IAEA近地表处置设施中的工程屏障性能研究项目协调会议介绍

ＩＡＥＡ近地表处置设施中的工程屏障性能研究项目协调会议介绍崔安熙（中国辐射防护研究院，太原，０３０００６）１前言由国际原子能机构组织的协调研究项目“近地表处置设施中的工程屏障性能研究”（Ｃｏ－ｏｒｄｉｎａｔｅｄＲｅｓｅａｒｃｈＰｒｏｇｒａｍｍｅ）从１...     

SiO2(am)在FoCa粘土和MX-80粘土中扩散实验的模拟

不定形二氧化硅[Amorphous Silica，简称SiO2（am）]是高放废物玻璃固化体在处置后，发生降解的主要产物。对SiO2（am）在FbCa粘土和MX-80粘土柱中的扩散迁移进行了实验研究，结果显示：在粘土柱中有大量的SiO2（am）沉淀产生；土柱中总Si增加量与时间的关系基本为线性正相关关系。采用CRUNCH程序对上述扩散迁移实验进行了模拟，模拟内容包括：溶液和岩相中Si浓度变化、总的筋增加量与时间的关系以及实验期间孔隙率的变化；同时分析了有效扩散系数对结果的影响。结果说明，使用CRUNCH程序进行反应迁移模拟是可行的；但是实验中pH值测量时机不适当；另外由于土样本身Si含量较高，易对土柱总Si的分析结果产生影响，这些因素需进一步实验时改进。     

模拟含硼废液制粉及盐粉造粒技术研究

对模拟含硼废液制粉及盐粉造粒技术进行了研究,包括废液制粉、盐粉直接造粒、废液加氢氧化钙预处理、预处理后废液的制粉和盐粉造粒以及废液与氢氧化钙反应的条件试验等。结果表明,原始盐粉可以成功造粒,但其抗浸泡性能不满足要求。在条件试验推荐的工艺操作参数下(Ca/B摩尔比0.50,反应温度75℃,反应时间60 min),加氢氧化钙预处理后的废液仍然可以制粉,且制得的盐粉造粒后,粉粒的抗水浸泡性能能满足后续固化要求。     

AP1000一回路氧化膜特性研究

AP1000与一般压水堆不同的是其一回路采用注锌加氢技术,使其一回路氧化膜特性发生变化。试验在高压釜中模拟AP1000一回路水化学工况,研究F304L、F316、690三种反应堆主工艺设备材料表面生成的氧化膜特性。结果表明,氧化膜为双层结构,外层氧化膜成分主要是Fe₂O₃及Fe₃O₄。F304L不锈钢与F316不锈钢内层氧化膜主要是ZnCr₂O₄,注入的Zn元素取代了FeCr₂O₄中的铁元素,形成了致密的ZnCr₂O₄ 氧化层,内层氧化膜存在少量ZnO和ZnFe₂O₄。690合金的氧化膜内层为ZnCr₂O₄,同时存在较高含量的ZnO和ZnFe₂O₄。与前两者不同的是,690合金的氧化膜含少量的二价镍,以NiFe₂O₄和NiCr₂O₄形式存在。加锌加氢使得氧化膜更加致密,也明显变薄。     

秦山三期重水堆核电站废过滤器滤芯转运与收贮

简述秦山三期重水堆核电站废过滤器滤芯的产生系统及产生量,废滤芯的转运的准备、实施,收贮入库等实施操作流程及其资料的整理。     

237Np、238Pu、241Am和90Sr在水泥、变质水泥固化块和水泥砂浆粉-土壤中迁移的野外试验研究

本文介绍了237Np、238Pu、241Am和90Sr在水泥、变质水泥和水泥砂浆粉-土壤体系的野外迁移试验方法和结果.将以石英砂为载体的四种核素的示踪源层,铺放在普通水泥试块和变质水泥试块内,以及以水泥砂浆粉为载体的四种核素的示踪源层,埋置在黄土包气带试验坑50 cm深处进行实验.在喷淋降水(5 mm/h×3 h/d)和天然降水两种条件下,核素在普通水泥试块、变质水泥试块和水泥砂浆粉中,三年的野外迁移试验结果显示,四种核素均看不出明显迁移.经过1 100多天,每种示踪剂迁移距离都在1 mm范围内.每种示踪剂从源层迁移到试块内的量只占源层投放量的5%左右,95%左右的核素仍存留在示踪源层内.尽管埋置后的变质水泥试块性能明显不如普通水泥试块,但核素在两种水泥试块中的迁移规律并未发现明显差异.核素在水泥砂浆粉中近1 100天野外实验期间迁移不到1 mm,说明水泥砂浆粉对核素迁移有很强的阻滞作用.     

秦山第三核电站压力管维修的辐射防护和去污

简要介绍了秦山第三核电站压力管的维修活动过程中的辐射防护和去污。压力管处于堆芯中，活化程度高，又涉及重水操作，氚活度高，因此维修活动中的辐射风险大。针对维修方案制订了安全工作计划和去污方案，严格控制，保证了压力管维修工作的顺利进行，防护结果达到预期目标。     

含氚废油处理技术进展

简要介绍了含氚废油的几种处理方法，包括超级吸收剂、化学交换法及燃烧氧化法，提出了我国应在化学交换法处理含氚废油技术方面加强研究。     

中低放废物处置库源项释放模式的灵敏度分析

１引言放射性废物处置库的安全评价，通常是由景象分析和后果分析模式化后，经复杂的计算而完成。由于处置库本身是一个复杂的系统，评价的期限通常较长，需要输入的参数很多。这些参数有的具有一定的不确定性，有的受条件所限难以获得。在安全评价时，进行参数的灵敏度分...     

"第五届亚洲区域合作放射性废物管理研讨会"简介

1概况 "第五届亚洲区域合作放射性废物管理研讨会"于1999年11月9～12日在菲律宾马尼拉召开.本次会议由日本科技厅、日本原子力产业会议和菲律宾核研究所共同主办,来自澳大利亚、中国、印度尼西亚、日本、韩国、马来西亚、菲律宾、泰国和越南共9个国家的30名代表和国际原子能机构(IAEA)的一名观察员参加了这次会议.