用短期试验表征放射性废物固化体的抗浸出性

参照国标GB 7023—1986和美国核学会标准ANSI/ANS-16.1-2003开展了长期浸出和短期浸出的比对试验,通过所得的放射性核素的浸出率和浸出指数相关表征参数的比较,证明了用5 d短期试验方法检测放射性废物固化体的抗浸出性是可行的。     

固化体大小对核素浸出的影响

本文介绍了放射性废物固化体大小对核素浸出的影响。文中讨论了核素浸出的数学模拟问题，并根据实验数据拟合了适用于计算具有不同体积的固化体的有效扩散系数的公式。用此公式计算的结果与实验结果相符很好。     

模拟放射性含硼废液的水泥固化研究

为了比较硫铝酸盐水泥和普通硅酸盐水泥含硼废液的固化,为配方优化提供依据,研究采用两种配方对模拟放射性含硼废液进行水泥固化。测定了固化体28d抗压强度、抗浸泡性、抗冻融性和耐γ辐照试验后的强度损失,进行了模拟核素浸出试验,并对固化体水化产物进行XRD分析。结果表明,两种配方可有效固化模拟含硼废液,固化体28d抗压强度、各项试验强度损失和模拟核素浸出率均满足GB14569.1—93的要求,试验所用的硫铝酸盐水泥配方对Cs＋的滞留能力优于普通硅酸盐水泥配方,固化体中的硼以B(OH)4－形式固溶在钙矾石中。     

放射性废物水泥固化样品核素浸出率测量分析

以放射性废树脂、残渣和蒸残液的水泥固化热配方试验为依据,运用HPGe-γ谱仪、低本底α、β测量仪对废物固化样品的放射性核素浸出率进行测量,分析不同源项的水泥固化体核素浸出率结果,验证相应水泥固化样品配方的准确性及可靠性。结果表明,残渣、蒸残液和废树脂的不同水泥固化样品中60Co、137Cs和总β的浸出率均在浸泡前期急剧下降;随着浸泡时间的延长,浸出率变化趋于稳定;浸出率满足GB14569.1-93的要求。     

放射性废物水泥固化体浸出试验的比对

本文总结了1983年6月至7月进行的放射性废物水泥固化体浸出试验的比对工作。这次比对有6个单位7个实验室参加,比对试验条件基本上按照“放射性废物固化体长期浸出试验”(标准讨论稿)中的规定。比对结果表明,各实验室第42天宋总β累积浸出分数的平均值之间的最大偏差为±20%,同时也表明“标准讨论稿”基本上是可行的。     

模拟放射性含氟废液水泥固化配方的研究

本文以沸石、硅灰、石英砂为添加剂,按照质量比m（沸石）∶m(硅灰)∶m（石英砂）∶m（水泥）=1∶1∶3∶10配方对模拟放射性含氟废液进行水泥固化。由配方得到的水泥浆流动度和初、终凝时间满足桶内固化要求。测定了水泥固化体28 d的抗压强度、抗浸泡性和抗冻融性实验后的强度损失,进行了抗冲击性能测试和模拟核素浸出实验。结果表明,该配方可有效地固化模拟放射性含氟废液,固化体28 d抗压强度、各项实验强度损失和模拟核素浸出率均满足GB 14569.1-2011的要求。水泥固化体的F^-浸出率很低,XRD显示F^-以CaF₂形式存在。废液中F^-质量分数控制在1%较为合适,此时水泥固化体终凝时间为14 h,F^-的42 d浸出率为2.54×10^-3 cm/d。     

放射性废物处理与处置标准在中放废液大体积浇注水泥固化工程中的应用探讨

本文扼要阐述了放射性废物处理与处置标准在中放废洼失体积浇注水泥固化工程中的应用,针对GB 14569.1-93<低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体>和GB 7023-86<放射性废物固化体长期浸出试验>放射性废物处理与处置标准在中放废液太体积浇注水泥固化工程应用中所存在的问题进行了探讨,并提出了建议.     

低、中水平放射性废物水泥固化体性能检验的讨论

放射性废物固化体的性能检验是保障放射性废物安全处置的有效措施之一.对于低、中水平放射性废物水泥固化体性能要求和性能检测,有关的国家标准中有明确规定.本文根据我国放射性废物水泥固化工作的实际需要,从引用的标准、抗压强度、抗浸出性和耐γ辐照性4个方面对现行国家标准<低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体>需要修订和更新的部分内容进行初步讨论.     

掺合料对含氟放射性废液MKPC凝胶材料固化体性能的影响

以KH_2PO_4、重烧MgO和硼砂按一定比例制备磷酸钾镁(MKPC)凝胶材料固化模拟含氟放射性废液,研究掺合料(石英砂、沸石、硅灰、粉煤灰)对固化体性能的影响。结果显示,掺合料不改变固化体的终凝时间,但影响其孔隙率,掺入粉煤灰后孔隙率降低,掺入硅灰则相反。固化体空气养护28 d后,抗压强度大于55 MPa,抗压强度的损失与孔隙率呈正比。所制备的固化体具有良好的抗浸出性能,浸出实验42 d后,模拟核素Sr~(2+)、Cs~+、Co~(2+)的浸出率和Cs~+的42 d累积浸出率低于GB 14569.1—2011的限值,F~-平均浸出浓度低于GB 5085.3—2007的限值。     

多组元烧绿石陶瓷固化体的制备及其抗浸出性能

烧绿石具有优异的理化稳定性和耐辐照稳定性,被认为是理想的放射性核素固化基材。然而,人造烧绿石在烧结过程中对核素的选择性高,从而限制了其固化核素的种类和数量。针对上述问题,本工作以镧系元素铕（Eu）、钐（Sm）、钕（Nd）模拟放射性的锕系核素,成功制备得到了2、3、4组元的烧绿石结构陶瓷固化体。结果表明,目标核素均匀地固溶在烧绿石的晶格结构中形成了单相均一的多组元烧绿石陶瓷固化体。化学浸出实验表明,多组元烧绿石结构具有优异的抗浸出性能,是一种具有应用前景的高放废物陶瓷固化体候选材料。     

掺合料对含氟放射性废液MKPC凝胶材料固化体性能的影响

以KH2PO4、重烧MgO和硼砂按一定比例制备磷酸钾镁（MKPC）凝胶材料固化模拟含氟放射性废液,研究掺合料（石英砂、沸石、硅灰、粉煤灰）对固化体性能的影响。结果显示,掺合料不改变固化体的终凝时间,但影响其孔隙率,掺入粉煤灰后孔隙率降低,掺入硅灰则相反。固化体空气养护28 d后,抗压强度大于55 MPa,抗压强度的损失与孔隙率呈正比。所制备的固化体具有良好的抗浸出性能,浸出实验42 d后,模拟核素Sr2+、Cs+、Co2+的浸出率和Cs+的42 d累积浸出率低于GB 14569.1-2011的限值,F-平均浸出浓度低于GB 5085.3-2007的限值。     

模拟高放废液钛酸盐陶瓷固化体的浸出影响因素研究

本文采用ＭＣＣ－１静态浸出实验方法对动力堆模拟高放废液钛酸盐陶瓷固化体浸出影响的因素进行了研究。实验表明，钛酸盐陶瓷固化体的浸出过程是一个受许多因素影响的复杂过程，浸出时间、浸出温度、浸出剂组成及ｐＨ值等都会对包容核素的浸出率产生一定的影响。在本实验范围内，钛酸盐陶瓷固化体的浸出率与浸出时间之间可以用经验方程ｌｎＲ＝ａ＋ｂｌｎｔ（Ｒ为浸出率，ｔ为浸出时间，ａ、ｂ为常数，浸出剂为去离子水，浸出温度为９０℃，浸出时间为３～２８ｄ，浸出率为Ｃｓ、Ｓｒ、Ｍｏ、Ｂａ的元素浸出率及固化体的质量浸出率）来描述。浸出温度对固化体浸出性能的影响程度表现在浸出过程的表观活化能上，钛酸盐陶瓷固化体质量和各元素浸出过程的表观活化能仅约为１０～２０ｋＪ／ｍｏｌ，小于硼硅酸盐玻璃固化体。     

碱矿渣复合水泥固化模拟放射性焚烧灰

用偏高岭土、沸石及聚合物乳胶粉改性的碱矿渣复合水泥进行了模拟放射性焚烧灰固化处置研究。结果表明:模拟放射性焚烧灰包容量为40%时,水泥固化体性能满足国标GB14569.1—93要求。Cs+的第42d浸出率(GB7023—86,25℃)最低为1.32×10-4cm/d,累积浸出分数仅为0.041cm。28d抗压强度最低为45.6MPa,且后期强度增长依然较高。碱矿渣复合水泥凝结迅速,克服了焚烧灰中某些成分对水化造成的不利影响。偏高岭土、沸石之间存在协同效应,显著提高固化体的抗压强度,同时改善对核素离子的固化能力。乳胶粉在固化体内形成三维网状结构,改善固化体韧性及抗冲击性,引入的微小气泡优化孔结构、提高耐久性,但导致抗压强度下降,掺量以5%为宜。     

水泥固化体的铯的浸出行为

通过对硅酸盐水泥、碱矿渣水泥以及掺加沸石的碱矿渣水泥固化体在２５℃和７０℃下Ｃｓ￣＋的浸出行为研究发现，掺加３０％沸石的碱矿渣水泥固化体２８天Ｃｓ￣＋累积浸出量仅是硅酸盐水泥固化体的１／１０，是碱矿渣水泥固化体的１／６－１／４。几种水泥固化体Ｃｓ￣＋的累积浸出分数Ｐｔ与ｔ￣（１／２）作图都呈折线关系，前３天Ｃｓ￣＋扩散系数大于后期。Ｃｓ￣＋的浸出主要取决于水泥固化体的结构致密程度和固化体连通孔溶液中游离Ｃｓ￣＋浓度，而后者则又与水化产物束缚Ｃｓ￣＋的能力成反比和水化产物的溶解度成正比。因此碱矿渣水泥固化Ｃｓ￣＋的能力大于硅酸盐水泥。同时探讨了水泥固化体Ｃｓ￣＋的浸出模型。     

核电厂废物固化体90Sr、137Cs、60Co的浸出行为研究

以去离子水为释放环境,研究核电厂废树脂和浓缩液水泥固化体被完全浸泡情景下核素⁹⁰Sr、¹³⁷Cs、⁶⁰Co的浸出行为。分析中以有效扩散系数表征浸出行为。试验结果表明：固化体中的核素累积浸出份额不超过4%,¹³⁷Cs浸出最快,⁹⁰Sr其次,⁶⁰Co最慢;同类废物体的抗压强度越大,核素浸出速率越慢。     

A Method of In-Pile Calorimetry

In order to immobilize Cs into pollucite structure, hydrothermal reactions of Cs with amorphous aluminosilicate (siliceous sinter) and with mixtures of low-quartz (silicastone) and Al(OH)₃, were performed. In both cases, pollucite was formed in 5-N NaOH solution above 200°C for 10 min. Synthesized pollucite was solid solution between pollucite and analcite. Waste forms in which Cs was immobilized in pollucite structure were successfully produced by the hydrothermal hot-pressing method using the silica matrix (mixture of low-quartz and amorphous aluminosilicate) containing Al(OH)₃ and NaAlO₂. Effect of hot-pressing conditions on leachability of the waste forms was investigated. The waste form containing 10w/o CsOH produced at 300°C and 49 MPa for 24 h, had Cs leach rate of 3.15 g/m²·d by Soxhlet leach tests for 7 d. The waste form was porous, but had high compressive strength and thermal stability.