联合国原子辐射影响科学委员会(UNSCEAR) 自 1958 年以来定期且反复地评估来自天然和人工辐射源的医疗、职业及公众电离辐射照射水平及其随时间的变化趋势。UNSCEAR的评估报告为全球辐射安全提供了独立、客观和最新的科学依据。各国和国际组织均参考UNSCEAR的科学评估,制定辐射防护方案、相关法律文书和政策,以规范电离辐射技术的使用。本文简要概述了UNSCEAR关于电离辐射对医疗、职业和公众照射的最新评估情况,并阐述了联合国成员国充分参与UNSCEAR未来辐射水平调查和评估的重要性。

建立科学的辐射环境监测报告水平体系是提升核电厂辐射环境监管效能的重要环节。本文系统梳理了辐射环境监测报告水平的理论基础,调研了美国、法国等国家以及中国台湾地区的相关制度实践,基于对多个核电厂关键居民组各照射途径的剂量贡献分析,将0.25 mSv/a剂量管理限值按途径进行分配,并据此提出了涵盖空气、水、土壤、生物等介质中⁶⁰Co、¹³⁷Cs、³H等核素的报告水平初步建议值。探讨构建“监测-评估-触发-行动”的闭环管理流程和方法,旨在为完善我国辐射环境质量评价和监管的定量化、精准化提供方法学参考和初步的技术依据。

高水平放射性废液中核素铯的安全处置是核燃料循环后端的关键挑战。铯榴石因其独特的三维笼状骨架和优异的化学耐久性,被认为是固化放射性铯的理想矿物基质。本文采用低温水热法成功制备了高纯度铯榴石晶体,并结合 X 射线粉末衍射(XRD)全谱精修、显微拉曼光谱两种表征手段,系统探究了铯榴石相变动力学及微观结构响应机理。实验结果表明,铯榴石的晶化过程遵循“溶解-重结晶”机制,铯离子作为关键结构导向剂驱动富钠亚稳相持续溶解,并在反应60 h 时完全转化为纯相铯榴石;同时,拉曼光谱低频区的本征特征峰的变化规律,证实了铯离子被成功固定在铯榴石笼状孔隙内。此外,本文构建了 Python-PHREEQC 耦合的双动力学储库模型,有效分离表面不稳定相的初期快速溶出行为,精准获取固化体长期本征稳态浸出速率,约为3.16×10^-8 g·m^-2·d^-1。本文不仅证实了温和水热法高效固化游离铯的技术可行性,也为放射性铯固化体长期地质安全风险评价,提供完备的光谱学实验依据与动力学预测模型。

针对后处理过程中产生的端头与废包壳高放固体废物的整备需求,研制了一套高效端头与废包壳干燥系统工程样机。基于端头与废包壳干燥过程的传热传质机理分析,对比了常见干燥系统方案的优缺点,明确了工艺需求和关键功能,按照“转运→顶升密封→干燥→检测”的工艺流程,设计了各模块设备及系统布局,完成了干燥系统方案设计并搭建了工程样机。在工程样机上开展了压实罐自动转运、废物干燥、关键部件远距离拆装等试验。通过试验确定了关键干燥运行参数:供气压力0.2 MPa,供气流量130 Nm³/h,初始供气温度210 ℃;20 min后,调整供气温度为190 ℃。试验结果表明,系统运行稳定可靠,功能满足设计要求,可在60 min内将装有约70 kg端头与废包壳(附着3 kg水)的压实罐干燥至露点小于-26 ℃。研究结果为进一步优化干燥工艺提供了依据,所研制的端头与废包壳干燥系统具有良好的工程应用前景,可为同类后处理设备设计提供技术参考。

针对市政污泥传统调理技术脱水效率低、易产生二次污染的问题,本文提出了微波与电子束辐照协同调理污泥新工艺。以淮安市四季青污水处理厂含水率87.04%的市政污泥为试验对象,采用单因素试验与正交试验,研究了微波功率、微波时间、电子束辐照剂量及辐照顺序对污泥脱水性能的影响,并通过压滤试验对比了不同调理方式的效果。试验结果显示:电子束辐照剂量与微波时间是影响污泥脱水性能的显著因素(P<0.05);采用先微波后电子束辐照顺序、微波功率200 W、微波时间30 s、电子束辐照剂量9 kGy的试验条件,该污泥毛细吸水时间及比阻显著降低,泥饼含水率降低至49.06%。该协同调理工艺无需投加化学药剂,无二次污染,脱水效果优于传统化学调理方法,可为市政污泥深度脱水提供技术参考。

反渗透(RO)技术是解决超临界水氧化(SCWO)处理核电厂放射性有机废液时固有二次废液体积问题的有效方法之一。为提高RO单元对金属离子的截留率、进一步减少废液产生量,以含Li⁺、Cs⁺、Mn²⁺、Co²⁺和Ni²⁺等离子的模拟SCWO工艺流出液为研究对象,BW30为反渗透膜材料,通过正交试验考察了操作压力、料液pH值和进料流量对RO单元金属离子截留性能、膜通量和体积缩减系数的影响,并分析了残留乙酸对离子截留率的影响。结果表明,操作压力是影响反渗透截留模拟废液中金属离子的主导因素,操作条件为进料pH值为6、操作压力1.3 MPa、进料流量1.4 L/min时,兼具优异的离子截留与减容性能;BW30反渗透膜材料对二价金属离子截留率超98%,对单价离子截留效果较差,残留乙酸对金属截留影响小但对自身截留率随浓度上升明显提升;扫描电子显微镜和原子力显微镜表征表明BW30膜表面存在膜污染现象,需关注长期运行稳定性。

湿法氧化法处理放射性废树脂需在强酸性、强氧化性(羟基自由基主导)的工况下进行连续处理,其反应器材料的耐蚀性是工程应用的核心关键。针对316L不锈钢、Incoloy 825合金及Alloy 31合金三种候选反应器合金材料,采用质量损失法结合扫描电子显微镜(SEM)、能谱仪(EDS)及金相显微镜等表征手段,综合研究合金的腐蚀程度、微观形貌与腐蚀产物特征,揭示其腐蚀机制。结果表明,腐蚀168 h后,316L不锈钢、Alloy 31合金和Incoloy 825合金的均匀腐蚀速率分别为0.022、0.001和2.132 mm/a,前两者的耐腐蚀性显著优于Incoloy 825合金;通过提高合金中铬、钼、氮元素的含量,可进一步提升其耐蚀性能;按反应釜壁厚减半为报废依据估算,Incoloy 825合金使用寿命不足2年,而Alloy 31合金与316L不锈钢均超过40年,可满足长期安全服役要求。本文为放射性废树脂湿法氧化技术的材料优化与应用拓展提供了技术支撑。

为减少核设施运行、检修等过程产生的放射性气溶胶对人员和环境的危害,方便对放射性气溶胶颗粒进行回收处理,以丙烯酸丁酯、甲基丙烯酸甲酯和甲基丙烯酸为单体,通过乳液聚合法制备了成膜型雾化固定剂。对固定剂进行了基础性能表征及气溶胶控制实验,结果表明,该雾化固定剂在300 mL/m³的用量时针对二氧化钛粉末2小时捕集率达到95%以上,且再悬浮率仅为0.2%。在某后处理厂手套箱检修时对该固定剂进行了现场应用试验,其在30 min内对检修过程一级气帐内的放射性气溶胶控制效率达到了95%。因此,该成膜型雾化固定剂可应用于核设施运行及检修场景的放射性气溶胶控制,能够有效捕集气溶胶并防止其再悬浮。