低中水平放射性废液水泥固化材料研究进展 被引量：1

1

作者 刘新凤 李春光 +3 位作者 刘龙成 姚志猛 刘振中 张生栋 《核科学与工程》 北大核心 2025年第1期176-184,共9页

核电的快速发展导致大量放射性废物产生,运行期间以低中水平放射性废液为主,对其进行经济高效固化是确保核电安全的关键。水泥固化成本低廉、工艺简单,已成为国内外公认应用最广泛的中低放废液固化方法。综述了水泥固化方法的理论基础,... 核电的快速发展导致大量放射性废物产生,运行期间以低中水平放射性废液为主,对其进行经济高效固化是确保核电安全的关键。水泥固化成本低廉、工艺简单,已成为国内外公认应用最广泛的中低放废液固化方法。综述了水泥固化方法的理论基础,探讨了核素稳定固化机制,对比了硅酸盐水泥、铝酸盐水泥、硫铝酸盐水泥和碱激发水泥4种水泥在处理放射性废液方面的优缺点,并分析了添加剂对水泥固化过程的影响。综合研究表明,开发新型水泥品种和添加剂是提升水泥固化方法经济性和高效性的主要途径,为核电低中放废液水泥固化技术的发展指明了方向。 展开更多

关键词 核电 低中放废液 水泥固化 水泥基材 添加剂

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低中放固体废物处置场选址规划环境影响评价方法研究 被引量：7

2

作者 李洋 顾志杰 +2 位作者 康晶 刘腾 王孝强 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2012年第4期235-239,247,共6页

建造低、中水平放射性固体废物处置场,对低中放废物进行安全处置是降低低中放废物管理的环境风险、减少对环境和公众影响的必要途径。而对全国低中固体废物处置场进行选址规划有利于合理布置处置场、合理利用资源以及减少对公众和环境... 建造低、中水平放射性固体废物处置场,对低中放废物进行安全处置是降低低中放废物管理的环境风险、减少对环境和公众影响的必要途径。而对全国低中固体废物处置场进行选址规划有利于合理布置处置场、合理利用资源以及减少对公众和环境的影响。为了减少规划实施后可能对环境产生的影响,需要对《我国低中水平放射性固体废物处置场所选址规划》进行环境影响评价。本文对如何开展这类规划的环境影响评价进行了探讨。 展开更多

关键词 低中放固体废物 处置场 处置场选址规划 环境影响评价 战略环境评价

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核电站低中放固体废物热等离子体处理研究进展 被引量：8

3

作者 陈明周 吕永红 +1 位作者 向文元 孟月东 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2012年第1期40-47,共8页

结合核电站中产生的低中放固体废物现有处理技术的不足,介绍了热等离子体处理废物的原理、优点和处理放射性废物的进展,重点介绍了现有典型装置的反应器与系统构成,探讨了等离子体装置处理放射性废物值得注意的问题、技术难点与解决方向... 结合核电站中产生的低中放固体废物现有处理技术的不足,介绍了热等离子体处理废物的原理、优点和处理放射性废物的进展,重点介绍了现有典型装置的反应器与系统构成,探讨了等离子体装置处理放射性废物值得注意的问题、技术难点与解决方向,以期为国内开展相关的研究提供参考。 展开更多

关键词 热等离子体 核电站 低中放固体废物 减容

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低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究 被引量：16

4

作者 李书绅 王志明 +9 位作者 郭择德 李祯堂 赵英杰 李盛芳 神山秀雄 山本忠利 武部慎一 小川弘道 田中忠夫 向井雅之 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2000年第1期1-20,共20页

中国辐射防护研究院和日本原子力研究所合作开展了为期 5年 (1988年 1月～ 1993年 1月 )的“低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究”,以建立一套低中放废物浅地层处置安全评价技术和方法 ,包括参数、模式和程序。本文主要介绍... 中国辐射防护研究院和日本原子力研究所合作开展了为期 5年 (1988年 1月～ 1993年 1月 )的“低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究”,以建立一套低中放废物浅地层处置安全评价技术和方法 ,包括参数、模式和程序。本文主要介绍在黄土包气带中核素迁移规律、水分运移行为研究及其相关参数测定的方法和试验结果 ,以及试验场址主要特征和开发的核素迁移模式与计算程序为开展现场核素迁移示踪试验和实验室核素迁移模拟实验 ,建立了野外试验场、喷淋试验大厅和环境模拟实验室 ;开发了现场核素迁移直接测量系统 ;研制了实验室模拟装置和原状土取样设备。包气带核素迁移示踪试验 ,从 1989年 5月开始到 1991年 8月结束 ,试验在天然 (试验期间年均降雨量为 4 38mm)和喷淋 (喷淋强度 15mm/ d,相当于降雨量 5.4 8× 10 3 mm/ a)两种条件下进行。实验室模拟实验 ,喷淋强度为 0 .796 mm/ d(4号土柱 )和 0 .6 56 mm/ d(2号土柱 ) ,历时约 1年。示踪核素为 60 Co、85Sr和 13 4Cs(或13 7Cs)。还与现场试验同步开展了试验场水分运移研究 ,及用 3 H作示踪剂的水分运移研究。得到以下主要结果 :(1)对 85Sr,喷淋条件下 2年的现场试验期内 ,浓度峰迁移了 13cm,天然条件下迁移约 2 cm;在 1年的实验室模拟实验期内 ,取? 展开更多

关键词 安全评价 放射性废物 浅地层处置 核素迁移

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国外低中水平放射性废物包检测实践及启示 被引量：4

5

作者 郭喜良 徐春艳 +2 位作者 杨卫兵 吴浩 范智文 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2011年第3期184-192,共9页

讨论了国外近地表处置的低、中水平放射性废物包检测的实践和经验,包括法规体系要求、检测机构和职责、检测实践及检测中使用的一些方法,在此基础上提出了相应的建议。

关键词 低中水平放射性 废物包 检测 处置安全

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放射性固体废物水泥砂浆固定配方研究 被引量：3

6

作者 张怡 郑佐西 +1 位作者 朱欣研 马梅花 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期63-68,共6页

本工作主要研究中、低放固体废物超级压缩饼在2m3废物包装箱内的固定配方。该配方能够保证最终废物体的整体性和整体强度满足安全运输、储存和处置的要求,并且能够进行工程应用。通过实验研究水灰比、灰砂比、砂子级配以及添加剂加入量... 本工作主要研究中、低放固体废物超级压缩饼在2m3废物包装箱内的固定配方。该配方能够保证最终废物体的整体性和整体强度满足安全运输、储存和处置的要求,并且能够进行工程应用。通过实验研究水灰比、灰砂比、砂子级配以及添加剂加入量等因素对流动度、凝结时间、固化过程中的温升、固化体性能等的影响规律,根据规律筛选出既满足核行业标准(EJ1186-2005)又适用于现有工程装置的放射性固体废物水泥砂浆固定配方,即在室温25℃,常压下,配方为0.450∶1水灰比、1∶1.6灰砂比、1∶2∶1粗中细砂比、1‰(质量分数)B型缓凝剂。 展开更多

关键词 中、低放固体废物 水泥砂浆 固定化

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固体放射性废物水泥砂浆固定配方工程验证试验 被引量：1

7

作者 郑佐西 张怡 +4 位作者 朱欣研 马梅花 张存平 吕景彬 林天龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第2期228-233,共6页

为完成某废物库回取、整备设施中整备车间固体废物的整备,满足车间水泥固定系统的工程应用需求,对初期实验室研究的中低放固体废物固定配方在该系统上进行200 L废物桶和2 m^3废物箱的工程验证试验,考察该配方的固化体性能,如固化过程中... 为完成某废物库回取、整备设施中整备车间固体废物的整备,满足车间水泥固定系统的工程应用需求,对初期实验室研究的中低放固体废物固定配方在该系统上进行200 L废物桶和2 m^3废物箱的工程验证试验,考察该配方的固化体性能,如固化过程中的温升、固化体均匀性等,并确定加料顺序和搅拌时间等工艺参数。结果表明,生产的固化体符合行业标准(EJ 1186—2005)的要求,满足国家废物运输和处置要求。 展开更多

关键词 中低放固体废物 固定配方 水化热 放射性废物容器

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中低放废物的安全处置与评价 被引量：4

8

作者 陈式 郭择德 +1 位作者 范智文 毋涛 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1993年第5期321-330,共10页

本文综述了中低放废物安全处置技术的新近发展;结合我国中低放废物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... 本文综述了中低放废物安全处置技术的新近发展;结合我国中低放废物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。 展开更多

关键词 放射性废物 废物处置 中低放废物

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模拟非α低中放废液水合陶瓷固化体的水化产物和力学性能 被引量：1

9

作者 王进 洪明 +3 位作者 王军霞 李玉香 滕元成 吴秀玲 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2011年第5期286-291,共6页

以模拟非α低中放废液为固化处理对象,用水热法合成了非α低中放废液中和处理后沉淀的"碱-矿渣-粉煤灰-偏高岭土"水合陶瓷固化体。采用X射线衍射仪分析了固化体的水化产物,确定了水化产物的组成,并测试了固化体的抗压强度。... 以模拟非α低中放废液为固化处理对象,用水热法合成了非α低中放废液中和处理后沉淀的"碱-矿渣-粉煤灰-偏高岭土"水合陶瓷固化体。采用X射线衍射仪分析了固化体的水化产物,确定了水化产物的组成,并测试了固化体的抗压强度。研究结果表明:温度为150～180℃、废液沉淀与固化原材料的质量比值(即盐灰比)为0.10～0.30时,固化体水化产物的主要物相为方沸石,随着温度升高和反应时间延长,水化产物中方沸石的衍射峰不断增加。固化体抗压强度测试结果表明,该固化体具有较高的抗压强度,但盐灰比由0.10增加至0.30时,固化体抗压强度由26.33 MPa下降到8.46 MPa。 展开更多

关键词 水合陶瓷固化体 非α低中放废液 水化产物 抗压强度

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大体积浇注碱矿渣水泥中低放废液固化研究 被引量：4

10

作者 赵怀红 严生 《南京工业大学学报（自然科学版）》 CAS 2002年第6期20-25,共6页

用高掺量沸石碱矿渣水泥对模拟中低放废液进行大体积浇注固化,废物包容量(以硝酸盐计)为13 5%,水固比为0 34,水泥浆体具有良好的工作性。在去离子水中,固化体Cs+、Sr2+第42d浸出率(GB7023 86、25℃)为2 5×10-5、1 3×10-6cm
... 用高掺量沸石碱矿渣水泥对模拟中低放废液进行大体积浇注固化,废物包容量(以硝酸盐计)为13 5%,水固比为0 34,水泥浆体具有良好的工作性。在去离子水中,固化体Cs+、Sr2+第42d浸出率(GB7023 86、25℃)为2 5×10-5、1 3×10-6cm·d-1,整个浸出周期累积浸出百分数为0 7%和0 2%;MCC 1P法90℃28dCs+、Sr2+浸出率为3 1×10-4、2 2×10-5g·cm-2·d-1,浸出百分数为3 5%、0 2%;150℃时为5 6×10-4、3 0×10-5g·cm-2·d-1,浸出百分数为6 2%、0 3%,在盐卤溶液中浸出率相差不大,表明固化体能有效地持留Cs+、Sr2+,其他性能均符合大体积浇注的要求。 展开更多

关键词 碱矿渣水泥 中低放废液 大体积浇注 水泥固化 沸石 核废料处理

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非α中低放废液碱激发胶凝材料固化体性能研究 被引量：3

11

作者 赵怀红 严生 《江苏大学学报（自然科学版）》 EI CAS 2002年第4期60-63,共4页

用碱矿渣胶凝材料对模拟中低放废液进行大体积浇注固化 ,废物包容量 (以硝酸盐计 )可达 1 3 .5 % ,水固比为 0 .3 4,水泥浆体具有良好的流动性和工作性 固化体 2 8d抗压强度为 1 0 .5MPa,孔隙率小于 1 0 % ,在去离子水中 ,固化体Cs+ 、... 用碱矿渣胶凝材料对模拟中低放废液进行大体积浇注固化 ,废物包容量 (以硝酸盐计 )可达 1 3 .5 % ,水固比为 0 .3 4,水泥浆体具有良好的流动性和工作性 固化体 2 8d抗压强度为 1 0 .5MPa,孔隙率小于 1 0 % ,在去离子水中 ,固化体Cs+ 、Sr2 + 第 42天浸出率 (GB70 2 3 -86,2 5℃ )为2 .5× 1 0 -5、1 .3× 1 0 -6cm·d-1,整个浸出周期累积浸出百分数为 0 .7%和 0 .2 % ;MCC 1P法90℃、2 8dCs+ 、Sr2 + 浸出率为 3 .1× 1 0 -4、2 .2× 1 0 -5g·cm-2 ·d-1,浸出百分数为 3 .5 %、0 .2 % ;1 5 0℃时为 5 .6×1 0 -4、3 .0×1 0 -5g·cm-2 ·d-1,浸出百分数为 6.2 %、0 .3 % ,在盐卤溶液中浸出率相差不大 ,表明固化体能有效地持留Cs+ 、Sr2 + 。 展开更多

关键词 碱激发胶凝材料 固化体 碱矿渣水泥 非α中低放废液 大体积浇注 水泥固化 沸石

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中低放废物近地表处置顶盖设计与审评的计算机程序（HELP）的验证与应用 被引量：1

12

作者 范智文 谷存礼 +1 位作者 张津生 刘秀珍 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1996年第3期215-223,共9页

本文介绍了对美国环保局用于中低放废物近地表处置顶盖设计和审评的计算机程序ＨＥＬＰ程序的验证与应用。用本院包气带水分运移现场试验数据对ＨＥＬＰ程序进行了验证分析，结果表明ＨＥＬＰ程序的预测结果是合理的。用ＨＥＬＰ程序分... 本文介绍了对美国环保局用于中低放废物近地表处置顶盖设计和审评的计算机程序ＨＥＬＰ程序的验证与应用。用本院包气带水分运移现场试验数据对ＨＥＬＰ程序进行了验证分析，结果表明ＨＥＬＰ程序的预测结果是合理的。用ＨＥＬＰ程序分析了我国西南地区条件下顶盖表面层厚度和表面层状况对顶盖中水分分布的影响，在此基础上对典型顶盖性能进行了模拟分析。模拟结果表明，顶盖表面植被对顶盖中水分分布影响很大，在顶盖设计中应充分重视；在潮湿地区，废物处置的安全性必须考虑处置系统的化学屏障作用。建议在今后的顶盖研究中，加入工程经济的内容，以实现顶盖设计的优化。 展开更多

关键词 中低 放废物 处置 顶盖 安全评价

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关于中低放废物处置安全性研究的若干问题 被引量：2

13

作者 陈式 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1990年第6期401-407,共7页

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... 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。 展开更多

关键词 中放射性 废物 低放射性 处置 安全

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应用随机模拟理论计算低、中放固体废物处置场核素迁移

14

作者 马立平 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期375-380,共6页

为了计算低、中放固体废物处置场关闭后,放射性核素在孔隙介质中迁移行为以及对公众造成的照射,应用随机数学理论,将处置场岩土体孔隙-裂隙双重介质视为一个随机场,依据流体渗流力学理论基础形成的二维定向渗流理论,建立了反映放射性核... 为了计算低、中放固体废物处置场关闭后,放射性核素在孔隙介质中迁移行为以及对公众造成的照射,应用随机数学理论,将处置场岩土体孔隙-裂隙双重介质视为一个随机场,依据流体渗流力学理论基础形成的二维定向渗流理论,建立了反映放射性核素在处置场岩土体中迁移规律的数学模型。结合计算技术,进一步建立可对放射性核素在处置场岩土体中迁移规律进行仿真分析的系统,并可以用于放射性核素在处置场岩土体中迁移规律模拟研究与预测分析,以及对公众所致辐射剂量计算。通过算例重复仿真实验分析,最后进行统计平均得出放射性核素在处置场岩土体中迁移的规律性认识,验证了所建模型是可行的、有效的。 展开更多

关键词 低、中放废物处置场 核素迁移 随机过程 孔隙-裂隙双重介质 模拟

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飞凤山处置场地下水水化学、氢氧稳定同位素特征及其指示意义 被引量：9

15

作者 冯瑞 郑百录 +3 位作者 岳建国 朱丹 董云 李晓 《科学技术与工程》 北大核心 2019年第18期100-108,共9页

飞凤山低中放固体废物处置场是中国西南地区极为重要的核废料处置场。处置场位于四川省北部山区,地层是一套志留系泥页岩,属于传统意义上的低渗透性岩类,但处置场地下水特征与低渗透性岩类中地下水活动规律不符。为了研究处置场地下水... 飞凤山低中放固体废物处置场是中国西南地区极为重要的核废料处置场。处置场位于四川省北部山区,地层是一套志留系泥页岩,属于传统意义上的低渗透性岩类,但处置场地下水特征与低渗透性岩类中地下水活动规律不符。为了研究处置场地下水特征与补排关系,通过现场调查、取样分析等手段,测定处置场及其周边地下水的化学特征及同位素,分析地下水补给、径流、排泄关系,掌握地下水的基本规律。研究表明:飞凤山处置场地下水化学类型主要为HCO3-Ca型,处置场降水井地下水化学类型为HCO3-(K+Na)·Ca;研究区氢氧同位素数据表明飞凤山地区凉水井一带及处置场T06取样点附近受降雨直接快速补给,其他区域大气降水入渗地下过程中一定程度受到了蒸发作用的影响;处置场降水井地下水来源虽然是大气降雨,但其补给高程较其他区域更高,且径流通道是处置场SE-NW方向的裂隙密集带。在区域及处置场范围,存在一种地下水通过裂隙密集带径流补给的形式,从而形成了处置场降水井附近的远源补给。 展开更多

关键词 低中放固体废物处置场 地下水 水化学特征 氢氧同位素 地下水来源

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国内放射性废物体性能表征实践及问题建议 被引量：1

16

作者 相正志 郭喜良 +2 位作者 闫晓俊 徐春艳 李小龙 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2018年第4期337-343,共7页

介绍了国内近地表处置的低、中水平放射性废物水泥固化体性能表征的实践和经验,结合国外良好的实践和监管要求,分析了国内现有表征技术及表征要求中的不足,提出了相应的建议。

关键词 低、中水平放射性废物 水泥固化体 性能表征 处置安全

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核电厂典型中低放射性废物等离子体熔融处理试验研究 被引量：10

17

作者 林鹏 陆杰 +2 位作者 刘夏杰 陈明周 吕永红 《中国材料进展》 CAS CSCD 北大核心 2016年第7期504-508,517,共6页

选取国内压水堆核电厂两种典型的中低放射性废物开展等离子体熔融中试试验,在1250℃温度条件下熔融100 min,熔制成完全玻璃态的固化体,两种玻璃固化体的XRD衍射谱均呈现为典型的非晶态谱;并选取了非放射性的Co_2O_3、SrCO_3、CsCl作为... 选取国内压水堆核电厂两种典型的中低放射性废物开展等离子体熔融中试试验,在1250℃温度条件下熔融100 min,熔制成完全玻璃态的固化体,两种玻璃固化体的XRD衍射谱均呈现为典型的非晶态谱;并选取了非放射性的Co_2O_3、SrCO_3、CsCl作为放射性核素示踪剂,模拟放射性核素^(137)Cs、^(90)Sr、^(58)Co、^(60)Co在核电站放射性废物等离子熔融处理过程中的包容情况;经检测,玻璃固化体物理性能、抗浸出性能以及机械性能满足高放玻璃固化体要求,且机械性能优于水泥固化体标准;最后对后续试验进行了展望,并提出了需要进一步解决的问题。 展开更多

关键词 中低放射性废物 热等离子体 玻璃固化体

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核电厂放射性废液水泥固化体的制备 被引量：4

18

作者 孙丹丹 王鑫 董文曙 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2022年第4期467-473,共7页

针对某核电厂复杂成分的中、低放射性废液水泥固化体制备过程中出现的流动度损失快、泌水分层、凝结时间难控制等问题,通过实验研究掺合料、保水增稠材料、投料顺序等因素对放射性废液水泥固化体流动度、保水性能、凝结时间、固化体性... 针对某核电厂复杂成分的中、低放射性废液水泥固化体制备过程中出现的流动度损失快、泌水分层、凝结时间难控制等问题,通过实验研究掺合料、保水增稠材料、投料顺序等因素对放射性废液水泥固化体流动度、保水性能、凝结时间、固化体性能的影响规律。研制出既满足国家标准GB 14569.1—2011又适用于现有工程装置的放射性废液水泥固化体专用添加剂及配方,即专用添加剂配方为粉煤灰∶稠化粉∶外加剂A质量比=1∶1∶0.15,水泥固化体配方为水泥∶专用添加剂∶废液质量比=1∶0.272∶0.585。 展开更多

关键词 核电厂 中、低放射性废液 水泥固化体 专用添加剂

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岩洞型低中放废物处置库设计建造关键问题分析 被引量：1

19

作者 赵鑫 金乾 +3 位作者 刘海波 喻飞 张涛 苏毅 《人民长江》 北大核心 2016年第9期75-79,94,共6页

在介绍国内核电低中放废物的生产和处置现状的基础上,对比IAEA和国内法规,分析了对长寿命低中放废物进行岩洞处置的必要性和紧迫性。根据国外岩洞型低中放废物处置库的建造情况,重点分析了国内该型处置库在设计建造时需关注的关键问题,... 在介绍国内核电低中放废物的生产和处置现状的基础上,对比IAEA和国内法规,分析了对长寿命低中放废物进行岩洞处置的必要性和紧迫性。根据国外岩洞型低中放废物处置库的建造情况,重点分析了国内该型处置库在设计建造时需关注的关键问题,并提出了相关建议。如建议我国处置库采用巷道与筒仓相结合的分开堆放形式;洞室内外应设置多重防排水设施,且内外排水分开设计;对处置区进行分区设置,合理布置通风系统等。 展开更多

关键词 长寿命低中放废物 处置库 放射性废物 岩洞

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