日本东海村后处理厂恢复高放废物玻璃固化作业
核能档案52世界乏燃料后处理工业现状
核能档案52——世界乏燃料后处理工业现状法国核电工业发达，现有58台核电机组在运行，总装机容量约63吉瓦，年发电量约4210亿千瓦时，约占全国总发电量的75%。
这些核电机组在发电的同时，也产生大量的乏燃料。
法国采取闭合式燃料循环政策，即对核电厂产生的乏燃料进行后处理，回收其包含的铀和钚，并制成燃料继续在反应堆中循环使用。
采取闭式燃料循环政策的国家还有日本、俄罗斯、印度等国，就目前的情况看，法国的商业乏燃料后处理及再循环工业是世界上规模最大、工艺最成熟、技术最先进的。
大型商业后处理活动：不可比拟的“阿格地位”法国先后建成过UP1、UP2和UP3三座商业后处理车间，其中位于马库勒场址的UP1于1958年投运，主要用于军事目的，已于1997年关闭，UP2和UP3均位于阿格后处理厂。
经过40年的发展，阿格后处理厂如今已成为法国甚至是世界上规模最大、技术最先进、工艺最成熟的商业轻水堆乏燃料后处理基地。
它不仅处理法国国内的乏燃料，还为德国、日本、意大利等国处理进口乏燃料。
该厂运行至今未发生过任何重大事故，成为成熟商业后处理的典范。
该工厂目前拥有6000多名员工。
阿格后处理厂现有两个后处理车间在运行，即UP2-800和UP3，均使用成熟的PUREX工艺。
UP2于1962年动工兴建，1967年1月投产，曾处理过石墨气冷堆、快中子堆以及轻水堆等多种堆型的乏燃料，处理能力为400吨/年，但经过改造后每年可处理800多吨轻水堆乏燃料，并更名为UP2-800；UP3由7个国家（不包括法国）的外国客户共同出资兴建，于1990年投入商运，额定处理能力为800吨/年。
两个车间的总处理能力约为1700吨/年，若满负荷运行，可承担90～100台百万千瓦级核电机组每年产生的乏燃料的后处理任务。
目前，全球的轻水堆乏燃料后处理能力总计约为3000吨/年，而阿格后处理厂占到其中一半以上，可见其在世界乏燃料后处理领域拥有不可比拟的地位。
在阿格工厂，后处理作业可回收99.9%的钚和铀，仅剩下约3%的物质成为高放废物，经过玻璃固化后存于现场，等待最终处置。
第6部分：高放废物处理
高放废液固化处理流程方块图
高放废液的预处理
�高放废液的蒸发浓缩
澄清分离夹 带有机溶剂
主要目的是减少废液体积； 净化系数可达 105～106； 随着硝酸浓度的增加，沸点 升高，碘、钌挥发严重，设 备腐蚀加剧，必须进行破坏 硝酸。
蒸发法浓缩高放废液流程示意图
高放废液的预处理
�高放废液的蒸发浓缩 当硝酸浓度为8mol/L时： 4HNO3 + HCHO → 4NO2↑ + CO2↑+ 3H2O 当硝酸浓度为2～8mol/L时： 4HNO3 + 3HCHO → 4NO↑+3CO2↑ + 5H2O 当硝酸浓度小于2mol/L时： 2HNO3+HCHO → HCOOH +2NO2↑+ H2O HCOOH+2NO 2HNO3+HCOOH → 2NO↑+ 3CO2↑ + 4H2O 甲醛脱硝的最终产物都是挥发性气体和水，因而不会增加蒸 残液的含盐量和其它杂质。
�玻璃固化体：非晶质（玻璃）固化体 �玻璃陶瓷固化体：玻璃相 -晶质相混合的固化体 �陶瓷固化转锻烧炉－感应加热金属熔炉技术 、焦耳加 热陶瓷熔融技术 、冷坩埚技术
困难： �高放废液中核素种类和形态很多，还有大量常量非放物质； �具有较强的衰变热及放射性； �含有易挥发组分； �放射性核素衰变能可能导致固化体结构的改变； �工业生产的可行性、安全与经济性。
高放废液固化体
�玻璃陶瓷固化体 玻璃陶瓷中结晶相和玻璃相的化学稳定性相当，如果长寿 命核素主要被包容在玻璃陶瓷的结晶相，则这些核素将被双重 屏障所包容，固化体具有更长的寿命。 与陶瓷固化体相比，其制作工艺简单，且由于陶瓷晶体周围 的玻璃相能包容一部分废物（主要是裂变产物Sr、Cs等），防 止杂质进入晶相而生产不稳定的次级相 ，故玻璃陶瓷可允许 高放废液组分的波动。
固体废物玻璃化处理产物技术要求 gov
固体废物玻璃化处理产物技术要求 gov固体废物玻璃化处理是一种利用高温将固体废物转化为玻璃质的技术。
这种处理方法已成为现代环保和资源利用的重要手段，它能够高效地处理固体废物、降低有害物质排放、使废物变得稳定无害，同时还能够回收利用废物中的资源。
在实践中，固体废物玻璃化处理需要按照一定的技术要求进行操作，以确保其安全、高效、环保和经济。
一、技术要求1. 设备要求(1) 高温熔炉：熔炉应有足够的熔化能力和熔化深度，同时可以保证稳定的工作温度和加热效率，并配备严格的温度控制和气氛控制系统。
(2) 预处理设备：将固体废物进行筛选、分类、破碎等处理，以减少处理时间和能耗。
(3) 玻璃成型设备：将熔融废物倒入成型模具中，并通过冷却、加压等方法将其固化成为均匀的玻璃质块。
2. 废物要求(1) 填充物要求：废物需要被细分为粉末或颗粒状，并且不能含有易挥发性、易爆炸性、腐蚀性等具有危险性的物质。
(2) 化学成分要求：废物中的化学成分应该能够稳定地被熔化和玻璃化，不能含有化学反应剂。
(3) 水分要求：废物中的水分应该控制在一定的范围内，以避免废物的冷却时间过长和熔化温度降低。
3. 操作要求(1) 温度控制：熔炉应该保持适当的熔融温度，以保证玻璃化反应的进行，同时也要避免熔融温度过高导致玻璃化反应失控。
(2) 气氛控制：加入适量的氧化还原剂，以保持稳定的还原性气氛，避免氧化物反应降低玻璃化反应的效率。
(3) 放空操作：在熔融过程中，废气和挥发物质需要通过排气管道排放出去，以避免堵塞和中毒的情况发生。
(4) 玻璃成型技术：要注意模具的设计和制造，控制模具温度和压力，以确保玻璃成型的稳定性和质量。
(5) 风险控制：固体废物玻璃化处理过程中需要注意预防火灾、爆炸、中毒等危险事故的发生，在操作中遵守相关的安全规定和标准。
二、应用前景固体废物玻璃化处理是一种高效、环保、经济的处理方式，具有潜在的应用前景。
对于燃煤、燃油等能源生产过程中产生的废渣和其他固体废物，可以通过玻璃化处理的方式实现资源化和无害化处理。
退役风电叶片中热固性复合材料资源化流程研究进展
退役风电叶片中热固性复合材料资源化流程研究进展目录1. 内容综述 (3)1.1 研究背景 (4)1.2 研究目的 (5)1.3 研究意义 (6)2. 退役风电叶片概述 (7)2.1 风电叶片的发展历程 (8)2.2 风电叶片的结构与类型 (9)2.3 退役风电叶片的处理现状 (10)3. 热固性复合材料简介 (11)3.1 热固性复合材料的概念与特点 (13)3.2 热固性复合材料的主要种类 (14)3.3 热固性复合材料的应用领域 (15)4. 退役风电叶片中热固性复合材料的提取方法 (16)4.1 机械法提取 (17)4.1.1 研磨法 (18)4.1.2 超声波辅助提取法 (20)4.1.3 高压水射流辅助提取法 (21)4.2 化学法提取 (21)4.2.1 酸溶解法 (23)4.2.2 碱溶解法 (24)4.2.3 氧化还原法 (25)4.3 生物法提取 (27)4.3.1 微生物浸取法 (28)4.3.2 酶解法 (29)5. 退役风电叶片中热固性复合材料的表征与性能评价方法 (31)5.1 微观形态表征 (31)5.1.1 X射线衍射分析法 (33)5.1.2 扫描电子显微镜观察法 (34)5.1.3 红外光谱分析法 (35)5.2 宏观性能评价方法 (37)5.2.1 力学性能评价方法 (37)5.2.2 热性能评价方法 (40)5.2.3 阻燃性能评价方法 (41)6. 退役风电叶片中热固性复合材料的资源化利用途径 (42)6.1 原位再生利用 (44)6.1.1 再造叶片回收技术 (45)6.1.2 再制造叶片工艺流程 (46)6.2 废弃物资源化利用 (48)6.2.1 热固性复合材料改性水泥制备技术 (49)6.2.2 热固性复合材料制备高性能混凝土材料技术 (50)6.3 其他资源化利用途径探讨 (52)6.3.1 热固性复合材料在轻质隔墙板中的应用研究 (53)6.3.2 热固性复合材料在航空领域的应用研究 (54)7. 结论与展望 (55)7.1 主要研究成果总结 (56)7.2 研究的不足与改进方向 (57)7.3 对未来研究方向的展望 (58)1. 内容综述退役风电叶片中热固性复合材料资源化流程研究进展概述了风能行业成熟阶段面临的叶片废弃问题、回收方法的发展以及资源化利用的现状。
核废料
核废料
3.深度钻孔
将核废料埋入地下正成为最受推崇的处理方式之一， 深度 钻孔这一解决方案仍处在计划阶段。深度钻孔有其优势一面，可 以在距离核反应堆很近的地区进行钻孔，缩短高放射性核废料在 处理前的运输 距离。然而，与将核废料送入太空面临的困难一样， 钚回收也是一项挑战将核废料埋入地下 3 英里（约合 4.8 公里） 是一回事，安全回收则完全是另一回事。
性核素分为长寿命（或长半衰期）放射性核素、中等寿命（或中
等半衰期）放射性核素和短寿命（或短半衰期）放射性核素。
核废料
三、核废料的特征 1. 放射性 核废料的放射性不能用任何的物理、化学和生物等人工方法 消除，只能靠自身的衰变而减少，而其半衰期往往长达数千年、 数万年甚至几十万年。也就是说，在几十万年后！这些核废料还 能伤害人类和环境。 2.射线危害 核废料放出的射线通过物质时，发生电离和激发作用， 对生 物体会引起辐射损伤。而且在这些射线当中，有相当一部分具有 极强的穿透力，甚至能穿过几十厘米厚的混凝土。
年提出的。30 年后，美国著名物理学家施勒津热尔也独立提出了 类似主张。但由于受当时国际形势和技术条件的限制，各国对核
废料的处理基本上都流于应付。
核废料
（二）固化
固化主要是用来改善和后续处理相关的安全性， 一般是用适当的 材料 把放射性核废物包裹起来，防止放射性元素的泄漏。目前，水泥 和混凝土 作为固化介质应用比较广泛，此外，也有人把沥青和有机聚 合物用于固化 处理。相应的，放射性核废物的处理方法也可以分为水泥固化、混凝土固 化、沥青固化、有机聚合物固化等。 放射废物的固化处理包括水泥固化、 沥青固化、塑料固化以及人造岩石固化等。
璃固化，之后再放到至少500米深的地层内埋掉。
核废料
日本废旧玻璃再生利用技术受青睐
日本废旧玻璃再生利用技术受青睐
佚名
【期刊名称】《玻璃》
【年(卷),期】2011(038)007
【摘要】在第九届中国海峡项目成果交易会上，来自日本的废玻璃再生利用技术吸引了18家企业签订合作意向合同。
【总页数】1页(P56-56)
【正文语种】中文
【中图分类】X705
【相关文献】
1.日本废旧玻璃再生利用技术受追捧 [J],
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3.日本小型家电再生利用法今年4月1日起实施——日本废旧家电回收利用资深专家平田郁之如是说 [J],
4.日本废旧玻璃再生利用技术受青睐 [J],
5.谈废旧家电材料的再生利用——日本东滨废品再生利用中心案例 [J], 金卯刀因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
国外典型乏燃料转运码头技术条件对我国乏燃料多模式联运体系建设的启示
第41卷㊀增刊12021年㊀10月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.41㊀No.S1㊀㊀Oct.2021㊃放射性物质运输安全㊃国外典型乏燃料转运码头技术条件对我国乏燃料多模式联运体系建设的启示郑㊀宇,刘义清,桂㊀重,赵枭栋,张建鑫,钟迈豪,杨㊀明(中广核铀业发展有限公司,北京100029)㊀摘㊀要:随着我国核电的发展,单一的公路运输体系无法满足分布在我国沿海各处的核电厂乏燃料外运需求,包括海运在内的多模式联运体系是未来乏燃料外运的发展方向㊂本文对国外典型的乏燃料转运码头技术条件进行了调研,并对我国乏燃料海运存在的问题进行了分析㊂结果表明,国外典型乏燃料货包转运码头均配备了符合要求的固定式起重设备,船舶在港作业期间对码头进行封闭式管理,并对码头作业人员的受照剂量进行监督和控制㊂针对我国尚无乏燃料海运经验,更没有转运码头的相关技术规范的现状,本文提出可借鉴国外如法国㊁英国㊁日本乏燃料海运的经验,并对我国乏燃料海运存在的问题提出了建议㊂关键词:乏燃料;多模式联运体系;转运码头中图分类号:TL93+2文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2021-01-05作者简介:郑宇(1989 ),男,2015年毕业于中国原子能科学研究院核燃料循环与材料专业,工程师㊂E -mail:zhengyu@㊀㊀国际上的乏燃料运输方式一般有公路运输,以及公铁㊁公海㊁公海铁等多模式联运方式㊂公路运输前期投资少,可实现 门到门 服务,沿途不需要换装,但是对沿途各地的干扰较大,造成的社会影响较大;公铁联运是指经短途公路运输至一个铁路换装站点,通过铁路运输至终点,公铁联运适于长距离运输;公海联运是指核电站乏燃料经过公路运输至码头,再由海运运至转运码头;多模式联运是指在乏燃料运输过程中将公路㊁海路㊁铁路运输方式结合,多模式联运能够灵活㊁安全㊁长距离运输乏燃料㊂乏燃料转运码头是多模式联运体系中重要的一环,我国尚无乏燃料海运经验,也缺少乏燃料转运码头的技术规范,乏燃料货包转运码头的硬件条件要求和管理要求尚不明确㊂目前看来,由于我国核电站均在沿海地区,如果乏燃料运输专用船需前往核电站进行 上门取货 ,这就需要核电码头的软硬件条件满足专用船的停靠离泊要求㊂国外如法国㊁英国㊁日本在乏燃料海运方面经验丰富,其乏燃料货包转运码头的技术状态值得我们学习和借鉴㊂本文对法国㊁英国㊁日本这三个乏燃料运输经验较为丰富的典型国家乏燃料转运码头技术状态作简要梳理,为我国乏燃料多模式联运体系的建设提供参考;同时对照国外相关的经验,对我国乏燃料海上运输存在的问题进行初步分析,为我国待实施的乏燃料多模式联运体系建设中的码头规范标准提供参考建议㊂1 国外典型国家乏燃料转运码头技术条件㊀㊀法国COGEMA(现在是ORANO)拉格厂和英国BNFL 的塞拉菲尔德后处理厂此前一直接收㊁储存和后处理来自日本㊁德国㊁瑞士㊁比利时和荷兰等国家的乏燃料㊂随着运量和航次的增加,在上世纪70年代中期,英国核燃料公司(BNFL)决定制造专用船舶,以最大限度地减小乏燃料海运过程中的风险,并在90年代由国际海事组织颁布了乏燃料㊁高放废物及钚的海运国际标准规范‘国际船舶安全运输包装辐照核燃料㊁钚和高度放射性废弃物规则(INF CODE)“,根据INF CODE,乏燃料运输专用船为INF Ⅲ级[1]㊂比如PNTL 最新下水的太平洋鸊鷉 号,该船能够装载20个货包,总长103.92m,型宽17.28m,设计吃水7.75m [2]㊂上世纪60年代至90年代,日本的乏燃料经由海路,由INF Ⅲ级乏燃料运输船远洋运输至法㊀辐射防护第41卷㊀第S1期国和英国的后处理厂㊂后处理厂提取乏燃料中的铀和钚制成MOX 燃料,高放废液制成玻璃固化体,再由INF Ⅲ级乏燃料运输船远洋运输返回日本㊂日本国内也有一部分乏燃料从各核电厂通过海路运输至青森的后处理设施㊂(1)英国英国用于乏燃料海铁换装的专用码头位于巴罗港内,巴罗港为公共港,是太平洋航运公司(PNTL)的母港,如图1所示,图中船舶即为PNTL 公司的两艘INFⅢ级乏燃料运输船㊂日本及其他欧洲国家核电站乏燃料通过海路运至巴罗港,再由巴罗港进行换装,通过铁路运至塞拉菲尔德后处理厂㊂图1㊀英国巴罗港实景Fig.1㊀Real view of Barrow port ,England巴罗港内共有4个码头,其中3个为商用码头,1个为装卸乏燃料货包的专用码头,即Ramsden 码头㊂该码头设有2个5000t 级通用泊位,可同时停靠2艘乏燃料运输专用船,乏燃料专用码头的平台长230m,宽40m,为顺岸式结构㊂码头中部配置了1台起重能力为150t 的门座式起重机㊂码头实行封闭式管理,存放有船舶维护设备㊂码头前沿水域水深为10m,旋转半径为100m,航道水深为14m,通航条件良好,且港口运营方ABP 公司每年定期对码头前沿和航道进行清淤㊂巴罗港对已注册的码头装卸工人进行辐射剂量登记,规定每人所吸收剂量最大不超过4mSv /a,平均不超过2mSv /a;对于其他操作员,规定是最大每人的吸收剂量不超过1mSv /a,平均不超过0.231mSv /a[3]㊂货包在巴罗港下船后,由铁路运输大约40英里至塞拉菲尔德后处理厂[4]㊂(2)法国法国用于乏燃料货包装卸的码头位于法国北部的瑟堡港内,瑟堡港也是公共港口,图2为瑟堡港实景㊂来自日本㊁澳大利亚的核电站乏燃料通过海路运至瑟堡港,再通过公路或铁路短途接驳运至阿格后处理厂㊂瑟堡港未设置乏燃料货包装卸的专用码头,法国阿海珐TN 公司与瑟堡港签订合同,取得了泊位使用权,码头布置了1台150t 门座式起重机用于货包装卸作业,该起重机归阿海珐TN 公司所有㊂当乏燃料运输船舶进入瑟堡港作业时,在港口泊位区域临时实行封闭措施,在停泊水域设置水上围栏以禁止其他船只接近㊂装卸作业期间,其他船只不得进入该码头作业㊂瑟堡港用于乏燃料货包换装的码头岸线长620m,码头结构为高桩梁板式结构㊂法国遵照‘港口危险货物操作规程(2000年7月第18号令)“㊁‘保护工作人员和公众免受辐射影响(公共健康规范)“等法规对码头作业人员受照剂量进行管理,工作人员吸收剂量的限值与英国基本一致㊂图2㊀法国瑟堡港实景Fig.2㊀Real view of Cherbourg port ,France(3)日本根据法国COGEMA 公司与日本10家电力公司签订的乏燃料后处理合同要求,后处理的最终产品需要返回原籍,这其中就包含高放废液玻璃固化体㊂自1995年以来,法国和日本之间进行了多次玻璃固化体的海上运输,将玻璃固化体运输到位于日本青森的六所村[5]㊂运输路线是首先在法国拉格后处理厂装车,然后由公路运输40km 至瓦洛涅斯铁路站,再由火车运输20km 到达瑟堡郑㊀宇等:国外典型乏燃料转运码头技术条件对我国乏燃料多模式联运体系建设的启示㊀港上船,再海运至日本小原木津港(Mutsu-Ogawara 港,M.O.码头),最后由公路运输5km 到达六所村的高放废物玻璃固化体储存地[6]㊂小原木津港是在青森县管辖内的一个公共码头,除了接收由国外返回的后处理产品外,小原木津港还承担着日本国内部分乏燃料的转运任务㊂在上世纪90年代末期,日本计划建成六个所后处理厂以后,就停止向国外运输乏燃料,并由1996年下水的 Rokuei-Maru 号INF Ⅲ级专用船负责运输全日本核电站的乏燃料至青森的六个所后处理厂㊂该船为3000t 级,长100m,宽16.5m,设计吃水5.4m,能够装载20个NFT 型货包㊂该船仅用于日本国内的乏燃料运输㊂小原木津港的水工条件满足PNTL 船只和日本 Rokuei-Maru 号专用船的靠泊要求[7]㊂日本所有的核电站均坐落在滨海地区,并且大多都有属于电站㊁可供3000t 级船舶停靠的码头㊂码头均通过岸上固定式的起重机吊装乏燃料货包㊂船舶离开核电站后,用2~5天的时间到达位于青森县六所村的小原木津港[9]㊂与英法相同,日本的小原木津港用于乏燃料货包装卸的码头配备了固定式吊机,在乏燃料到港作业期间采取封闭式管理,采用门禁系统严格把控进入码头的人员,并对操作工人的受照剂量进行监测和记录[8],人员受照剂量限值也与英法要求基本一致㊂小原木津港实景如图3所示㊂图3㊀日本小原木津港实景Fig.3㊀Real view of Mutsu Ogawara port ,Japan日本各核电站的码头均能满足英国PNTL 乏燃料运输船的靠离泊要求,也就是说乏燃料运输船是可以直接到日本的各个核电站对乏燃料货包进行 上门取货 的[8]㊂日本核电码头均采取 公海 换装乏燃料货包,即无铁路直达核电码头㊂除小原木津港和各核电码头外,位于东海村的日本原子能公司码头也承担着乏燃料的转运任务,由于日本原子能公司码头离日本原子力研究所的研究堆距离很近,所以日本原子力研究所使用该码头装载他们的乏燃料货包上船[9]㊂2㊀我国乏燃料海运存在问题初步分析㊀㊀乏燃料海运的重点在于INF Ⅲ级乏燃料运输专用船和货包转运码头,国际上已有INF CODE,并且我国已发布‘乏燃料运输船法定检验规则“,这两个规则为我国自主建造乏燃料运输专用船保驾护航;但是缺少乏燃料转运码头相关的技术标准,对于转运码头所应具备哪些条件还比较含糊㊂目前,我国所有运行的核电站均在沿海地区,核电站在建设初期就配备了用于核电大件设备运输的自备码头㊂核电大件码头是整个核电厂海域工程的一部分,核电海域工程设计主要依据核安全法规要求,如‘核电厂厂址选择与水文地质的关系“(HAD 101 06),同时参考‘海港总体设计规范“(JST 165 2013)及‘核电厂海工构筑物设计规范“(NBT 25002 2011)等㊂参考日本的经验,乏燃料运输专用船将前往各核电机组 上门取货 ,以降低运输成本和减少货包途经地;同时考虑到在乏燃料转运过程中,货包托运人可以借助核电厂现有的辐射防护㊁安保㊁消防等力量,以及我国核能发展所面对的邻避效应问题,所以建议直接使用核电厂自备码头转运乏燃料货包,而不考虑硬件条件更好的社会码头㊂核电码头满足大件设备等一般货物的运输要求,但是对于转运乏燃料货包这种第7类危险货物,在专用船靠离泊㊁货包吊装作业㊁危险货物作业管理等方面,核电码头还存在着一定的差距㊂INF Ⅲ级乏燃料运输专用船与一般船舶相比,采用冗余设计:双壳双桨,加装大量的辐射屏蔽材料,同时从保证航行安全的角度来讲,专用船的吃水深度不会很浅,长宽比也不会很小㊂据了解,核电大件码头一般仅满足吃水较浅㊁船身较短的杂货船或者驳船靠离泊㊂对于已建或已设计码头的水工条件是否能够满足INF Ⅲ级乏燃料运输专用船的靠离泊,应比对我国专用船尺寸对水工条件进行核实,如不满足船舶靠离泊要求,则需进行针对性的码头水工改造㊂㊀辐射防护第41卷㊀第S1期2019年四部委联合发布了‘乏燃料货包多式联运接口技术要求(暂行)“,其中4.4节要求乏燃料货包换装作业应使用具有防摇功能的装卸设备,码头和铁路装卸原则上应采用轨道式或固定式装卸设备,装卸设备应按额定负荷降低25%使用,并设置起重量限制器;如确实无法采用轨道式或固定式装卸设备,使用其它装卸设备时应确保其装卸作业安全㊂同时,该文件4.2.2还规定了乏燃料货包的重量小于等于130t㊂所以用于在码头货包换装的吊机应保证在船舶货舱全覆盖的情况下,其回转半径和起升高度内的任何位置都能够保证180t的起重能力㊂所以应对码头现有起重机起重能力进行评估,如不满足要求,则需要对现有吊机进行改造或考虑其它起重作业方式,比如使用地面移动式起重设备(如汽车吊)㊁海上浮吊或者进行移船作业,这样会带来一定的安全风险㊂根据‘港口危险货物安全管理规定“㊁‘防治船舶污染海洋环境管理条例“㊁‘港口危险货物标准化考评细则“㊁‘乏燃料运输安保指南(待发布)“等法律㊁法规的要求,增加第7类危险货物作业物种范围的码头需在软硬件方面满足相关要求,即制订码头专门的安全管理制度;码头安全管理和运营管理体系纳入核电整体的管理体系中;码头持证单位主要负责人㊁安全管理人员㊁装卸人员取得水路危险货物运输资格或经考核合格;制订危险货物安全生产应急㊁码头溢油防污染应急等预案文件,预案文件经评审后报当地交通㊁海事或其它的行业主管部门报备㊂特别是码头安保这方面,需要明确的是,虽然核电码头一般在核电站的一号门内,社会人员并不能随意进出,但是在乏燃料转运作业期间,码头一定要进行授权管理㊂同时,值得注意的是,大部分的核电站在建成后,核电码头就失去了大件运输的作用,缺少必要的维护,港池淤积严重,装卸设备在内的码头设施和设备有老化和损毁的情况;而且,并不是所有不满足专用船进出港的核电码头都能够进行改造,比如某港池水深较浅的核电码头港池水域下方为礁石底,炸礁风险和炸礁成本较高,综合考虑,不建议进行适应性改造㊂所以有些滨海厂址适于建设核电但不适于乏燃料的转运,所以对该厂址核电乏燃料的转运应从长计议,比如将乏燃料货包通过公路运输至临近的核电码头㊂3 结论与建议㊀㊀法国㊁英国和日本的乏燃料转运码头技术状态对我国乏燃料多模式联运体系的建设具有一定的启示㊂在码头的硬件条件和管理要求上,主要有三个方面的经验值得我们借鉴:一是国外用于乏燃料货包转运的码头均具备符合要求的固定式起重设备;二是船舶在港作业期间对码头进行封闭式管理;三是对码头作业人员的受照剂量进行监督和控制㊂英国㊁法国和日本均使用了条件较好㊁配套较成熟的公共码头用于乏燃料及后处理产品的集散和转运㊂日本的经验尤其值得我们借鉴:首先,日本的滨海核电站自备码头均满足INFⅢ级乏燃料专用船的靠离泊作业需求,核电自备码头充分参与了乏燃料货包的转运工作;其次,日本国内的乏燃料运输情况与我国未来乏燃料海运情况十分相似 将滨海核电厂的乏燃料由专用船 上门取货 并运至指定码头㊂对于我国乏燃料海运中主要存在的一些问题,提出建议如下:1)鉴于我国使用核电自备码头,不使用条件较好的社会码头进行乏燃料换装,而我国核电自备码头在核电建设期仅以 海公换装 模式进行大件运输,核电自备码头如要实现 海铁换装 ,则经济代价过大(征地和建设成本过高),建议除某些特殊码头外,一般核电码头在改造时不考虑 海铁换装 ,仅考虑 海公换装 ;2)建议尽快制订和出台滨海核电码头设计㊁建设和管理的标准规范,使核电站在产生乏燃料外运需求前,其自备码头就满足专用船靠泊㊁乏燃料货包转运和安全管理的要求;3)对于已建成的㊁不宜进行适应性改造的核电码头,可考虑将该核电站的乏燃料货包通过公路运输至就近的核电码头进行转运㊂郑㊀宇等:国外典型乏燃料转运码头技术条件对我国乏燃料多模式联运体系建设的启示㊀参考文献:[1]㊀Brown A A.Sea transport of irradiated nuclear fuel,plutonium and high-level radioactive wastes[M]//Editor(s):Ken B.Sorenson.Safe and secure transport and storage of radioactive materials.Woodhead Publishing,2015:155-169.[2]㊀PNTL.PACIFIC GREBE joined the pacific nuclear transport limited(PNTL)fleet in 2010as one of three new purpose-builtbessels for transporting nuclear cargoes between Europe and Japan[EB /OL].[2021-09-17].https:// /wp-content /uploads /2012/09/PNTL_Grebe_01.pdf.[3]㊀Milne W G,Spink H E,Thomas A B,et al.Design and operation of nuclear fuel carriers[R].British Nuclear Fuels plc,IAEA-SM -286/80,1985:61-69.[4]㊀Hudson I A,Porter I.BNFL s experience in the sea transport of irradiated research reactor fuel to the USA[J].InternationalJournal of Radioactive Materials Transport,2000,11(1-2):155-159.[5]㊀Tanaka K.LLW transport By IP -2packaging[M].Tokyo Japan,Nuclear Fuel Transport Co.Ltd,1999:103-108.[6]㊀BNFL,COGEMA,ORC,et al.Restour des residus vitrifies de France au Japan[R].2000.[7]㊀Ono M,Ito D,Kitano T,et al.Shielding designs and tests of a new exclusive ship for transporting spent nuclear fuels[J].Journal of Nuclear Science and Technology,2000,37(S1):337-341.[8]㊀Blackburn S,Brown A.Experience in the European transport of spent nuclear fuel[J].International Journal of RadioactiveMaterials Transport,1991,2(1-3):115-121.[9]㊀Naoteru Odano,Hiroyuki Ynagi.Radiation safety in sea transport of radioactive material in Japan[C]//14th InternationalSymposium on the Packing and Transportation of Radioactive Materials(PATRAM 2004).Berlin,Germany,2004(09):20-24.Enlightenment of typically foreign spent fuel trans-shipment ports technology to the construction of multimodal transport system of spent fuel in ChinaZHENG Yu,LIU Yiqing,GUI Zhong,ZHAO Xiaodong,ZHANG Jianxin,ZHONG Maihao,YANG Ming(CGNPC Uranium Resources Co.Ltd.,Beijing 100029)Abstract :Single highway transportation system cannot meet the requirement of spent fuel transportation of thecoastal nuclear power plant in China as the development of nuclear power.The multimodal transportation systemincluding maritime transportation is the future direction of spent fuel transportation.In this paper,the technical conditions of typical spent fuel trans-shipment ports abroad are investigated,and the issues of our spent fuel shipping are analyzed.The results show that the typical foreign spent fuel trans-shipment ports are equippedwith fixed lifting equipment that meets the requirements,and the ports are under closed management during the operation of ship in the ports,and the dose of exposure of the ports operators is monitored and controlled.As wehave no experience of spent fuel shipping,let alone the relevant technical specifications of trans-shipment ports,this paper puts forward the experience of spent fuel shipping in foreign countries such as France,Britain andJapan.This paper also puts forward some suggestions on the existing problems of spent fuel shipping in China.Key words :spent fuel;multimodal transportation system;trans-shipment ports。
国外高放废液玻璃固化技术概览
１９９４芷 验证设 施
六 所 村
ＪＶＦ 焦耳加热 陶瓷熔炉
在 调 试
俄 罗斯 马雅克 ＥＰ＿５００ 焦耳加热 陶瓷熔炉
１９８７焦
萨凡纳河 ＤＷＰＦ 焦耳加热 陶瓷熔炉
１９９６正 ——
美 国 汉 福 德 ＨＷＶＰ 焦 耳 炉 或 冷 坩 埚
完 成设 计
西谷 ＷＶＤＰ 焦耳加热 陶瓷熔炉
比较 经 济 ，是 一项 很 有 发 展 前景 的高 放 废 液 固
为 了对 含钼 高放 废 液 进 行 玻 璃 固化 ，法 国
化处 理 技术 。
计划 将 Ｒ７改 建 为 冷 坩 埚玻 璃 固 化 工 艺 ，并 于
国外 高 放废 液 玻 璃 固化研 究 较 早 ，自上 世 ２０１０年 完成一 条 生产线 的改 造 。
纪 ５Ｏ年代就开始 ，并在 ７０年代末实现了工程 ２．２ 冷璃 固 化 设 施 技 术 非 常 复
法 国是世 界上 冷坩 埚玻璃 固化技术 研 究较
杂 ，建 设 和 运 行 投 资 很 大 。 目前 只 有 少 数 国 早 的 国家 之一 ，２０世 纪 ８０年 代 启 动相 关 研 发 ，
综述
国 外 高敲 废液 玻 囊 固化 技 术 溉 览
１ 引言 玻 璃 固化 是 为 固化高 放废 液开 发 的一种 放
射性 废 物处 理技 术 。乏燃 料后 处理 产生 的高 放 废 液放 射性 极高 、毒 性极 大 ，且 含有 不少 半衰 期 很长的放射性核素。为 了处理高放废 液，将其 转 化 为 能够 进 行 长 期安 全 处 置 的形 式 ，目前 通
璃 固化 体 。由于 这 种 固化体 具 有 良好 的化 学 、 国家 。经 过 ２０年 的开发 研究 ，世界 上第 一座 玻
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核废物管理
国外核新闻2019．8
日本东海村后处理厂恢复高放废物玻璃固化作业
【日本原子力产业协会网站2019年7月17日报道】日本原子能研究开发机构（JAEA ）东海村（Tokai ）后处理中试厂已于2019年7月8日恢复高放废物玻璃固化作业。
这些废物源自该厂的乏燃料后处理作业。
这是该厂根据2019年6月获得原子力规制委员会（NＲA ）批准的退役计划首次开展玻璃固化作业。
原研2017年6月向规制委提交该厂退役计划。
根据该计划，退役工作将在70年内完成。
除了通常的安全措施，
东海村需要尽快开展的一项重要工作是降低放射性废物带来的风险，
目标是在2028年3月底之前完成所有高放废物的玻璃固化。
预计在2019年11月中旬之前，东海村将产生50个玻璃固化废物包。
废物包将继续在东海村贮存，
直至最终处置设施建成。
这座中试厂1971年启动建设，
1977年投入试运营，1981年全面投运，自2006年以来一直处于停运状态。
当时，该厂的所有商业后处理合同均已执行完毕。
2007年7月16日新潟县地震发生后，
出于安全考虑，包括对水池中乏燃料组件受损以及对后处理部分工艺环节的担忧，
原研未再启动该中试厂。
2014年，原研决定关闭该厂，因为使该厂满足后福岛安全标准需要投入大量资金，不具有经济可行性。
该厂总计处理了超过1000吨乏燃料，包括88吨普贤先进热堆（ATＲ）乏燃料、644吨沸水堆乏燃料、
376吨压水堆乏燃料和9吨日本动力示范堆（JPDＲ）乏燃料。
原研估计该厂的退役将耗资7700亿日元（710亿美元）。
如果将高放废物的管理费用包括在内，
总退役费用将达到近1万亿日元。
（核信息院
伍浩松
王
树）
美希伦·哈里斯核电厂
收到霍尔台克乏燃料格架
【世界核新闻网站2019年7月9日报道】美国霍尔台克国际公司（Holtec International ）近期向杜克能源公司（Duke Energy ）希伦·哈里斯核电厂交付了6个高密度乏燃料格架及相关辅助设备。
霍尔台克自1991年以来一直向希伦·哈里斯提供高密度乏燃料格架。
最新提供的格架是霍尔台克在20世纪90年代设计的失谐蜂窝（DHB ）型格架，能够在地震发生时最大限度地降低燃料池底部的负荷。
霍尔台克迄今已为世
界各地超过120台核电机组提供DHB 模块。
希伦·哈里斯最近安装了1000个霍尔台克提供的反应性缓解装置（DＲEAM ）插件。
这有助于缓解Boraflex 性能降低问题。
Boraflex 是乏燃料池使用的中子吸收剂，用于控制反应性，最大限度地增加燃料贮存密度。
希伦·哈里斯拥有一台1987年投运的928MWe 压水堆机组，共有4座燃料池。
（核信息院
伍浩松
张
焰）
4
2。