核电厂放射性含硼废树脂水泥固化工艺的改进研究

为了提高水泥固化方法对含硼废树脂的包容率,通过改变固化配方,在大亚湾核电厂(GNPS)和岭澳核电厂(LNPS)的放射性废物处理系统进行了现场固化试验研究。结果表明,使用改进后的工艺进行水泥固化,废树脂的包容率从32.4%提高到46.3%,相对于原工艺包容率增加幅度42.9%,固化体体积减少了30%。该方法生产的固化体性能满足GB 14569.1—2011的各项要求。经过6年的工程实践,证明改进后工艺可在不改变核电厂固化系统原设施的情况下使用。     

核电厂放射性含硼废树脂水泥固化工艺的改进研究北大核心CSCD

为了提高水泥固化方法对含硼废树脂的包容率,通过改变固化配方,在大亚湾核电厂(GNPS)和岭澳核电厂(LNPS)的放射性废物处理系统进行了现场固化试验研究。结果表明,使用改进后的工艺进行水泥固化,废树脂的包容率从32.4%提高到46.3%,相对于原工艺包容率增加幅度42.9%,固化体体积减少了30%。该方法生产的固化体性能满足GB 14569.1—2011的各项要求。经过6年的工程实践,证明改进后工艺可在不改变核电厂固化系统原设施的情况下使用。     

放射性废物水泥固化研究进展

水泥化学的理论研究进展和新的水泥系列、混合材、外加剂及混凝土用纤维材料的研究成果,均可借鉴到放射性废物水泥固化的配方研究中。本文综述硅酸盐水泥、碱活化矿渣水泥、硫铝酸盐水泥等在放射性废物水泥固化研究中的应用现状,介绍火山灰质混合材、外加剂、纤维材料等在提高废物包容量、固化体强度、耐久性和降低核素浸出等方面的研究进展,以期为水泥固化配方的研究与开发提供新的思路。     

放射性废物处理与处置：放射性废树脂高效水泥固化工程应用研究

本工作旨在提供满足放射性废树脂水泥固化工程应用要求的200L规模固化工艺参数和改进的固化体配方：清华大学核能技术设计研究院负责改进固化体配方并保证固化体性能满足GB14569．1-93要求：200L规模直接固化工艺过程的设计、安装、调试、运行在CIAE进行；并对200L固化体的性能进行了测试。     

低、中水平放射性废物水泥固化体性能检验的讨论

放射性废物固化体的性能检验是保障放射性废物安全处置的有效措施之一.对于低、中水平放射性废物水泥固化体性能要求和性能检测,有关的国家标准中有明确规定.本文根据我国放射性废物水泥固化工作的实际需要,从引用的标准、抗压强度、抗浸出性和耐γ辐照性4个方面对现行国家标准<低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体>需要修订和更新的部分内容进行初步讨论.     

核电站放射性废物水泥固化处理

概述了放射性废物水泥固化处理技术和处理对象,介绍了国内各核电站采用的水泥固化处理工艺（包括桶内搅拌工艺和桶外搅拌工艺）及其特点;简要介绍了国外水泥固化技术及其进展;总结了国内在水泥固化配方研究和固化体性能研究的最新成果和动态。按照不同配方固化的水泥固化体应满足国家现行标准《低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体》及《放射性废物固化体长期浸出试验》的相关要求。     

聚丙烯纤维对废树脂水泥固化体性能的影响

为了避免或降低放射性废树脂水泥固化体因吸水溶胀而开裂的可能性,在原配方的基础上添加了聚丙烯纤维。试验结果表明,纤维材料的掺入可有效限制固化体裂纹的增长、改善固化体的脆性,在一定程度上提高固化体的强度、抗浸泡性及抗冻融性。在水灰比0.35,湿树脂体积包容量40%,聚丙烯纤维体积掺量为0.2%时,固化体抗压强度可以达到20 MPa左右,浸出率与抗水性也均满足有关标准要求。     

聚合物水泥固化放射性废树脂配方

采用环氧树脂乳液与复合水泥制备的聚合物水泥固化模拟放射性废树脂,应用正交设计法进行试验设计。首先进行复合水泥配方的正交设计,确定复合水泥中525#快硬硫铝酸盐水泥、硅粉、沸石和粉煤灰之比为1∶0.05∶0.10∶0.05,然后进行固化树脂配方的正交设计。以抗压强度作为鉴定废物固化体的物性依据,应用F检验,选择优化的配方。最终选择优化的复合水泥作固化基质,环氧树脂乳液作胶凝材料。优化配方为:乳灰比,0.55;树脂包容量,0.3;阴阳树脂比,2∶1。根据GB14569.1—93的要求对采用该优化配方的废物固化体进行了性能测试。结果表明,得到的水泥固化块(50 mm×50 mm)的抗压强度大于10 MPa,固化体的抗冻融、抗浸泡、抗冲击、抗辐照性能满足废物近地表处置的要求。     

固体放射性废物水泥砂浆固定配方工程验证试验

为完成某废物库回取、整备设施中整备车间固体废物的整备，满足车间水泥固定系统的工程应用需求，对初期实验室研究的中低放固体废物固定配方在该系统上进行200 L废物桶和2 m³废物箱的工程验证试验，考察该配方的固化体性能，如固化过程中的温升、固化体均匀性等，并确定加料顺序和搅拌时间等工艺参数。结果表明，生产的固化体符合行业标准(EJ 1186-2005)的要求，满足国家废物运输和处置要求。     

高硫高钠高放废液玻璃固化的配方验证

针对中核四川环保工程有限责任公司(SEPEC)的高放废液高硫高钠的特点,研制出废物包容量为16%(质量分数,下同)的玻璃固化配方。本验证实验研究重点是:验证此配方在改变废物包容量的情况下固化模拟高放废液时对硫的包容能力,以及产生的玻璃固化体的性能是否满足行业标准要求。验证实验中废物包容量分别为12%、13%、14%、15%、16%,玻璃熔制采用了搅拌和不搅拌两种方式。实验结果表明:在不搅拌条件下所熔制的玻璃对硫的包容能力较低,搅拌条件下所熔制的玻璃对硫的包容能力高,但两种条件制备的玻璃的28d总失重、元素归一化浸出率、密度、均匀性、析晶率均达到了我国行业标准的要求。     

环氧树脂固化放射性废树脂的配方初探北大核心CSCD

为了将中、低放射性废树脂固化成稳定的固化体,采用环氧树脂为基材,通过添加合适的固化剂、稀释剂、阻燃剂等进行固化配方试验研究。结果表明,配方为E-44环氧树脂∶651固化剂∶添加剂=1∶0.53∶0.05(38∶20∶2)、质量包容率50%时,其固化体性能最优,并满足国标GB 14569.2的要求,研究结果表明采用环氧树脂体系固化放射性废树脂是可行的。     

核电厂放射性废液水泥固化体的制备北大核心CSCD

针对某核电厂复杂成分的中、低放射性废液水泥固化体制备过程中出现的流动度损失快、泌水分层、凝结时间难控制等问题,通过实验研究掺合料、保水增稠材料、投料顺序等因素对放射性废液水泥固化体流动度、保水性能、凝结时间、固化体性能的影响规律。研制出既满足国家标准GB 14569.1—2011又适用于现有工程装置的放射性废液水泥固化体专用添加剂及配方,即专用添加剂配方为粉煤灰∶稠化粉∶外加剂A质量比=1∶1∶0.15,水泥固化体配方为水泥∶专用添加剂∶废液质量比=1∶0.272∶0.585。     

硅酸盐水泥固化模拟放射性废离子交换树脂的初步研究

以沸石、硅灰和聚乙烯醇(PVA)纤维作为添加剂,使用传统硅酸盐水泥固化含Cs废离子交换树脂,并评估了固化体的抗压强度、抗冲击性能及抗浸出性能等指标。结果显示:固化体28d抗压强度为11.34 MPa,抗冲击性能良好;42d浸出率和累积浸出分数分别为2.35×10~(-4) cm/d和3.66×10~(-2) cm;固化体在浸泡、冻融及γ辐照后均能保持较好的性能,固化体各项指标均符合国标要求。研究发现,PVA纤维能有效增强固化体的抗冲击性能,并且在受到高剂量γ辐照后PVA纤维仍能有效增强固化体抗冲击性能;γ辐照后,固化体抗浸出性能变差,而添加沸石和硅灰则能有效增强固化体的抗浸出性能。     

搅拌参数对放射性废液水泥固化体性能的影响

目前，国内核电站或核设施产生的中低放废液都采用水泥固化进行处理，水泥浆及水泥固化体性能是水泥固化技术重点研究内容。本文采用普通硅酸盐水泥固化中低放废液模拟料液，研究不同液灰比条件下，搅拌时间和搅拌速度对水泥浆流动度和固化体28 d抗压强度、孔结构、显微结构和抗浸出性能的影响。结果表明：在相同液灰比下，随着搅拌时间的延长（10～50 min），水泥浆的流动度和固化体抗压强度呈现先增大后减小的趋势，而固化体的孔隙率和Sr²⁺浸出率随搅拌时间的延长呈递减的趋势，搅拌50 min的固化体的结构较搅拌10 min的固化体致密；用较大搅拌速度制备的固化体的抗压强度较高，且在搅拌30 min内，提高搅拌速度可提高浆料的流动度；然而长时间用较大速度搅拌制备的固化体的孔隙率较高，同时核素浸出率也较大。由于固化工艺过程中搅拌速度和搅拌时间会影响水泥浆的流动性和固化体性能，因此在水泥固化装置投入使用前，应通过大量实验来确定满足工艺要求且满足固化体性能的最佳搅拌参数。     

模拟放射性含氟废液水泥固化配方的研究

本文以沸石、硅灰、石英砂为添加剂,按照质量比m（沸石）∶m(硅灰)∶m（石英砂）∶m（水泥）=1∶1∶3∶10配方对模拟放射性含氟废液进行水泥固化。由配方得到的水泥浆流动度和初、终凝时间满足桶内固化要求。测定了水泥固化体28 d的抗压强度、抗浸泡性和抗冻融性实验后的强度损失,进行了抗冲击性能测试和模拟核素浸出实验。结果表明,该配方可有效地固化模拟放射性含氟废液,固化体28 d抗压强度、各项实验强度损失和模拟核素浸出率均满足GB 14569.1-2011的要求。水泥固化体的F^-浸出率很低,XRD显示F^-以CaF₂形式存在。废液中F^-质量分数控制在1%较为合适,此时水泥固化体终凝时间为14 h,F^-的42 d浸出率为2.54×10^-3 cm/d。     

Density Enhancement of Polyethylene Solidified Wastes

To overcome the impediment against practical utilization of the technically already available process of solidifying low- and intermediate-level radioactive wastes for disposal in ocean bottom, arising from the regulatory minimum density of 1.2 prescribed for such solidified wastes, a method is proposed of thickening the polyethylene with 36~38w/o sodium sulfate anhydride to raise the density above 1.2. The resulting thickened polyethylene loaded with simulated radioactive waste showed a monoaxial compressive strength far exceeding 150 kg/cm², and proved to possess good stability in deionized water in immersion tests lasting 400 days. Polyethylene was also found to provide a volume reduction factor far higher than obtained with cement or asphalt solidification.     

模拟放射性含硼废液的水泥固化研究

为了比较硫铝酸盐水泥和普通硅酸盐水泥含硼废液的固化,为配方优化提供依据,研究采用两种配方对模拟放射性含硼废液进行水泥固化。测定了固化体28d抗压强度、抗浸泡性、抗冻融性和耐γ辐照试验后的强度损失,进行了模拟核素浸出试验,并对固化体水化产物进行XRD分析。结果表明,两种配方可有效固化模拟含硼废液,固化体28d抗压强度、各项试验强度损失和模拟核素浸出率均满足GB14569.1—93的要求,试验所用的硫铝酸盐水泥配方对Cs＋的滞留能力优于普通硅酸盐水泥配方,固化体中的硼以B(OH)4－形式固溶在钙矾石中。     

压水堆核电站放射性废液的水泥固化研究

本文讨论了用水泥胶结剂固化压水堆含硼废液和酸碱去污液的适用性。碱性废液的固化不存在特殊困难。加氢氧化钠或偏铝酸钠进行中和及促凝可改善含硼废液和酸性去污液与水泥的化学兼容性,缩短浆体的凝固时间。添加30%斜发沸石可增加水泥固化体的机械强度、降低浸出率和减小固化体体积。     

Radioactive Waste Treatment Using Cement-Glass Solidification Technique

A new radioactive waste treatment system has been developed from the viewpoint of minimizing the volume and then solidifying the waste into a stable form. Emphasis has been placed on long term stability in the final disposal environment by solidification using a new inorganic agent (cement-glass).

The primary components of the cement-glass are sodium silicate and phosphorous silicate. The mixing of cement-glass powder and water initiates a polymerization reaction by silicates, resulting in a three-dimensional structure of O-Si-O. Since all the materials used for cement-glass are naturally produced from clay containing montmorillonite, low cost as well as superiority in long term stability are obtained.

Cement-glass is superior to ordinary cement in such points as lower viscosity (about 1/4) and higher adsorption capability of Cs and Sr (about 10~60). Many kinds of waste, which have different chemical characteristics, can be solidified by cement-glass due to its inertness towards the waste. The solidification system using cement-glass has been adopted by one BWR and one PWR plants, and the first plant started commercial operation in 1991.     

普通硅酸盐水泥砂浆固定放射性固体废物的配方

研究了中、低放固体废物超级压缩饼在2 m³废物包装箱内的水泥砂浆固定配方。目前82.5#高强硫铝酸盐水泥砂浆固定配方已经实现工业应用，由于82.5#高强硫铝酸盐水泥存在价格高、生产厂家少、早强且集中释热等不足，本研究将胶结原料由82.5#高强硫铝酸盐水泥替换为42.5#普通硅酸盐水泥。通过实验验证水灰比、灰砂比、砂子级配、添加剂加入量等参数对水泥固定体的流动度、抗压强度（28 d）、抗Cl^-渗透性（28 d）的影响规律，结果表明：在合理配方区间的水泥固定体样品流动度为310~335 mm，抗压强度（28 d）为82.1~86.0 MPa，抗Cl-渗透性（28 d）为756~1 192 C，均满足水泥固定体核行业标准（EJ1186-2005）中对固定体性能的要求。