人民生活水平逐渐的提高,生活垃圾问题越发严重。

我国六七百座城市,其中大部分被垃圾环带包围,这些垃圾已经造成了很多严重的危害。

数据显示,到“十二五”期末,我国城镇代率突破50%,城镇人口达到7亿人。

统计资料表明,我国城市人均年产垃圾400~500kg,目前我国城市垃圾年产量高达1.2亿t,不仅如此,而且每年以8%的速度增长,中国的垃圾已经占到全世界年产垃圾的1/4以上。

全国现已有720亿t垃圾包围着大中小城市和乡镇,占地5.4亿平方米,并且仍在以每年占大概3000万平方米的速度发展,“垃圾围城”的消息在各种媒体报道中也屡屡出现。

城市生活垃圾产量的持续增长,使得对环境造成的污染日益加剧,这样的状况已成为我国社会经济持续发展的生态文明建设的一大阻碍。

目前国内垃圾处理行业整体所处的水平,仍处于垃圾无害化处理的初级阶段。

到2010年底我国城镇生活垃圾无害化处理率已达63.5%,而这些无害化处理的垃圾中进行集中卫生填埋、焚烧和堆肥的比例分别为77%、18%和5%。

堆肥法对垃圾分类要求较高,处理垃圾时可减少容量70%左右,但这对垃圾分类的要求较高,而我国垃圾分类做的不到位,导致堆肥垃圾处理量占总处理量的2%以下[1]。

垃圾焚烧技术可有效减少垃圾容量75%以上,并且占地面积少,不易造成污水渗透等污染。

此外焚烧垃圾产生的热量可进行供热和发电等二次利用。

因此垃圾焚烧技术近些年来得到了迅猛的发展,并且,随着我国国民生产力的提高,我国的生活垃圾处理方法也有望从主要的填埋技术过渡到焚烧技术,实现生活垃圾的高效处理。

但是至今我国焚烧垃圾的比例与发达国家仍有较大差距。

2011年,国务院发出通知,批转住房城乡建设部等部门《关于进一步加强城市生活垃圾处理工作的意见》。

四川省绵阳市2024届高三第一次诊断性考试语文试题及参考答案

四川省绵阳市2024届高三第一次诊断性考试语文试题及参考答案

四川省绵阳市2024届高三第一次诊断性考试语文试题一、现代文阅读(36分)(一)论述类文本阅读(本题3小题,9分)阅读下面的文字,完成1~3题。

学记是中国古代文学中一种重要而常见的文体,属于“记”类散文,起初主要用来叙述学校的兴建过程。

学记起源于中唐,兴盛于宋。

一种文体的兴盛,往往是时代文化多个层面相互作用的结果,不能单纯归因于文体形式本身的演进。

宋代学记的创作发生与发展同宋代文化诸层面均有着密切的关系。

首先,科举制度是宋代学记得以发展的重要动力。

科举制度对宋代政治、文化及文学创作等均产生了深远的影响,对学记创作的影响尤其明显。

从作品创作的角度来看,宋代学记在某种程度上正是由科举催生,地方政府因科举考试的需要而兴建官学,学记也随之大量产生。

地方官学的兴建,最初的动机之一便是地方官员想为本地的士子提供一个读书学习的场所,帮助其更好地应对科举考试。

而学校兴建完毕后,负责修建的官员士绅往往请一些著名的文人来撰写学记,以表彰其政绩。

比如,仁宗庆历七年,杜应之出守浔州,“下车三日……乃大相厥土,而营学宫”,完工以后便请余靖作记。

科举取士人数较多的地区,官学教育往往比较兴盛,该地的学记作品数量也比较多。

科举制度催生了宋代学记,但宋代创作的学记并没有因此对这一制度歌功颂德,随着时代的发展,它反而变成了反思、批判科举制度的一面镜子。

胡寅在《桂阳监学记》中就将科举取士视为“世远道丧”的表现。

随着科举考试中各种弊端的显现,越来越多的对科举制度进行批评与否定的内容涌现在宋人的学记里面。

学记成了宋人表达自己崇高的“政学一体”政治文化理想的一种常用文体。

如王安石的名作《虔州学记》《慈溪县学记》,在批评科举取士之弊的基础上,高瞻远瞩地指出学校乃为政之本。

其次,道学的兴盛对宋代学记产生了重大影响。

道学是儒学的新形态,是宋代思想界最为重要的学说之一。

从学记创作的数量上看,南宋远超过北宋,但其创作质量却又另当别论,这一点与道学家对学记的情有独钟密不可分。

“第四届废物地下处置学术研讨会”简介

“第四届废物地下处置学术研讨会”简介

研究 , 提 出了该 区 域作 为 高 放 废 物处 置 库 预 选 地
区的潜 在优 势 , 可作 为高 放 废 物 地质 处 置 预 选 场
址。
设计 及 C O , 处置、 高 放 废 物地 质 处 置 工 程 屏 障材
料研 究 五个专 题报 告 。 大会 特邀 报 告 中 , 潘 自强 院士 提 出 了 切 实推
“ 我 国乏燃料 后处 理厂 厂址选 址要 素探 讨 ” 针
对乏燃 料后 处理 厂 不 同于 核 电厂 的特 性 , 考 虑 到 选址 可能 涉及 的关键 因素 , 从技术 可 行性 、 安全 可
动放 射 性废 物处 置 , 确保 核 电安全 发展 , 提 出 了地
下实 验 室的建 造 思 路 , 并 分 析 了无 法 进 行 近 地表 处置 的低 中放 废 物 问 题 , 提 出研 究 中等 深 度 处置 的必要 性 。国家 环境保 护部 马成 辉处 长介绍 了我 国高 放废 物处 置 的 几 个 问题 , 分别 从 我 国高 放废 物处 置 的现 实 、 技 术路 线 , 以及涉 及高 放废物 处理

型研究 ” 对 高庙 子 膨 润土 持 水 曲 线 的温 度 效 应 进
行 了试 验研究 和理 论 分 析 , 并 以 吸 附作 用 的热 力 学分 析为基 础 , 建 立 了持水 曲线 的温 度效应 模 型 , 并利用 试验 结果 进行 了验证 。 “ 膨润 土膨胀 变形 的统 一理论 ” 根 据膨 润 土表 面分形 特征 , 建 立 了膨 润 土 吸 水 体积 与 压 力 的理
处置 的法 律法 规 、 体 制 机 制 等 方 面分 析 了存 在 的
问题 。核工业 北 京地质 研究 院介 绍 了中 国高放废

高水平放射性废物处理处置标准分析

高水平放射性废物处理处置标准分析

第41卷㊀第6期2021年㊀11月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.41㊀No.6㊀㊀Nov.2021㊃辐射防护标准与规定㊃高水平放射性废物处理处置标准分析刘立坡,李筱珍,靳立强,刘富贵(核工业标准化研究所,北京100037)㊀摘㊀要: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㊁高水平放射性废液成份分析㊁高放废液固化体性能要求及检验方法㊁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㊂关键词:高水平放射性废物;处理;处置;标准分析中图分类号:TL94文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2021-04-28作者简介:刘立坡(1982 ),男,2008年毕业于东华理工大学核技术及应用专业,获硕士学位,高级工程师㊂E -mail:lipoliu@㊀㊀高水平放射性废物(以下简称 高放废物 )指活度浓度高于4ˑ1011Bq /kg,或释热率大于2kW /m 3,需要更高程度的包容和隔离,应采取深地质处置方式处置的废物[1]㊂高放废物主要包括高水平放射性废液(以下简称 高放废液 )和高水平放射性固体废物(以下简称高放固体废物)㊂高放废液主要指处理乏燃料的去污分离循环产生的含大部分裂变产物和少量锕系元素的废液㊂高放固体废物主要来源于乏燃料处理设施运行㊁退役产生的废结构料㊁废包壳等[2]㊂高放废液目前可采用三级蒸发等方式进行处理,蒸残液经暂存后最终进行玻璃固化㊂高放固体废物经解体㊁干燥㊁装桶㊁焊封后转运至暂存库暂存,将来进行深地质处置[3]㊂有关这两种高放废物的处理处置标准是国际国内放射性废物管理的重要内容㊂1㊀高放废物处理处置标准的重要性高放废物中含有镎㊁钚㊁镅㊁锝等放射性核素和大量裂变产物,具有放射性强㊁毒性大㊁半衰期长㊁酸性强和腐蚀性大等特点,一旦进入人类生存环境,危害极大且难以消除,可持续到上万年甚至百万年,涉及代际公平和长期安全,与核事故并列为影响核能发展的两大主要安全问题㊂高放废物的处理处置是一项系统工程,需要利用系统思维建立以高放废物处置为目的的全寿期管理机制,进而规范化管理高放废物的处理处置工作㊂标准作为高放废物全寿期管理的有力抓手,是科研生产经验的凝练和结晶,代表着最新科学技术水平,是开展高放废物处理㊁整备㊁贮存㊁处置等工作的技术依据㊂按照标准开展高放废物处理处置工作,是实现人员防护㊁环境保护以及良好经济性的重要保障,可以避免 一事一议 ㊁ 走弯路 等情况,可有效的促进高放废物处理处置工作科学化㊁规范化开展㊂例如,高放废液分析方法标准是在实践经验的基础上,经实验室间比对形成的,是进行废液中镎㊁钚等核素分析工作的技术依据㊂按照标准的方法开展取样和分析工作,获得的源项数据才是准确的㊁可靠的,才能满足贮存和处理的要求㊂否则源项数据将不可信,为贮存及后续的处理带来极大的不确定性㊂2㊀国外高放废物处理处置标准现状国际原子能机构(IAEA)是制定放射性废物安全标准的主要国际组织,其制定的标准在世界范围内得到广泛采纳㊂IAEA 专门成立了废物安全标准顾问委员会,组织编制和审评废物安全标准㊂目前IAEA 已经制定和正在制定的废物安全标准和相关文件有上百项,其中与高放废物处理处置相关的主要标准和技术文件涉及处置前管理基本要求㊁高放废液固化㊁固化体性能要求及相关㊃694㊃刘立坡等:高水平放射性废物处理处置标准分析㊀检验方法㊁固体废物接收㊁回取㊁贮存以及深地质处置等㊂美国也制定了比较全面的放射性废物管理标准及大量文件㊂其中美国能源部(DOE)是美国制定放射性废物管理法规和标准最多的政府机构,制定的与高放废物处置前管理相关的主要标准涉及高放废物处置前管理㊁处置容器设计㊁处置场所适宜性评价等要求㊂另外国际标准化组织(ISO)也制定了2项高放废液固化相关标准㊂高放废物处置前管理相关标准清单列于表1,处置相关标准清单列于表2㊂表1㊀国外涉及高放废物处置前管理相关标准Tab.1㊀Foreign standards related to predisposal management of high-level radioactive waste㊀㊀国际上先进标准的体系性和延续性一直保持较好状态,通过技术委员会或专门的机构对标准进行分类㊁分级管理,并通过有效的相互引用机制,进一步加强了标准的执行力㊂我国高放废物处理处置工作起步较晚,在科研生产中积极参考使用国际/国外先进标准,特别是IAEA安全标准,在我国采用率非常高㊂随着我国核领域相关标准化委员会㊁专业标准化机构的成立,我国陆续将部分国际/国外标准转化为我国的核安全导则和标准,以达到与国际接轨和适应国内情况的双重目标㊂如编制HAD401/06 2013‘高水平放射性废物地质处置设施选址“参考了IAEA.SSR-5(2011);编制HAD 401/10 2020‘放射性废物地质处置设施“参考了IAEA.SSG-14(2011);编制NNSA-HAJ-0001 2020‘放射性废物处置安全全过程系统分析“参考了IAEA.SSG-23(2012);编制EJ/T20012 2012‘高放废物处置前管理技术规定“参考了WS-G-2.6(现已并入GSR Part5)㊁DOE M435.1-1㊁DOE G 435.1-1等文件;编制我国现行的废物分类办法参考了IAEA.GSG-1(2009)等㊂㊃794㊃㊀辐射防护第41卷㊀第6期表2㊀国外涉及高放废物处置相关标准Tab.2㊀Foreign standards related to disposal management of high-level radioactive waste3㊀我国高放废物处理处置标准现状3.1㊀标准体系结构图㊀㊀标准体系是现有㊁应有和预计制/修订标准的蓝图,是开展标准体系建设的基础和前提,是开展标准制/修订工作的重要依据㊂我国现有的放射性废物管理标准体系是2000年由原国防科工委组织编制的,标准体系层级划分比较简单,远不能适应当前情况㊂近年来核工业标准化机构对放射性废物管理标准体系开展了顶层设计研究,初步提出了标准体系结构图㊂对于高放废物处理处置而言,标准体系结构按照序列结构划分,即废物的产生㊁分类㊁收集㊁处理㊁贮存㊁运输㊁处置等全寿命周期,示于图1㊂图1㊀高放废物处理处置标准体系框架图Fig.1㊀Framework of standard system for high level radioactive waste treatment and disposal㊃894㊃刘立坡等:高水平放射性废物处理处置标准分析㊀3.2㊀现有标准情况㊀㊀作为高放废物全寿期管理的有力抓手,加强高放废物处理处置标准的建设工作,重要性不言而喻㊂我国的法律法规,如‘中华人民共和国放射性污染防治法“㊁‘放射性废物安全管理条例“等法律法规都明确规定了高放废物的处理㊁整备㊁运输㊁贮存㊁处置在内的所有行政和技术活动都要符合严格的标准㊂而目前我国绝大多数的废物处理处置标准是针对低中放废物编制的,仅存在部分较为通用的标准和极少数针对性较强的标准适用于高放废物处理处置,具体情况列于表3㊂表3㊀我国高放废物处理处置标准现状Tab.3㊀Standards situation of high-level radioactive waste treatment and disposal in China3.3㊀标准现状分析3.3.1㊀标准缺项严重㊀㊀从表3中不难发现,目前我国只是针对高放废物处置前管理㊁α废物处置前管理㊁高放废液贮存等方面制定了针对性较强的标准,其他都是适用于高放废物处理处置的通用标准,远不能满足实践工作的需求㊂由于高放废物深地质处置库尚未建成,加强高放废物处置前管理(成份分析㊁整备㊁贮存等)以及高放废物处置概念设计㊁场址调查与特性评价和地下实验室建设等方面的标准建设已成当务之急㊂当前高放废物处理处置标准体系中,缺少高放废物处理处置工程经济㊁高放废液成份分析㊁高放废液固化体性能要求及检验方法㊁高放废液固化体包装贮存㊁高放废物深地质处置等方面的标准,不利于高放废物处理处置工作安全㊁经济地开展㊂3.3.2㊀部分标准内容陈旧㊀㊀随着新废物分类办法的颁布和高放废物处理处置水平的提升,部分标准的内容已不能完全适用,需要进行修订㊂如GB/T4960.8 2008‘核科学技术术语第8部分:放射性废物管理“,需要按照新的放射性废物分类办法以及放射性废物管理的最新技术发展情况进行修订,增加玻璃固化㊁深地质处置等方面的术语;EJ/T20012 2012‘高放㊃994㊃㊀辐射防护第41卷㊀第6期废物处置前管理技术规定“㊁GB11929 2011‘高水平放射性废液贮存厂房设计规定“,需要补充贮罐内设置冷却蛇管㊁空气搅拌,防止高放废液自沸和沉淀,采取防临界措施,方便检查大罐腐蚀程度的措施等要求;GB14500 2002‘放射性废物管理规定“,需要按照GB11806 2019‘放射性物品安全运输规程“修改废物转运㊁人员资质㊁应急措施等相关要求,增加近年来已得到广泛应用的技术要求(如玻璃固化技术),调整固体废物包贮存期和贮存环境要求,增加深地质处置库废物接收基本原则等内容㊂4㊀高放废物处理处置标准需求分析㊀㊀高放废物处理处置标准化的核心是规定高放废物处理处置各阶段各步骤的安全要求和具体的操作要求,规范高放废物成份分析㊁处理㊁整备㊁贮存㊁运输以及处置等活动,使相关活动在标准的要求下安全经济地进行㊂至于高放废物处理处置的责任㊁总体规划㊁经费筹措和资金支持机制等法规建设问题,在相关文献[4-5]中已分析过,本文重点分析高放废物处理处置标准需求,主要包括高放废液成份分析㊁高放废液固化体性能要求及检验方法㊁高放固体废物包装贮存㊁高放废物处理处置工程经济标准㊁高放废物深地质处置标准㊂4.1㊀高放废液成份分析标准㊀㊀高放废液具有强放射性㊁毒性高㊁含盐量高㊁化学成分复杂等特点,产生的高放废液暂存在高放废液暂存设施内,此类设施属于一级安全风险点,除了对储存罐及相关配套设施进行安全监护外,还需对高放废液中放射性核素进行分析,以确保设施的安全以及为玻璃固化提供准确的源项数据㊂高放废液中的化学组成及放射性核素组成直接或间接影响玻璃固化体的配比,是影响玻璃固化配方的一项重要指标㊂高放废液分析方法原理简单,但操作难度太大,应在试验验证所取得经验的基础上,按照难易程度分阶段开展高放废液中硝酸根㊁铁㊁磷㊁99Tc㊁总U㊁137Cs㊁90Sr㊁总α㊁总β㊁237Np㊁Pu同位素㊁241Am等核素分析方法系列标准的编制工作㊂4.2㊀高放废液固化体性能要求及检验方法标准㊀㊀高放废液固化工艺包括玻璃㊁岩石㊁陶瓷等,目前比较成熟并在工程中广泛应用的固化工艺为玻璃固化㊂玻璃固化体在漫长的地质处置过程中,如果与地下水接触而发生反应,将导致玻璃固化体中核素浸出,污染地下水㊂要使玻璃固化体能够长期包容和隔离高放废物,要求玻璃固化体有良好的化学稳定性㊁机械稳定性㊁热稳定性和辐照稳定性[6]㊂法国㊁日本等国都采用玻璃固化技术处理高放废液㊂我国自20世纪70年代开始就从事高放废液玻璃固化研究工作,到目前为止已开展了玻璃固化配方㊁工艺㊁设备㊁过程控制和固化体性能测试等方面的技术研究㊂2009年我国同德国正式签订高放废液玻璃固化工程技术引进合同,开始高放废液玻璃固化项目工程建设项目,目前正准备开展热试㊂高放废液玻璃固化工作迫在眉睫,但与之相对应的标准相对匮乏,尤其是缺少高放废物玻璃固化体性能要求标准,缺少玻璃固化体的性能要求和检验方法依据,给如何判断玻璃固化体是否合格,如何检验带来难题㊂4.3㊀高放固体废物包装贮存标准㊀㊀我国针对低中放废物,制定了‘低㊁中水平放射性固体废物容器钢桶“(EJ1042 2014)等近10项容器方面的标准,低中放废物容器标准基本健全㊂而在高放废物盛装容器方面,我国尚未制订任何的国家标准和行业标准(中核集团制订了企业标准),特别是在高放废物尚无处置出路的情况下,废物的贮存㊁运输的安全性暂无保障,亟需制订高放固体废物容器标准㊁高放废液玻璃固化体的包装容器标准,提升高放固体废物㊁玻璃固化体的贮存和运输的安全性㊂另外高放玻璃固化体在送往深地质处置场之前要进行暂存和充分冷却,这是一个必要的工艺过程,未来玻璃固化体暂存将有显著的需求㊂目前我国只有GB11929 2011一项标准,国外有关玻璃固化体中间暂存的标准也不完整,需要加强暂存库相关标准研制工作㊂4.4㊀高放废物处理处置工程经济标准㊀㊀上世纪90年代初,原中国核工业总公司组织建立起来的核工业费用标准体系(包括‘核工程专业预算定额(1990年)“(共四册)㊁‘核工业建筑安装工程概算定额(1993年)“(共六册)㊁‘核工程投资估算指标“(共二册)㊁‘核工业建筑安装工程费用定额(1995年)“和‘核工程建设概算编制暂行规定(1995年)“),在当时对于核工程的工程造价及费用控制工作发挥了重要作用[7]㊂近年来随着㊃005㊃刘立坡等:高水平放射性废物处理处置标准分析㊀工程建设的发展㊁国家相关政策及管理要求的变化,具体建设费用的组成及测算方法发生了较大的变化㊂原有的核工业费用标准体系,无论预算定额㊁概算定额㊁估算指标㊁其他费的划分取费等,均已不适应我国放射性废物处理处置建设项目的发展现状,尤其是高放废物处理处置工作㊂高放废物处理处置难度大,危险性高,投资规模大,费用的组成与一般固定资产投资项目有着很大的差异性,应提前开展放射性废物处理处置工程建设项目费用相关标准的预先研究㊂4.5㊀高放废物深地质处置标准㊀㊀我国高放废物深地质处置目前处于选址阶段,概念设计㊁场址调查与特性评价㊁地下实验室建设是重点工作㊂高放废物深地质处置标准目前只发布了少数几项企业标准,在深度㊁广度上都还无法满足高放废物深地质处置对标准的需求,该领域标准 基本空白 的状况是我国高放废物深地质处置研发工作的瓶颈,高放废物深地质处置工作的安全性㊁经济性缺少法规标准的支撑㊂作为国家重大核环保工程项目,我国高放废物地质处置研发工作已经进入地下实验室工程建设准备的关键阶段,因此,形成一系列方法成熟㊁技术先进㊁成果数据可靠㊁操作性强的技术标准,支撑和指导后续科技研发工作的开展,从而为后续场址比选㊁特性评价和安全全过程系统分析提供依据已经迫在眉睫㊂5㊀高放废物处理处置标准化工作的建议5.1㊀率先完善高放废物处理处置标准体系表㊀㊀对高放废物处理处置标准体系结构图(初稿)进行细化,编制标准明细表㊂一是系统分析高放废物处理处置相关政策和技术路线,明确该领域标准体系建设的愿景㊁近期拟达到的目标㊂二是根据GB/T13016 2018‘标准体系构建原则和要求“等标准的要求,基于高放废物处理处置科研生产实践,细化该领域标准体系框架结构㊂三是开展标准需求分析,研究提出高放废物处理处置科研生产亟需㊁配套重大工程重大项目的技术标准,将与法律法规和强制性国家标准规定的要求相配套的技术标准纳入标准明细表㊂四是开展适用性分析,分析核工业标准㊁国内通用工业标准㊁以及ISO㊁IAEA㊁IEC㊁美国㊁法国㊁英国㊁日本等技术较为先进的国际标准和国外标准,研究其对高放废物处理处置标准的适用性,适用标准纳入标准明细表㊂5.2㊀及时修订不适用标准㊀㊀梳理分析与高放废物处理处置相关的政策法规变化以及新技术发展,分析提出技术内容落后或不适用的现有标准(如GB/T4960.8 2008㊁EJ/T20012 2012㊁GB11929 2011㊁GB14500 2002等),研究确定待修订(或需增加)的核心技术指标,分析这些核心指标涉及的标准以及标准之间的关系,尽快研究提出高放废物处理处置标准修订计划,并按照计划开展相关标准修订工作㊂5.3㊀优先编制高放废液成份分析标准㊀㊀开展高放废液中硝酸根㊁铁㊁磷㊁99Tc㊁总U㊁总β㊁137Cs㊁90Sr㊁总α㊁237Np㊁Pu㊁241Am等核素分析方法系列标准的编制工作,规定各类分析方法的试剂和材料㊁仪器和设备㊁取样规则㊁试验步骤㊁试验数据处理㊁精密度等要求,为分析工作的开展提供标准支撑㊂5.4㊀加快编制高放废液固化体性能要求及检验方法标准㊀㊀开展高放废液固化体性能要求及检验方法标准编制工作,规范玻璃固化体的物理性能㊁抗浸出性能㊁热性能㊁耐辐照性能㊁高温粘度㊁高温电阻率及相应的检验方法,确保产生的高放废液玻璃固化体满足贮存㊁运输㊁处置安全目标㊂5.5㊀提前布局高放废液固化体包装贮存标准㊀㊀开展高放固体废物容器标准㊁高放废液玻璃固化体的包装容器标准的编制工作,提升高放固体废物㊁玻璃固化体的贮存和运输的安全性㊂开展高放玻璃固化体中间贮存库设计标准的研究和制定,以便指导设计,明确设施选址㊁安全准则㊁安全分析和设计方法[7]㊂5.6㊀关注高放废物处理处置工程经济标准的预先研究㊀㊀开展放射性废物处理处置工程建设项目‘预算编制方法“㊁‘费用性质及项目划分规定“㊁‘其他费用编制规定“㊁‘预算定额“㊁‘概算定额“㊁‘估算指标“等真实地反映放射性废物处理处置建设项目费用需求的标准预先研究,为具体的标准制定工作奠定基础,以利于在建设期间更好地进行费用控制㊂㊃105㊃㊀辐射防护第41卷㊀第6期5.7㊀探索性开展高放废物深地质处置标准预先研究与编制㊀㊀为规范深地质处置活动,配套实施‘放射性废物安全管理条例“以及相应的法规导则,现阶段主要聚焦高放废物深地质处置安全要求㊁高放废物深地质处置库场址特性评价㊁高放废物处置地下实验室安全㊁高放废物地质处置工程设计以及地下实验室水文地质特征㊁地质处置缓冲材料㊁抗震设计等标准的研制工作㊂参考文献:[1]㊀环境保护部,工业和信息化部,国家国防科技工业局,第65号公告.放射性废物分类[Z].2017.[2]㊀核工业标准化研究所.高放废物处置前管理技术规定:EJ /T 20012 2012[S].北京:核工业标准化研究所,2013-01-04.[3]㊀中华人民共和国国务院.放射性废物安全管理条例[S].2011.[4]㊀魏方欣.高放废物地质处置安全法规建设探讨[C]//第四届废物地下处置学术研讨会论文集.2012:279-284.[5]㊀徐健,熊先祥,雷奇峰,等.我国高放废物地质处置法规体系的若干问题探讨[J].世界核地质科学,2014,31(4):601 606.[6]㊀罗上庚.放射性废物处理与处置[M].北京:中国环境科学出版社,2006:127-152.[7]㊀刘立坡,李国青,靳立强,等.我国核设施退役治理标准化现状及建议[J].辐射防护,2016,36(5):326-334.LIU Lipo,LI Guoqing,JIN Liqiang,et al.Standardization status and suggestions for decommissioning of nuclear facilitiesin China[J].Radiation Protection,2016,36(5):326-334.Analysis on standards for high level radioactive wastetreatment and disposalLIU Lipo,LI Xiaozhen,JIN Liqiang,LIU Fugui(Institute for Standardization of Nuclear Industry,Beijing 100037)Abstract :The importance of standards for high-level radioactive waste treatment and disposal in China wasdescribed in this paper.The current situation of standards for high-level radioactive waste treatment and disposalat home and abroad was described and analyzed.The standardization problem regarding high-level radioactivewaste treatment and disposal standard system,high-level radioactive liquid waste source term analysis,high-level radioactive liquid waste vitrified body performance requirements and test methods,engineering economy of high-level radioactive waste treatment and disposal,deep geological disposal of high-level radioactive wasteetc.,were studied and analyzed.Opinions and suggestions on standardization of high-level radioactive wastetreatment and disposal were put forward.Key words :high level radioactive waste;treatment;disposal;standard analysis㊃205㊃。

放射性废物安全处置的地质条件分析与选择考核试卷

放射性废物安全处置的地质条件分析与选择考核试卷
A.地下水位的波动
B.岩石断裂
C.地质构造活动
D.气候变化
18.放射性废物处置的环境影响包括:()
A.地下水污染
B.土壤污染
C.空气污染
D.生物多样性降低
19.以下哪些是放射性废物处置的长期监控内容:()
A.放射性水平的监测
B.地下水质的监测
C.岩石稳定性的监测
D.放射性废物包装完整性的监测
20.以下哪些措施可以提高放射性废物处置的安全性:()
B.浅地层处置
C.地表处置
D.压缩处理
二、多选题(本题共20小题,每小题1.5分,共30分,在每小题给出的四个选项中,至少有一项是符合题目要求的)
1.放射性废物的特点包括:()
A.辐射水平高
B.有毒
C.生物可降解
D.需长期监控
2.以下哪些是放射性废物的处理方法:()
A.封存
B.压缩
C.焚烧
D.生物降解
3.固化处理的目的在于提高废物的稳定性,减少放射性物质的泄漏。常用的固化材料包括水泥、玻璃、陶瓷等。
4.长期监控的重要性在于确保放射性废物处置的安全性和有效性。监控内容包括放射性水平、地下水质量、地质结构变化等。
四、判断题
1. ×
2. √
3. ×
4. ×
5. √
6. ×
7. ×
8. ×
9. ×
10. √
五、主观题(参考)
1.放射性废物具有高辐射、毒性大、不易降解等特点,可能对土壤、水体和生物造成长期的辐射污染和健康危害。
2.考虑的主要地质条件包括岩石稳定性、渗透性、地下水活动等,因为这些因素直接关系到放射性废物长期安全隔离的效果。
1. A
2. C

高放废物处置库甘肃北山预选区综合水文地质研究

高放废物处置库甘肃北山预选区综合水文地质研究

高放废物处置库甘肃北山预选区综合水文地质研究郭永海;苏锐;季瑞利;王海龙;刘淑芬;宗自华;董建楠;张明【摘要】在野外水文地质调查基础上,开展了北山地区地下水系统特征、岩体渗透性能、地下水动态、水文地球化学、地下水同位素、地下水CFC以及地下水流场模拟等综合性水文地质研究.依据大量资料的科学分析,综合论述了研究区水文地质条件、地下水循环交替特征、地下水化学特征和动力学特征,并对北山地区作为高放废物处置库场址预选区的适宜性进行了评价.通过这些工作,不仅为我国高放废物地质处置库选址建立了系统的水文地质研究和评价方法,也为在该区筛选最适宜的高放废物处置库场址提供了重要的水文地质依据.【期刊名称】《世界核地质科学》【年(卷),期】2014(031)004【总页数】7页(P587-593)【关键词】高放废物;处置库;北山地区;水文地质【作者】郭永海;苏锐;季瑞利;王海龙;刘淑芬;宗自华;董建楠;张明【作者单位】核工业北京地质研究院,中核集团高放废物地质处置评价技术重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核集团高放废物地质处置评价技术重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核集团高放废物地质处置评价技术重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核集团高放废物地质处置评价技术重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核集团高放废物地质处置评价技术重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核集团高放废物地质处置评价技术重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核集团高放废物地质处置评价技术重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核集团高放废物地质处置评价技术重点实验室,北京100029【正文语种】中文【中图分类】TL942安全处置我国高放废物,首先需要选择合适、安全的场址。

地下水是核素运移的载体,对核废物具有溶解和迁移能力,对工程屏障具有侵蚀破坏作用,因此,场址的适宜性、安全性在很大程度上取决于水文地质条件。

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收稿日期: #""! ") #% 基金项目: 国防科工委资助项目 “高放废物处置前期工程研究” 作者简介: 郭永海 (!$%’— ) , 男, 研究员级高级工程师, 水文地 质学专业, 主要从事放射性废物处置研究。
!
何为高放废物地质处置?
障不使人类闯入, 免受风化作用; 在相当长的地质时 期内工程屏障提供稳定的物理和化学环境; 通过一 系列物理化学作用, 如吸附作用、 生物作用、 稀释作
’" *+, !/* !+, !+’ 见核素 &, (), -., 01, 2$, 34 在膨润土中 的吸附行为进行了土柱实验研究, 结果表明膨润土
为了实现这些功能, 目前, 世界许多国家都在对 工程屏障的各个方面进行研究, 许多国家也正在研 能。
综合、 有效地发挥其功 在过去的 !" 余年间, 许多国家通过研究对比, 究如何把他们作为整体系统,
第 , 卷第 # 期 #""! 年 - 月
地学前缘 (中国地质大学, 北京)
( ;257/ <75=60:51> 9? @69:456746:, ./012 3456746 80971560: A65B57C)
D9E F , G9F # (H0 F #""!
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回填材料作为高放废物处置库中的工程屏障充 充填岩石的裂隙, 对地下处置系统的安全起着保护 作用。回填材料应具备的性能是: 对放射性核素具 有强烈的吸附能力, 阻止和减缓放射性核素向外泄 漏; 具有良好的隔水功能, 延缓地下水接触废物容器 的时间, 降低核素向外泄漏的速度; 同时应具有良好 的导热性和机械性能, 以便使高放废物衰变热量及
表! 部分岩石对某些放射性元素的滞留系数 598 :8;3:<3;=>? @>8AA=@=8?;0 >A 0>.8 :>@B0 A>: :3<=>?C@7=<8
玄武岩 ,** 2 *** " *** "** " *** 2** 2 *** 2* "** 凝灰岩 ,** 2 *** " *** "** 2** 2** 2 *** #* "** ,** 粘土及 粘土质岩石 ,** 2 *** " *** "** " *** 2** 2 *** ,** "** " *** 岩盐 "* " *** "** 2* "* 2* " *** ,* 2* ,**
也可以用它封闭处置库, 讲, 花岗岩、 粘土及粘土质岩石、 玄武岩和凝灰岩都 填在废物容器和围岩之间,
郭永海 王 驹 金远新 D 地学前缘 (E7)=F (9>G<9G H);<=>G).) (* ) !"&#, 并对废物容器起支护作用, 防 止机械破坏和位移。 认为膨润土具有良好的隔水性和吸附性能, 是高放 废物处置库良好的回填材料。 !" 世纪 #" 年代末, 核工业北京地质研究院对不同 $% 值等条件下的常
[!] 用等, 限制放射性核素向生物圈迁移 。
圈闭系统中的三重屏障之间具有相互加强的作 用, 其中天然屏障对长期圈闭起至关重要的作用。
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郭永海 王 驹 金远新 / 地学前缘 (L3:;9 D@=8?@8 M:>?;=8:0) (" ) ,**" , -
下面对天然屏障和人工屏障的特点和功能作一较详 细的阐述。 !!" 天然屏障 高放废物地表处置所以被否决, 原因在于目前 地表能建造的建筑物, 其服役年限都远远小于长寿 命放射性核素的半衰期。而在深部地质介质中建造 的处置库能够保证放射性核素的长期圈闭, 并且能 够适宜于高放废物长期圈闭的地质介质在地壳中的 分布十分广泛。 深部地质介质之所以具备长期圈闭的功能, 原 因之一是这种介质本身就构成了阻止核素迁移的天 然屏障, 它既可以有效地限制核素的迁移, 又可以避 免人类闯入。说到屏障, 它不仅是良好的物理屏障, 而且也是有效的化学屏障。因为核素在随地下水流 动的过程中, 将与介质发生各种作用, 如吸附作用, 沉淀作用等等, 这种作用可以有效地降低核素的迁 移速度。 其次, 深部地质介质的演化十分缓慢, 只要避开 某些地区, 如现代火山地区和强烈构造活动地区等, 就能够保证放射性核素在限定期内有效圈闭。 此外, 建造处置库所开凿的岩体体积只占整个 岩体体积的很小部分, 这就是说, 处置库的建造不会 严重影响围岩的整体圈闭功能。 处置库的岩石类型是关系到处置库能否长期安
适合高放废物处置库的回填材料
[+]

虽然玻璃固化体中的核素封闭于多重屏障系统 内, 但不管该系统的设计多么完美, 也不能永远地阻 止核素向生物圈迁移。因为再坚固的设施也不可能 永远存在。一旦工程屏障损坏, 核素就将随地下水 一起向地质介质中迁移, 通过地质介质, 最终到达生 物圈。核素从处置库向生物圈迁移的过程可以设想 为: 首先, 虽然处置库一般建在地下水贫乏且渗透性 很低的岩体中, 但深度一般应在 5"" 6 * """ 1 的地 下深处, 这个深度一般均属于饱水带, 在处置库运行 的初期, 地下水将从周围压力较高的地区向处置硐
玄武岩分别为 #$,& 和 "$*( ) "* + "*%$’ ) "* + "* . / 0; + "" + "" 凝灰岩分别为 *$12& 和 2$" ) "* #$* ) "* . / 0; "* + ""-$2 ) "* + "" . / 0。岩石的力学性质决定了处置 库的稳定性, 其力学参数应有利于处置库的施工建 造及安全运行。岩石的热学性能主要由热导率表 示。高放废物核素的衰变要产生辐射热, 据理论计 算, 高放废物在处置库中放置 2 3 以后, 近场温度可 高达 2** 4 , 由于热应力的作用能使围岩产生破裂 而降低处置库系统的稳定性, 因此要求围岩具有一 定的导热能力。
室低压区运动, 而地下水最先接触的将是回填材料。 *’5, 年提出来的。地质处置计划由能源部负责执 穿过回填层的水随后将与废物容器接触, 一旦容器 行。目前内华达州 84997 :;4<=7>< 是惟一的候选场 破损或腐蚀, 地下水便直接与玻璃固化体接触, 于是 水与固化体间的相互作用便开始了。固化体中的核 素或溶于地下水, 或以微粒的形态转移到水中。与 址, 开展研究的时间已近 !" 7, 现已完成场址可行性 评 价 报 告 及 环 境 影 响 评 价 报 告 的 初 稿。 84997
53678 "
元素 D: E: D? D6 F0 G3 59 H IJ 花岗岩 ,** 2 *** " *** "** " *** 2** 2 *** 2* "**
KC ,** 2** 据参考文献 [,] 。
全运行及有效隔离核废物的关键。多年来, 世界各 ! ! # 国对处置库的可能围岩进行了详细研究, 通过对比,
!
[/] 国外处置库场地研究概况
在发达国家, 高放废物地质处置研究已有几十 年的历史, 但由于问题的复杂性, 至今还没有一个国 家真正建成高放废物处置库, 目前大都处于场址预 选或场地性能评价阶段。目前世界上高放废物地质 处置库场地工作进展最快的国家当数美国和法国, 地下实验室研究工作已进行多年, 获得了大量的数 据。现正在进行大规模详细的场址性能评价工作, 其它国家如加拿大、 法国、 英国、 瑞典、 瑞士、 比利时 等国家也都相继开展了地下实验室的研究工作。现 将有关各国的主要研究进展情况介绍如下: (*) 美国高放废物地质处置研究进展 美国高放废物地质处置的建议是由美国科学院
世界高放废物地质处置库选址 研究概况及国内进展
郭永海, 王 驹, 金远新
(核工业北京地质研究院, 北京 !"""#$)

要: 高放废物是核能事业发展的必然产物。它的安全处置是核能事业持续发展的前提, 已受到世界各
国的高度重视。文中阐述了高放废物深地质处置的一般概念。同时重点介绍了世界上一些国家处置库选 址研究的主要内容和研究进展, 例如, 美国把处置库建造过程分为场地推荐、 场地的特征评价、 处置库场地 的选择和批准、 领取场地执照和处置库建造设计的审批、 处置库的建造 % 个阶段; 德国的选址研究工作包括 地电和地热研究, 重力、 地震、 地球化学、 水文地质、 同位素地球化学及微生物研究等; 瑞典在花岗岩中建成 了地下实验室, 并制定了实验室的总体研究目标等等。另外也介绍了中国在甘肃省北山进行的高放废物 地质处置库选址工作的情况, 研究表明北山地区为一地壳稳定区, 也是地下水贫水区且地下水流速缓慢, 有 利于处置库的建造, 进一步的地面地质、 水文地质勘察工作及钻探工程工作正在进行中。伴随着这些工作 的完成, 中国将大大缩短在高放废物地质处置研究方面与发达国家的距离。 关键词: 高放废物; 处置库; 深地质处置 中图分类号: &’’! 文献标识码: (#""!) ( 文章编号: !""% #)#! "# ")#’ "*
工程屏障 如上所述, 处置库的地下设施、 废物容器及回填
它与周围的地质介质一起阻 对花岗岩、 粘土、 岩盐的适宜性达成了共识。当然, 材料统称为工程屏障, 一个国家最终选择什么样的岩石作为处置库围岩, 止核素迁移。 还要根据本国的地质条件和国情而定, 如美国选择 废物容器是防止放射性核素从工程屏障中释放 世界各国在废物容器的 内华达州的凝灰岩、 德克萨斯州的岩盐和华盛顿州 出去的第一道防线。目前, 所选用材料多为耐热性、 抗腐蚀性 的玄武岩作为高放废物处置库的围岩, 并进行了大 设计上大同小异, 量的研究。 能良好的不锈钢材料。为了寻求更优质的材料, 氧 选择高放废物处置库围岩要考虑很多因素, 主 化锆等陶瓷材料和其他合金材料也都在研究中。容 一般认为。容器保持完好的 要包括围岩的矿物组成、 化学成分; 岩石的水力学性 器的形状多为圆柱体, 能; 岩石的力学和热学性能。围岩的矿物组成和化 时间可持续千年以上。 学成分对滞留放射性核素起关键作用。从这方面 是很好的围岩类型, 表 " 给出了部分岩石对某些放 射性元素的滞留系数实验结果。围岩在水力学方面 应具有低孔隙和低渗透特征, 以降低核素随地下水 的迁移速度。以上 # 种岩石的孔隙度和渗透率都是 较低 的, 花 岗 岩 分 别 为 "$%& 和 ’$( ) "* ,$’ ) +粘土及粘土质岩石分别为 *$(’& 和 ,$1 ) "* . / 0;
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