237Np,238Pu,241Am和90Sr在中国和日本膨润土中迁移的野外试验

从1997年6月25日到2000年7月11日在中国辐射防护研究院试验场，在天然降雨和人工喷淋（15mm/d）两种条件下，在包气带黄土中进行了²³⁷Np,²³⁸Pu,²⁴¹Am和⁹⁰Sr在中国膨润土和日本膨润土中迁移的野外试验。试块由膨润土和砂子以质量比为15∶85组成，试块大小为150mm×150mm。试验结果表明，在两种条件下，核素在两种膨润土试块中分布状态和变化趋势相似，²³⁸Pu和²⁴¹Am在3a内没有明显移动，²³⁷Np和⁹⁰Sr在天然降雨条件下，分布曲线有所展宽；在人工喷淋条件下经1106d后，²³⁷Np和⁹⁰Sr在试块内分别向下迁移15mm和20mm，呈现出扩散为主的迁移。     

焚烧灰造粒水泥玻璃固化体抗浸出性能研究

对焚烧灰造粒水泥玻璃固化体的抗浸出性能进行了研究,研究内容包括焚烧灰造粒水泥玻璃固化体的抗浸出性能和水泥玻璃净浆固化体的抗浸出性能。结果表明,在焚烧灰造粒水泥玻璃固化的基础配方(硬化剂,30%;水玻璃,66%;水泥,3%;外加剂,1%)上制备的焚烧灰造粒水泥玻璃固化体和净浆固化体的抗浸出性能好于水泥固化体的国家标准规定的要求,对于核素85Sr和134Cs,第42天的浸出率均≤1.5×10-4cm/d,累积浸出分数均小于6.23×10-2cm。     

生物灰水泥固化体的性能改进研究

本文介绍了生物灰水泥固化体性能改进的实验研究结果。针对原固化体的空隙率和抗冲击性能较差，开展了以下三方面的研究：（１）水泥品种选择；（２）水泥外加剂的选择和固化配方研究；（３）水泥添加剂的选择及固化配方研究。     

中低放废物处置质量保证的国外经验与借鉴

本文介绍了德国、法国 、英国和瑞典在中低放废物处置质量保证方面的实施情况，并根据我国实际情况对中低放废物处置质量保证中的主要问题进行了讨论，提出了建议。     

生物样品快速灰化装置用于处理生物废物的可行性

本文研究了用生物样品快速灰化装置处理生物废物的可能性。该装置的特点是加速炭化和灰化，灰化温度为３５０－４５０℃，灰化时间为５－７ｈ，操作简便。用该装置灰化处理了兔子和白鼠尸体，处理结果表明，一炉可处理３ｋｇ动物尸体，灰样不沾容器内壁，便于收集和进行水泥固化，灰化温度不超过４５０℃，不会引起放射性核素的严重挥发损失，废物中所含放射性核素基本上保留在灰分中。     

放射性废物处理处置学术交流会高放废物处置专题介绍

1前言　中国核学会核化工分会放射性废物处理处置专业委员会学术交流及研讨会于2005年9月5日至9日在安徽黄山召开.来自中国核工业集团公司、国家环保总局、中国工程物理研究院、中国辐射防护研究院、核工业第二研究设计院、核工业第四研究设计院、中国原子能科学研究院、中国核工业集团公司404厂、中国核工业集团公司821厂、清华大学以及中国核科技信息与经济研究院等单位的70余人参加了本次会议.     

核设施退役材料复用或回收的免管值和标准

本文介绍了目前国际上普遍接受的IAEA免管原则及其在核设施退役材料的复用和回收中的应用,还介绍了免管值的导出方法和导出值,并将IAEA的推荐值与国际上现有的或正在推荐的标准作了比较.     

中、低放废物的塑料固化法

本文简要介绍了国外塑料固化中、低放废物的方法,包括热塑性、热固性塑料和水泥-塑料固化法。文中对塑料固化的安全性和经济性以及塑料固化法的动态和发展也作了评述。     

^14C废物的产生和处置

~(14)C作为一种全球弥散核素在放射性废物管理中早已引起人们的注意。近几年来,随着核设施退役时废物管理工作的需要,核电站运行固体废物中~(14)C的发现,以及低中放废物陆地浅埋处置的风险评价的研究进展,~(14)C废物管理问题受到了更大的重视。本文试图评述以上新的动向,并着重介绍与石墨慢化堆退役和压水堆运行有关的~(14)C废物的产生和处置问题。     

生物废物灰化后灰分的水泥固化

本文报道了生物废物灰化后灰分的性质及其水泥固化配方的研究结果，给出了以大同５２５＾＃普通硅酸盐水泥为固化基材的固化工艺相图、最佳固化配方以及灰分水泥固化体性能的测试结果。