^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。     

高放废物的处理处置方法

介绍了高放废物处理处置方法，比较了其各自的优缺点，指出深地质处置是处置高放废物的合适方法。     

高放废物地质处置容器材料选择和腐蚀行为研究进展

高放废物地质处置容器是高放废物地质处置多重屏障之一,高放废物地质处置容器材料的腐蚀性能决定了处置容器有效性。本文介绍了高放废物容器材料选择的两种策略,以及在不同处置环境下适合的材料,并给出了高放废物地质处置条件下容器材料可能的腐蚀类型。同时介绍了预测高放废物地质处置容器材料寿命的方法和思路,为我国在高放废物地质处置容器的选材上提供新思路和参数。     

中国高放废物地质处置研究进展:1985～2004

如何安全处置高放废物是核工业可持续发展面临的挑战性问题。我国的高放废物深地质处置研究从1985年开始，提出的计划目标是：于21世纪中叶建成我国高放废物地质处置库，处置的对象是玻璃固化块、超铀废物和部分乏燃料，处置库为竖井一坑道型，候选围岩为花岗岩，位于饱和带中。在1985～2004的20a中，我国高放废物地质处置研究取得了进展，已确定我国高放废物最终处置走“深地质处置”，并且是“三步曲”式的技术路线，即处置库选址和场址评价一地下实验室一处置库。经过全国筛选对比，已初步选定甘肃北山地区为重点预选区，该区地处戈壁，地壳结构完整，地壳稳定，人烟稀少，地质条件和水文地质条件均有利。20世纪90年代初期，开展了地下实验室的选址工作，初步选择了北京郊区2处地点为我国高放废物地质处置“普通地下实验室”的场址。已确定使用膨润土作为处置库的回填材料，并初步确定内蒙古高庙子膨润土为我国高放废物处置库的首选缓冲回填材料。对膨润土的矿物学、岩土力学、物理力学性质和热学性质进行了研究。已获得一批放射性核素(主要是Np、Pu、Tc)在北山花岗岩和膨润土上的吸附分配比、扩散系数和弥散系数等参数，建立了低氧手套箱和模拟处置库温度、压力和氧化一还原条件的小型实验装置。高放废物中的关键核素的化学行为研究也取得进展。花岗岩接触带核素迁移、铀矿床中超铀元素迁移、青铜器腐蚀等天然类比研究取得了成果。还开展了高放废物地质处置系统总性能评价源项和生物圈模式的调研。概念设计研究仅在20世纪90年代初开展了部分研究。从1999年开始，与国际原子能机构开展了2期高放废物地质处置技术合作项目，极大地提高了我们的技术水平。20a的科研工作为我国在21世纪完成高放废物地质处置奠定了一定基础。     

与高放废物处置问题有关的结晶岩的隔离性能

本文详细论述了基性结晶岩作为高放废物处置库围岩的适宜性。从岩石对构造应力作用的稳定性、岩石中地下水对高放废物的溶解度、岩石对放射性核素的吸附性能，以及高放废物处置库对结晶岩隔离性能的影响等方面的分析，认为基性结晶岩。作为高放废物处置库的围岩，要比酸性结晶岩具有明显的优势。     

高放废物处置前标准化分析

对国内外高放废物处置前管理相关标准情况进行阐述，重点对我国高放废物处置前管理的技术规定、高放废液整备、贮存等标准化问题进行研究，并提出一些新的标准项目，初步形成了我国高放废物处置前管理标准体系表.研究过程未考虑乏燃料直接作为废物进行处置这一方案，将在其他文章中重点阐述.由于工艺尚未成熟，高放废液的分离也未列入研究范围之...     

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。     

分离法处理我国高放废液概念流程

文章描述分离法处理我国高放废液概念流程。经此流程分离处理后，废液中绝大部分组分降级为非α中低放短寿命废物，可作水泥固化地表处置。剩下极少量。废物和少量含Ｓｒ、Ｃｓ的非ａ。高放废物，使需玻璃固化并于深地层贮库的废物减少到很小数量。高放废物的减容（重）倍数为１２．５，α废物减容（重）系数为３９．４。     

高放废物地质处置库安全特性研究

高水平放射性废物(简称高放废物)是一种放射性强、毒性大、含有长半衰期核素且发热的特殊废物,对其进行最终处置难度极大,面临一系列的科学、技术、工程及社会学的挑战。高放废物安全处置的核心是,要确保在数万年甚至更长时间内,将高放废物与生物圈进行有效隔离。我国核武器研制和生产过程中,已经积累了一批亟待地质处置的高放废物,急需开展技术研发,并建设处置库对其进行最终地质处置。另外,我国核电站乏燃料后处理产生的高放废物以及某些不宜后处理的乏燃料,也需进行最终地质处置。本文针对高放废物安全处置的要求,对高放废物处置库的工程屏障(玻璃固化体、废物罐、缓冲材料等)和天然屏障(处置库围岩)的安全特性进行了研究,介绍了我国高放废物地质处置库选址、工程屏障和安全评价的进展。     

反向气相色谱法对模拟高放玻璃固化体的表面化学性能研究

高放玻璃固化体是高放废物深地质处置的核心屏障，它们在地下水浸泡下的蚀变行为是高放废物深地质处置的研究重点之一，因此，表征固体表面物理化学参数十分重要。目前，表征固体表面特征的技术主要是扫描电镜和透射电镜测量技术，这些电镜技术能够直观地给出固体表面的形貌、     

我国高放废物地质处置战略研究

我国高放废物地质处置规划设想及经费预测 （1）规划设想 我国高放废物地质处置的总目标是：在我国领土内选择地质稳定、社会经济环境适宜的场址,在21世纪中叶建成高放废物地质处置库,通过工程屏障和地质屏障的包容、阻滞,保障国土环境和公众健康不会受到高放废物的不可接受的危害.     

一些国家高放废物地质处置安全评价介绍

本文介绍了高放废物地质处置的安全目标及其准则，并介绍了比利时ＢＯＯＭ粘土高放废物处置性能和安全评价，以及美国玄武岩高放废物处置安全评价的方法和瑞典花岗岩高放废物ＷＰＣ处置方案的安全分析。对我国高放废物地质处置安全评价工作提出了一些建议     

国防科工委召开高放废物地质处置研讨会

2005年8月1～3日,国防科工委在北京组织召开了高放废物地质处置研讨会.这是我国高放废物处置领域的一件大事,是我国首次由政府部门举行的第一次与高放废物安全处置有关的研讨会.     

高放废物处置库系统性能评价内容及方法

高放废物处置库系统性能评价研究对确保高放废物处置库的长期安全运行具有重要意义,本文介绍了高放废物处置库系统性能评价的内容及方法。     

高放废物嬗变研究发展及前景

高放废物的处置关系到核能的发展和环境保护。分离与嬗变作为高放废物处置的可能途径之一，在世界上已有近３０年的研究发展历史，目前，越来越受人们的关注。本文分别介绍了利用轻水堆、液态金属燃料堆、聚变堆（聚变－裂变混合堆）以及加速器驱动的次临界系统嬗变高放废物的原理、研究发展及前景。为我们开展高放废物嬗变研究提出一些建议。     

美国高放废物地质处置的管理与进展

本文简要介绍了美国高放废物地质处置的管理，以及尤卡山场址特性评价工作的进展，介绍了美国高放废物处置工作中的经验教训，并对我国有关工作的开展提出了一些不成熟的建议。     

美国尤卡山项目经受新的挑战

美国内华达州尤卡山高放废物处置库的研发进展情况,是世人甚为关注的事情,因为如果它能按时建成,那将是世界上第一个高放废物处置库,这对世人今后如何处置高放废物,将起先行者的示范作用,尽管各国的具体国情是不同的。     

好书推荐·《新世纪中国高放废物地质处置》

正本书收录了进入21世纪以来,主要是2000-2011年期间,我国在高放废物地质处置各领域有代表性的重要论文,包括高放废物地质处置战略和规划研究、地下实验室规划、高放废物处置库选址和场址评价、处置库工程屏障、玻璃固化体性能、缓冲回填材料性能、处置工程、放射性核素迁移行为、安全评价等领域的论文。基本反映了这一时期我国高放废物地质处置     

有关如何处理核废物的争论

【路透社瑞典斯德哥尔摩2004年1月1日电】 目前几乎所有的国家都产生核废物,其中大部分高放废物是30多个国家运行的400多座核反应堆所产生的乏燃料,以及拆解核武器所产生的高放废物。即使是在无核国家,其工业,提供放射治疗的医院以及科研机构也会产生放射性废物。但各国政府尚未就这些废物的最佳处置方案达成共识。 世界各国均将高放废物进行为期30～40年的临时贮存,以便降低废物的放射性和热量。处于临时贮存的高放废物仍很危险,应当在某个地方进行永久处置。但许多国家仍未明确谁将为放射性寿命长达数百年甚至几十万年的废物贮存买单。电…     

加拿大批准乏燃料的地质处置方案

【世界核新闻网站2007年6月25日报道】英国政府已于2006年收到了放射性废物管理委员会（CO删）提交的关于中、高放废物处理的建议。CORWM建议，中、高放废物应当被贮存在坚固的地表贮存设施中，直至永久性的地质处置库投入使用。