两种稀土产品中放射性核素分析研究

利用高纯锗γ谱仪对两个稀土产品氯化镧和氯化钇的样品进行能谱分析,研究经湿法冶炼工艺后的稀土产品中放射性核素的活度变化。结果表明,样品中存在天然放射性钍系和锕-铀系的核素,以及天然放射性核素138La和176Lu,但两个样品中所含的放射性核素不相同。氯化镧产品中锕-铀系和钍系核素放射性未达平衡,其主要子体224Ra和227Th的含量随时间发生明显变化,约60天达到平衡;而氯化钇产品没有这种现象。     

核电厂废物固化体90Sr、137Cs、60Co的浸出行为研究

以去离子水为释放环境,研究核电厂废树脂和浓缩液水泥固化体被完全浸泡情景下核素⁹⁰Sr、¹³⁷Cs、⁶⁰Co的浸出行为。分析中以有效扩散系数表征浸出行为。试验结果表明：固化体中的核素累积浸出份额不超过4%,¹³⁷Cs浸出最快,⁹⁰Sr其次,⁶⁰Co最慢;同类废物体的抗压强度越大,核素浸出速率越慢。     

^99Tc在膨润土材料中扩散行为研究

对放射性核素的迁移行为和规律的研究是高放废物处置的一个极其关键问题。长寿裂变产物。^99Tc是高放废物的主要成分之一，因其毒性大，半衰期长，一直是研究的重点，在高放废物地质处置安全及环境评价中是一重要核素。     

严重事故下开启双层安全壳环形空间通风过滤系统对缓解放射性向环境释放影响研究

核电站发生严重事故后,安全壳能包容从堆芯释放出的裂变产物,防止向环境的大量释放,但即使在安全壳完好的情况下,仍然会存在一定量泄漏。目前国际上的三代核电机型,大多采用双层安全壳的设计,对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用。本文基于我国自主设计的第三代核电机组,结合双层安全壳的设计特点和特定源项分析,对严重事故下双层安全壳之间的环形空间及其通风过滤系统对缓解裂变产物向环境释放的作用进行了定量分析,结果显示双层安全壳及环形空间通风过滤系统能够显著降低放射性气溶胶对环境的释放,对惰性气体也有一定的延缓排放作用。     

玻璃固化过程中硫酸盐分相和分解行为研究

硼硅酸盐玻璃固化高放废物,使其能进行长期安全贮存是国际公认的较好方法,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的黄色第二相（简称黄相）,这是一种易溶于水的结晶物质,富含一定的Sr、Cs等放射性核素,它的存在严重危害玻璃固化体包容和隔离核素的作用,是必须克服和避免的。     

国际辐射单位与测量委员会（ICRU）发布第92号报告《放射性核素向环境释放后公众防护的辐射监测》

国际辐射单位与测量委员会(ICRU)发布第92号报告《放射性核素向环境释放后公众防护的辐射监测》。核设施含有大量的放射性物质,在事故情况下,可能有大量的放射性物质释放到环境中去。切尔诺贝利核电站事故和福岛第一核电站事故就是这种情况下的两个特例。     

TRISO包覆燃料颗粒裂变产物扩散释放特性研究

为研究三结构各向同性（TRISO）燃料颗粒裂变产物扩散释放特性,建立了辐照-热-力耦合作用下TRISO包覆燃料颗粒裂变产物Fick扩散模型,并通过IAEA CRP-6基准题进行了验证;利用所建模型对高温气冷堆典型工况下TRISO包覆燃料颗粒的性能进行了分析,同时,考虑裂变产物的反冲效应和热扩散效应,对TRISO包覆燃料颗粒不同温度及颗粒功率下裂变产物释放特性进行了分析。研究结果表明,高温会使TRISO包覆燃料颗粒裂变产物包容能力丧失,功率的提升则对裂变产物的释放影响较小。     

HTR-PM中~(14)C产生与释放行为研究

~(14)C具有较长的半衰期,可与稳定同位素一起进入生物圈,从而在核电站的环境影响评价中受到关注.本文基于HTR-PM给出了产生~(14)C的各反应模型,并代以HTR-PM参数,对HTR-PM中~(14)C的年产生量和气态释放量作出估算.最后,将计算结果与CANDU堆型进行了比较.     

β-~6LiAl晶体中氚释放行为的研究

β-~6LiAl金属间合物晶体用Tammann方法生长,X射线劳厄法分析。在中子照射过的;β-~6LiAl中,氚的示踪扩散系数用放射性色谱法测定。指出氚扩散系数的Arrhenius对数直线在700K附近的弯曲可能与晶体缺陷结构的变化有关。     

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。     

Behavior of Helium Release from Simulated Radioactive Waste Glasses

Rates of He release from two kinds of simulated high-level radioactive waste glasses were measured in the temperature range from 573 to 753K by a mass spectrometric method. Diffusion coefficients of He in the glasses were determined from the fractional release data. The diffusion coefficients were given as a function of temperature by the equations:

D/(m²·s^?1) = 2.3 × 10^?6 exp (?71.1±2.1 kJ/RT) for P0798 glass

=9.8 × 10^?7 exp (?60.2±2.1 kJ/RT) for P0504 glass.

In addition, solubilities of He in the glasses were determined from the measurement of the total amount of released He and found to be

S/(atoms/m³) = 2.0 × 10²² for P0798 glass

=2.2 × 10²² for P0504 glass.

at 693 K and 1.7 × 10⁵ Pa He.

The diffusivities and solubilities of He in the glasses were, respectively, several and an order of magnitude lower than silica, alkali silicate and Pyrex glasses, which properties are notable for the radioactive waste glasses.     

衰变和吸附对放射性核素在花岗岩

为了获取关键核素在北山花岗岩中的有效扩散系数,依据125I-在甘肃北山深部花岗岩中的一维扩散曲线,用参数拟合方法得到了125I-在北山花岗岩中的有效扩散系数,并依据扩散方程讨论了衰变和吸附对扩散曲线的影响.研究结果表明,衰变常量和吸附速率常数对一维扩散曲线的影响各不相同,衰变常量的大小影响扩散曲线的形状,吸附速率常数的大小则影响扩散曲线的走势,不同核素的扩散曲线可有很大的差别.     

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.     

基于处置的放射性废物的分类方法应用研究

对放射性废物进行分类管理,能有效减少最终处置的废物量,减轻营运单位的负担,并减少对环境的影响。废物分类方法有很多种,将废物分类与处置联系起来是国际原子能机构建议的优选分类方法。本文以中国原子能科学研究院(原子能院)为例,通过研究国内外的废物分类体系,分析原子能院产生的废物的特点,提出了以处置为中心的废物分类建议,将废物分为豁免废物、极短寿命废物、极低水平废物、低中水平放射性废物和α废物5类;同时研究提出了原子能院全过程废物信息管理要求。     

放射性固体废物压缩减容技术研究

本工作对以压缩作为处理放射性固体废物的方法进行了实验研究,分析了压缩过程中影响各类物料压缩减容倍数的因素。实验结果表明,高压压缩处理物料的范围广,对物料的分类要求不严格;在压力为600kN压缩下,依据物料的性质和装填密度不同,各种物料的减容倍数在2.3~11之间,压缩后各类物料压缩的平均物料密度在1 200~3 900kg/m3之间;对于某些软物料、有孔硬物料和弹性物料,压缩后物料的平均密度大于物料的物理密度;不同装填密度的废物,高压压缩后物料的平均密度基本相同,物料的压缩减容倍数与物料本身的性质、装填密度等有关。弹性物料压缩后反弹明显,甚至破坏压饼,其他物料反弹在20%以内。     

电渗析处理模拟放射性废物焚烧工艺废水的实验研究

放射性废物焚烧系统在运行过程中会产生一定量的低放工艺废水。废水处理时,其所含Cl-会对蒸发设备造成腐蚀,含HCO3-对离子交换柱产生解吸作用,影响放射性核素吸附的效果。对此,研究建立了一套电渗析处理系统,进行了NaCl溶液直流脱盐实验和循环脱盐实验、阴离子选择透过性实验、模拟工艺废水的电渗析处理实验,确定了工艺流程和操作参数。结果表明:模拟废水经处理后非放射性物质含量满足国家排放标准,产生的浓缩液达到废水处理平衡浓度,符合工艺废水处理要求。     

Leach Rates and Thermal Properties of Lead-Iron Phosphate Glass Waste Forms

Lead-iron phosphate (LIP) glasses loaded with a simulated high-level nuclear waste were studied on their leach rates and thermal properties.

The obtained results showed that the phosphate glass matrix consisting of lead monoxide, phosphorus pentoxide and ferric oxide of 56:35:9w/₀ is able to vitrify the waste, pretreated with formic acid to remove Zr, to about 15 w/₀ at 950°C. The leach rate of the vitrified waste glass was in the order of 10^?7 g/cm².d at 110°C, which is low compared with that of the borosilicate glass waste form. Increasing the phosphorus pentoxide content of the matrix to higher than 35% enabled it to produce the glass form with the waste near 20 w/₀ at 950°C, but this increase rendered the glass waste form more soluble than the former. Thermal properties such as thermal expansion coefficient, critical cooling rate for vitrification and temperatures of glass transition, softening and maximum rate of crystallization were measured and discussed.

Removing Na ions from wastes improves considerably both the leach rate and the thermal stability of the LIP glass waste form.     

Diffusion Behavior of Cesium,Strontium and Cobalt in Pellet Waste Package

A leaching model for a radioactive pellet package for nuclear power plant wastes was studied. Calculated results obtained in term of the model were compared with experimental ones, where volumetric averages of diffusion coefficients in the Na₂SO₄ pellet and in the cement-glass were used to solve the diffusion equation in the pellet package. Since Na₂SO₄ pellets dissolved quickly, the pellet part were simulated by saturated Na₂SO₄ solution. The leaching ratios were meaured with different volume ratios of cement-glass in the package to discuss the validity of the model. The cement glass diffusion coefficient and distribution factor, which were required to solve the equation, were also measured. The calculated results agreed with the experimental ones within a 20% error.     

解读IAEA新放射性废物分类草案

本文介绍了国际原子能机构（IAEA）发布的新放射性废物分类草案的背景和内容,综述了新废物分类图的特点以及笔者对分类草案的几点考虑。