SiO2和B2O3含量对模拟高放废物玻璃结构的影响

硼硅酸盐玻璃具有特别高的化学稳定性、较好的热稳定性、较大的放射性废物包容量等优点,被广泛作为固化高放废液的基础玻璃料.废物玻璃固化体的结构与其组成存在一定的内在依存关系,它将对废物玻璃的性质产生影响.以组分含量作为变量,所引起的废物玻璃固化体的某些结构特征的变化,是探索影响高放废物玻璃固化体性能的内在线索.为了获取废物...     

UO2燃料燃耗对高放废物管理的影响研究

从乏燃料的不同燃耗引起放射性和化学组成的变化出发,分析乏燃料经后处理后的衰变热、Mo及贵金属含量对玻璃固化工艺和玻璃固化体储存的影响,计算得到了不同燃耗乏燃料制得的高放玻璃的数量。计算结果认为：对于冷却8 a的乏燃料,决定玻璃固化体包容量的不是高放主组分的热功率;对于燃耗小于40 GW•d/tU的乏燃料,决定玻璃固化体包容量的是Mo元素含量;当燃耗大于45 GW•d/tU时,贵金属含量成为决定玻璃固化体包容量的主要因素,同时UO₂燃料燃耗与高放玻璃固化体数量上存在线性关系,燃耗增加会导致高放废物玻璃固化体数量增加。随着燃耗的增加,以Mo含量及贵金属含量计算得到的玻璃固化体数量比以衰变热计算得到的玻璃固化体数量多,因此,高放废物玻璃固化前将Mo及贵金属进行分离有利于减少高放废物玻璃固化体数量。对于UO₂燃料,燃耗加深对于高放废物玻璃固化体暂存时间几乎无影响。     

序言北大核心CSCD

高放废物处理专辑高放废物具高放射性和高生物毒性,对人类和生态环境存在极大威胁,因此必须对其进行安全、妥善的固化处理。高放废物处理的核心问题是如何将高放废物中的放射性核素和有毒元素有效地固化至稳定可靠的固化体结构之中,其研究内容涵盖了高放废液固化(玻璃固化、陶瓷固化等)、固体高放废物处理以及高放废物分离等多个技术领域。     

模拟不可燃放射性废物等离子体熔融处理试验研究

在自制的等离子体熔融试验台架上对玻璃纤维、混凝土、土壤的单体玻璃固化配方及三元混合废物玻璃固化配方开展等离子体熔融处理和同位素示踪实验。四种样品在1 100~1 300 ℃条件下熔融1 h均可得到玻璃固化体,经检测,玻璃固化体的密度、抗浸出性能以及机械性能均满足放射性废物玻璃固化体性能要求。示踪实验结果表明,等离子体熔融系统对示踪元素Co、Cs和Sr有较高截留率,且玻璃固化体对Co和Sr的固化能力较高、对Cs固化能力相对较低。在工程应用中,建议在熔融炉系统前端增设造粒等预处理系统,减少物料直接进入烟气净化系统的比例,以提高物料固化效率。     

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。     

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.     

模拟高放废液玻璃固化体的偏硼酸锂熔融法

一、引言随着核能的发展,人们愈来愈关注放射性废物处理工艺的安全问题。对高放废液常采用玻璃固化的处理方法。玻璃固化工艺的研究需要分析化学方面提供玻璃固化体的成份数据,作为评价其性能的重要依据。     

模拟高放废液冷坩埚玻璃固化熔制工艺对尾气挥发影响的研究

<正>冷坩埚是最新一代高放废液玻璃固化技术,其利用电磁感应原理将放射性废物与玻璃珠进行加热熔制,形成性能稳定的固化体。在冷坩埚玻璃熔制过程中,由于温度较高,通常大于1 000℃,会产生较多的尾气,易挥发的放射性物质(当前为模拟放射性废物)如Cs等,以及玻璃骨架元素如B、Si等,都会伴随尾气挥发,从而影响冷坩埚玻璃固化产品的性能。     

国外高放废液玻璃固化技术概览

正1引言玻璃固化是为固化高放废液开发的一种放射性废物处理技术。乏燃料后处理产生的高放废液放射性极高、毒性极大,且含有不少半衰期很长的放射性核素。为了处理高放废液,将其转化为能够进行长期安全处置的形式,目前通用的方法是,先对其进行玻璃固化,然后送往地质处置库进行长期处置。玻璃固化方法是将废液加热、蒸发浓缩、煅烧,使内含的盐份熔融,与玻璃基材一起形成玻璃固化体。由于这种固化体具有良好的化学、机械稳定性和抗辐照性能,被认为是当前最具     

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。     

硼硅酸盐玻璃中硫存在形态的XANES方法研究

硼硅酸盐玻璃固化高放废物是目前国际公认的较好方法,采用这种方法所产生的玻璃固化体具有良好的化学耐久性,熔制温度在可接受范围。但是很多放射性废物中,包括我国的高放废液,含有一定量的硫,由于硫在硼硅酸盐熔体中溶解度较低,使得硫常常成为废物包容量的限制因素。因此提高玻璃中硫包容量的方法对于含高浓硫酸盐的高放废液玻璃固化来说是非常重要的。     

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。     

法国与韩国联合开发玻璃固化厂

【英国《国际核工程》2005年12月刊报道】放射性废物的固化技术可以销毁危险的有机废物,将重金属和放射性核素固化到一种耐化学腐蚀且高度防渗漏的固化体中,并且还能实现大幅的废物减容。固化技术最初被用于处置高放废物,而且玻璃固化体是国际上处置裂变废物的优先方案。韩国核环境技术研究所(NETEC)在20世纪90年代初就考虑利用固化技术来处理中低放废物。研究表明,将这项技术用于处理韩国核电厂产生的废物是具有成本效益的。NETEC在1994年和1995年进行了可行性研究,以评估废物熔化技术,考察需要使用哪种高温技术才能实现大幅的废物减容…     

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。     

国标GB 14569.1—1993修订中的问题和思考

分析了《低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体》（GB 14569.1—1993）执行过程中存在的问题,介绍了标准的主要修订内容,提出了在放射性废物水泥固化体性能要求和检测中需进一步开展的工作内容。     

反气相色谱测量玻璃裂隙比表面积的方法研究

玻璃固化体是高放废物的主要固定基材，玻璃内部存在着网状裂隙。高放废物实行深地质最终处置时，地下水会由于高放玻璃包装材料的腐蚀而进入到玻璃内部的网状裂隙。在地下水的作用下，玻璃裂隙表面发生蚀变，放射性核素因此会溶解进入环境。玻璃的蚀变速度和核素浸处速率将主要取决于玻璃的裂隙的表面积，为了预测高放玻璃固化体的长期处置行为和处置源项，有必要建立玻璃内部裂隙表面的测量方法。     

DOE高放废物玻璃固化体接收技术规范简介

1996年12月,美国能源部环境管理办公室(EM)发布了高放废物接收技术规范(EM-WAPS),作为废物接收大纲的基础。该规范包括5部分：①废物体接收技术规范;②废物罐接收技术规范;③废物包装体接收技术规范;④质量保证大纲;⑤其它文件和相关要求。该规范属于技术性规范要求,用以确保高放废物玻璃固化体可以被民用放射性废物管理系统(CRWMS)接收。     

我国初步掌握冷坩埚玻璃固化技术

正11月30日,我院自主研制的冷坩埚玻璃固化实验装置完成24小时联动试验,成功产出440公斤模拟玻璃固化体。这意味着我国冷坩埚玻璃固化技术在固化工艺段,已经突破了搅拌、卸料、高频电源与冷坩埚的匹配、启动等诸多重大关键技术,标志着我国已经初步掌握冷坩埚玻璃固化技术。冷坩埚玻璃固化技术是目前国际上一种用于放射性废物处理的新型玻璃固化工艺技术,现已被列为核工业十大瓶颈技术之一。     

高放玻璃固化体深地质处置过程中溶解机理分析与计算

对高放玻璃固化体在地质处置过程中由于地下水的侵蚀而导致玻璃体溶解的溶解机理进行了分析,利用水解反应动力学模型对不同温度、不同pH条件下的玻璃固化体溶解速率进行了计算。计算结果表明:玻璃在酸性或高温情况下溶解速率较大,60 ℃、pH值6时平均溶解速率在0.35 g/a左右,120 ℃、pH值8.5时平均溶解速率在0.8 g/a左右;在 100万年这个时间尺度上,120 ℃、pH值8.5时玻璃的最大溶解量是80%。考虑到地下处置库中温度一般要低于60 ℃,地下水的pH值范围在6~10,所以最保守估计100万年玻璃固化体的溶解侵蚀分数不大于50%。