中文名 | 輕水堆核電廠放射性固體廢物處理系統(tǒng)技術(shù)規(guī)定 | 外文名 | The technical rules about solid radioactive waste processing systemfor light water reactor plants |
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實施標(biāo)準(zhǔn) | GB 9134-88 | 實施時間 | 1988年09月01日 |
輕水堆核電廠放射性固體廢物處理系統(tǒng)技術(shù)規(guī)定
The technical rules about solid radioactive waste processing systemfor light water reactor plants ( GB 9134-88 1988-09-01實施)
本標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定了輕水堆核電廠放射性固體廢物處理系統(tǒng)的設(shè)計、建造和運行的最低技術(shù)要求。本標(biāo)準(zhǔn)適用于輕水堆核電廠放射性固體廢物處理系統(tǒng)的設(shè)計、建造和運行。對類似瓜堆的放射性固體廢物處理系統(tǒng)變應(yīng)參照使用。本標(biāo)準(zhǔn)中,放射性固體廢物處理系統(tǒng)濕廢物的起點是放射性廢液處理系統(tǒng)的廢樹脂、過濾淤渣、蒸發(fā)濃縮液等的排出口;需要處理的各種干廢物則由各廢物產(chǎn)生點收集,經(jīng)過初步包裝后由專用容器或車輛送入本系統(tǒng)。本系統(tǒng)終點是處理后廢物容器運往廠內(nèi)暫存庫的裝車點。標(biāo)準(zhǔn)具體規(guī)定了“濕”“干”廢物處理的系統(tǒng)設(shè)計和建造、質(zhì)量保證、設(shè)備要求、系統(tǒng)布置、儀表及控制、處理能力和備用以及運行和維修等項要求。
廢棄物處置協(xié)議書甲方:(委托單位名稱)乙方:(被委托單位名稱) 按照國家法律相關(guān)規(guī)定,甲方委托乙方處理甲方生產(chǎn)中的危險廢物,經(jīng)甲乙雙方協(xié)商,特簽訂如下意向書:
固體廢物處理是通過物理的手段(如粉碎、壓縮、干燥、蒸發(fā)、焚燒等)或生物化學(xué)作用(如氧化、消化分解、吸收等)和熱解氣化等化學(xué)作用以縮小其體積、加速其自然凈化的過程。通常也指人類在生產(chǎn)和生活活動中丟棄的固...
《固體廢物處理與處置》一書主要介紹固體廢物污染與防治的基礎(chǔ)知識,固體廢物處理與處置工程技術(shù)的基本原理、設(shè)備設(shè)施及相關(guān)計算方法等,可作為普通高等學(xué)校環(huán)境類專業(yè)的教材,也可供環(huán)境類專業(yè)的管理者和技術(shù)人員,...
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評分: 4.3
0 引言 隨著世界經(jīng)濟(jì)的快速增長和城市化速度不斷提 高 , 城 市 垃 圾 數(shù) 量 不 斷 增 加 。 城 市 固 體 廢 物 Municipal Solid Waste (MSW) 是指在城市居民日常 生活中或為城市日常生活提供服務(wù)的活動中所產(chǎn)生 的固體廢物 。據(jù)統(tǒng)計 ,全世界每年排放的固體廢物約 為 80 ~ 100 億 t,亞洲城市每天產(chǎn)生的垃圾為 76 萬 t,大約為 270 萬 m3,估計到 2025 年,其產(chǎn)生量將達(dá) 到 180 萬 t,即每天 520 萬 m3,年增長率約為 4% ~ 5% [1]。我國每年的固廢排放量約為 5 億 t,我國現(xiàn)有 668 個城市 ,其中 86 個城市超過 50 萬人口 ,每年的 城市垃圾的排放量為 1.4 億 t。中國城市生活垃圾人 均產(chǎn)生量為 0.44 t,年增長率為 8% ~ 10%,目前無 害化處理率僅為 6%,有 300 多個城市陷入垃
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本文介紹放射性固體廢物淺地層埋藏處置安全評價的基本內(nèi)容、開發(fā)流程、評價方法以及有關(guān)問題,給出了概念模式的構(gòu)成,并簡述了結(jié)果評述的要求和內(nèi)容。
本標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定了壓水堆核電廠反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件(以下簡稱“堆內(nèi)構(gòu)件”)材料、設(shè)計、制造和試驗等方面的基本要求。本標(biāo)準(zhǔn)適用于壓水堆核電廠反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件的設(shè)計和制造。
自1942年,恩里科·費米在芝加哥大學(xué)負(fù)責(zé)設(shè)計建造了人類歷史上第一座核反應(yīng)堆(Chicago Pile-1核反應(yīng)堆)以來,世界上已經(jīng)出現(xiàn)了各種各樣的核電廠堆型。由于反應(yīng)堆是一個非常復(fù)雜的系統(tǒng),并且隨著發(fā)展人們已經(jīng)開發(fā)出了許多種不同結(jié)構(gòu)、不同用途的反應(yīng)堆,因此對反應(yīng)堆的分類也無法簡單的采用單一的一種方法進(jìn)行。一般來說,反應(yīng)堆會按照冷卻劑、慢化劑、用途、中子能量等標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行分類,如下表。
反應(yīng)堆分類示意表
中子能量分布 |
快中子堆 |
中子能量大于1MeV |
中能中子堆 |
中子能量大于0.1 eV小于0.1 MeV |
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熱中子堆 |
中子能量大于0.025 eV小于0.1 eV |
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按冷卻劑和慢化劑分類 |
輕水堆 |
壓水堆(PWR)、沸水堆 |
重水堆 |
壓力管式、壓力容器式、重水慢化輕水冷卻堆 |
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有機(jī)堆 |
重水慢化有機(jī)冷卻堆 |
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石墨堆 |
石墨水冷堆、石墨氣冷堆 |
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氣冷堆 |
天然鈾石墨堆、改進(jìn)型氣冷堆(AGR)、高溫氣冷堆、重水慢化氣冷堆 |
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液態(tài)金屬冷卻堆 |
熔鹽堆、鈉冷快堆 |
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按堆芯結(jié)構(gòu)分類 |
均勻堆 |
堆芯燃料與慢化劑、冷卻劑均勻混合 |
非均勻堆 |
堆芯核燃料與慢化劑、冷卻劑呈非均勻分布,按要求排列成一定形狀 |
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按用途分 |
生產(chǎn)堆 |
生產(chǎn)Pu、氚及放射性同位素 |
發(fā)電堆 |
生產(chǎn)電力 |
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動力堆 |
為船舶、軍艦、潛艇作動力 |
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實驗堆 |
做燃料、材料的科學(xué)研究 |
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增殖堆 |
新生產(chǎn)的核燃料大于消耗的核燃料 |
目前,最常見的分類方法是按冷卻劑和慢化劑分類,大家比較熟悉的有壓水堆、重水堆、高溫氣冷堆、鈉冷快堆等。
(1)壓水堆核電廠:以壓水堆為熱源的核電廠。它主要由核島和常規(guī)島組成。壓水堆核電廠核島中的四大部件是蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統(tǒng)設(shè)備主要有壓水堆本體,一回路系統(tǒng),以及為支持一回路系統(tǒng)正常運行和保證反應(yīng)堆安全而設(shè)置的輔助系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機(jī)組及二回路等系統(tǒng),其形式與常規(guī)火電廠類似。
(2)沸水堆核電廠:以沸水堆為熱源的核電廠。沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑并在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆,都具有結(jié)構(gòu)緊湊、安全可靠、建造費用低和負(fù)荷跟隨能力強(qiáng)等優(yōu)點。它們都需使用低富集鈾作燃料。沸水堆核電廠系統(tǒng)有:主系統(tǒng)(包括反應(yīng)堆)、蒸汽-給水系統(tǒng)、反應(yīng)堆輔助系統(tǒng)等。
(3)重水堆核電廠:以重水堆為熱源的核電廠。重水堆是以重水作慢化劑的反應(yīng)堆,可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑,重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。重水堆核電廠是發(fā)展較早的核電廠,有各種類別,但已實現(xiàn)工業(yè)規(guī)模推廣的只有加拿大發(fā)展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電廠。
(4)鈉冷快堆核電廠:由快中子引起鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)所釋放出來的熱能轉(zhuǎn)換為電能的核電廠。快堆在運行中既消耗裂變材料,又生產(chǎn)新裂變材料,而且所產(chǎn)可多于所耗,能實現(xiàn)核裂變材料的增殖。
目前,世界上已商業(yè)運行的核電廠堆型,如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型,主要利用核裂變?nèi)剂希词乖倮棉D(zhuǎn)換出來的钚-239等易裂變材料,它對鈾資源的利用率也只有1%~2%,但在快堆中,鈾-238原則上都能轉(zhuǎn)換成钚-239而得以使用,但考慮到各種損耗,可以認(rèn)為,快堆可將鈾資源的利用率提高到60%~70%。
2021年10月11日,《壓水堆核電廠物項分級》發(fā)布。
2022年5月1日,《壓水堆核電廠物項分級》實施。