钙钛锆石和榍石的组合矿物固溶铀

以ZrSiO4、CaCO3、TiO2、Al2O3及UO2（NO3）2.6H2O为原料,通过固相反应制备掺U钙钛锆石（CaZrTi2O7）和榍石（CaTiSiO5）的组合矿物。用X射线衍射、背散射电子图像、能谱仪等分析手段研究组合矿物的制备及其对U固溶的情况。结果表明：制备掺U钙钛锆石和榍石组合矿物的较佳配方摩尔比为n（...     

钙钛锆石和榍石的合成及烧结

以天然锆英石为主要原料,通过配方设计,采用热重-差热、X射线衍射等分析手段,研究了钙钛锆石(CaZrTi2O7)和榍石(CaTiSiO5)的固相反应合成及烧结.结果表明:采用上述工艺能够获得高纯度的CaZrTi2O7和CaTSiO5基的致密烧结体.合成CaZrTi2O7,CaTiSiO5的含量以及合成CaZrTi2O7的最低温度、最佳温度与配方密切相关.最佳配方的摩尔比为:n(ZrSiO4):n(CaCO3):n(TiO2)=1:2:3,最低合成温度为1230℃,最佳的合成温度及烧结温度均为1260℃.     

水泥固化高放射性废物的研究进展

近十几年来，许多国家正在加速研究和开发高放射性废物的水泥固化技术，并取得了较大进展。本文主要对该课题的研究现状及核素离子的固化机理等方面进行了评述。     

水泥固化高放射性废物的科学基础

与玻璃法、陶瓷法相比,水泥法具有原材料易得、工艺简单等优点。本文综述了国内外近几年来用水泥固化放射性废物的最新研究成果,并指出了用水泥来固化高放射性废物存在的问题及发展方向。     

磷酸镁水泥固化放射性废物研究现状

放射性废物的固化是目前有害废物的研究热点。而水泥固化是常用于中低放射性废物的固化技术,但水泥固化技术仍存在一定的问题,如水灰比高、废物包容量小、对所固化的废物pH要求较高、固化时可能产生粉尘、PO43-,BO33-,Zn,Sn等可能影响固化体凝结时间和强度发展,造成材料的后期强度不够,材料性能劣化。因此,有必要在水泥体系上进行更多的选择,从而提高水泥固化体的性能,磷酸镁水泥则是其中可用于替代的新型水泥品种,文章对磷酸镁水泥用于放射性废物固化的研究现状进行了调研,并对今后的研究做了展望。     

水泥及其复合体系固化放射性核废物研究现状

水泥优良的物理化学性能使其在放射性废物固化领域应用广泛。介绍了水泥固化的机理和对水泥固化体的基本性能要求,并综述了硅酸盐水泥、碱激发胶凝材料、硫铝酸盐水泥和磷酸镁水泥在放射性废物固化领域的研究进展。对水泥基固化材料的发展具有一定的借鉴意义。     

钙钛锆石玻璃陶瓷体的晶化和抗浸出性能

以SiO2、A12O3、B2O3、CaO、TiO2和ZrO2为原料,加入3％CeO2（质量分数,下同）作为模拟核素,利用熔融法制备钙钛锆石基玻璃陶瓷体,对含锕系元素的放射性废物进行固化处置。通过X射线衍射仪和场发射扫描电子显微镜等对热处理后玻璃陶瓷体进行表征。以电感耦合等离子体质谱测试玻璃陶瓷体抗浸出性能。结果表明：在晶化温度为1050℃,B203掺量为12．5％时,玻璃陶瓷体中低质量分数的TiO2和ZrO2更易参与生成钙钛锆石晶体,但固化体中仍有其他晶相存在;在同样晶化温度下,B203掺量为8．33％时对玻璃陶瓷体形成钙钛锆石单一晶相较为有利,且具有较好的抗浸出性能,其中Ce在产品一致性测试法下元素标准化浸出率7d后维持在10^-6数量级,固化效果明显。     

钙钛锆石-钡硼硅酸盐玻璃陶瓷的制备及表征

采用熔融–热处理工艺制备了Si O2–B2O3–Ba O–Na2O–Ca O–Zr O2–Ti O2体系钙钛锆石基钡硼硅酸盐玻璃陶瓷,研究了Ca O、Ti O2、Zr O2(记为CTZ,摩尔比为2:2:1)含量对玻璃陶瓷相结构、显微结构的影响,采用产品一致性测试法(PCT)测试了玻璃陶瓷样品的抗浸出性能。结果表明:样品的玻璃转变温度为615~650℃且随着CTZ含量增加而升高。CTZ含量为35%的样品和CTZ含量为45%的样品分别在900和850℃附近出现了明显的放热峰。当CTZ含量≥30%时,钙钛锆石晶相开始析出;CTZ含量为45%时,样品中出现大量均匀分布的柱状钙钛锆石晶相;CTZ含量达55%时,样品致密性较差,除钙钛锆石晶相外还有榍石和二氧化硅晶相析出。PCT测试表明:CTZ含量为45%的样品具有较好的抗浸出性能,B和Na在42 d后的归一化质量损失约为0.1 g/m2,Si和Ca约为0.01 g/m2,与硼硅酸盐玻璃固化体处于同一数量级。     

用钛硅酸盐玻璃固化模拟含铯废物的研究

设计了钛硅酸盐玻璃固化模拟含铯废物的配方,熔制了模拟含铯废物钛硅酸盐玻璃.用排水法测定了玻璃的密度,用XRD、IR等研究了玻璃的物相组成和结构,用PCT试验方法研究了玻璃固化体的化学稳定性.结果表明,当Na2O在Na2O-TiO2-SiO2三元体系中的量为24～34mol%,TiO2/SiO2小于0.58,配料中废物包容量小于22.74mol%时,体系的熔制温度较低,所得样品为密度较高、软化温度较高、化学稳定性较好的均质玻璃;TiO2/SiO2较大或废物包容量较高的配料,在形成玻璃的过程中容易失透,样品的化学稳定性差.     

模拟高放废物碱矿渣水泥固化体抗冲击性能的研究

研究了模拟高放废物碱矿渣水泥固化体的抗冲击性能。实验结果表明：固化体的固化工艺对其抗冲击性能有很大影响，水泥固化体的抗冲击性能优于玻璃固化体。     

模拟高放废液碱矿渣水泥固化体稳定性的研究

本文主要研究了碱矿渣水泥固化体的热力学稳定性、热稳定性和在地下水中的稳定性.研究结果表明,水化到28天时,固化体中处于介稳态的矿渣玻璃体基本消失,转化为稳定的水化产物,固化体的热力学稳定性良好;固化体在500℃的高温下仍具有足够的强度,热稳定性良好;同时,在地下水中,固化体也具有良好的稳定性.     

自蔓延高温合成固定放射性废物

以在氧化铬（CrO3）为氧化剂，采用自蔓延高温合成（SHS）技术制备了含锶离子（Sr^2 ）的钙钛矿（CaTiO3）化 的，并研究了反应产物的合成机理、微观组织和对Sr^2 的包容量。实验结果表明；以CrO3为氧化剂，在SHS反应过程中，可获得更高的反应温度，由于大量的液相存在，可使反应在瞬间完成，而且所获产物密度高、成分均匀的含锶CaTiO3；制备的CaTiO3可将核素固化于基体结构中，对SrO的包容量可达到35％（质量分数），从而达到封闭、隔离核素，防止放射性废物污染环境的目的。     

高放废液碱矿渣水泥固化体中矿渣反应程度研究

出于安全的考虑，高诳废液碱矿渣水泥固化体应该具有较高的热力学稳定性，要求在一个不太长的时间内使处于介稳态的矿渣玻璃体完全水化转化为热力学稳定的水化产物。为此分别用水杨酸甲醇－丙酮萃取法和非蒸发水法估测碱矿渣水泥中的矿渣反应率，用非蒸发水法结合ＤＴＡ法估测固化体中的矿渣反应率。     

中低放射性废物包装容器试验台架的研制

依据放射性物质安全运输规程要求设计建造了中低放废物货包型式试验台架,该试验台架可进行包装容器的自由下落、贯穿、堆码、密封和喷淋等试验,同时配有先进的非接触全场应变测量系统,可以为试验提供三维空间内全视野的形状、位移数据的测量,并分析应力应变数据。在本台架上完成了一种容积约3 m³型号的货包容器验证试验。结果表明,货包容器的设计满足设计要求及国家相关法律规范,可以作为放射性废物处理处置容器使用,为业主应答审管部门的审查提供了强有力的数据。台架的建成,提升了国内放射性固体废物整备容器的型式试验水平,为相关厂家研发拥有自主知识产权的低、中放射性废物整备容器或军用包装容器提供鉴定技术支持。     

钛酸盐陶瓷固化放射性废物

研究了钛酸盐陶瓷的晶体结构和性能,通过PCT实验测定了钛酸锶的浸出率.实验结果表明:钛酸盐陶瓷固化体具有较高的密度,浸出率低,化学稳定性高,是固化放射性废物和进行最终地质处置的理想固化体.展望了钛酸盐陶瓷固化放射性废物的前景.     

模拟放射性废物泥浆陶瓷固化的烧结试验研究

采用钾长石、粘土、煅烧氧化铝为原料,对模拟放射性废物泥浆的陶瓷固化进行了研究。结果表明:该放射性废物泥浆陶瓷固化的最佳成型工艺为压制成型;烧结温度在1100℃以上的固化体抗渗性良好;本实验所选取的3个实验配方的最佳烧结温度范围均为1100-1150℃;K ,Na 在干燥过程中或烧结低温阶段的迁移扩散以及Na2SO4在 1200℃左右的分解,对固化体的致密烧结会产生不利的影响。     

放射性废水沸石处理技术研究进展

沸石凭借其自身的物理化学性质,在放射性废水的处理中展示出较好的性能,引起了越来越多的关注。国内外对沸石在放射性废水处理中的应用进行了广泛的研究,研究表明沸石对137Cs、90Sr、60Co等核素有较高的吸附性能。本文介绍了沸石本身的特性,以及实验室规模和工业规模的沸石处理技术进展,以期为我国放射性废水的处理技术发展提供借鉴和参考。