放射性废离子交换树脂水泥固化与机理探讨

针对放射性废离子交换树脂稳定化处理技术现状,研究了适合现阶段我国放射性废离子交换树脂水泥固化的工艺,并利用XAD和SEM分析技术探讨研究了废树脂水泥固化体的结构和性能及采用新型ASC水泥作为固化基材的基本理论依据.     

放射性废离子交换树脂水泥固化的强度和配方研究

放射性废离子交换树脂是核电站排出的主要放射性废物之一,国际上大多采用固化处理。离子交换树脂的吸水溶胀性和化学活性,给所有固化技术都带来一个普遍的问题,即树脂固化物容易碎裂。因此我们着重就离子交换树脂-水泥固化物的强度、配方和碎裂机理等方面进行了一些初步的研究工作。     

水胶比对水泥固化放射性废树脂的影响

采用硫铝酸盐水泥固化模拟放射性废树脂,研究水胶比对浆料流动度、凝结时间和固化体抗压强度的影响,同时探讨萘系减水剂UNF-5的作用。研究结果表明：水胶比由0.25增至0.35时,流动度呈线性增加,由228 mm增至280 mm;凝结时间延长,初凝和终凝时间分别由3.0 h和9.3 h延长到4.6 h和10.4 h;抗压强度呈线性降低,28 d抗压强度由19.8 MPa降至13.5 MPa。UNF-5掺量增加时,流动度呈线性增加,凝结时间先缩短后延长,抗压强度先增加后降低。当UNF-5掺量为0.05%～0.10%时,流动度为200～225 mm,初凝时间为3～4 h、终凝时间为11～12 h,28 d抗压强度为21.1～21.7 MPa。     

核电厂放射性含硼废树脂水泥固化工艺的改进研究

为了提高水泥固化方法对含硼废树脂的包容率,通过改变固化配方,在大亚湾核电厂(GNPS)和岭澳核电厂(LNPS)的放射性废物处理系统进行了现场固化试验研究。结果表明,使用改进后的工艺进行水泥固化,废树脂的包容率从32.4%提高到46.3%,相对于原工艺包容率增加幅度42.9%,固化体体积减少了30%。该方法生产的固化体性能满足GB 14569.1—2011的各项要求。经过6年的工程实践,证明改进后工艺可在不改变核电厂固化系统原设施的情况下使用。     

4 废离子交换树脂水泥固化工艺的改进

在已经建立的用泵水力输送泥浆废树脂和泥浆废树脂脱水及螺旋推进计量的基础上，改进了泥浆废树脂的脱水和固化各组份的计量系统，系统框图示于图1。     

放射性废离子交换树脂的特种水泥固化技术进展

本文介绍了废树脂特种水泥固化技术的最新研究进展和存在的问题。主要从废树脂特种水泥固化的技术特点、微观结构和水化热等方面进行介绍,并对废树脂特种水泥固化技术实际应用中需要解决的问题和研究方向进行了探讨。     

硅酸盐水泥固化模拟放射性废离子交换树脂的初步研究

以沸石、硅灰和聚乙烯醇(PVA)纤维作为添加剂,使用传统硅酸盐水泥固化含Cs废离子交换树脂,并评估了固化体的抗压强度、抗冲击性能及抗浸出性能等指标。结果显示:固化体28d抗压强度为11.34 MPa,抗冲击性能良好;42d浸出率和累积浸出分数分别为2.35×10~(-4) cm/d和3.66×10~(-2) cm;固化体在浸泡、冻融及γ辐照后均能保持较好的性能,固化体各项指标均符合国标要求。研究发现,PVA纤维能有效增强固化体的抗冲击性能,并且在受到高剂量γ辐照后PVA纤维仍能有效增强固化体抗冲击性能;γ辐照后,固化体抗浸出性能变差,而添加沸石和硅灰则能有效增强固化体的抗浸出性能。     

特种水泥固化放射性废离子交换树脂的初步研究

本文采用一种新型的 ASC特种水泥 ,研究了放射性废离子交换树脂的水泥固化技术。实验得到的最佳配方为 10 0 0 g水泥 + 5 0 0 g树脂 + 35 0～ 4 0 0 m L水 ,据此配方获得的固化体包容量为 4 2 %～4 8% ,其 2 8d抗压强度为 2 0± 2 MPa。第 4 2 d13 7Cs、90 Sr和60 Co的浸出率分别为 :7.92× 10 -5、5 .7× 10 -6和 1.19× 10 -8cm/ d。结果表明 ,该种水泥固化体的抗压强度、包容量及浸出率均明显优于普通水泥     

环氧树脂固化放射性废树脂的配方初探北大核心CSCD

为了将中、低放射性废树脂固化成稳定的固化体,采用环氧树脂为基材,通过添加合适的固化剂、稀释剂、阻燃剂等进行固化配方试验研究。结果表明,配方为E-44环氧树脂∶651固化剂∶添加剂=1∶0.53∶0.05(38∶20∶2)、质量包容率50%时,其固化体性能最优,并满足国标GB 14569.2的要求,研究结果表明采用环氧树脂体系固化放射性废树脂是可行的。     

Incorporation of Radioactive Spent Ion Exchange Resins in Plastics

Experiments were undertaken on the incorporation in plastics—polyethylene in particular—of radioactive spent ion exchange resins produced in nuclear power plants. The resulting polyethylene products burdened with radioactive resin were tested to ascertain the properties considered important for radioactive waste management. The items chosen for testing were mechanical strength, leachability of radionuclide and radiation resistance. Polyethylene products burdened with 50w/o of resin were found to possess an impact strength of 10kg-cm/cm and a compressive strength of 300 kg/cm², which values do not indicate any appreciable decrease in mechanical strength compared with polyethylene unburdened with resin. The leaching rate of ¹³⁷Cs from the resin- burdened polyethylene product was very small—only 0.1% leached out in one year. In respect of decomposition by radiation, the amount of gases evolving upon absorbing a dose of 10⁹ rad was 10 ml/g. The effect of radiation on the mechanical strength was also studied.

It is concluded from above results that solidification of radioactive spent ion exchange resin by incorporation in plastics is one of the best methods devised so far for treating spent resins.     

芬顿氧化法预处理放射性废离子交换树脂

为了对放射性废树脂进行预处理,使用芬顿试剂对其进行了氧化降解预处理实验研究。通过正交试验获得了实验操作的合理条件：当过氧化氢的初始浓度为4.0 mol/L、亚铁离子的初始浓度为20 mmol/L、反应时间为4 h、反应温度为95 ℃、溶液的初始pH值为2.5时,该法对3种不同的含铀废湿树脂(50 g)均有理想的降解效果。反应进行2 h后废树脂被完全分解,残液中化学需氧量(COD)的去除率达97%以上,由8.0 ～10.0 g/L降至0.2～0.3 g/L,且吸收液中铀含量无明显增加。实验结果表明,芬顿试剂对放射性废离子交换树脂有较好的氧化降解效果。     

废离子交换树脂的优化处理

核设施产生的废树脂的安全处理、整备和处置是热点问题。本文论述了废树脂的特殊性 ,解析了各种废树脂处理、整备技术 ,包括脱水干燥后装入高整体性容器、洗脱、热压、生物降解、焚烧、湿法氧化、沥青固化、聚合物固化、玻璃固化和水泥固化等。重点分析了废树脂水泥固化 ,讨论了树脂溶胀作用破坏固化体的机理 ,介绍了克服树脂溶胀作用的方法。强调指出必须重视水泥固化的配方 ,关键是必须满足处置要求。最后 ,对优化处理废树脂提出了建议     

放射性废树脂氧化分解处理技术

简要介绍了放射性废离子交换树脂（以下简称废树脂）的来源、特点和传统处理方法。概述国内废树脂氧化分解处理技术及其进展,重点论述湿法氧化分解的工艺原理、反应机理以及工艺流程的发展现状。分析评述废树脂分解液水泥固化技术研究的最新动态及成果。     

Ion Exchange Technology in Spent Fuel Reprocessing

Solvent extraction is the major unit operation employed in spent nuclear fuel reprocessing. The operation yields three streams; fission product waste, uranium product and plutonium product. Ion exchange is primarily used in reprocessing as a tail-end method to concentrate and isolate the plutonium product stream. This review will describe the details of plutonium recovery and purification by both cation- and anion-exchange processing. A brief overview of miscellaneous uses of ion-exchange employed in reprocessing will also be given.     

放射性固体废物水泥砂浆固定配方研究

本工作主要研究中、低放固体废物超级压缩饼在2m3废物包装箱内的固定配方。该配方能够保证最终废物体的整体性和整体强度满足安全运输、储存和处置的要求,并且能够进行工程应用。通过实验研究水灰比、灰砂比、砂子级配以及添加剂加入量等因素对流动度、凝结时间、固化过程中的温升、固化体性能等的影响规律,根据规律筛选出既满足核行业标准(EJ1186-2005)又适用于现有工程装置的放射性固体废物水泥砂浆固定配方,即在室温25℃,常压下,配方为0.450∶1水灰比、1∶1.6灰砂比、1∶2∶1粗中细砂比、1‰(质量分数)B型缓凝剂。     

模拟放射性废树脂的沸石和特种水泥混合物固化

利用特种水泥（ASC）和沸石的混合物研究固化放射性废树脂的行为。实验比较了不同的沸石添加量对固化体抗压强度和Cs浸出率的影响，并从微观角度分析了沸石添加量对固化体结构的影响。结果表明：沸石的添加使针状结晶向片状结晶发展；10％～20％的沸石添加量可大幅降低Cs的浸出率，而固化体抗压强度降低却很少。     

核级阳离子交换树脂的辐照性能研究

本文模拟压水堆核电厂水化学环境,利用辐照试验装置进行核级阳离子交换树脂辐照试验,选取新树脂和浸泡树脂,对其辐照后的有机物(TOC)和硫酸根(SO_4~(2-))释放量进行测定、计算和分析,研究核级阳树脂的辐照性能。结果表明辐照对TOC释放量影响较小,但会导致核级阳树脂的磺酸基脱落,产生硫酸根,辐照剂量存在阈值,超过阈值后SO_4~(2-)释放量会显著增加。     

萃取色层法分析废树脂中的55Fe

为了获得低放废物处置过程中重点关注放射性核素的活度浓度信息,选择TRU树脂作为分离纯化材料,结合液闪测量法,建立了废树脂样品中⁵⁵Fe的快速分析方法。该方法Fe的化学回收率为87.23%,最小可探测比活度为11.43 mBq/g。