放射性废物近地表处置设施的应急管理研究 被引量：2

1

作者 崔浩 陈鹏 +1 位作者 杨端节 李冰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期467-472,共6页

放射性废物近地表处置设施是放射性废物处置设施的一种。根据核安全法,该类设施内发生的放射性事故属于核事故范畴,考虑到该类事故具有辐射事故特征,建议其场内应急预案参照核设施核事故应急预案进行编制,其中应急体系按照核设施核事故... 放射性废物近地表处置设施是放射性废物处置设施的一种。根据核安全法,该类设施内发生的放射性事故属于核事故范畴,考虑到该类事故具有辐射事故特征,建议其场内应急预案参照核设施核事故应急预案进行编制,其中应急体系按照核设施核事故进行管理,如应急组织体系、应急报告制度、应急设施等,但在事故分级上采用辐射事故分级原则。 展开更多

关键词 放射性废物近地表处置设施 应急准备与响应 应急分级 辐射事故

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放射性废物地表处置研讨会

2

《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2018年第1期14-14,共1页

放射性废物地表处置研讨会于2017年11月6日在日本福岛成功举办。特别感谢日本基金会（the Nippon Foundation）的支持,国际放射防护委员会（ICRP）第97号工作组和第4分委会成员得以参加此次研讨会并就关键议题与会众进行了讨论。此次研... 放射性废物地表处置研讨会于2017年11月6日在日本福岛成功举办。特别感谢日本基金会（the Nippon Foundation）的支持,国际放射防护委员会（ICRP）第97号工作组和第4分委会成员得以参加此次研讨会并就关键议题与会众进行了讨论。此次研讨会的会议报告摘要和全文已在研讨会官网上发布,可直接访问。报告题目大致如下： 展开更多

关键词 放射性废物 地表处置 国际放射防护委员会 网上发布 会议报告 直接访问 基金会 分委会

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长时间尺度下放射性废物处置设施水流特征模拟研究

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作者 刘兴伟 王旭宏 +2 位作者 吕涛 李星宇 夏加国 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2023年第5期515-524,共10页

为详细刻画放射性废物处置设施关闭后长时间序列下的水流特征,通过Porflow软件对放射性废物处置设施关闭后水流场进行模拟。结果显示伴随覆盖层及处置设施系统部件性能逐步退化,在处置设施关闭后第150~170年处置单元底部及两侧存在局部... 为详细刻画放射性废物处置设施关闭后长时间序列下的水流特征,通过Porflow软件对放射性废物处置设施关闭后水流场进行模拟。结果显示伴随覆盖层及处置设施系统部件性能逐步退化,在处置设施关闭后第150~170年处置单元底部及两侧存在局部水流上升区。第0~150年覆盖层入渗水流由处置单元两侧流走,流速最大值为0.41 cm/a;第150年后处置单元区逐渐成为优势通道,流速最大值为86.4 cm/a,高流速主要出现在处置单元顶端角点及地下水集水管廊区域;饱和度总体变化不大,处置单元区饱和度维持为0.99,处置单元两侧及底部饱和度呈上升趋势,动态变化范围0.3~0.5。长时间尺度下处置部件性能退化不会对处置设施造成显著影响,集水管廊为核素迁移潜在优势通道。 展开更多

关键词 近地表处置设施 水流特征 非饱和带 Porflow 压力水头 流速 饱和度

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放射性废物管理和核设施退役中几个问题的讨论 被引量：5

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作者 陈式 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2004年第6期343-346,355,共5页

从满足放射性废物管理和核设施退役工作的需要出发 ,讨论了《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》中有关排除、豁免、解控以及排放、废源处置、去污、废物最少化、防护最优化等几项规定的实施问题 。

关键词 核设施退役 放射性废物管理 辐射源 去污 处置 电离辐射 防护 问题 基本标准 研究

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中低放固体放射性废物处置中的α废物在线检测及位置判定方法初探 被引量：2

5

作者 宁靖 陈峰 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2001年第5期408-412,共5页

根据在核废料回取分类、压缩减容的处置工艺及部分专用设备开发等方面的研究和初步实践 ,提出了利用现代测试技术和自动控制原理对α型废物进行在线探测、位置判定、目标成像、定性分析。

关键词 核设施退役 废物处置 a废物 在线探测 辐射定性分析 固体放射性废物

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“改进中低放废物近地表处置安全评价方法学第二次协调会”简介

6

《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1999年第6期470-471,480,共3页

关键词 中低放废物 近地表处置 安全评价

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英国《放射性废物管理和处置报告》发布

7

《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2019年第3期241-241,共1页

英国《放射性废物管理和处置报告》最近发布。报告阐述了英国放射性废物政策。英国商业、能源和工业战略部(BEIS)公布了它的单一的放射性废物战略,向公众开放咨询到10月31日。另外,BEIS国会特别选举委员会发布了关于地质处置基础设施的... 英国《放射性废物管理和处置报告》最近发布。报告阐述了英国放射性废物政策。英国商业、能源和工业战略部(BEIS)公布了它的单一的放射性废物战略,向公众开放咨询到10月31日。另外,BEIS国会特别选举委员会发布了关于地质处置基础设施的国家政策声明草案。核退役管理局(NDA)努力确保它在英格兰、威尔斯和苏格兰的17个核遗留设施得到安全、可靠、有效的退役和清洁。英国放射性废物和材料存量的90%(体积)以上的是由它下属的工业区产生的,包括由极低水平到高水平废物放射性污染的所有类型的废物。 展开更多

关键词 放射性废物管理 英国 基础设施 放射性污染 地质处置 工业区 英格兰 管理局

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关于近地表处置设施定期安全评价的建议

8

作者 王春丽 魏方欣 +3 位作者 徐春艳 张宇 祝兆文 雷强 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期650-656,共7页

我国目前缺少近地表处置设施定期安全评价的具体要求,在调研与分析国内外核设施定期安全评价有关要求及实践的基础上,充分考虑近地表处置设施固有特点,同时兼顾安全全过程系统分析有关要求,对近地表处置设施定期安全评价的整体思路及策... 我国目前缺少近地表处置设施定期安全评价的具体要求,在调研与分析国内外核设施定期安全评价有关要求及实践的基础上,充分考虑近地表处置设施固有特点,同时兼顾安全全过程系统分析有关要求,对近地表处置设施定期安全评价的整体思路及策略、安全要素的筛选、安全要素及其评价要点等提出建议,以期为我国近地表处置设施定期安全评价的开展及有关标准/导则的编制提供参考。 展开更多

关键词 近地表处置设施 定期安全评价 安全要素 评价要点

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《全国危险废物和医疗废物处置设施建设规划》出台

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《中国安全科学学报》 CAS CSCD 2004年第2期10-10,共1页

关键词 《全国危险废物和医疗废物处置设施建设规划》 放射性废物 环境污染 环境保护

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英国坎布里亚郡建立第一个高放废物地质处置设施选址社区合作伙伴关系

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《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2022年第1期70-70,共1页

为了推进关于高放废物地质处置设施选址的讨论,在英国坎布里亚郡的科普兰决定成立两个社区合作伙伴,其中第一个合作伙伴关系已经成立,这一举动是在最初的科普兰工作组成立一年后做出的。第二家合作伙伴有望很快在相邻的南科普兰成立。... 为了推进关于高放废物地质处置设施选址的讨论,在英国坎布里亚郡的科普兰决定成立两个社区合作伙伴,其中第一个合作伙伴关系已经成立,这一举动是在最初的科普兰工作组成立一年后做出的。第二家合作伙伴有望很快在相邻的南科普兰成立。科普兰自治区议会和放射性废物管理组织决定在科普兰建立两个社区伙伴关系,第一个社区伙伴在中部科普兰已经启动。除了科普兰自治区议会和放射性废物管理组织外,中部科普兰地质处置设施社区伙伴关系的初始成员还包括坎布里亚地方议会协会。招募程序已经启动,未来几个月将招募更多成员。 展开更多

关键词 放射性废物管理 地质处置 合作伙伴关系 科普兰 设施选址 坎布里亚 招募

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陆地中低放核废物地质处置的发展与现状 被引量：8

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作者 刘平辉 管太阳 +2 位作者 王勇 黄国夫 余运祥 《华东地质学院学报》 2000年第3期229-234,共6页

介绍全球陆地的中低放核废物处置的发展与现状 ,重点介绍近地表埋藏处置法、废矿井处置法和深岩硐地质处置法 ,并简要概述一些国家在陆地核废物处置领域内出现的问题及对策。

关键词 核废物 地质处置 近地表埋藏处置法 废矿井处置

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深地质处置库和核责任

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《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期9-9,共1页

在深地质处置库(DGR)中处置长寿命放射性废物是一种科学和技术上可靠的解决方案,可以满足长期安全的需求,而无需依赖主动监测和管理。然而,必须评估可能与这种处置库有关的潜在风险,并确保建立适当的制度,以便在第三方遭受危险品造成的... 在深地质处置库(DGR)中处置长寿命放射性废物是一种科学和技术上可靠的解决方案,可以满足长期安全的需求,而无需依赖主动监测和管理。然而,必须评估可能与这种处置库有关的潜在风险,并确保建立适当的制度,以便在第三方遭受危险品造成的核损害时给予充分补偿。因此,制定或打算发展渉核危险品的国家必须考虑到核第三方责任制度,只要这些制度适用于处置设施。 展开更多

关键词 放射性废物 地质处置库 危险品 第三方责任 处置设施 长寿命 潜在风险

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低放固体废物核素活度浓度上限值的推导

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作者 刘建琴 魏方欣 +1 位作者 安鸿翔 熊小伟 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2019年第3期221-227,共7页

介绍了近地表处置设施在300a监护期前及其以后的任何时间,公众个人及闯入者通过各种途径的受照剂量分别小于剂量限值时所要求的低放固体废物核素活度浓度上限值的推导方法及过程。以我国放射性废物近地表处置的基本安全要求为前提,并以... 介绍了近地表处置设施在300a监护期前及其以后的任何时间,公众个人及闯入者通过各种途径的受照剂量分别小于剂量限值时所要求的低放固体废物核素活度浓度上限值的推导方法及过程。以我国放射性废物近地表处置的基本安全要求为前提,并以遥田处置场和北龙处置场为对象,分析处置设施关闭后各景象的核素迁移过程和照射途径,建立各景象核素迁移的概念模型、数学模型,并计算各景象对人类产生的照射剂量。假设核素活度浓度与剂量之间呈线性关系,推导满足剂量准则下各景象各放射性核素的活度浓度上限值,选择最小的上限值,从而确定出低放固体废物各核素活度浓度上限值的量级。 展开更多

关键词 低放废物 活度浓度上限值 推导 近地表处置

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^(90)Sr、^(237)Np、^(238)Pu和^(241)Am在含水层中迁移的模拟实验 被引量：12

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作者 郭择德 李书绅 +3 位作者 邓安 杨端节 程金茹 刘力 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2003年第1期19-25,共7页

在中国辐射防护研究院野外试验场的地下研究设施内进行了 90 Sr、2 3 7Np、2 3 8Pu和 2 41Am在含水层介质中迁移的模拟实验。实验用的非扰动原状土柱取自地下研究设施内的含水层 ,实验用水为地下水。实验结果表明 ,试验场含水层介质对 2... 在中国辐射防护研究院野外试验场的地下研究设施内进行了 90 Sr、2 3 7Np、2 3 8Pu和 2 41Am在含水层介质中迁移的模拟实验。实验用的非扰动原状土柱取自地下研究设施内的含水层 ,实验用水为地下水。实验结果表明 ,试验场含水层介质对 2 3 8Pu和 2 41Am具有很强的吸附能力 ,对 2 3 7Np的吸附能力相对次之 ,对 90 Sr的吸附能力相对较弱。在实际水流速为 6 .13cm/ d条件下 ,经过 5 2 7.5天 ,各核素的活度浓度峰分别迁移了 16 cm(90 Sr)、3.9cm(2 3 7Np)、小于 0 .2 cm(2 3 8Pu和 2 41Am)。采用核素二维迁移方程和本文提出的核素从源层释放的洗脱模型对浓度分布进行了拟合 ,得到了核素迁移参数 。 展开更多

关键词 锶90 镎237 钚238 镅241 核素迁移 模拟实验 含水层 安全评价 放射性废物 近地表处置

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非饱和水通过双层孔隙介质渗流的定量实验 被引量：6

15

作者 王志明 姚来根 +1 位作者 江洪 李书绅 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2003年第1期14-18,共5页

非饱和水通过双层孔隙介质的渗流对于放射性废物近地表处置库的顶盖设计具有重要意义。本文主要介绍非饱和水通过以黄土 (细颗粒 )和石英砂 (粗颗粒 )组成的双层孔隙介质渗流定量实验的装置、方法及其结果。从实验结果可见 :黄土中的非... 非饱和水通过双层孔隙介质的渗流对于放射性废物近地表处置库的顶盖设计具有重要意义。本文主要介绍非饱和水通过以黄土 (细颗粒 )和石英砂 (粗颗粒 )组成的双层孔隙介质渗流定量实验的装置、方法及其结果。从实验结果可见 :黄土中的非饱和水在下渗过程中遇到石英砂层时 ,即使石英砂层很薄 ,且粒度很小 ,下渗水也发生绕流现象 ;相对绕流量的大小随水的喷淋强度的增大而减小 ,随石英砂层厚度的增加而增加。另外 ,实验发现 ,相当部分的绕流水是紧贴石英砂层的下表面运动的。由实验结果推断 ,在石英砂粒径 0 .2～ 0 .4 5 mm、埋深 2 0 cm情况下 ,不起绕流作用的石英砂层厚度≤ 1mm;对于≥ 2mm厚的石英砂层 ,相对绕流量达 10 0 %的喷淋强度需低于 5 mm/ 展开更多

关键词 双层孔隙介质 非饱和水 绕流 渗流 定量实验 放射性废物 近地表处置

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包气带中核素迁移模拟实验的设计和方法 被引量：8

16

作者 郭择德 倪世伟 +5 位作者 李书绅 赵英杰 王辉 韩新生 姚来根 蔡匀 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2003年第3期163-170,共8页

本文主要依据中国辐射防护研究院开展的关于核素在地下水中迁移的研究工作 ,总结了包气带中核素迁移的土柱模拟实验技术 ,提出了设计实验的基本方法 ,讨论了非饱和流场特征、分配系数随含水率的变化、延迟系数的时间尺度效应等因素对实... 本文主要依据中国辐射防护研究院开展的关于核素在地下水中迁移的研究工作 ,总结了包气带中核素迁移的土柱模拟实验技术 ,提出了设计实验的基本方法 ,讨论了非饱和流场特征、分配系数随含水率的变化、延迟系数的时间尺度效应等因素对实验设计的影响。实验的关键技术是建立所需含水率和流速的稳定非饱和流场 ,并准确地测量流场参数。在概述了目前几种建立稳定流场和测量其参数的方法后 ,以一个例子介绍了利用灯芯效应在土柱中建立稳定非饱和流场的方法和用γ射线扫描技术测量含水率、用131I作为示踪剂测量水流速的方法及在土柱外直接测量具有γ射线核素迁移速度的方法。 展开更多

关键词 核素迁移 模拟实验 非饱和流场 分配系数 地下水 包气带 放射性废物 地表处置

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天然降水条件下核素在非饱和黄土中迁移快成分的特征 被引量：2

17

作者 王志明 杨月娥 李书绅 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2001年第2期73-76,共4页

本文通过对 3H和 85Sr在黄土包气带现场示踪试验结果的分析 ,给出了快成分迁移倍速 Uq 与快成分份额 f 之间的函数关系 ,并按快成分计算出下游计算点的最大浓度与常规计算的最大浓度值的比值。结果发现 ,以质心运动速度计算下游关心地... 本文通过对 3H和 85Sr在黄土包气带现场示踪试验结果的分析 ,给出了快成分迁移倍速 Uq 与快成分份额 f 之间的函数关系 ,并按快成分计算出下游计算点的最大浓度与常规计算的最大浓度值的比值。结果发现 ,以质心运动速度计算下游关心地点的最大浓度在某些情况下是不保守的 ,核素迁移快成份在安全评价中的作用也是不可忽视的。 展开更多

关键词 非饱和黄土 现场示踪试验 快成分 地质介质 安全评价 核素迁移 放射性废物 地表处置

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半干旱地区天然黄土包气带中氚的运移特征 被引量：3

18

作者 王志明 杨月娥 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2001年第1期45-50,共6页

通过氚在黄土包气带现场示踪试验结果的分析 ,发现3H纵向分布在相对浓度较大时是对称的 ,而相对浓度较小时则不对称。通过对横向迁移数据的处理 ,得到了3H在天然黄土中的横向浓度分布方差σ2 y 分别为 6 8 4cm2 (A坑 ,t=780d ,埋深 76cm... 通过氚在黄土包气带现场示踪试验结果的分析 ,发现3H纵向分布在相对浓度较大时是对称的 ,而相对浓度较小时则不对称。通过对横向迁移数据的处理 ,得到了3H在天然黄土中的横向浓度分布方差σ2 y 分别为 6 8 4cm2 (A坑 ,t=780d ,埋深 76cm处 )和 138 5cm2 (B坑 ,t=779d ,埋深110cm处 )。横向扩散参数约为纵向扩散参数的 1/ 3。在埋深较大的B坑中 ,快成分份额 f(t,Uq)随时间变化不大 ,相对速度Uq(t ,xq)随时间的变化也不大。在此前提下 ,按快成分计算出关心地点的浓度在某些情况下大于常规计算结果。这表明 ,以质心运动速度为代表的常规计算在某些情况下是不保守的。 展开更多

关键词 黄土包气带 氚 现场示踪试验 浓度分布方差 扩散参数 核素运移 放射性废物 地表处置 安全评价

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ICRP第97任务组介绍

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《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2021年第2期156-156,共1页

ICRP第97任务组(TG 97)是第4分委员会下设的一个任务组,它的任务是与废物管理界共同起草编制下述目的出版物:用简浅的语言介绍并阐述如何将适用于放射性废物地表和近地表处置的ICRP建议应用于公众和工作人员的防护(第101和103号出版物)... ICRP第97任务组(TG 97)是第4分委员会下设的一个任务组,它的任务是与废物管理界共同起草编制下述目的出版物:用简浅的语言介绍并阐述如何将适用于放射性废物地表和近地表处置的ICRP建议应用于公众和工作人员的防护(第101和103号出版物)以及环境保护(第124号出版物)。本出版物将是第122号出版物的补充。 展开更多

关键词 出版物 废物管理 环境保护 近地表处置 ICRP 放射性废物 工作人员

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