庆祝《国外铀金地质》创刊40周年

《国外铀金地质》创刊于1962年。她随着我国铀矿地质的发展而成长。《国外铀金地质》原名为《铀矿地质》,曾先后改名为《铀矿地质译丛》、《国外放射性地质》和《国外铀矿地质》,1988年为适应核工业地质系统找铀、找金双重任务的需要,改为现名。 《国外铀金地质》是一本面向从事铀(金)矿地质、科研、教学和管理人员的综合性刊物,内容包括铀(金)矿地质、物化探方法、分析测试技     

核工业部分生产场所的放射性气溶胶粒度分布

放射性气溶胶的粒度分布数据是估算内照射剂量和评价吸入危害的基础资料。本文根据多年来对核工业中部分生产场所进行的放射性气溶胶监测,对从铀矿开采到燃料元件制造的各主要生产环节,总结报告了放射性气溶胶的粒度分布监测数据。这些数据包括活度中位空气动力学直径(AMAD)及其几何标准偏差(?)、α放射性浓度(C)。文中还给出了个人采样器和固定采样器监测结果的比较。     

我国核地质系统发现的新矿物评述

核地质系统主导发现了10个新矿物:芙蓉铀矿、湘江铀矿、斜方钛铀矿、腾冲铀矿、盈江铀矿、平谷矿、栾锂云母、氧钠细晶石、冕宁铀矿和羟铅烧绿石。与其他单位合作发现新矿物6个,分别是氟钙烧绿石、氟钠烧绿石、红河石、钾绿钙闪石、太平石-(Ce)和氟栾锂云母。长期以来一直被认为是新矿物的"单斜蓝硒铜矿"并未获IMA CNMNC认可,今后在学术文章中应避免使用该名称。简述了这些矿物的基本矿物学特征和最新研究进展,列出了除湘江铀矿外其他新矿物原型标本的保存机构,建议加强早期发现的新矿物的晶体结构和矿物谱学研究,完善矿物学资料。     

某铀矿富集区及其周围环境放射性现状调查

介绍了广东省某铀矿富集区及其周边约700 km2范围环境放射性现状调查。调查结果表明:该铀矿富集区的γ辐射剂量率明显高于广东省天然放射性水平调查值;部分地区土壤样品中238U、232Th、226Ra含量高于广东省天然放射性水平调查值;地表水体中有一条河流的放射性核素偏高,其铀浓度是广东省北江水系报告值的15.7倍;部分铀矿点和水冶厂的水体铀浓度超过核工业控制标准限值。     

《国外铀矿地质》1984年征订启事

《国外铀矿地质》的前身是1962年创刊的《铀矿地质》,后来改名为《铀矿地质译丛》、《国外放射性地质》,1980年同《放射性地质》合刊。20余年来,该刊对传播国外的先进技术、先进方法起了较大作用,深受广大科技人员的欢迎。为了适应我国核工业发展的大好形势,加强国外情报的交流,促进我国铀矿地质工     

某铀矿退役治理竣工环境保护验收情况及讨论

我国部分铀矿已经进入退役治理阶段。本文就核工业某铀矿退役治理过程的基本情况和竣工验收的环境监测结果加以介绍,讨论了该矿在退役治理和竣工中及后存在的问题,最后提出了建议。     

标准化与核工业

1955年中国核工业创始。在核工业创业初期，标准化的一些工作方法就已开始运用到生产一线中。1954年我国发现铀矿。随后，大规模的普查找矿工作逐步展开。我国铀矿工作者为了使找矿工作规范地进行，将“网格法”运用到铀矿普查勘探工作中。这可以说是我国核工业开始标准化工作的初始。随着核工业的发展，核工程、核试验不断开展，保证核安全已成必须。1958年401所(现中国原子能科学研究院)101堆准备运行，我国辐射防护专家李德平先生依照国际标准，对环境进行了测量。     

标准化与核工业--庆祝核工业创建50周年

1955年中国核工业创始.在核工业创业初期,标准化的一些工作方法就已开始运用到生产一线中.1954年我国发现铀矿.随后,大规模的普查找矿工作逐步展开.我国铀矿工作者为了使找矿工作规范地进行,将"网格法"运用到铀矿普查勘探工作中[1].这可以说是我国核工业开始标准化工作的初始.     

内蒙古四子王旗芒和特铀矿地质特征

在铀矿航空γ能谱测量和地面放射性普查工作的基础上,通过对铀矿异常进行地表揭露和钻探工程验证,发现了芒和特铀矿床。铀矿床类型为湖沼相砂岩型沉积矿床,含铀矿岩石为古近系粉砂岩,铀矿化具有放射性强度较弱、铀含量较高和矿化分布不均匀的特点。深入分析铀矿放射性强度弱的原因,采用放射性测量结合化学样品分析的方法,能够提高找矿效率。     

利用已有航测找铀资料和技术方法评价天然辐射水平

本文介绍了核工业航测遥感中心在寻找铀矿工作中的航空放射性测量的设备、经验、技术方法和已获得的375．8万km^2测量数据，介绍了石家庄市、泰山核电站周围地区天然放射性水平航空检测结果及比对；阐述并建议将该中心在40多年铀矿勘查获得的航空放射性测量数据资料用于环境本底辐射评价。     

某铀矿山废石场退役治理

在介绍废石场现状的基础上，针对废石含硫化物的特点，阐述了废石场的治理措施，包括覆土及植被覆盖、废石场边坡稳定化设计与防洪设计等。从覆盖层降氡效果、覆盖层侵蚀防护效果、废石场稳定性、酸性水防治等方面分析了治理效果。分析结果表明对废石场的治理措施是行之有效的，能起到降氡、防治酸性水的作用。     

土壤胶体对渗滤液中铀(Ⅵ)迁移影响的研究进展

铀废石渗滤液中铀(Ⅵ)进入土壤后极易通过食物链对人类及周围环境产生危害。在已有研究基础上,简述了土壤胶体的来源和分类及其与铀(Ⅵ)的相互作用,重点讨论了土壤胶体结构、铀离子形态、土壤Eh-pH值、离子强度和有机质对溶液中铀(Ⅵ)的阻滞迁移影响,介绍了近年来土壤胶体在吸附溶液中铀(Ⅵ)的应用进展,提出了铀废石渗滤液中铀(Ⅵ)对环境的长期影响可能取得突破的几条途径。     

铀矿冶尾矿、废石堆放场地的辐射防护

根据我国铀矿冶导矿，废石堆放场地的持征及其可能造成的危害，提出了铀尾矿石堆放场地的辐射防护要求，堆场的优化堆放方法和处置方法。     

铀废石堆放场地的氡析出特征

根据铀废石堆放形式,分析了平坦型、沿山坡堆放型、山型三类铀废石堆放场地的氡析出特征,得出了平坦型废石场以扩散析出为主,沿山坡堆放型和山型废石场既要考虑氡的扩散析出,还要考虑氡掺流的影响。但废石含水量是影响三类废石场氡析出的主要因素。     

植物和动电修复铀污染土壤的研究现状

核工业的发展,导致重金属铀的排放和扩散,造成了地表局部土壤的污染,对社会和环境造成了一定的影响。由于铀的特殊性和土壤成分的复杂性,如何修复铀污染的土壤成为了一个难题。本文在已有研究基础上,对土壤中铀的形态特征、植物修复和动电修复的概念、国内外的研究进展、制约因素、优势和局限性、未来的发展趋势、两者的互补性进行了讨论,提出未来的发展方向是使植物修复和动电修复相结合,植物修复用于大面积、中低浓度铀污染土壤的修复,动电修复应用于较高浓度、环境恶劣、深层的铀污染,两者的结合将有望成为解决这一难题的希望。     

零价铁去除U(Ⅵ)的作用机理及其影响因素

在核废料处理中,如何将毒性大、易迁移的放射性核素U(Ⅵ)转化为毒性小、难迁移的U(Ⅳ)是非常关键的处理步骤。零价铁还原技术由于其价格廉价、环境友好、工艺简单等优点,在放射性核素U(Ⅵ)的还原处理方面也显示了较好的应用前景。本文详细地论述了零价铁去除U(Ⅵ)的3种界面化学作用机理：还原沉淀机理、吸附机理、共沉淀机理;还就各种水化学因素：氧化还原条件、介质pH、共存离子、天然有机质及微生物等对反应作用机理的影响进行了较为深入的讨论;并对如何有效、深入开展零价铁去除U(Ⅵ)的今后研究方向进行了展望。     

Minimization of actinide waste by multi-recycling of thoriated fuels in the EPR reactor

The multi-recycling of innovative uranium/thorium oxide fuels for use in the European Pressurized water Reactor (EPR) has been investigated. If increasing quantities of ²³⁸U, the fertile isotope in standard UO₂ fuel, are replaced by ²³²Th, then a greater yield of new fissile material (²³³U) is produced during the cycle than would otherwise be the case. This leads to economies of natural uranium of around 45% if the uranium in the spent fuel is multi-recycled. In addition we show that minor actinide and plutonium waste inventories are reduced and hence waste radio-toxicities and decay heats are up to a factor of 20 lower after 10³ years. Two innovative fuel types named S90 and S20, ThO₂ mixed with 90% and 20% enriched UO₂ respectively, are compared as an alternative to standard uranium oxide (UOX) and uranium/plutonium mixed oxide (MOX) fuels at the longest EPR fuel discharge burn-ups of 65 GWd/t. Fissile and waste inventories are examined, waste radio-toxicities and decay heats are extracted and safety feedback coefficients are calculated. Finally, we discuss the economics of such strategies.     

Development of a treatment process and immobilization method for the volume reduction of uranium-bearing spent catalysts for final disposal

The uranium catalyst had been used in several industrial fields. The spent uranium catalyst became problematic radioactive waste awaiting a management strategy for the final disposal. This work studies a process to greatly reduce the volume of a spent uranium catalyst waste and the generation of a suitable waste form for final disposal. The process consists of several steps such as selective dissolution of the SiO₂ catalyst support, precipitation of dissolved silicon followed by its purification for release, treatment of uranium-laden wastewater generated during the process, and immobilization of the final uranium-bearing astes for disposal. Based on bench scale-level experiments, the process was confirmed to be effective to reduce the volume of the uranium catalyst waste. The final volume reduction yield obtained in this work was over 80% from the volume of the initial uranium catalyst waste. The radioactivity of the secondary wastes, namely, the recovered silica and effluent generated from the process, was confirmed to be sufficiently managed for clearance with meeting the discharge criteria in Korea. The process could achieve the maximum volume reduction of the uranium catalyst waste to be transferred to a disposal site, with the by-products from the process being released, meeting discharge criteria in view of both nuclear and non-nuclear environmental regulations.     

In-Line Uranium Monitoring in Reprocessing Waste Solution by Time-Resolved Laser-Induced Fluorometry

In-line monitoring by fluorometry of uranium concentration in reprocessing waste solution has been realized. The reduction of U0₂ ²⁺ fluorescence by coexisting ions and solution temperature can be corrected by measuring fluorescence lifetime, absorbance of excitation beam wavelength and absorbance of fluorescence wavelength. The method applicability was examined by using a sample solution simulating the waste solution of the codecontamination process. When the coexisting ion concentrations were increased in the sample solution which included 50 mg//of uranium, the corrected value of the uranium concentration was constant in the range of 0~1.5 times the coexisting ion concentrations. When the temperature was changed in the range of 30~45°C, the corrected value was also constant. The precision of the correcting method was ±15%'. These results verified that the correcting method could be applied to in-line monitoring of uranium concentration even though species and amounts of the coexisting ions and solution temperature were changed in the waste solution.     

捷克地浸采铀的污染问题及其思考

捷克斯特拉日（Straz）地浸铀矿山是一个有着25年（1971—1996年）采矿历史的老矿山。由于多种原因，地浸采铀对环境造成了较严重的污染。直接影响到当地居民的生存环境，如人、畜的饮用水被污染。本文重点介绍了斯特拉日铀矿地浸开采引起的环境变化、影响环境的污染物、污染范围、污染程度等。捷政府也因此制定了治污标准，并聘请国外专家、承包商为治污设计方案、治理模型。这对我国地浸铀矿生产具有重要的借鉴意义。