高放废液中^(137)Cs的萃取去除北大核心CSCD

高放废液的处理处置是影响核能可持续发展的重要因素之一。从高放废液中萃取分离高释热放射性核素^(137)Cs不仅有利于实现高放废液的安全处置,也可满足^(137)Cs在诸多工业领域的应用需求。研究提出了以杯芳烃冠醚衍生物为萃取剂从高放废液中萃取分离Cs的工艺流程,并分别采用模拟和真实高放废液对流程进行了验证实验。结果表明,模拟高放废液实验中Cs(Ⅰ)的萃取率达到99.9%,热实验中^(137)Cs的萃取率达到99.95%。该工作所提出的工艺流程为进一步开展我国动力堆高放废液处理及^(137)Cs分离提取提供了参考数据。     

从中国高放废液中分离超铀元素

认为从中国高放废液中分离超铀元素是可行的,中国发展的TRPO流程可得到适合于地表贮存需要的去污系数值。概述了TRPO流程的研究和发展,给出了流程简图。中国现有的浓缩高放废液具有很高的盐分,当它和TRPO萃取剂接触时会出现三相。若把浓缩高放废液稀释2～3倍,再用TRPO萃取便可消除三相,并已在初步实验中显示出很好的效果。从高放废液中分离锶和铯也是可行的,分离流程正在研究中。从废液中分离超铀元素和长寿命放射性核素,为中国高放废液的处置提供了一种新的替代方法。这种分离处置方法,可以大大减少需要玻璃固化、深地层处置的高放α废物量,进而能大大节约废物的处置费用。     

从中国高放废液中分离超铀元素(英文)

认为从中国高放废液中分离超铀元素是可行的,中国发展的TRPO流程可得到适合于地表贮存需要的去污系数值。概述了TRPO流程的研究和发展,给出了流程简图。中国现有的浓缩高放废液具有很高的盐分,当它和TRPO萃取剂接触时会出现三相。若把浓缩高放废液稀释2～3倍,再用TRPO萃取便可消除三相,并已在初步实验中显示出很好的效果。从高放废液中分离锶和铯也是可行的,分离流程正在研究中。从废液中分离超铀元素和长寿命放射性核素,为中国高放废液的处置提供了一种新的替代方法。这种分离处置方法,可以大大减少需要玻璃固化、深地层处置的高放α废物量,进而能大大节约废物的处置费用。     

我国高放废液中铯分离研究进展

由于高放废液的放射性强、毒性大、组成复杂，从高放废液中分离铯是一个世界性难题。多年来国内外研究者一直在探索研究从高放废液中分离铯的方法，开发适合工业应用的铯分离技术，以解决从高放废液中分离铯的难题。一方面，我国现存的生产堆高放废液，浓缩倍数大、盐分高、放射性强，长期贮存风险大，需要进行妥善处理；另一方面，随着我国核电的快速发展和民用核燃料后处理的工业化，动力堆高放废液的处理问题也日益突出。针对这些需求，我国科技工作者们开展了大量从高放废液中分离铯的研究工作，取得了系列研究成果。近几十年来我国主要开展了离子交换、萃取色层和溶剂萃取分离高放废液中铯的研究，先后开发了亚铁氰化钛钾离子交换分离工艺以及杯芳烃冠醚萃取分离工艺，并进行了热实验验证以及台架实验。杯芳烃冠醚从高放废液中萃取分离铯的工作不但具备了工程应用的技术条件，也走在了世界前列。     

模拟高放废液的甲酸脱硝

模拟高放废液的甲酸脱硝王建晨曹轩朱永（清华大学核能技术设计研究院）关键词模拟高放废液脱硝甲酸镅钚引言使用ＴＲＰＯ处理高放废液使之非α化是国家“八五”攻关项目。在用ＴＲＰＯ流程处理实际料液时，料液的酸度一般应小于１．０ｍｏｌ／ｌ，而我国现存的高放废液...     

美国应用玻璃固化技术处理高放废液的进展概述

目前在世界上应用玻璃固化技术来处理高放废液的国家有法国、英国、比利时、美国、德国、日本、印度和俄罗斯。其中法国最先将玻璃固化技术应用到高放废液处理的热运行中。他们采用的是回转煅烧炉 感应加热金属熔融罐技术。而美国和德国则开发出另一种处理高放废液的玻璃固化技术：焦耳加热陶瓷熔炉技术。美国是世界上存有高放废液最多的国家。并且已经，正在进行三个项目对其贮存的高放废液进行玻璃固化处理。本文将对美国高放废液玻璃固化技术的发展和应用进行描述。     

分离法处理我国高放废液概念流程

文章描述分离法处理我国高放废液概念流程。经此流程分离处理后，废液中绝大部分组分降级为非α中低放短寿命废物，可作水泥固化地表处置。剩下极少量。废物和少量含Ｓｒ、Ｃｓ的非ａ。高放废物，使需玻璃固化并于深地层贮库的废物减少到很小数量。高放废物的减容（重）倍数为１２．５，α废物减容（重）系数为３９．４。     

高放废液中Pu的分离和纯化

本工作以某高放废液为研究对象，结合阴离子交换法和萃取法，通过一系列条件实验确定了从高放废液中分离出放化纯钚的流程。实验中，先后进行了树脂种类的选择、流速对实验效果的影响、提高钚收率的实验研究、Pu和Np价态的调节实验、钚与TOPO／环己烷中萃取行为的研究和干扰核素的去污研究等条件实验。     

法国高放废液玻璃固化技术最新进展

对法国高放废液玻璃固化技术现场及文献调研情况进行了介绍。详细阐述了法国旋转煅烧炉+热熔炉/冷坩埚技术的最新应用进展、玻璃固化设施的运行状况,可为我国高放废液玻璃固化技术路线的选择提供参考。     

冠醚萃取法从高放废液中去除锶─—工艺流程的研究

报道了用二环己基１８冠６（ＤＣ１８Ｃ６）－正辛醇萃取法从模拟高放废液中去除锶的研究。从高放废液中去除半衰期较长的９０Ｓｒ，对于高放废液安全处置有着重要意义。系统地研究了ＤＣ１８Ｃ６－正辛醇对Ｓｒ２＋以及废液中其它阳离子Ｎａ＋、Ｋ＋、Ｃｓ＋、Ｎｉ２＋、Ｆｅ３＋、Ａｌ３＋、Ｍｏ（Ⅵ）的萃取性能。结果表明，ＤＣ１８Ｃ６对Ｓｒ２＋有着良好的萃取选择性，除Ｋ＋和Ｍｏ（Ⅵ）等个别离子外，其它阳离子几乎都不被萃取。在此基础上，建立了用ＤＣ１８Ｃ６－正辛醇从高放浓缩废液中去除锶的工艺流程，并进行了模拟料液的串级实验。经过三级萃取，一级洗涤，四级反萃后，锶的去除率接近９９％，产品中锶的重量百分比为７６％（原始料液中为０．６％）。该流程具有简单、高去除率、高选择性、适用料液酸度范围较宽等优点，可望用于从我国高放浓缩废液中去除或回收锶。     

DHDECMP/DEB从高放废液中去除锕系元素的工艺研究

采用国产的双官能团萃取剂N,N-二乙胺甲酰甲撑膦酸二已酯(DHDECMP)对高放浓盐模拟料液中去除锕系元素的工艺条件进行了研究。对中国现有的两种浓盐高放废液模型料液中的铀、镎、钚和镅的萃取分配比进行了测定。对最难去除的镅(萃取分配系数最小,约为7)作了串级实验(四级萃取、二级洗涤,流比AF:AX:AS=1:1.5:0.5),镅从模拟浓盐废液中去除率大于99.9％。对镅的反萃取也作了串级实验(六级反萃,流比BF:BX=1:1),镅的反萃率大于99.9％。初步实验表明,DHDECMP萃取流程适于处理中国高放浓盐废液,其特点是高放浓盐废液不必稀释,不必脱硝,不需调价,萃取时不产生第二有机相,对锕系元素去除效率高。     

高放废液玻璃固体化和矿物固化体性质的比较

对高放废液玻璃固化体和矿物固化体的性能作了比较和分析。矿物固化体较玻璃固化体有下列优势；体积小、高放废液组分掺入量高、核素浸出率低。高放废液矿物固化体的稳定性分析表明，它们十分适合于地下处置库的潮湿和温度变化的环境。虽然单种矿物只能处理部分高放废液组分，但多种矿物集合起来可荷载高放废液的全部组分。     

Ag2＋与乙酸的化学反应动力学研究

近年来，有机无盐试剂包括还原剂和络合剂在乏燃料后处理流程中的应用研究备受关注。美国开发的Urex系列流程中使用乙异羟肟酸（AHA）作为络合剂取得了较好的结果。AHA在流程中反应的主要产物是乙酸（HAC），它与反应剩余的AHA将进入到含有强毒性、长寿命的锕系元素和裂变产物及大量硝酸的高放废液（1AW废液）中。IAW废液需要进行蒸发浓缩，以便下一步玻璃固化。     

高放废液贮存安全分析

核设施乏燃料处理过程中产生的高放废液,含有超铀元素和大量的裂变产物,由于其具有放射性强、毒性大、含长半衰期放射性核素自释热以及释放可燃性气体等特点,从而成为核废物处理的重点。本文重点对高放废液在贮存过程中的辐射水平、自释热和氢气释放进行计算,计算方法和结果可以为高放废液贮存过程中的辐射防护安全分析、热积累安全分析和可燃气体安全分析提供参考。     

国外高放废液玻璃固化体浸出行为的研究及发展

本文介绍了高放废液玻璃固化体的一般浸出过程，对高放废液玻璃固化体与模拟高放废液玻璃固化体的浸出情况进行了比较；探讨了在高放废液玻璃固化体浸出行为研究中的几个主要的发展方向，包括新的浸泡方法的建立，研究溶液中胶体及微生物对固化体浸出的影响及其它的一些发展动向。     

高放泥浆研究Ⅳ.高放泥浆的性能研究

研究了兰州核燃料厂1号高放废液贮槽内高放泥浆层中不同层面泥浆及其离心后高放废液的物理性质和化学组成;探讨了高放泥浆的形成机理及溶解方法;推测了兰州核燃料厂1号高放废液贮槽内泥浆的数量,为高放泥浆的处理处置提供了基础数据。     

高放泥浆研究Ⅰ.模拟高放泥浆的配制及性能研究

依据高放废液化学组分分析结果,配制了模拟高放废液.采用甲酸脱硝模拟高放废液浓缩方法,研究了高放废液及泥浆的物理性质和化学组成,探讨了高放泥浆的形成机理及溶解方法,为高放泥浆的处理处置提供了基础数据.     

高放泥浆研究：I.模拟高放泥浆的配制及性能研究

依据高放废液化学组分分析结果,配制了模拟高放废液.采用甲酸脱硝模拟高放废液浓缩方法,研究了高放废液及泥浆的物理性质和化学组成,探讨了高放泥浆的形成机理及溶解方法,为高放泥浆的处理处置提供了基础数据.     

碳酸铵反萃TRPO流程中Np,Pu的工艺研究

探讨了使用碳酸铵反萃TRPO中Np和Pu的工艺条件。测定了反萃平衡时间、(NH4)3CO3质量浓度、反萃温度和有机相中U质量浓度对反萃率的影响。进行了模拟动力堆高放废液的串级实验。结果表明，(NH4)2CO3可以在反萃U的同时反萃Np，Pu，并且反萃过程无沉淀和界面污物生成。实验给出了高放废液中其它核素在流程物流中的分布。     

从高放废液中分离回收锕—镧系元素工作的进展

概要介绍国内外从核燃料后处理高放废液中分离回收锕-镧系元素的工作进展,并对主要的流程进行评述。