我国放射性废物处理、处置的若干问题及建议

1985年7月6—11日在泰安市召开的“2000年的中国辐射防护科学预测专家讨论会上,绝大多数与会者认为——根据我国的核电发展规划——到公元2000年时,我国的放射性废物处理处置将成为一个重大问题。木文叙述了有关我国放射性废物处理处置中必须认真注意和及早加以解决的五个问题。这些问题是立法问题,组织管理体制问题,规划问题,经费问题和国际合作问题。本文还就解决上述问题提出了若干建议。     

中放废液水泥固化大体积浇注工艺可行性探讨

文章扼要地回顾国内外放射性废物处理处置发展趋向,试图对后处理厂中放废液水泥固化,从工艺角度进行大体积浇注浅地层埋藏处置方案的可行性探讨。本方案通过水泥固化基础配方,固化物性能及其安全性、经济性等详细讨论,对解决体积庞大的中放废液是一个有前途的方法。大体积浇注固化工艺就现在所预想到的问题和技术水平是基本可行的,选择合理的地质、地理环境,采取有效防御措施,对环境也是安全的。     

浅论核电站放射性废物的治理

对于治理核电站运行产生的放射性废物,本文提出要把握4个基本环节:(1)努力减少放射性废物的产生;(2)大力开发减容技术;(3)发展优良固化工艺;(4)实现安全最终处置,并就这些问题进行了讨论。     

放射性锶和铯在花岗岩上的吸附与阻滞

本文采用静态和碎岩柱实验技术研究了放射性Sr和Cs在核废物处置库待选点花岗岩上的吸附与阻滞。结果表明:花岗岩对Sr的吸附为线性吸附,对Cs的吸附为非线性吸附。花岗岩对Cs的阻滞能力要比对Sr的阻滞能力好。     

模拟高放废物玻璃固化体在处置条件下的浸出行为研究（Ⅱ）

模拟高放废物玻璃固化体在处置条件下的浸出行为研究（Ⅱ）吴兆广，罗上庚，于承泽，盛嘉伟（中国原子能科学研究院）柳得橹（北京科技大学）关键词高放废物，玻璃固化体，浸出试验，表面分析１引言为了预测高放废物长期处置的安全性，需要研究玻璃固化体的浸出过程和浸出...     

中放废液沥青固化装置热试验

原子能院中放废液沥青固化装置采用蒸发予浓缩及双螺杆机混合蒸发处理流程,用本地区产生的中放蒸残液做料液进行了热试验,其中,蒸发器热运行191小时,双螺杆机热运行349小时,共处理中放蒸残液20.5吨,总放射性1.3×10~(11)贝可,得沥青固化产品45桶,主要技术指标基本达到设计要求,装置运行情况良好,产品出料温度控制在170℃以下是安全的。     

含钚放射性固体废物的管理和处理

本文介绍了含钚放射性固体废物的管理和处理方法,其中包括α废物的分类和包装;α废物中含钚量的测定;可燃性α废物的焚烧或消化处理;大件设备的去污和解体;α废物的临时贮存和处置等。     

模拟高放废物玻璃固化体在处置条件下的浸出行为研究（Ⅰ）

用模拟高放废物硼硅酸盐玻璃固化体和介质（包括膨润土、凝灰岩、沸石、氧化铁粉、去离子水和模拟地下水）构成模拟处置条件下的９个浸泡体系，研究了在有介质存在条件下，玻璃固化体浸泡后的失重，玻璃体的元素浸出和浸出液的ｐＨ值变化；研究了温度和ｐＨ对浸出的影响，求出了玻璃、水反应的表观活化能为７３．０ＫＪ／ｍｏｌ。对高放废物处置库的回填材料的选择提供了优选方案。     

核废物自热升温过程数学模型研究

获得了核衰变热源圆柱体传热方程第三类边值问题的解释式解。进行了各种工艺条件对升温过程影响的理论计算研究,得到了一些有价值的结果。为现场工艺设计和预测提供了必要的理论根据。     

核设施化学清洗去污

概述了国内外核设施化学去污概况及国外后处理厂化学去污的主要经验,并列举了一些常用化学去污剂的配方．