4 废离子交换树脂水泥固化工艺的改进

在已经建立的用泵水力输送泥浆废树脂和泥浆废树脂脱水及螺旋推进计量的基础上，改进了泥浆废树脂的脱水和固化各组份的计量系统，系统框图示于图1。     

放射性废离子交换树脂水泥固化与机理探讨

针对放射性废离子交换树脂稳定化处理技术现状,研究了适合现阶段我国放射性废离子交换树脂水泥固化的工艺,并利用XAD和SEM分析技术探讨研究了废树脂水泥固化体的结构和性能及采用新型ASC水泥作为固化基材的基本理论依据.     

特种水泥固化放射性废离子交换树脂的初步研究

本文采用一种新型的 ASC特种水泥 ,研究了放射性废离子交换树脂的水泥固化技术。实验得到的最佳配方为 10 0 0 g水泥 + 5 0 0 g树脂 + 35 0～ 4 0 0 m L水 ,据此配方获得的固化体包容量为 4 2 %～4 8% ,其 2 8d抗压强度为 2 0± 2 MPa。第 4 2 d13 7Cs、90 Sr和60 Co的浸出率分别为 :7.92× 10 -5、5 .7× 10 -6和 1.19× 10 -8cm/ d。结果表明 ,该种水泥固化体的抗压强度、包容量及浸出率均明显优于普通水泥     

放射性废离子交换树脂的特种水泥固化技术进展

本文介绍了废树脂特种水泥固化技术的最新研究进展和存在的问题。主要从废树脂特种水泥固化的技术特点、微观结构和水化热等方面进行介绍,并对废树脂特种水泥固化技术实际应用中需要解决的问题和研究方向进行了探讨。     

模拟放射性废树脂的沸石和特种水泥混合物固化

利用特种水泥（ASC）和沸石的混合物研究固化放射性废树脂的行为。实验比较了不同的沸石添加量对固化体抗压强度和Cs浸出率的影响，并从微观角度分析了沸石添加量对固化体结构的影响。结果表明：沸石的添加使针状结晶向片状结晶发展；10％～20％的沸石添加量可大幅降低Cs的浸出率，而固化体抗压强度降低却很少。     

放射性废离子交换树脂特种水泥固化体的微观结构分析

研究了特种水泥 (ASC)树脂固化体的微观结构。用压汞实验比较了ASC特种水泥的树脂固化体和普通硅酸盐水泥 (OPC)固化体多孔性能 ,通过电镜扫描 (SEM )观察比较了ASC和OPC的微观晶体结构。分析结果发现ASC水泥固化体具有较好的孔形结构 ,这是ASC固化体浸出率低的原因 ;ASC水泥固化体晶体呈针状结构 ,OPC水泥固化体晶体呈片状结构 ,针状结构的力学性能和结构强度要比OPC的片状结构好 ,该结构是ASC固化放射性废树脂包容量大、强度高的根本原因。     

废离子交换树脂的优化处理

核设施产生的废树脂的安全处理、整备和处置是热点问题。本文论述了废树脂的特殊性 ,解析了各种废树脂处理、整备技术 ,包括脱水干燥后装入高整体性容器、洗脱、热压、生物降解、焚烧、湿法氧化、沥青固化、聚合物固化、玻璃固化和水泥固化等。重点分析了废树脂水泥固化 ,讨论了树脂溶胀作用破坏固化体的机理 ,介绍了克服树脂溶胀作用的方法。强调指出必须重视水泥固化的配方 ,关键是必须满足处置要求。最后 ,对优化处理废树脂提出了建议     

放射性废树脂氧化分解处理技术

简要介绍了放射性废离子交换树脂（以下简称废树脂）的来源、特点和传统处理方法。概述国内废树脂氧化分解处理技术及其进展,重点论述湿法氧化分解的工艺原理、反应机理以及工艺流程的发展现状。分析评述废树脂分解液水泥固化技术研究的最新动态及成果。     

放射性废离子交换树脂水泥固化的强度和配方研究

放射性废离子交换树脂是核电站排出的主要放射性废物之一,国际上大多采用固化处理。离子交换树脂的吸水溶胀性和化学活性,给所有固化技术都带来一个普遍的问题,即树脂固化物容易碎裂。因此我们着重就离子交换树脂-水泥固化物的强度、配方和碎裂机理等方面进行了一些初步的研究工作。     

核电厂放射性含硼废树脂水泥固化工艺的改进研究

为了提高水泥固化方法对含硼废树脂的包容率,通过改变固化配方,在大亚湾核电厂(GNPS)和岭澳核电厂(LNPS)的放射性废物处理系统进行了现场固化试验研究。结果表明,使用改进后的工艺进行水泥固化,废树脂的包容率从32.4%提高到46.3%,相对于原工艺包容率增加幅度42.9%,固化体体积减少了30%。该方法生产的固化体性能满足GB 14569.1—2011的各项要求。经过6年的工程实践,证明改进后工艺可在不改变核电厂固化系统原设施的情况下使用。     

放射性废物处理与处置：放射性废树脂高效水泥固化工程应用研究

本工作旨在提供满足放射性废树脂水泥固化工程应用要求的200L规模固化工艺参数和改进的固化体配方：清华大学核能技术设计研究院负责改进固化体配方并保证固化体性能满足GB14569．1-93要求：200L规模直接固化工艺过程的设计、安装、调试、运行在CIAE进行；并对200L固化体的性能进行了测试。     

环氧树脂固化放射性废树脂的配方初探北大核心CSCD

为了将中、低放射性废树脂固化成稳定的固化体,采用环氧树脂为基材,通过添加合适的固化剂、稀释剂、阻燃剂等进行固化配方试验研究。结果表明,配方为E-44环氧树脂∶651固化剂∶添加剂=1∶0.53∶0.05(38∶20∶2)、质量包容率50%时,其固化体性能最优,并满足国标GB 14569.2的要求,研究结果表明采用环氧树脂体系固化放射性废树脂是可行的。     

聚丙烯纤维对废树脂水泥固化体性能的影响

为了避免或降低放射性废树脂水泥固化体因吸水溶胀而开裂的可能性,在原配方的基础上添加了聚丙烯纤维。试验结果表明,纤维材料的掺入可有效限制固化体裂纹的增长、改善固化体的脆性,在一定程度上提高固化体的强度、抗浸泡性及抗冻融性。在水灰比0.35,湿树脂体积包容量40%,聚丙烯纤维体积掺量为0.2%时,固化体抗压强度可以达到20 MPa左右,浸出率与抗水性也均满足有关标准要求。     

硅酸盐水泥固化模拟放射性废离子交换树脂的初步研究

以沸石、硅灰和聚乙烯醇(PVA)纤维作为添加剂,使用传统硅酸盐水泥固化含Cs废离子交换树脂,并评估了固化体的抗压强度、抗冲击性能及抗浸出性能等指标。结果显示:固化体28d抗压强度为11.34 MPa,抗冲击性能良好;42d浸出率和累积浸出分数分别为2.35×10~(-4) cm/d和3.66×10~(-2) cm;固化体在浸泡、冻融及γ辐照后均能保持较好的性能,固化体各项指标均符合国标要求。研究发现,PVA纤维能有效增强固化体的抗冲击性能,并且在受到高剂量γ辐照后PVA纤维仍能有效增强固化体抗冲击性能;γ辐照后,固化体抗浸出性能变差,而添加沸石和硅灰则能有效增强固化体的抗浸出性能。     

核电厂放射性含硼废树脂水泥固化工艺的改进研究北大核心CSCD

为了提高水泥固化方法对含硼废树脂的包容率,通过改变固化配方,在大亚湾核电厂(GNPS)和岭澳核电厂(LNPS)的放射性废物处理系统进行了现场固化试验研究。结果表明,使用改进后的工艺进行水泥固化,废树脂的包容率从32.4%提高到46.3%,相对于原工艺包容率增加幅度42.9%,固化体体积减少了30%。该方法生产的固化体性能满足GB 14569.1—2011的各项要求。经过6年的工程实践,证明改进后工艺可在不改变核电厂固化系统原设施的情况下使用。     

200 L规模废树脂微波桶内干燥装置设计验证

通过前期试验和资料的分析,结合微波电场分布与实测温场分布对比结果,利用Ansoft HFSS软件进行了200 L规模微波桶内干燥装置的设计。并利用200 L规模微波桶内干燥装置开展试验研究,研究表明,HFSS软件的模拟结果可以指导实际设计工作。     

水胶比对水泥固化放射性废树脂的影响

采用硫铝酸盐水泥固化模拟放射性废树脂,研究水胶比对浆料流动度、凝结时间和固化体抗压强度的影响,同时探讨萘系减水剂UNF-5的作用。研究结果表明：水胶比由0.25增至0.35时,流动度呈线性增加,由228 mm增至280 mm;凝结时间延长,初凝和终凝时间分别由3.0 h和9.3 h延长到4.6 h和10.4 h;抗压强度呈线性降低,28 d抗压强度由19.8 MPa降至13.5 MPa。UNF-5掺量增加时,流动度呈线性增加,凝结时间先缩短后延长,抗压强度先增加后降低。当UNF-5掺量为0.05%～0.10%时,流动度为200～225 mm,初凝时间为3～4 h、终凝时间为11～12 h,28 d抗压强度为21.1～21.7 MPa。     

核电厂低中放废树脂处理工艺

介绍了核电厂废树脂的来源,阐述了废树脂需要稳定化处理的必要性。对核素分离法、水泥固化法、氧化分解法、高完整容器、热态超级压缩法等工艺进行了分析比较,对废树脂的热态超级压缩工艺的成熟性和规范性进行了讨论。     

非饱和浸出实验中水泥固化体体积对137Cs浸出性能的影响

本文介绍了非饱和浸出实验中水泥固化体试块体积大小对137Cs浸出影响的一些结果,包括累积浸出份额Ft、浸出通量分数Jn和等效扩散系数De等.实验用浸出介质为石英砂;石英砂中水的饱和度在39.4%～100%之间,共计5个饱和度;被浸固化体的体积在40.2 cm3～16945.5 cm3之间,共计8种规格.结果表明,Ft随着固化体试块体积V的增大而减小,并可以用Ft=a×Vb很好地拟合;Jn随固化体试块体积V的增大而明显降低,而且可以用Jn=c×Vd很好地拟合;De不是常数,而是随固化体试块体积V的增加而增大.由此可以看出,浸出实验不考虑固化体试块体积的大小以及浸出时间的影响,将会得出与实际处置释放源项相差甚大的结果.