低中放废物玻璃固化体性能要求及测试方法探讨

为了减少废物体积,提升废物处置安全,将玻璃固化技术用于低中放废物的处理。低中放废物玻璃固化体性能要求及测试方法,我国目前缺少相应的标准。本文通过废物固化体标准和公开发表的相关测试数据对比分析,给出了低中放废物玻璃固化体的性能要求和测试方法的建议。     

高放废物玻璃固化与人造岩石固化技术的研究进展

高放废物的处理和处置是世界各核能国家面临的重大挑战。高放废物处理和处置的技术路线是先将其固化,再将其深埋。高放废物的固化有玻璃固化及人造岩石固化两种。玻璃固化已发展成一项成熟的技术,人造岩石固化尚在研发中。由于人造岩石固化工艺更简单,固化体抗浸出性能更优,稳定性更好,已引起世界各核能国家的关注,有可能取代玻璃固化而成为新一代固化技术。本文对玻璃固化和人造岩石固化的类型、机理和优缺点进行了系统的分析,对人造岩石固化的发展方向提出了建议。     

一种新型的废物固化法

1　引言在核电站产生的低放废物的最后处理阶段,通常是将废物转化成固化体,然后将其运送至中间贮存地进行临时贮存,或者直接运至最终处置地实施最终处置。固化是处理过程中最重要的一步,可使废物具有长期的化学和物理稳定性,并且具有较高的强度以便于运输和管理。当最终处置费用主要由固化体体积决定时,总的管理费用就主要取决于固化减容系数。目前,在低放废物的固化方法中,最常用的三种方法是水泥固化、塑料固化及沥青固化,每种方法都有其优缺点。废物的水泥固化体具有极好的长期稳定性,但减容系数小;塑料固化法的减容系数高,固化体强度高,…     

中低放固体废物处理

本文介绍了中低放固体废物处理的常用方法——减容和固化。核废物的减容主要是通过压缩和焚烧来实现的,而固化则主要包括水泥固化,沥青固化和聚合物固化3种方法。通过减容和固化,将核废物转变成易于管理的度物形式,确保核废物的安全管理。     

韩国开发出划时代的核电厂废物压缩技术

【《朝鲜日报》网2002年12月25日报道】 近日,韩国开发出一种可将核电厂产生的废物体积最多减少80%的压缩技术,并将在世界上首次实现商用化。 韩国水力原子能机构透露:“已经成功开发出将核电厂中产生的中、低放废物进行玻璃固化的技术,将把该项技术用于目前正在建设中的蔚珍第5、6号发电机组。” 这样,将从2007年开始正式启动的蔚珍5号机组所产生的放射性废物有望得到大幅缩减。 玻璃固化技术是指将放射性废物和熔融状态的玻璃混合后高温加热、缩小体积而制造出稳定的玻璃固体的技术。被玻璃化的放射性物质在极度恶劣的环境中也不会出现泄…     

韩国的放射性废物管理

【美国《核电站》2004年1～2月刊】韩国水电核电有限公司(KNHP)核环境技术研究所(NETEC)负责管理来自韩国核电厂和放射性同位素用户的放射性废物,以及为核电厂建立高效的乏燃料贮存系统。在KHNP/NETEC进行的先进放射性废物管理技术研发活动中,最复杂的当数为处理各类中低放废物而开发的玻璃固化技术。最近的测试表明,开发出的这项技术能够成功地用于放射性废物的商业化处理。在将乏燃料运往预期于2016年投入使用的中间贮存设施之前,先对乏燃料进行厂区贮存。由于目前必需扩大乏燃料厂区贮存能力,因此正在进行将乏燃料从现有贮存架搬…     

放射性废石墨的处理处置现状

石墨反应堆退役产生大量放射性废石墨,需要处理后处置。废石墨处理技术主要有焚烧、蒸汽热解、水泥固化、自蔓延固化等,只有焚烧和蒸汽重整热解技术可以实现大幅减容。尽管废石墨的处置存在多种观点,但由于废石墨含有大量长寿命核素,只有深地质处置才能确保安全,然而废石墨数量庞大,处置前的大幅减容是必须的。     

低水平放射性废物和混合废物的商用处理技术（三）

４．２　压缩压缩是一种机械减容方法,用于处置前减少废物的总体积,这是通过对废物实施高压以减少空隙来实现的。这里提供的压缩和打包技术在核工业中已被采用。压缩技术所用的主要设备是压实机系统。该系统中有一个压力机,它采用水平或垂直的压头,将压力作用于桶式或箱式容器中的废物上。在压缩过程中完成的减容是废物空隙空间、施加的压力、废物的堆密度及其弹性特征的函数,减容系数一般在３～１０之间。决定压实机大小和功率要求的参数包括处理量、废物类型、被压缩物件的大小规格、处置容器的规格、以及要求的减容效果。在核工业中…     

核电站放射性废物混合固化处理可行性研究

基于放射性废物的减量化处理,开展了重水蒸汽回收系统产生的失效干燥剂与浓缩液混合固化冷试配方研究。研究结果表明,混合固化可以实现放射性废物的减容处理,失效干燥剂和浓缩液混合固化的总废物体积包容量为119.1%。     

动.燃事业团利用放射性物质分解氟化烃

【日本《原子能视野》 1998年 7月号报道】　动·燃事业团证实了高放废物玻璃固化体可分解氟化烃。这种分解作用是由玻璃固化体发出的γ射线来完成的。在使用小型玻璃固化体 (辐射剂量为实际玻璃固化体剂量的 1/ 10 0 0 )的实验中 ,证实可分解 7/ 10的氟化烃。无论是多么难处理的物质 ,正如俗语所说的可“以毒攻毒”。所以这将是一项很有希望的分解氟化烃的新方法。玻璃固化体也有可能运用到分解聚氯二联苯 (PZB)或二恶英 ,动·燃事业团就其全尺寸实验正在展开讨论。当人们正在集中精力研究高放废物的处理、处置问题之际 ,这一成果的取得…     

模拟高放废物玻璃固化体在处置条件下的浸出行为研究（Ⅰ）

用模拟高放废物硼硅酸盐玻璃固化体和介质（包括膨润土、凝灰岩、沸石、氧化铁粉、去离子水和模拟地下水）构成模拟处置条件下的９个浸泡体系，研究了在有介质存在条件下，玻璃固化体浸泡后的失重，玻璃体的元素浸出和浸出液的ｐＨ值变化；研究了温度和ｐＨ对浸出的影响，求出了玻璃、水反应的表观活化能为７３．０ＫＪ／ｍｏｌ。对高放废物处置库的回填材料的选择提供了优选方案。     

模拟高放废物玻璃固化体在处置条件下的浸出行为研究（Ⅱ）

模拟高放废物玻璃固化体在处置条件下的浸出行为研究（Ⅱ）吴兆广，罗上庚，于承泽，盛嘉伟（中国原子能科学研究院）柳得橹（北京科技大学）关键词高放废物，玻璃固化体，浸出试验，表面分析１引言为了预测高放废物长期处置的安全性，需要研究玻璃固化体的浸出过程和浸出...     

放射性废物玻璃固化体溶解行为 及机理研究进展

玻璃固化体是高放废物深地质处置场景下最有潜力的固化体形式,其化学稳定性直接决定了核素释放的速率和总量。本文综述了放射性废物玻璃固化体溶解行为和机理的研究进展,主要包括溶解动力学过程、相应控制机理及影响因素,以期为我国放射性废物处置工程安全评价提供参考。     

放射性废物等离子体减容设备的开发

【日本《原子能视野》2000年6月刊报道】 核电站及与核电相关的研究设施产生的各种各样的低放固体废物一般都进行在址贮存。这些废物日后将进行埋藏处置。为了减少废物处置量,并制作适应处置要求的稳定废物体,有必要进行不燃物的熔融处理以及可燃物和难燃物的分解燃烧处理。 作为处理废物的有效方法之一,川崎重工业公司开发出以等离子体弧为热源,在耐火炉内熔融不燃物及分解燃烧难燃物的放射性废物等离子体减容设备。 等离子体弧为能量密度高的热源,该设备的特点是处理速度快,能够处理各种各样的废物,减容比高且废物体稳定。另外,等离子体弧…     

含Pu废物的玻璃和玻璃陶瓷固化基材研究进展

对于239Pu含量较高且很难回收利用的含Pu废物,在安全处置前须进行妥善的固化处理。玻璃和玻璃陶瓷因在制备方面具有较陶瓷简单的工艺、低廉的成本和高效的产出被认为是目前处理含Pu废物综合优势明显的固化基材,因而得到了广泛和深入的研究。本文对碱硼硅酸盐玻璃、镧硼硅酸盐玻璃、铁磷酸盐玻璃以及含钙钛锆石、烧绿石或独居石结晶相的玻璃陶瓷等在含Pu废物固化方面的研究进展进行了综述,包括其组分、Pu包容量和化学稳定性,并进行了对比分析,认为在对玻璃固化基材继续研究与应用的基础上,玻璃陶瓷有望成为固化绝大多数含Pu废物的较佳选择。     

放射性废物热等离子体处理熔融炉温度分布数值模拟及熔渣玻璃化配方初步研究

目前核电厂放射性废物处理工艺具有高增容性的特点,为最终废物处置带来很大的压力。针对高增容的处理现状,介绍了放射性废物减容处理技术的研究重点——热等离子体技术;通过数值模拟分析热等离子体熔融炉内的温度分布,给出固定床熔融炉关键部位的最高可能温度约为1 445℃,结合可选耐火材料探讨了炉体建造的可实现性。选取核电站3种典型的放射性技术废物进行模拟玻璃化配方实验,在限定的熔融温度条件下,得到符合我国核行业标准要求的玻璃固化体。     

核电站放射性废物水泥固化处理

概述了放射性废物水泥固化处理技术和处理对象,介绍了国内各核电站采用的水泥固化处理工艺（包括桶内搅拌工艺和桶外搅拌工艺）及其特点;简要介绍了国外水泥固化技术及其进展;总结了国内在水泥固化配方研究和固化体性能研究的最新成果和动态。按照不同配方固化的水泥固化体应满足国家现行标准《低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体》及《放射性废物固化体长期浸出试验》的相关要求。     

模拟含锶废物铁磷酸盐玻璃固化体的化学稳定性

针对我国高放废液全分离流程中产出的锶废物组成特点,设计了用铁磷酸盐玻璃固化锶废物的配方。用红外光谱（IR）研究了玻璃固化体的结构,用Product Consistency Test(PCT）试验方法研究了玻璃固化体的化学稳定性。研究表明,在所选的配方组成范围内,所熔制的玻璃固化体均有较好的化学稳定性。当配料中模拟含锶废物的含量为24～28%(wt)、FeO3的含量大于24%(wt)、O/P（氧磷摩尔比）为3.5～3.6时,玻璃固化体的化学稳定性最好。     

放射性废物无机固化处理技术

【日本《原子力工业》1988年第8期第31页报道】核电站的运行和维修保养产生各种放射性废物。这些废物按形态可分为气体、液体和固体三类。其中固体废物大体上又可分为废液固化体和混杂固体。所谓废液固化体是指将液体废液中不能重复利用的部分经浓缩并用水泥、沥青或塑料等进行固化处理后用容器封装而成的固化体。混杂固体     

热等离子体处理模拟放射性废物试验研究

为验证等离子体系统对无机废物的处理效果,采用电弧等离子体发生器产生的热等离子体处理模拟放射性废物——棉制品焚烧灰。研究了等离子体发生器的电、热特性,通过数值模拟的方法分析从发生器阳极喷嘴喷射出的等离子体射流的温度分布。试验中对熔融体进行冷却得到固化体。对固化体的分析结果表明:固化体呈玻璃态,抗压强度远远大于水泥固化体7 MPa的要求;从玻璃体的成分判断,该固化体的性能可以满足相关浸出率方面的要求。