水泥固化体的非饱和浸出实验

采用自行研制的非饱和浸出实验装置，用石英砂作蓄水介质，将8种规格(体积在40．2-16945.5cm^3之间)的水泥固化体试块置于密封容器中，进行了非饱和浸出实验。实验的含水量系列有5种，在0．15-0．40之间。非饱和浸出实验结果表明，在固化体试块体积≤4586.7cm^3时，累积浸出份额F随固化体周围介质含水量θ的增加而增大，例如，含水量在0．35和0．15时，不同体积固化体其360d的累积浸出份额之比在1．24-1．41之间；累积浸出份额随固化体体积V的增大而减少；含水量较高时的浸出实验结果接近于饱水浸出实验结果；历时1年的浸出实验显示，固化体试块的最大浸出深度约为2．25cm；另外，浸出实验中间取样与否，对最后的累积浸出份额影响不大。     

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。     

水泥固化体中Cs+浸出行为研究

研究了25、40、70、90℃下碱矿渣 黏土复合胶凝材料(AASCM)和普通硅酸盐水泥(OPC)固化体中Cs⁺的浸出行为,并对浸出机理进行了探讨。结果表明：在25、40、70、90℃下,AASCM固化体和OPC固化体浸出行为不同,OPC固化体中Cs⁺的累积浸出分数在4个温度下趋于同一数值,而AASCM固化体中Cs⁺的累积浸出分数则随温度升高而增大。AASCM固化体中Cs⁺的存在状态为溶解态、吸附态及固溶态并存,而OPC固化体中则主要为溶解态和固溶态。AASCM固化体中处于吸附态和固溶态的Cs⁺接近90%,处于溶解态的约为10%;而OPC固化体中处于固溶态的约为40%,处于溶解态的约为60%。     

含水量对水泥固化体中核素浸出影响的实验研究

为了研究蓄水介质中的不同含水量对固化体中放射性核素浸出规律的影响 ,以石英砂作为蓄水介质 ,进行了周围介质不同含水量对固化体中放射性核素浸出性能的影响实验。实验结果表明 ,周围介质中含水量差异对浸出实验结果有较大的影响。对于1 5 .5cm× 1 6.6cm(体积为 3 1 1 3 .4cm3)的固化体 ,周围介质中含水量为 1 5 %、2 5 %、3 0 %、3 5 %、40 %时 ,经 3 60d浸出实验 ,其累积浸出份额分别为1 3 .6%、1 5 .3 %、1 7.3 %、1 8.4%、1 8.6% ;介质在饱和含水量状态 ( 3 5 % ) ,与在水中的累积浸出份额具等同性 ;固化体中核素的浸出发生在沿径向从表面向内深 2 .2 5cm的范围。     

放射性废物固化体抗浸出性快速测定方法探讨

固化体的抗浸出性是放射性废物安全管理的一重要参数。目前，国内采用国标GB7023—86中的标准浸出试验方法测试固化体的抗浸出性，试验周期长。并且，国标GB14569.1—93仅对核素第42d的浸出率作了规定。这一规定不能很好反映不同固化基材、不同配方固化体间抗浸出性的差异。美国国家标准ANSI/ANS-16.1—2003采用快速浸出试验方法，并用浸出因子来表征核素的抗浸出性。本工作参照美国标准对试验结果的处理方法，对以往获得的真实或模拟放射性废物水泥固化体的浸出试验数据进行重新计算。计算结果表明，当核素累积浸出百分数小于20%时，核素的浸出率与浸出因子间存在一定的换算关系。据此，可考虑建立快速浸出试验方法和新的试验结果表述式，以较全面地判定放射性废物固化体的抗浸出性能。     

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。     

几种水泥固化体中HTO浸出性研究

进行了HTO在沥青涂覆水泥固化体，苯乙烯单体聚合物浸渍水泥固化体和裸体水泥固化体中的长期浸出实验，给出了三种固化体的物理性能及长期浸出实验数据，结果表明，沥青涂覆，苯乙烯单体聚合物浸渍水泥固化体的物理性能比裸体水泥固化体有了较大程度的改善，其HTO浸出率和累积浸出分数都明显地优于裸体水泥固化体，累计浸出372d后，苯乙烯单体聚合物浸渍水泥固化体样品的浸出率和累积浸出分数均比裸体固化体样品的相应参数降低了2个数量级，苯乙烯单体聚合物浸渍水泥固化体的扩散系数De比裸体水泥固化体降低了3个数量级，说明聚合物浸渍固化体对固化体中氚的固定是非常有效的。     

模拟高放玻璃固化体浸出行为的研究：Ⅰ.温度对固化体浸出…

研究了温度对９０－１９／Ｕ模拟高放玻璃固化浸出的影响，得到了不同体系的反应表观活化能，确定浸泡过程的控速反应步骤。     

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。     

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。     

关于中低放废物处置安全性研究的若干问题

本文概述了中低放废物处置安全性研究的进展、存在的问题和对今后安全性研究工作的某些设想。文中涉及到中低放废物处置多重屏障系统的理论与技术、安全评价方法学、安全性试验和辐射防护原则在安全性研究中的应用,井讨论了含长寿命放射性核素的中低放废物处置所带来的新问题。     

高放废液处理与处置不同技术方案的放射性健康风险比较

本文估计和比较了乏燃料后处理高放废液不同处理和处置方案的风险。结果表明：两种方案之间风险只有很小的差别；如果分离流程中对风险贡献最大的９９Ｔｃ核素有足够的去污因子，高放废液就能降级成为中、低放废液。本文还指出只有分离和嬗变相结合的技术方案才能真正降低高放废液的处置风险。     

极低放废物处置研究进展

极低放废物是国际上近年来新提出的一种放射性废物,目前尚未形成公认的定义和处置方式。本文介绍了研究极低放废物比较早的几个国家对极低放废物的定义,概述了国际原子能机构(1AEA)和一些国家的极低放废物处置政策与方法,综述了极低放废物处置场的安全评价方法,比较了这些国家极低放废物的处置状况,指出了我国研究极低放废物的迫切性和研究方向。     

高放废物处置库系统性能评价内容及方法

高放废物处置库系统性能评价研究对确保高放废物处置库的长期安全运行具有重要意义,本文介绍了高放废物处置库系统性能评价的内容及方法。     

碱矿渣水泥固化模拟高放废液提高Cs+抗浸出性能的研究

研究了模拟高放废液加入NiSO4和K4[Fe(CN)6]预处理经碱矿渣水泥固化后Cs+的抗浸出性能.实验结果表明,NiSO4与K4[Fe(CN)6]反应生成的亚铁氰化钾镍在很宽的酸度、温度范围内对铯的离子交换是个较快的过程,且选择性高、稳定性好;经预处理的废液碱矿渣水泥固化体的抗Cs+浸出性能得到明显提高采用GB 7023-86方法,在25 ℃,第42 d,Cs+浸出率为未经预处理的固化体的3.24%,达到10-6 cm*d-1;采用MCC-1方法,90 ℃,第28 d,Cs+浸出率为未经预处理的4.85%,达到10-4 g*cm-2*d-1.     

低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究

中国辐射防护研究院和日本原子力研究所合作开展了为期 5年 (1988年 1月～ 1993年 1月 )的“低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究”,以建立一套低中放废物浅地层处置安全评价技术和方法 ,包括参数、模式和程序。本文主要介绍在黄土包气带中核素迁移规律、水分运移行为研究及其相关参数测定的方法和试验结果 ,以及试验场址主要特征和开发的核素迁移模式与计算程序为开展现场核素迁移示踪试验和实验室核素迁移模拟实验 ,建立了野外试验场、喷淋试验大厅和环境模拟实验室 ;开发了现场核素迁移直接测量系统 ;研制了实验室模拟装置和原状土取样设备。包气带核素迁移示踪试验 ,从 1989年 5月开始到 1991年 8月结束 ,试验在天然 (试验期间年均降雨量为 4 38mm)和喷淋 (喷淋强度 15mm/ d,相当于降雨量 5.4 8× 10 3 mm/ a)两种条件下进行。实验室模拟实验 ,喷淋强度为 0 .796 mm/ d(4号土柱 )和 0 .6 56 mm/ d(2号土柱 ) ,历时约 1年。示踪核素为 60 Co、85Sr和 13 4Cs(或13 7Cs)。还与现场试验同步开展了试验场水分运移研究 ,及用 3 H作示踪剂的水分运移研究。得到以下主要结果 :(1)对 85Sr,喷淋条件下 2年的现场试验期内 ,浓度峰迁移了 13cm,天然条件下迁移约 2 cm;在 1年的实验室模拟实验期内 ,取     

中低放废物的安全处置与评价

本文综述了中低放废物安全处置技术的新近发展；结合我国中低放废处置前期工作的需要，着重讨论了有关含长寿命核素的固体废物分类，在处置场选址和设计中灵活应用多重屏障原理，安全评价模式和计算机程序的选择，以及废物包质量跟踪系统的建立等问题，并提出了相应的建议。     

中放废液水泥固化大体积浇注工艺可行性探讨

文章扼要地回顾国内外放射性废物处理处置发展趋向,试图对后处理厂中放废液水泥固化,从工艺角度进行大体积浇注浅地层埋藏处置方案的可行性探讨。本方案通过水泥固化基础配方,固化物性能及其安全性、经济性等详细讨论,对解决体积庞大的中放废液是一个有前途的方法。大体积浇注固化工艺就现在所预想到的问题和技术水平是基本可行的,选择合理的地质、地理环境,采取有效防御措施,对环境也是安全的。     

粘土作为高放废物处置回填材料的可行性研究

本文以西北粘土为对象,对其压实行为、热传导、膨胀特性,以及吸附和渗透性能进行了初步研究,借以探讨西北粘土在高放废物处置中用作回填材料的可行性。试验表明,以西北粘土为基材,经过适当的热改性和吸附改性,在初始含水量约为9%,于70MPa 下成型,用作高放废物处置中的回填材料是可行的。     

用亚铁氰化钾钛从高放废液中去除铯的研究

合成了一种球形亚铁氰化钾钛无机离子交换剂，研究了它对模拟酸性高放废液中铯的离子交换性能。结果表明，该材料具有良好的机械稳定性和水力学性能，对铯的离子交换选择性高。在硝酸盐含量达４５０ｇ／ｌ的模型酸性高放废液中，Ｃｓ＾＋的静态交换容量为１．０ｍｍｏｌ／ｇ（干树脂），动态（柱式流动实验）交换容量为０．８１ｍｍｏｌ／ｇ（干树脂）。