放射性废物库（精选8篇）
放射性废物库 篇1
随着近年来我国经济建设的迅猛发展, 核技术已在工业、农业、科研、教学、医疗、石油、地质、水文等各个领域广泛应用。随之而来的是科研、教学、医疗及其它放射性同位素和核技术应用过程中产生的放射性废物不断增加。放射性废物库的建设就显得尤为重要。
一、放射性废物库的作用及构成
(一) 放射性废物库的作用。
放射性废物库不是一般意义上的库房, 它是一个地区性的低水平放射性废物专用贮存库, 同时也是可回取的和可周转使用的贮存库, 属社会公益性环境保护设施。放射性废物库的主要任务是解决所在省 (自治区) 各城市科研、教学、医疗及其它放射性同位素和核技术应用过程中产生的固体废物和废放射源的贮存。放射性废物库收贮的放射性废物多为中、低放固体废物, 而且以低放固体废物为主。
(二) 放射性废物库的构成。
库区总平面的特点就是地形复杂、设施布置分散。库区总平面布置根据工艺、运输、防火、安全、卫生、施工、管理等要求, 并结合现场用地条件, 将库区布置为工作区、监测区和管理办公区:一是工作区, 包括废物库、洗车设施, 将其布置在一个区域, 便于设施之间的联系。二是管理办公区, 设有泵房、生活办公综合用房以及配电室。三是监测区, 布置在工作区和管理办公区之间, 位于厂区中间场地, 既能起到监测的作用, 又能美化环境, 达到生产、生活的和谐统一。放射性废物库项目的主体为放射性废物库, 包括:废物贮存坑、大厅、排风机房、卫生出入口、控制室等, 并配置相应的工艺设备及车辆。为了安全、有效地贮存核技术应用产生的放射性废物及废放射源, 并方便废物的回取和转运, 同时考虑到库址的环境特点, 放射性废物库采用全地下式库, 废物库坑和废源库坑分区建设, 库坑、盖板为钢筋混凝土结构。放射性废物由废物库专用运输车辆运输。库区辅助设施主要有:办公生活用房、专用车库、洗车设施、蒸发池、水泵房及水塔、贮水池、室外管线, 以及大门、围墙、值班室 (门卫用房) 、库区及库外道路等设施;设置鱼类监测池、绿化隔离带等。
二、电气控制的特点
为防止入侵者使用悬挂式起重机在库区总配电室废物库动力回路电源出线断路器设电动操作机构, 值班人员可在库区监控室控制该路电源的通断。有的废物库比较特殊, 只扩建一座库房, 现有变配电室与监控室的距离大于新建库房配电室与监控室的距离, 那么, 选用的控制方式就是在起重机回路设一接触器, 采用硬接线方式引至监控室, 按钮控制。废物库厂区内库房及各辅助设施分布比较分散, 供电距离远、控制线长的问题显得尤为突出。这就使得长线控制计算成为废物库设计的重点, 也是废物库设计的难点。
三、长线控制计算
当控制线路很长时, 应注意以下几点才能正常工作:
(一) 控制导线上最大允许电压降。
接触器线圈正常工作的最低电压为额定电压的85%, 考虑网络的电压波动10%, 则控制导线的电压降不应大于5%。
对于交流电源, 单根导线的允许长度Lyun为
式中Ue———线圈额定电压, V;ΔUSL———控制导线上的电压降, %;RSL———控制线中单根导线每1km的电阻, Ω/km;Pjs———接通时接触器线圈的额定功率, VA;cosφj———接通时接触器线圈的功率因数。
(二) 线路电容对交流接触器工作的影响。
带有电位差的电缆芯线间类似一个电容。在控制电缆中, 两芯电缆的芯线间的电容量约为0.3μF/km;三芯电缆中的两芯具有相同的电势, 第三芯对这两芯的电容量约为0.6μF/km。导线的临界长度:
式中:Le———导线的临界长度, m;PH———线圈的吸持功率, W;Ue———线圈额定电压, V。
下面就以西北某库为例, 对长线控制计算来校验设计是否合理。废物库配电室位于库房的东侧, 监控室位于库房的西侧, 两者相距约为580m。现有变配电室与监控室的距离大于库房配电室与监控室的距离。根据上文所述, 废物库的吊车电源需在监控室进行控制, 选用的控制方式就是在起重机回路设一接触器, 在监控室采用按钮控制。
首先采用LC1-25型接触器, PH=7W, cosφj=0.75, Pjs=70VA。采用铠装2.5mm2的控制导线, RSL=7.98Ω/km。控制导线上的电压降取最大允许压降ΔUSL=5%。
此时单根导线的允许长度Lyun由公式 (1) 可算出:
导线的临界长度Le由公式 (2) 可算出
此时的单根导线的允许长度Lyun远远超过我们所需要的580m, 但是导线的临界长度Le差得很远。由公式 (2) 可以看出, 导线的临界长度Le只与接触器的吸持功率有关。因此, 要想提高Le, 只能选用线圈的吸持功率 (PH) 大的接触器。
现将接触器换为LC1-40型, PH=26W, COSφj=0.75, Pjs=245VA;其它参数不变。此时单根导线的允许长度Lyun为:
导线的临界长度Le为
此时Lyun>580m、Le>580m, 此时满足控制要求。
根据计算公式 (1) 、 (2) , 在220V时, 对1.5mm2、2.5mm2、4mm2控制线分别与LC1-25型、LC1-40型接触器配合时进行长线控制计算, 计算结果见表1。
四、结语
通过长线控制计算, 可以得出结论:一是当控制电压为交流220V、采用小接触器 (≤25A, 25A及以下的接触器PH、Pjs、COSφj等参数相同) 时, 控制电缆最大长度不应超过240m。二是从压降角度考虑, 当接触器一定时, 改变控制电缆的截面, 可以改变单根导线的允许长度;对于同一根控制电缆来说, 使用较大的接触器使单根导线的允许长度变小。三是从线路电容角度考虑, 使用较大的接触器可以使导线的临界长度值也较大。四是从经济技术指标考虑, 可以采用较低的控制电压。较低的控制电压可以使导线临界电容和导线长度相应增加。在大型接触器上使用低控制电压比较经济, 但有时带来长线控制中线路压降过大的矛盾, 当出现这一情形时应作综合权衡。
参考文献
[1]中国航空工业规划研究设计院组编.工业与民用配电设计手册[M].北京:中国电力出版社, 2005, 第3版
[2]钢铁企业电力设计手册[M].北京:冶金工业出版社, 2007
放射性废物库 篇2
第二条 凡在本市行政区域内应用放射性同位素和辐射技术 产生放射性废物的单位，均应遵守本办法。
第三条 市环境保护行政主管部门负责对本市放射性废物实 施统一监督管理。市卫生、公安等部门应根据各自职责，加强对放射性废物的 安全防护和安全保卫实施监督管理。
第四条 下列放射性废物属于本办法的管理范围：
(一)受放射污染的各种材料、容器、工具、设备、动物尸体 或植株;
(二)废放射源;
(三)含放射性核素的有机闪烁液;
(四)其他放射性废物。
第五条 产生放射性废物的单位， 应建立符合国家有关标准 的放射性废物暂存室(库)。放射性废物暂存室(库)的建设应 符合建设项目环境保护的有关规定。
产生放射性废物的单位，应在暂存室(库)外显著位置设立放 射性标志，配备专职或兼职管理人员，防止放射性废物丢失、被 盗。
第六条 产生放射性废物的单位， 可将半衰期小于60天的放 射性废物存入暂存室(库)，并按照市环境保护行政主管部门的规 定，将处理后的放射性废物送交放射性废物处置单位处置。
第七条 产生放射性废物的单位， 对本办法第六条规定以外 的放射性废物，不得自行处置，应直接送交放射性废物处置单位 处置。 第八条 放射性废物需要移入或移出本市的， 应按照国家有 关规定执行。
第九条 禁止将废放射源混入其他放射性废物。 禁止将放射 性废物混入固体废物或者乱弃、乱埋、焚烧。
第十条 送交的放射性废物，应符合下列要求：
(一)废物应干燥，游离液体率不大于1%;
(二)废物性能稳定，无挥发性，无易燃、易爆等不稳定性物 质，无强氧化剂、腐蚀剂等物质;
(三)试验植株应脱水、干化或灰化;
(四)动物尸体应固化于水泥中或防腐、干化、灰化;
(五)包装体外表面的污染控制水平和放射性强度应符合国家 有关标准;
(六)废放射源应密封包装完整，包装后的外表面放射性强 度应符合国家有关标准。
第十一条 包装放射性废物时，应遵守下列规定：
(一)使用统一规格的放射性废物包装容器，每个容器体积不 得超过30升，装载放射性废物后总重量不得超过20公斤;
(二)按照放射性废物半衰期的长短，分别装入不同的包装容 器。
第十二条 放射性废物处置单位对送交的放射性废物应进行 检验。对符合处置要求的，予以接收，并填写放射性废物(源) 处置登记卡片;对不符合处置要求的，应经送交单位进行处理并 符合处置要求后，予以接收。
废放射源被接收后，产生放射性废物的单位应持放射性废物 (源)处置登记卡片到公安机关办理放射源注销手续。
第十三条 放射性废物处置单位应当安排专人和符合辐射防 护要求的车辆统一收运放射性废物。
运输放射性废物的行车路线应避开水源保护区、风景名胜区、 自然保护区及其他需要保护的区域。运输过程中应减少在人口稠 密地区通过的时间和距离。
第十四条 每次收运放射性废物后， 工作人员应进行体表污 染检查，合格后方能离开放射性废物处置场所。汽车和工具也应 进行污染检查，当污染超过国家标准规定的限值时，必须进行去 污处理。
第十五条 送交放射性废物的单位， 应向放射性废物处置单 位交纳放射性废物处置费用。处置费用的收费标准和使用办法， 由市财政、市价格主管部门会同市环境保护行政主管部门制定。
第十六条 对在防治放射性废物污染中做出显著成绩的单位 或个人，由其所在单位及其上级主管部门或市环境保护行政主管 部门给予表彰和奖励。
第十七条 违反本办法第五条第一款规定的， 按照国家或本 市建设项目环境保护的有关规定进行处罚。
违反本办法第五条第二款规定，不按照要求设置放射性标志 的，由市环境保护行政主管部门责令其限期改正;逾期不改正的， 处以1万元以下罚款。
第十八条 违反本办法第六条、 第七条、第九条规定，自行 处置放射性废物的，由市环境保护行政主管部门责令其停止违法 行为，限期改正;逾期不改正的，指定有处置能力的单位代为处 置，所需费用由产生放射性废物的单位承担，可以并处20万元以 下罚款。
第十九条 对违反本办法第十五条， 不按规定交纳放射性废 物处置费用的，由市环境保护行政主管部门责令其限期交纳，逾 期不交纳的按日加收应交费用5‰的滞纳金，并可处3万元以下的 罚款。
第二十条 被处以罚款的单位， 并不免除其消除污染，排除 危害和赔偿损失的责任。
放射性废物库 篇3
1 总体趋势
目前我国放射性的监控主要集中在核电、放射源、射线装置和放射性废物库等领域。如图1所示。剂量监控技术作为传统监测手段应用在各种放射性场所。随着科技的发展, GPS、GPRS和计算机等技术逐渐成为剂量监控的辅助技术, 得到广泛应用[2]。视频监控、红外监控和电子围栏等技术在重点放射源、废物库和核电领域也已广泛应用。随着手机及各种通信技术的普及, 智能巡检和现场执法技术正在不断酝酿中, 并有可能成为放射性监控的主流手段。
2 辐射剂量监控技术
从2009年开始, 全国各地陆续开展放射源在线监控系统建设。通过放射源在线监控系统的建设, 不仅提高了监管部门对放射源的掌控, 降低了放射性事故发生的概率, 也为放射源的自动化、智能化和系统化管理提供了可靠的技术支持和保障。
为了实时监测放射源、库区内部及周边环境的射线剂量, 目前市场多数采用一种集微电脑处理和无线通信技术于一体的智能化放射源剂量监测仪表, 它广泛应用于工业、医疗、环保等放射性同位素应用领域, 对定点放射源辐射剂量进行实时监测, 可与辐照、电子加速器等大剂量辐射设备的连锁装置相连, 组成门禁系统。也可作为环境自动预警辐射剂量监测网络的终端机。
这种监控系统一般具有远程定位跟踪、放射源丢失与泄露报警功能, 报警方式除了传统的声光报警外, 在无人值守的情况下, 还有短信和来电提醒功能。仪表嵌入GPRS无线通信模块和GPS模块, 可将监测的剂量值和放射源的坐标方位以数据包的形式, 实时发送到监控中心[3]。
3 视频监控及红外防盗技术
最近几年, 视频技术迅速更新换代, 由最早的模拟视频系统 (VCR) 向部分数字化视频系统 (DVR/NVR) 发展, 并且随着光线宽带等技术的发展, 第三代完全数字化的视频系统 (即网络摄像机和视频服务器技术) 已经逐步得到普及和应用。新一代视频监控技术是一种基于IP网络的、综合多种媒体信息 (如视频、音频和数据等) 的控制管理平台。这种技术以光纤网络为依托, 以数据的压缩、存储和解码为核心, 以快速、智能和强大的图像分析技术为特色, 并将各种信息整合到一个使用平台上。新一代视频技术弥补了现有原始视频监控系统的不足, 实现了无人值守监控、图像自动分析、智能比对存储和异常状态报警等功能, 彻底将现场的安防人员从繁杂而枯燥的任务中解脱出来。
对于Ⅰ、Ⅱ类重点源、放射性废物库和核电等重要场所, 视频监控是一种必要的监控手段。通过视频监控技术, 在监控现场可以快速、有效、真实地对现场信息进行反馈及存储, 而且不易被发现、不干扰现场的其他系统运行。在监控中心, 通过数据的及时上传, 各种监控资源汇接到此, 现场的视频、音频、数据信息被编码和存储, 管理部门可根据相关权限进行实时播放、远程控制和历史视频查询等操作, 实现数据的互联、互通和可控, 为各级主管部门的决策、指挥调度和现场取证等, 提供及时可靠的监控信息。
红外防盗也是废物库区和核电周围必不可少的监控手段, 使用对射式红外电子栅栏, 每隔8m布置一对, 完成全仓库周界的实时入侵监控, 与视频入侵报警互为补充。为防止小动物等干扰造成误报警, 目前比较可靠的方式是采用多光束探测技术。
4 智能化巡检管理及现场执法技术
巡检系统分为在线巡更系统和离线巡更系统, 根据放射性废物库的安全级别, 一般采用在线巡更系统。在线巡更系统由控制器、读卡器 (巡检点) 、巡检专用手机组成。该系统充分利用GPRS、GPS和GIS等技术进行巡检点定位、巡更信息上传和相关信息查询管理等。在巡检过程中, 巡检专用手机通过APP程序接收卫星发来的定位数据, 调取监控中心数据信息并比对, 经过后台处理, 根据巡检内容智能规划巡检路线和巡检方案, 可根据需要实时上传、记录和保存现场获取的图像和语音信息等, 辅助巡检人员作出科学决策。
在无网络信号或SIM卡欠费等情况下, 巡检软件可执行正常巡检工作, 巡检数据暂存在巡检手机上, 到信号稳定时自动上传数据。当巡检人员遇到紧急情况或生命危险时, 可按一键报警, 直接将当前所在位置的经纬度发送到服务器上, 管理人员可立即知道报警人员的当前位置, 及时做出处理, 尽可能地避免事故的发生。当巡检人员发现现场隐患或故障时, 可以通过拍照和录像等方式采集巡检现场情况, 并上传至监控中心, 也可以随时查看主管部门的通知公告等信息, 及时了解工作状态。
巡检平台系统通常由巡检专用机和监控中心平台组成。巡检人员在巡检时携带巡检专用机, 启动APP应用程序, 通过GPRS网络定时自动向监控中心平台发送位置和状态信息, 可随时将异常状况上传至中心平台, 并增加了一键报警功能, 当巡检人员遇到紧急情况或生命危险时, 可按一键报警, 立即把当前的位置发送到管理平台, 管理平台能准确知道巡检人员的位置坐标, 及时做出处理, 有效避免事故发生。
5 电子围栏技术
电子围栏技术就是利用高压脉冲和探测技术实现对控制区域周边进行安全布防的技术。电子围栏系统主要由防区主机、防区探测器和电子围栏等三部分组成。当有人非法翻越或破坏围栏时, 由于电子围栏采用了低能量的脉冲高压, 一旦触及, 会因有触电感而使非法入侵者离开, 同时由于脉冲高压能量极低且作用时间极短, 因而不会对非法闯入者的身体造成伤害。探测器会立刻探测到警情, 并将警情传送到管理平台, 管理平台对报警信号进行接收和处理, 发出声光报警, 提示中心值班人员通知巡逻中的保安人员立刻赶往现场处理。
6 结语
辐射剂量监控、视频监控及红外防盗和智能巡检等技术的发展, 弥补了放射性监控领域由于人为因素造成的安全漏洞。随着技术的不断进步, 这些技术将加快放射性监控工作逐步向着精细化、智能化和人性化方向发展。充分利用各种先进技术手段, 将推进、全面实现核与辐射安全监管体系和监管能力的现代化, 确保核能与核技术的健康发展。
参考文献
[1]国家环境保护总局.国家环境保护“十五”计划[R].北京:国家环境保护总局, 2000.
[2]愈军.建设和完善全国辐射环境监测网络初探[J].辐射防护通讯, 2000, (01) :3-7.
医用放射性废物管理制度 篇4
根据卫生部公布的《GBZ133-2002医用放射性废物管理卫生防护标准》我院影像与核医学科对医用放射性废物管理作出以下规定。
一、医用放射性废物
系指在核医学工作中产生的放射性比活度或放射性浓度超过国家规定值的液体、固体和气载废物。应根据废物的性状、体积以及所含核素的种类、半衰期、比活度选择相应的处理方法，使之不致在工作场所造成不必要的电离辐射危害，不致造成环境污染。
二、液体废物的管理 1.放射性废液 方法：核医学单位应具有废水专用处理装臵或分隔污水池轮流存放和排放废水。污水池必须恰当选址，池底和池壁应坚固、耐酸碱腐蚀和无渗透性，应有防止泄漏措施。
而无废水池的单位，应将废液注入容器存放10个半衰期，排入下水道系统。如废液含长半衰期核素，可先固化，然后作固体废物处理。
标准：将废液的降至放射性浓度不超过1×104Bq/L的废闪烁液，或仅含有浓度不超过1×105Bq/L的3H或14C的废闪烁液不按放射性废物处理。放射性浓度小于或等于”公众导出食入浓度”DIC(公众)的废液作非放射性废液处理，可排入下水道系统。
2.注射过或服用过放射性药物的病人的排泄物
必须为使用放射性药物病人提供有防护标志的专用厕所，对病人排泄物实施统一收集和管理。将其排泄物贮存10个半衰期后排入下水道系统。池内沉渣如难于排出，可进行酸化，促进排入下水道系统。注射或服用131I病人的排泄物处理，必须同时加入NaOH或10%KI溶液后密闭存放待处理。
三、固体废物的管理 1.废物收集
(1)按废物的可燃与不可燃、有无病原体毒性分开收集废物。(2)供收集废物的污物桶应具有外防护层和电离辐射标志。污物桶放臵点应避开工作人员作业和经常走动的地方。
(3)污物桶内应放臵专用塑料袋直接收纳废物。装满后的废物袋及时转送贮存室。2.废物存放
(1)贮存室建造结构应符合放射卫生防护要求，且具有自然通风条件或安装通风设备，出入处设电离辐射标志。
(2)废物袋或废物包、废物桶及其他存放废物的容器必须在显著位臵标有废物类型、核素种类、比活度范围和存放日期的说明。
(3)内装注射器及碎破璃等物品的废物袋应附加外套。3.废物处理
(1)焚烧可燃固体废物必须在具备焚烧放射性废物条件的焚化炉内进行。
(2)同时污染有病原体的固体废物，必须先消毒、灭菌，然后按固体放射性废物处理。
(3)GBq量级以下且失去使用价值的废弃非密封放射源必须在具备足够外照射屏蔽能力的设施里存放和待处理。
(4)比活度小于或等于7.4×104Bq/kg的医用废物可直接作非放射性废物处理。
(5)废物经过存放衰变，比活度降低到7.4×104Bq/kg以下后，即可作非放射性废物处理。
四、废物管理制度
1.由专(或兼)职废物管理人员负责废物的收集、分类、存放和处理。废物管理人员应熟悉废物管理原则和掌握剂量监测技术。
2.设废物存贮登记卡，废物主要特性和处理过程应记录在卡片上，并存档备案。
3.必须有预防发生废物丢失、被盗、容器破损和灾害事故的安全措施，贮存室的显著位臵应设安全警戒信号。
4.非密封放射源的废弃和处理，必须履行登记手续，并存档备查。
放射性废物库 篇5
(一) 法律制度内容统一化
随着经济全球化的飞速发展, 国际上的法律制度也追随这一趋势逐渐统一化了。海上放射性废物管理国际法律制度作为保护我们赖以生存的海洋环境的国际上法律制度, 也出现了统一化的发展。为了保护我们赖以生存的海洋环境免受海上放射性废物辐射的危害, 海上放射性废物管理国际性法律制度统一化的趋势形成。《1972伦敦公约》的颁布, 使各国之间关于海上放射性废物管理国际法律制度出现统一化。《1972伦敦公约》规定禁止向海洋中倾倒放射性废物, 为保护人类赖以生存的海洋环境作出了一定的贡献。各缔约国可以依照各国国内法律以及国际性法律制度来约束向海洋中倾倒放射性废物的行为。海上放射性废物管理国际法律制度统一化, 为各国管理海上放射性废物的行为提供了便利。同时, 防止了各国在适用法律时候产生彼此之间放射性废物管理法律的冲突。
(二) 法律制度范围扩大化
海上放射性废物管理国际性法律制度范围逐步开始扩大了, 例如, 《1996议定书》的适用范围扩大到了内水, 而且“倾倒”的定义延伸至了海洋中的近海石油平台的放弃使用以及推倒。《1996议定书》提出了向海洋倾倒的放射性废物名单的“反列名单”的表述, 来取代了《1972伦敦公约》的“禁止名单”的表述。《1996议定书》中“反列名单”的方法的立足点从仅仅禁止一小部分的物质, 但是允许大多数废物的海洋倾倒变成了除了允许一小部分物质外, 禁上其他的所有物质的海洋倾倒。“反列名单”的提出充分反映了保护海洋环境的环保观念有突飞猛进的发展, 很好的顺应了国际海洋环境保护的大趋势。海上放射性废物管理国际法律制度管理的范围逐渐扩大, 它的主要体现那就是禁止向海洋倾倒任何水平的放射性废物, 我们赖以生存的海洋环境可以得到更好地保护。
(三) 法律制度标准严格化
海上放射性废物管理国际法律制度标准越来越严格化, 有利于我们赖以生存的海洋环境的保护。同时, 海上放射性废物管理国际性法律制度标准严格可以形成威慑力, 使得各地约国严格要求国内的海上放射性废物行为。从《1972伦敦公约》及《1996议定书》的制定以及这几年的多次修订看来, 都可以充分的说明海上放射性废物管理国际法律制度标准越来越严格。对向海洋倾倒废物的管理越来越严格, 可以向海洋中进行倾倒的废物的种类越来越少, 刚开始1994年缔约国会议决定禁止向海洋倾倒任何水平的放射性废物, 后来规定禁止在海洋上进行任何形式的焚烧行为。《1996议定书》中“反列名单”取代“禁止名单”也体现了海上放射性废物管理国际性法律制度标准严格性。
(四) 法律制度显现科学化
海上放射性废物管理国际法律制度中确立了许多科学性的制度, 例如, 预防原则、倾倒许可制度等。海上放射性废物管理国际性法律制度的典范《1972伦敦公约》就确立了预付制度和倾倒许可制度。《1996议定书》采用专门条款规定了预防原则以及预防方法, 从而各缔约国在海上放射性废物管理必须按原则进行行为。同时, 《1972伦敦公约》也明确的规定了倾倒放射性废物需要许可的制度。倾倒许可制度是对向海洋中倾倒放射性废物进行管理的重大问题。《联合公约》也规定了此制度。预防原则、倾倒许可证制度这些科学制度的规定, 有利于有效的管理海上放射性废物, 有利于海洋环境的保护。
二、海上放射性废物管理国际法律制度的缺点
如今的《1972伦敦公约》、《1996协定书》、《联合公约》等关于放射性废物管理的国际性法律法规文件, 虽然在管理放射性废物方面取得了良好的效果, 但是还有些不尽人意的地方。面对放射性废物对海洋环境的前所未有的挑战, 海上放射性废物管理的国际法律制度的缺点日益显露。
(一) 缺乏足够的强制性
放射性废物具有难以预测的现实的和潜在的放射性辐射, 所以我们应当对放射性废物进行合理严格的管理。国际性法律制度应具有强制性才能更好地显示国际性法律制度的效果。但是, 对于有关放射性废物的国际法律制度而言, 这恰好是它的一个难以低估的弱点。就算各国出现了违反放射性废物管理国际条约的行为, 对该国家违约责任行为的追究依然缺乏足够的强制性。《联合公约》软法性质使得对放射性废物进行有效管理方面的国际实施上无法有效的开展。由此可见, 虽然放射性废物管理领域的国际性法律制度作出了一些必要的工作, 但是它“脆弱性仍表现在缺乏有效的监督与控制机制, 这与国际法的其他法律领域面临的问题是一样的”。
(二) 缺乏有效的操作性
从核试验产生大量的放射性废物到核电站排除放射性废物, 特别是日本福岛核电站向海洋排放放射性废物严重影响了海洋环境, 各国政府开始慢慢意识到为了保护人类健康和环境免受放射性废物可能带来的危害, 必须运用有效的法律措施来保证。主要因为国家利益的冲突以及国家主权的约束, 大多数关于放射性废物管理的国际性法律制度无法做出细致的规定。《伦敦倾废公约》和《联合公约》部分内容规定得过于原则, 缺乏执行的具体要求和标准。例如, 对处理放射性废物进行选址的具体方法、对处理放射性废物进行其他的实施措施等都没有具体的、严格的、规范的实施方法, 所以根本就无法实现真正的保护人类以及人类赖以生存的海洋环境免受放射性废物危害的影响。
(三) 缺乏明确的责任性
在放射性废物管理的方面, 通常情况下那些持有许可证的进行放射性废物处理的个人或机构要承担法律责任。即便是《联合公约》中明确的规定放射性废物处理上国家要承担一个补充性质的法律责任, 但是国家并不是最终责任的承担者可以说这样的规定是非常不适合的。因此强调国家承担国家设施产生的放射性废物侵权方面的责任, 实际上就是明确国家对于审批等各方面的那种审慎的义务, 这样将有利于核设施产生的放射性废物的管理。即便是有许多国家提出了有积极意义的建议而且大会进行了不懈的努力, 但是核电站、核试验产生的放射性废物导致海洋环境以及人类损害时候国家责任承担的问题一直没有得到很好地解决。
(四) 缺少有力的监督
一般情况下主权国家在自己区域内展开活动时不会受到外国以及国际组织的干涉, 但是国际法在赋予一个国家个体权利的同时也规定了国家作为个体的义务。虽然与《核安全公约》相比《联合公约》指出每一个缔约国都应当在每次的缔约审议会议的时候提交一份国家报告。报告的内容包括了对放射性废物的管理制度以及对放射性废物的管理活动。由此可见, 《联合公约》在各国所做的报告书内容上规定得更加具体了。但是仅仅有报告书只不过是有限度的公开, 关于放射性废物管理的各国执行放射性废物管理的真实情况的问题, 没有一个国际组织机构可以凌驾于缔结关于放射性废物管理的国家之上去检查、监督。国际原子能机构的对放射性废物有效管理的报告书并不能从实际意义上审查, 而只能在形式意义上审查那些放射性废物有效管理的报告书。作为各主权国家的各地约国自己就是自己的实质意义上的监督执行者, 这使得放射性废物管理的国际法律制度的各签订国陷入了自我监督的怪圈。
参考文献
[1]曹英志.国际海洋倾废立法趋势研究[D].中国海洋大学, 2008.
[2]胡敏飞.跨国环境侵权的国际私法问题研究[M].上海:复旦大学出版社, 2009:31.
[3][德]沃尔夫冈·格拉夫·魏智通.国际法[M].吴越, 毛晓飞译.北京:法律出版社, 2002:562.
放射性废物压饼装箱优化方法探讨 篇6
关键词：废物最小化,废物压饼,装箱问题,优化
1. 废物压饼装箱问题的提出
放射性固体废物打包后形成的200L桶装废物包装体经过超级压缩后, 形成的废物压饼要求在Ⅷ型钢箱内进行二次包装并水泥固定。目前压饼装箱前需在8位旋转平台上根据压饼厚度进行优选装箱, 由于该优选平台沿用原超压项目设计, 原优选平台是针对废物压饼装入400L废物桶进行设计的, 由于400L废物桶约装入约4个压饼, 因此8位的优选平台可以起到优选作用, 但根据新的设计要求每个Ⅷ型钢箱需装入压饼数量约为16个, 因此该优选平台无法满足压饼装箱优化的要求。
针对现场情况, 要解决废物压饼装箱优化问题主要有两条思路, 一种是彻底舍弃原有优选平台, 另一种是继续使用, 选取更合理的优化算法。根据以上两种思路, 可选的方案主要有以下3种:
(1) 采用在线算法
进行在线优化装填, 做到随到随装。
(2) 采用离线算法
对压饼先进行暂存, 当压饼总厚度不小于包装箱容量时, 进行离线优化, 根据离线优化结果再对压饼进行装填。
(3) 采用混合算法
将包装箱容量进行划分, 一部分作为在线装填, 一部分作为离线装填, 划分原则是优选平台上压饼总厚度不小于包装箱内剩余空间。
本文根据以上方案对放射性废物压饼装箱优化问题采用经典装箱问题在线近似算法、离线算法进行计算, 选取适合示范设施放射性固体废物压饼装箱的算法, 达到最优装填, 符合废物最小化原则。
2. 经典装箱问题
2.1 装箱问题定义
经典装箱问题:设有许多具有同样结构和负荷的箱子B1, B2, …其数量足够供所达到目的之用。每个箱子的负荷 (可为长度、重量等) 为C, 今有n个负荷为wj, 0<wj<C (j=1, 2, …, n) 的物品J1, J2, …, Jn需要装入箱内。要求以最小数量的箱子数将J1, J2, …, Jn全部装入箱内。
图1废物压饼装箱示意图
装箱问题用线性规划对装箱问题描述如下:
式中:
其中x, y变量含义如下:
2.2 装箱问题算法的分类
装箱问题是一个NP完全问题, 也就是说无法找到多项式时间的最优解法, 目前的求解方法主要是一些近似算法。根据货物装箱过程的特点, 按照货物的到达情况进行分类, 可分为在线装箱和离线装箱:
(1) 在线算法
如果一个近似装箱算法在执行过程中, 每当一个物品到达时, 就立刻决定把该物品放入哪个箱子中, 而不管后序物品如何, 这种算法就被称为在线算法, 主要有下次适应算法 (Next Fit) 、首次适应算法 (First Fit) 、最佳适应算法 (Best Fit) 等, 其中NF算法时间复杂度为O (n) , FF、BF算法时间复杂度为O (nlogn) ;。
(2) 离线算法
如果算法在开始装箱之前, 已经预先得到了所有物品的信息而一次性的确定装箱策略, 这种算法就被称为离线算法, 离线算法主要有降序首次适应算法 (First Fit Decreasing) 和降序最佳适应算法 (Best Fit Decreasing) 等, 时间复杂度都为O (nlogn) 。
3. 废物压饼装箱问题研究
为更明确说明各算法的特点, 下面将通过一个简单的例子对各算法的优缺点进行说明。根据工艺设计要求, 废物钢箱内部分4个区域进行废物压饼装箱操作, 装箱示意图如图1所示。结合装箱问题算法特点, 将钢箱内各分区看作相对独立个体, 相当于4个箱体进行装箱操作。若废物压饼大小及来料顺序{2 (A) , 4 (A) , 3 (A) , 3 (B) , 3 (C) , 2 (B) , 3 (D) , 2 (C) , 2 (D) , 3 (E) , 1 (A) , 2 (E) , 3 (F) , 2 (F) , 3 (G) , 2 (G) }, 要求使用钢箱内部空间最小。
3.1 废物压饼在线装箱
废物压饼在线装箱也就是要完全摒弃原有的8位优选平台, 对废物压饼按照先后顺序进行依次装箱, 这种情况主要采取下次适应算法 (Next Fit) 、首次适应算法 (First Fit) 、最佳适应算法 (Best Fit) 等。
下次适应算法 (Next Fit) 按照已经使用的最大标号的箱子能否装入当前压饼, 若不能装下当前废物压饼, 则重新开启新的钢箱, 并关闭已使用最大标号钢箱;首次适应算法 (First Fit) 按照每个废物压饼Jj总是放在能容纳它的最小标号的箱子进行装填;最佳适应算法 (Best Fit) 则是废物压饼Jj放入之后, 箱子剩余容量为最小者。
3.2 废物装箱离线算法
若采取离线装箱算法进行装填, 首先要对所有废物压饼进行暂存且废物压饼总高度要求大于钢箱容量, 然后根据算法要求对废物压饼进行装填, 达到最优装填方式。
降序首次适应算法 (First Fit Decreasing) 是先将废物压饼按高度从大到小排序, 然后用FF算法对物品装箱。
3.3 废物压饼混合装箱
该装填方式主要利用原有8位优选平台, 进行算法设计, 规避在线算法的缺点, 又减少离线算法对废物压饼暂存空间的要求。首先要对钢箱内容量按一定比例进行划分, 并采用在线装箱方式对划分空间进行装填;其次将后到的废物压饼依次放置在8位优选平台上, 并按其高度进行排序, 做好标记;再次将钢箱内剩余空间采用离线算法对优选平台上废物压饼进行装箱。图4为混合装填方式流程, 图5为FF算法与BFD算法混合装填结果。
结论
放射性固体废物要实现废物最小化, 就要在各个环节实现废物最小化, 结合放射性固体废物处理设施现场情况与废物压饼装箱的特点, 针对放射性固体废物处理设施冷调试过程中废物压饼装箱存在问题, 提出了相应的整改方案。
图2废物压饼在线装箱结果
图3废物压饼离线线装箱结果
图4混合装填方式流程
图5混合算法装填结果
参考文献
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放射性废物库 篇7
蒸汽重整的矿化还原反应炉主要采用流化床结构。在流化床中,既要发生有机废物的热解反应,蒸汽重整反应,同时还伴随有矿化物对核素的包容反应。其反应器内部的流场呈现多维耦合的特性。由于放射性废物蒸汽重整反应过程的复杂性,在多物理场耦合流场特性方面,迄今还难以查阅到相关文献对其进行分析。本文建立了包含气固两相流及热解反应的耦合模型,并以小型蒸汽重整垂直管反应器为研究对象,对垂直管的表观气速及垂直管结构、垂直管内多维耦合流场进行了分析,确定了垂直管反应器的最佳结构参数及反应参数。
1 计算模型
1. 1 CFD几何模型
分析的蒸汽重整垂直管反应器用于蒸汽重整小型试验装置。反应中需要添加的物流包括气相的蒸汽及载气( 氩气) 及固相的树脂。垂直管包含2 个气相入口,1 个气相出口及1 个固相进口。其总体结构如图1 所示。
1. 2 Euler两相流模型
1. 2. 1 模型假设
假设两相均被看成是连续相,两相之间发生质量、动量、热量传递。颗粒为球状,大小均匀,碰撞主要考虑两个颗粒之间的碰撞。忽略固体颗粒所受到的虚拟质量力、Basset力、热泳力、压降梯度力。
1. 2. 2 气固相模型的选择
由于欧拉双流体模型对颗粒体积分数具有较广的适用范围,所以采用欧拉双流体模型作为气固相模型。对垂直管反应器采用欧拉双流体模型并结合颗粒动力学理论。模型的基本控制方程如下。
( 1) 连续性方程
式( 1) 中: i为气相或颗粒相; εi为i相的体积分数;ρi为i相的密度; vi为i相的速度。
( 2) 动量方程
式( 2) 中: Pi为i相的静压力; τi为i相的剪切应力;Si为气固两相之间的相互作用。
( 3) 能量方程
式( 3) 中: ei为i相的比总能; T为绝对温度; Sei为能量方程的源项。
1. 3 化学组分传递模型
采用化学反应组分模型模拟蒸汽重整过程中的化学反应过程,其控制方程如下。
式( 4) 中: Yi为i相组分体积; Ri为化学反应组分产物的生成率; Si为用户自定义反应源项生成率。
1. 4 网格划分及边界条件
根据1. 1 节中建立的几何模型划分网格。如图2 所示,模拟采用混合网格,网格最大尺寸为2 mm,由于壁面处容易形成颗粒的聚集,对壁面网格进行了加密。气固相入口采用速度入口边界条件。出口由于速度未知,采用压力出口条件。采用Fluent14. 5 作为模型求解软件,其中模型求解器采用在多相流中收敛性较好的Phase Coupled SIMPLE,时间步长5 × 10- 4,计算取9 ~ 10 s的结果进行分析。
2 表观气速及垂直管结构分析
2. 1 适宜的表观气速
适宜的表观气速能保证树脂颗粒在提升管内的稳定运动。表观气速过大树脂颗粒停留时间过短反应无法完成,且造成能量的浪费,速度过小达不到输送要求,颗粒大量滑落返混。最佳经济气速是稀相气力输送中的重要设计参数,实际中表观气速一般取稍大于最佳经济气速。在相同输送量条件下,随着表观气速的变化,最小的压降对应的表观气速即为最佳经济气速,而实际中最佳经济气速大多通过经验估算。保持进气流量不变,讨论不同表观气速下,提升管内颗粒流动的变化情况。表1 列出了不同管径下对应的表观气速,根据不同的参数进行了模拟。
从图3 可知,垂直树脂颗粒在表观气速为1. 00m / s时,颗粒呈现出悬浮流动特征。在表观气速为0. 56 m / s,颗粒流型表现为柱塞流与环状流的过渡状态。在表观气速为0. 36 m/s时,颗粒在垂直管底部大量沉积,颗粒运动呈现出不稳定的噎塞状态。图4 比较了截面轴向平均固含率,随着气速的逐渐降低,提升管底部颗粒固含率逐渐增加。主要由于随着气速的减小,颗粒在进入提升管后受到的向上的曳力逐渐减小,导致加速度减小,颗粒在底部的停留时间增加,固含率增大。在高度高于1. 0 m时,各表观气速下提升管内的固含率基本相同,说明颗粒流动已进入稳定阶段。表观气速为0. 36 m/s,固含率沿反应器高度升高后迅速下降,说明由于表观气速的降低,颗粒受到的曳力减小,颗粒向上运动的加速度的减小,颗粒进入稳定状态的距离变长,颗粒很难被带出反应器。表观气速为1. 0 m/s,固含率沿反应器高度分布较为均匀,说明由于表观气速较高,颗粒受到的曳力较大,颗粒向上运动平稳,但是不利于在反应器中停留反应。表观气速为0. 56 m/s,固含率沿反应器高度分布出现一系列峰值,证明固体颗粒在反应器内存在停留、混合等过程,有利于化学反应的进行。
图5 分析了不同表观气速下垂直管内的压降。在相同输送量下,当表观气速为0. 36 m/s时出现压降的极小值。反应器的压降主要包括气固的重力压降及气固与壁面的摩擦压降。当表观气速大于0. 5m / s时,气速增加,固体颗粒速度随之增大,气体与壁面、气体与颗粒的摩擦压降上升,由图5 所示提升管内固含率变小,颗粒重力压降下降,但由于此时固含率很低,摩擦压降增加速率大于重力压降减小速率,总压降随着摩擦压降的上升而增加。压降体现了反应器内的能量损失的大小,压降最小点对应的表观气速被称为最佳经济气速。
考虑经济性和流动的稳定性已经反应的要求,选择比最佳经济气速稍大的值即0. 56 m/s作为反应器表观气速。
2. 2 变径结构参数的优选
垂直管反应器气固传热系数高,但固体颗粒停留时间较短,为了达到反应时间要求提升管高度往往过高,输送能量费用较高。且由上节模拟可知,提升管反应器颗粒径向浓度容易出现中心浓度低,壁面浓度高的抛物线分布,影响气固换热。为强化气固之间的接触,延长大颗粒在反应器中的停留时间,降低反应器高度,采用在反应器高度为250 mm处添加长度为300 mm变径结构。主要研究不同扩径比D/d ( 变径段与直管段直径之比) 对反应器内颗粒流动的影响,并确定合理的扩径比。变径垂直管几何结构如图6 所示。
对于扩径比的模拟分析分别D/d为2、3 变径段的反应器。讨论扩径比对于反应器固含率、颗粒运动速度及压降的影响。由图7 所示,两种扩径比的反应器颗粒固含率分布主要差别集中在变径段,随着扩径比的增加变径段固含率急剧上升且颗粒浓度分布逐渐集中于变径段底部。由以上分析可知,随着扩径比的升高,变径段内的固含率不断上升。扩径比为2 时的反应器变径段内颗粒呈现出中心处向上壁面处向下的环核运动,颗粒在变径段速度降低,有利于延长颗粒在反应器内的停留时间。颗粒随气流进入扩径段内,与壁面发生脱离,促进气固之间的传热。对于扩径比为3 的反应器,颗粒主要集中于变径段底部,说明扩径比过大,停留时间过长,气体难以将颗粒带出反应器。所以,选择扩径比为2 能够实现颗粒的良好运动状态。
3 热解耦合模拟
3. 1 树脂热解模型
由于本模拟主要在考察反应器内流体流动规律及温度分布是否适合树脂热解反应,而不是研究化学反应的特性,因此为简化模型和降低计算量,将树脂热解反应简化为树脂受热分解生成挥发分和矿化物的一级反应,挥发分气体定义为一个整体,不区分详细的组分。定义树脂为一种混合物,挥发分从树脂颗粒中按照一定的反应速率进入气相中。由于在欧拉双流体模型下Fluent没有集成的热解反应模块,需要利用Fluent UDF将反应速率写入气固相质量源相中。热解反应及反应速率表达式如下所示。
树脂热解反应速率按照热重实验[4]结果,主要反应参数如表2。
对于气固相内部的组分扩散采用组分输运模型,定义气相组分包括蒸汽和挥发分气体,固相组分包括树脂和矿化物。
3. 2 耦合模拟分析
模拟中反应器的几何模型增加了扩径段以增加反应器的循环效率。计算对比了考虑与不考虑化学反应模型对于颗粒流动的影响。由图8 可知,两种模型模拟结果固含率分布趋势基本相同,都呈现出变径段浓度较大,而变径段两端浓度较小的分布。但考虑了化学反应的模拟结果在变径段底部和壁面处的固含率较低。在热态状况下,仅考虑气体密度和黏度变化计算可得反应温度下粒径为0. 5 mm的颗粒带出速度与冷态条件下颗粒带出速度相差较小。由于带出速度为颗粒重力与曳力平衡时的气速,说明气体密度和黏度变化并未对颗粒所受曳力产生大的影响。但树脂颗粒挥发分析出后会导致气相流量增大,气速增加。所以挥发分析出是导致颗粒在变径段固含率下降的主要因素。
如图9 所示,两种模型截面平均固含率的轴向分布都呈现沿高度先增大后又逐渐减少,不含化学反应条件下固含率在0. 8m后趋于稳定,化学反应状况下固含率在0. 6 m后变化较小。两种模型固含率最大值都出现在高度为0. 26 m处,不含化学反应的模拟结果比考虑化学反应的模拟结果高出约0. 15,这是由于变径段锥形入口处的颗粒主要来自于变径段壁面处颗粒的向下滑落,说明热态模拟中由于挥发分的析出在变径段内滑落到底部的颗粒数目减少。
4 结论
本文在调研美国THOR蒸汽重整热解技术的基础上,针对试验流化床垂直管反应器建立了Eurler气固两相流数值模型,开展了数值模拟研究。通过对垂直管反应器的表观气速进行分析,确定了反应器的最佳管径及扩径比; 同时根据热重试验结果建立了树脂热解的耦合化学反应模型,并分析了考虑化学反应模型对树脂热解流场分布的影响。本文的主要结论如下:
( 1) 根据欧拉双流体模型及颗粒动力学理论,利用Fluent软件对初步设计结果的流型和结构进行了分析。对比了三种相同进气流量,不同表观气速下的提升管流型及压降,从流动稳定性及经济性考虑,选择0. 56 m/s作为提升管操作气速。
( 2) 为延长树脂颗粒在提升管内停留时间及强化气固换热,采用了变径结构,对比不同变径比例下颗粒流动状态,结果表明在扩径比为2 时颗粒的分布最为合适。
( 3) 在考虑流动、传热及反应条件下对小型提升管内热解反应进行了热态模拟,并与冷态模拟结果进行了对比。结果显示热态下,固含率在提升管变径段内有所下降,但颗粒流型基本保持不变。
摘要：近年来,蒸汽重整技术在放射性有机废物处理方面得到了越来越多的关注。蒸汽重整的矿化还原反应炉主要采用流化床结构。其反应器内部的流场呈现多维耦合的特性,针对反应器内部多维耦合流场进行分析是优化反应器结构、确定反应参数的必要步骤。建立了包含气固两相流及树脂热解反应的耦合模型;并以小型蒸汽重整垂直管反应器为研究对象,对垂直管的表观气速及垂直管结构、垂直管内多维耦合流场进行了分析,确定了垂直管反应器的最佳结构参数及含固率分布。计算结果表明,扩径比为1∶2时,垂直管内的反应状态最佳。热态下固含率在提升管变径段内有所下降,但颗粒流型基本保持不变。
关键词：数值模拟,放射性有机废物,蒸汽重整,耦合流场
参考文献
[1] Olson A L,Soelberg N R,Marshall D W,et al.Fluidized bed steam reforming of Hanford LAW using THOR 11 mineralizing technology.INEEL/EXT-04-02492,Idaho National Engineering and Environmental Laboratory,Idaho Falls,Idaho,2004
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放射性废物库 篇8
关键词：高放废物,回填材料,热传导系数,拟合
引言
高压实膨润土作为高放处置库的最后一道人工屏障, 要求其具有良好的导热性能和热稳定性能, 因此, 缓冲/回填材料的热传导性能参数是高放废物深地质系统设计的一项关键指标[1]。刘月妙等[2]得到GMZ01与GMZM回填材料的热传导系数随着含水量、干密度的增大而增大, 但是与含水量和压实干密度不具有一致的线性关系;谢敬礼等[3]得到砂一膨润土混合物的热传导系数随样品的压实密度、含水率的增大而显著增大;崔玉军等[4]研究了干密度、含水量、饱和度等对美国MX80膨润土热传导系数的影响, 发现孔隙气体体积与热传导系数具有线性关系;J Pacavsky[5]得出温度对热传导系数的影响不明显, 而密度和含水量对回填材料的热传导系数影响很明显。
1 试验
1.1 试样制作
将烘干的200目膨润土、凹凸棒石和黄铁矿按一定配比组成集成回填材料, 制成Φ62mm×20mm的圆柱体试样。试样干密度1.2-1.8g·cm-3, 含水量12-18%, 一式两块。
1.2试验设备
试验采用基于瞬变平面热源法的Hot disk TPS2005S热常数分析仪。测试时, 在探头上加载恒定电流, 引起温度增加, 从而在探头两端产生电压差。通过记录在一段时间内电压的变化, 可以较为精确地测得被测样品的热传导系数。
2 试验结果与讨论
2.1 干密度、含水量与导热特性的关系
图1和图2分别为集成回填材料干密度、含水量与热传导系数的关系图, 由图知:在相同含水量条件下, 热传导系数随干密度的增大而增大;在相同干密度条件下, 热传导系数随含水量的增大而增大。当干密度为1.77g·cm-3, 含水量为17.69%时, 热传导系数值最大达到1.2970 W·m-1·K-1。
2.2 孔隙度与导热特性的关系
图3为集成回填材料热传导系数与孔隙度的关系, 由图可以明显看出:在相同含水量条件下, 热传导系数随着孔隙度的增大而显图图33孔孔隙隙度与热传导系数著减小。
2.3 饱和度与导热特性的关系
图4为集成回填材料饱和度与热传导系数的关系图。显然, 热传导系数随饱和度的增大明显上升。对试验数据用ORIGIN8.5分别进行了线性拟合和指数拟合, 拟合效果较佳, 得到的表达式如下:
以上式中:λ为热传导系数 (W·m-1·k-1) ;Sr为饱和度 (%) ;R为相关系数。
3 结束语
(1) 集成回填材料的饱和度大于51.71%时, 热传导系数均高于0.8W·m-1·k-1, 满足国际原子能机构 (IAEA) 对回填材料热传导系数的推荐值; (2) 在相同条件下, 热传导系数随干密度、含水量、饱和度的增大而增大, 随孔隙度的增大而减小; (3) 通过拟合得到了热传导系数与饱和度的关系方程。
参考文献
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[4]崔玉军, 陈宝.高放核废物地质处置中工程屏障研究新进展[J].岩石力学与工程学报, 2006, 25 (4) :842-847.