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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
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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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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
2
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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低中放废物近地表处置安全评价模式研究 被引量:12
3
作者 王金生 李书绅 王志明 《环境科学学报》 CAS CSSCI CSCD 北大核心 1996年第3期356-363,共8页
采用景象-后果分析法,建立了在浸出与闯入景象下,放射性核素从近地表核废物处置库经由工程屏障,地质屏障迁移到生态环境的评价模式。开发了相应的计算机程序(PRESDSA).利用现场的试验资料,对模式进行了检验.基于现场测... 采用景象-后果分析法,建立了在浸出与闯入景象下,放射性核素从近地表核废物处置库经由工程屏障,地质屏障迁移到生态环境的评价模式。开发了相应的计算机程序(PRESDSA).利用现场的试验资料,对模式进行了检验.基于现场测量与试验室模拟试验,实地调查以及文献调研参数,使用PRESDSA程序对所假定的黄土包气层核废物处置场周围环境产生的辐射影响进行了计算和预测.结果表明,按照浸出景象计算,在所选的10种核素中,1000年内能够达到沿地下水流方向距处置库2500m关心点的核素只有 ̄(99)Tc和 ̄(14)C。因此, ̄(99)Tc和 ̄(14)C是低中放废物近地表处置评价中要研究的主要核素. 展开更多
关键词 安全评价模式 低中放废物 核废物 原子能工业
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低中放废物处置场核素经地下水迁移对环境影响预测 被引量:11
4
作者 王金生 杨志峰 +1 位作者 李书绅 王志明 《环境科学学报》 CAS CSCD 北大核心 2000年第2期162-167,共6页
研究了我国某民用低中放固体废物处置场核素迁移的途径,对核素在地下水中的迁移进行了详细分析与计算.假定正常释放或一次降水量达到600mm,处置场底浸泡一个月,存在6m的包气带时,对该处置场处置的7种核素进行预测,结果表明,包气带是延... 研究了我国某民用低中放固体废物处置场核素迁移的途径,对核素在地下水中的迁移进行了详细分析与计算.假定正常释放或一次降水量达到600mm,处置场底浸泡一个月,存在6m的包气带时,对该处置场处置的7种核素进行预测,结果表明,包气带是延迟核素迁移的主要屏障,在500年内,可以使60Co、137Cs、90Sr、63Ni等核素延迟,其中239Pu降低6个数量级,但不能延迟3H和14C的迁移.穿过包气带进入含水层中的核素将在泉水或地表水体中出露,据此计算居民饮用含污染物的泉水或海产品所致的各年龄组的剂量.结果是该处置场对关键居民组的影响远低于国家对处置场的管理限值和该处置场的管理目标. 展开更多
关键词 环境影响预测 核素 放射性废物 地下水 废物处理
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粉砂质页岩高边坡滑坡动力稳定性分析及防治效果评价 被引量:11
5
作者 张卢明 周勇 +2 位作者 岳建国 胡鹏 金斌 《湖南科技大学学报(自然科学版)》 CAS 北大核心 2021年第3期34-42,共9页
飞凤山低中放固体废物处置场滑坡自2013年—2014年间历经数次整治,多次修建防滑工程后均未根治,2014年坡体再次发生较大变形,2015年再次进行了综合治理.2008年汶川大地震后,该场地的地震动水平峰值加速度由原来的0.15g提高到0.33g,是原... 飞凤山低中放固体废物处置场滑坡自2013年—2014年间历经数次整治,多次修建防滑工程后均未根治,2014年坡体再次发生较大变形,2015年再次进行了综合治理.2008年汶川大地震后,该场地的地震动水平峰值加速度由原来的0.15g提高到0.33g,是原稳定性评价所采用的地震加速度值的2倍之多,整治后的斜坡存在抗震失稳风险.以其中的2#滑坡为例,采用有限差分动力分析法对整治后的滑坡进行抗震稳定性分析,同时结合现场监测评估坡体的安全性.研究结果表明:斜坡在0.33g地震作用下整体稳定,加固效果良好,并节约了工程投资.其研究成果可为核安全领域类似工程提供技术支持. 展开更多
关键词 低中放废物处置场 抗震稳定性 工程监测 有限差分法
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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
6
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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核电可持续发展与低中放固体废物处置困境 被引量:5
7
作者 魏方欣 《能源环境保护》 2013年第2期1-3,13,共4页
放射性固体废物安全处置是核电可持续发展的制约因素之一。本文针对核电厂面临的固体废物积存量超出暂存库设计容量但无法送交处置的困境,通过分析核电持续发展带来的放射性固体废物的处置需求和我国低中放固体废物处置现状及存在的问题... 放射性固体废物安全处置是核电可持续发展的制约因素之一。本文针对核电厂面临的固体废物积存量超出暂存库设计容量但无法送交处置的困境,通过分析核电持续发展带来的放射性固体废物的处置需求和我国低中放固体废物处置现状及存在的问题,认为出现处置困境的深层原因是废物处置责任不明确、核电发展与放射性废物管理的国家职能存在割离,在此基础上提出加快出台放射性固体废物处置选址规划、建立独立的放射性固体废物处置公司、完善放射性废物管理资金保证制度等政策建议。 展开更多
关键词 核电 可持续发展 低中放固体废物 处置
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低中放固体废物近地表处置场周围辐射环境调查研究 被引量:5
8
作者 郭旭影 李春阳 +1 位作者 周俊宇 林强 《四川环境》 2018年第6期129-135,共7页
对某低中放固体废物近地表处置场周围进行辐射环境监测,分析该处置场运行过程对环境辐射影响。对处置场周围陆地γ辐射/贯穿辐射水平、气溶胶、沉降灰、空气中~3H、土壤、底泥、地表水、地下水、饮用水、陆生生物和水生生物的放射性水... 对某低中放固体废物近地表处置场周围进行辐射环境监测,分析该处置场运行过程对环境辐射影响。对处置场周围陆地γ辐射/贯穿辐射水平、气溶胶、沉降灰、空气中~3H、土壤、底泥、地表水、地下水、饮用水、陆生生物和水生生物的放射性水平进行检测,结果表明,该低中放固体废物近地表处置场运行过程周围辐射环境无明显变化,所有样品的检测结果均符合相关国家标准,本处置场的运行未对环境造成放射性影响。 展开更多
关键词 低中放固体废物 近地表处置场 辐射环境监测
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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
9
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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国内外低、中放射性水平废物管理实践概述及启示
10
作者 徐迪洋 李东 《中国建材科技》 CAS 2024年第4期74-78,共5页
低中放射性水平废物管理是各国面临的长期的、挑战性的问题。本文归纳了监管方式与政策框架、放射性废物分类、处置设施建设、资金管理机制等,概述了国内外低中放射性水平废物管理实践,对比了国内外低中放射性废物管理经验,提出了我国... 低中放射性水平废物管理是各国面临的长期的、挑战性的问题。本文归纳了监管方式与政策框架、放射性废物分类、处置设施建设、资金管理机制等,概述了国内外低中放射性水平废物管理实践,对比了国内外低中放射性废物管理经验,提出了我国在完善法规体系、优化分类管理、加强技术创新和建立长效资金保障机制等方面的建议。 展开更多
关键词 放射性废物管理 废物分类 低中放射性水平废物 处置设施
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核电厂退役中低放废物量估算方法研究 被引量:4
11
作者 刘兆年 谷海峰 《应用科技》 CAS 2017年第3期78-81,共4页
核电厂退役阶段将产生大量的中低放废物。在设计和运行阶段研究和估算退役阶段可能产生的中低放废物总量,可以尽早规划中低放废物的处置场,评估运行阶段所筹集的退役中低放废物的处置费的充足性。文中介绍了利用类比法和统计法计算核电... 核电厂退役阶段将产生大量的中低放废物。在设计和运行阶段研究和估算退役阶段可能产生的中低放废物总量,可以尽早规划中低放废物的处置场,评估运行阶段所筹集的退役中低放废物的处置费的充足性。文中介绍了利用类比法和统计法计算核电厂退役中低放废物的产生量,结合美国Trojan核电厂和EPR电厂估算的退役产生的中低放废物量,采用类比法分析了CPR1000系列核电厂单堆退役阶段可能产生的中低放废物量。经过分析预计CPR1000系列核电厂退役阶段产生的中低放废物量约为8 000 m^3。 展开更多
关键词 退役 拆卸 安全贮存 就地掩埋 中低放废物量 废物最小化 类比法 估算
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西北处置场低、中放固体废物处置实践 被引量:5
12
作者 刘超 钱海 +2 位作者 翟健 安蛟龙 黄卓人 《辐射防护通讯》 2011年第5期1-7,共7页
介绍了我国西北处置场的基本情况,西北处置场低、中放固体废物接收、处置的组织机构及管理体系,工艺技术,辐射防护及环境监测,以期为我国放射性废物处置工程提供借鉴和支持。
关键词 中放固体废物处置西北处置场
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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
13
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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中低放废物的安全处置与评价 被引量:3
14
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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关于中低放废物处置安全性研究的若干问题 被引量:2
15
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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模拟高盐、高碱中低放废液水泥固化体的浸出性能 被引量:2
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作者 袁燕秋 李玉香 +1 位作者 陈雅斓 吴浪 《西南科技大学学报》 CAS 2011年第2期14-18,共5页
针对高盐、高碱中低水平放射性废液的特性,研究了掺合料的种类、掺量对水泥固化体Sr^(2+),Cs^(2+)的浸出性能的影响。结果表明,矿渣和粉煤灰同时掺入,对降低Sr^(2+)的浸出率较为明显;沸石、凹凸棒石的掺入,对降低Cs^+的浸出率显著。当... 针对高盐、高碱中低水平放射性废液的特性,研究了掺合料的种类、掺量对水泥固化体Sr^(2+),Cs^(2+)的浸出性能的影响。结果表明,矿渣和粉煤灰同时掺入,对降低Sr^(2+)的浸出率较为明显;沸石、凹凸棒石的掺入,对降低Cs^+的浸出率显著。当硅酸盐水泥:矿渣:粉煤灰:沸石:凹凸棒石=4:2:2:1:1时,42 d Cs^+的累积浸出率仅为未含掺合料时的15.2%。浸出液的电导率表明,矿渣、粉煤灰、沸石、凹凸棒石的掺入对废液中的可溶性盐固化有利。用掺有矿渣、粉煤灰、沸石、凹凸棒石的硅酸盐水泥固化模拟高盐、高碱中低水平放射性废液时,固化体中Sr^(2+),Cs^+的浸出率可以满足GB14569.1-2011的要求。 展开更多
关键词 中低放射性废液 浸出率 水泥固化体 Sr^2+ Cs^+
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核电可持续发展与低中放固体废物安全管理 被引量:2
17
作者 魏方欣 《中国环境管理》 2012年第6期11-14,共4页
核事故与放射性废物安全管理是核电可持续发展的两大制约因素。本文针对目前核电厂面临的积存的低中放固体废物超出暂存库设计容量和时间的困境,分析核电持续发展带来的放射性固体废物的处置需求和放射性风险,深入探讨了我国低中放固体... 核事故与放射性废物安全管理是核电可持续发展的两大制约因素。本文针对目前核电厂面临的积存的低中放固体废物超出暂存库设计容量和时间的困境,分析核电持续发展带来的放射性固体废物的处置需求和放射性风险,深入探讨了我国低中放固体废物处置现状和存在的问题,认为问题存在的深层原因主要是废物处置责任划分不明确、核电发展与放射性废物管理的国家职能存在割离,在此基础上提出加快出台放射性固体废物处置选址规划、建立独立的放射性固体废物贮存和处置公司、建立和完善放射性废物管理基金制度等政策建议。 展开更多
关键词 核电 可持续发展 低中放固体废物 处置
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长寿命低中放废物处置策略研究 被引量:1
18
作者 魏方欣 《三峡环境与生态》 2013年第1期53-55,共3页
含大量长寿命放射性核素的低中放废物的处置问题是国内外放射性废物安全监管的重要关注点。如何选择适宜的处置方式确保环境和人员的长期安全是其中亟待解决的关键问题之一。通过调研长寿命低中放废物的来源、典型特征和可能的处置方式... 含大量长寿命放射性核素的低中放废物的处置问题是国内外放射性废物安全监管的重要关注点。如何选择适宜的处置方式确保环境和人员的长期安全是其中亟待解决的关键问题之一。通过调研长寿命低中放废物的来源、典型特征和可能的处置方式,分析此类废物处置策略选择方法和应关注的重要问题,提出长寿命低中放处置安全目标和安全分析方法的建议,并认为中等深度处置是解决长寿命低中放废物处置问题的潜在的有效途径,我国应重点关注和开发中等深度处置技术和安全要求。 展开更多
关键词 长寿命低中放废物 放射性废物处置 中等深度处置
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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
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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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基于AP1000的低、中放废物暂存库设计探讨 被引量:1
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作者 艾明 黄镜宇 《价值工程》 2017年第13期243-245,共3页
AP1000核电低、中放废物处理工艺对低、中放废物暂存库提出了更高的安全性、可操作性的要求,结合国家、行业相关标准和废物库多年的设计、运行经验,提出了基于AP1000核电技术的低、中放废物暂存库设计的主要原则,包括了工艺方案、功能... AP1000核电低、中放废物处理工艺对低、中放废物暂存库提出了更高的安全性、可操作性的要求,结合国家、行业相关标准和废物库多年的设计、运行经验,提出了基于AP1000核电技术的低、中放废物暂存库设计的主要原则,包括了工艺方案、功能划分、布置原则等方面的内容以及所需的辅助系统,并将"格架设计"的理念引入到了贮存区的设计中,在完善废物库功能的同时,提高了废物库运行的安全性、可操作性,为后续低、中放废物暂存库设计工作提供了一定的技术支持和参考。 展开更多
关键词 AP1000 低、中放废物 废物暂存库
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