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。     

高放废物玻璃固化体浸出行为模型研究概况

本文综述了模拟高放废物玻璃固化体在水体、地质介质中浸出行为的几种主要模型——溶液分析模型、地球化学模型、热力学模型和计算模型等的各自特点及局限性,以及这些模型的发展状况。     

高放废物的的分离与嬗变

本文介绍了开发研究高产废物分离－嬗变技术的需求及意义，发展现状，意见和建议。     

MCNP程序对某坑式废物库贮存废物放射性活度验证计算

某废物库退役源项调查是废物库退役工程前期工作,为退役设计提供源项输入。根据现场辐射水平测量结果,利用点核积分原理,通过γ辐射水平与γ射线注量之间的关系,反推出废物的放射性活度。为评价计算结果,利用MCNP程序进行了验证计算。点核积分计算结果为6.4×1014Bq,MCNP验证计算结果为4.82×1014Bq,表明点核积分计算结果偏保守,满足工程设计需要。     

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     

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。     

不饱和聚酯固化模拟放射性废物的可行性研究

本文介绍了用市售191~#不饱和聚酯固化模拟含~(90)Sr 和~(137)C_s 的硝酸钠、偏硼酸钠干盐粉和废湿离子交换树脂的配方、工艺条件和固化体性能测试结果。试验结果表明,不饱和聚酯固化上述放射性废物工艺简单、操作方便,固化体对废物的包容量达50—60%(wt);废物固化体坚硬、密实,外表光滑、平整,具有良好的物理性能及抗浸出性能。     

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。     

高放废物玻璃固化过程中玻璃组成对硫酸盐溶解度的影响

硼硅酸盐玻璃固化的高放废物固化体能进行长期安全存储是已为国际所公认。然而，对于含有较高浓度硫酸根的高放废液，熔制过程中会产生分离黄色第二相（简称黄相），这是一种易溶于水的结晶物质。分析表明，玻璃固化体黄相含有碱金属和碱土金属的硫酸盐、铬酸盐和钼酸盐，并有一定量的铯、锶等裂片元素。玻璃固化体在深地质处置后，一旦受到地下水侵蚀，这些核素易浸泡出来，进入生物圈，因此，它严重危害玻璃固化体包容和隔离核素的作用，这是必须克服和避免的。     

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。     

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.     

高放废物处置库近场剂量场及温度场的耦合计算

计算了高放废物处置库固化体内外的辐射剂量场,并将之作为热源叠加到温度场计算方程,使剂量场与温度场耦合起来,在温度场计算中,不仅考虑了固化体内存在的剂量场对其的影响。而且考虑了固化体外存在剂量场的影响。模拟结果表明,固化体外存在的剂量场对温度场有一定影响的．     

北京地区室内空气中吸收剂量率的测量

本文报道了对北京地区849座建筑物内吸收剂量率的测量结果。室内空气中吸收剂量率的平均值为8.29μrad/h,室内与室外平均吸收剂量率的比值为1.51。     

香港地区土壤和建筑材料中天然放射性水平及天然辐射所致居民剂量估算

本文报道了香港地区土壤、常用建材及路基体中~(238)U、~(226)Ra、~(232)Th 和~(40)K 含量的测量结果,由此估算了空气γ吸收剂量率和室内氡浓度,并且与初步实测值进行了比较。最后估算出天然本底辐射所致香港居民人均年有效剂量当量为3.24 mSv。     

D-~3He聚变堆MOONCITY的放射性及核废物处置问题

研究了D-~3He聚变堆设计MOONCITY的放射性及核废物处置问题。计算了在停堆时刻的放射性,衰变功率,BHP以及核废物处置指标WDR,给出了有关的计算结果和停堆后的衰减曲线。结果表明,MOONCITY的放射性及有关危害比D-T纯聚变堆低1个量级,比裂变堆或聚变一裂变混合堆低60倍左右。     

水辐解产物对深处置高放废物容器侵蚀模拟研究

采用~(60)Co γ-辐射源、人工模拟花岗岩地下水和高温高压实验装置,在模拟深处置条件下(处置深度=1000m,t=190℃,p=20 MPa,pH=7.2),实验研究了花岗岩地下水辐射分解产物对深处置高放废物金属容器材料的氧化侵蚀强度。由实验得出,与无辐射情况相比较,花岗岩地下水吸收140?Gy γ辐照后,水辐射分解产物对不同金属容器材料的氧化侵蚀强度分别增大:铜材——1.5倍,铝材——2.8倍,熟铁——4.3倍,不锈钢——0.7倍。我国在选用高放废物包装容器金属材料、设计容器型式、规格和设计深地质处置库时,必须充分重视地下水辐射分解效应对各工程屏障产生的破坏作用。     

高放废物处置库近场剂量场与温度场的耦合计算

计算了高放废物处置库固化体内外的辐射剂量场,并将之作为热源叠加到温度场计算方程,使剂量场与温度场耦合起来.在温度场计算中,不仅考虑了固化体内存在的剂量场对其的影响,而且考虑了固化体外存在剂量场的影响.模拟结果表明,固化体外存在的剂量场对温度场是有一定影响的.     

秦山核电厂实时剂量评价系统的设计,模式,参数与程序

本文介绍应用于秦山核电厂事故应急的实时剂量评价系统的设计、模式、参数与程序。该评价系统由实时数据采集系统、评价计算机系统和评价程序系统三部分组成。评价系统采用地形随动座标的质量守恒三维风场诊断模式来确定每小时的地面和低空风场；大气扩散计算采用变天气条件下的烟团模式，计算区域分近、中、远三区；烟团释放采用分阶段变长度方式，外照射剂量估算采用了半无限烟云与有限烟云两种模式，该评价系统可在输入数据后约１     

轻水堆一迥路中放射性核素浓度的计算方法及计算机程序

本文分别对轻水堆一回路两种不同的布置方式,推导了一回路中放射性核素浓度的计算方法,并编制了计算机程序。其一是一体化布置方式,即主换热器位于压力壳内,在运行期间一回路水始终处于中子辐照之下;对此又分为在压力壳顶部有气空间和无气空间两种情况。其二是分置式布置,即主换热器位于压力壳之外,在一回路水循环期间仅部分时间处于中子辐照之下。本程序由 FORTRAN 语言编制,在 PDP-11/34 机上运行(程序介绍未写入本文)。     

核电厂事故应急局地实时剂量评价系统的模式与参数

本文介绍在核电厂事故应急局地实时剂量评价系统中应用的拉格朗日烟团模式及相应的参数。对烟团轨迹考虑了事故期间风向、风速的变化,采用有效扩散参数以考虑烟团迁移期间大气稳定度等气象条件的变化,干沉积采用源耗减模式,湿沉积采用冲洗系数方法,还考虑了放射性衰变及烟团部分穿透混合层的修正。鉴于我国在建核电厂皆位于沿海地区,文中还给出了内边界层条件下烟团公式的处理方法。对于实时剂量评价,主要考虑了烟云浸没外照射、吸入内照射和沉积放射性核素外照射三种照射途径。最后,以秦山核电厂为例估算了 PWR1事故的环境影响,给出了部分计算结果。