中放废液水泥固化大体积浇注工艺可行性探讨

文章扼要地回顾国内外放射性废物处理处置发展趋向,试图对后处理厂中放废液水泥固化,从工艺角度进行大体积浇注浅地层埋藏处置方案的可行性探讨。本方案通过水泥固化基础配方,固化物性能及其安全性、经济性等详细讨论,对解决体积庞大的中放废液是一个有前途的方法。大体积浇注固化工艺就现在所预想到的问题和技术水平是基本可行的,选择合理的地质、地理环境,采取有效防御措施,对环境也是安全的。     

碳钢容器腐蚀模式

碳钢是用于低中放废液贮存或低中放固体废物处置包装容器的一种常用材料。容器的完整性是阻滞废液向外泄漏或者被处置废物中放射性核素向外释放的一个重要因素。包装容器损坏的主要机制是腐蚀。在废液储存或废物处置条件下，所关心的是容器的点蚀和均匀腐蚀。本文介绍了有关这方面的情况和一些点蚀模式和均匀腐蚀模式。     

十年来低,中水平放射性废液处理技术的研究和发展

本文扼要地回顾了近十年来低、中放废液处理技术的研究和发展情况。目前,蒸发、离子交换和过滤等方法已广泛地用于处理废液。研究工作的重点是节能与提高效率。由于水泥和沥青固化方法的不足,废液固化研究是针对那些减容比高和固化物性能好的方法。在地质条件许可的情况下,操作简便和价格低廉的固化处置一体化方案已引起某些国家的关注。     

我国放射性废物处理与处置技术十年进展

本文概要介绍了我国低、中放废物处理,高放废液处理、放射性废物最终处置,退役去污及有关标准法规制订等方面十年来研究开发活动和进展。     

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.     

从中国高放废液中分离超铀元素

认为从中国高放废液中分离超铀元素是可行的,中国发展的TRPO流程可得到适合于地表贮存需要的去污系数值。概述了TRPO流程的研究和发展,给出了流程简图。中国现有的浓缩高放废液具有很高的盐分,当它和TRPO萃取剂接触时会出现三相。若把浓缩高放废液稀释2～3倍,再用TRPO萃取便可消除三相,并已在初步实验中显示出很好的效果。从高放废液中分离锶和铯也是可行的,分离流程正在研究中。从废液中分离超铀元素和长寿命放射性核素,为中国高放废液的处置提供了一种新的替代方法。这种分离处置方法,可以大大减少需要玻璃固化、深地层处置的高放α废物量,进而能大大节约废物的处置费用。     

从中国高放废液中分离超铀元素(英文)

认为从中国高放废液中分离超铀元素是可行的,中国发展的TRPO流程可得到适合于地表贮存需要的去污系数值。概述了TRPO流程的研究和发展,给出了流程简图。中国现有的浓缩高放废液具有很高的盐分,当它和TRPO萃取剂接触时会出现三相。若把浓缩高放废液稀释2～3倍,再用TRPO萃取便可消除三相,并已在初步实验中显示出很好的效果。从高放废液中分离锶和铯也是可行的,分离流程正在研究中。从废液中分离超铀元素和长寿命放射性核素,为中国高放废液的处置提供了一种新的替代方法。这种分离处置方法,可以大大减少需要玻璃固化、深地层处置的高放α废物量,进而能大大节约废物的处置费用。     

放射性废液综合处理车间正式启动运行

放射性废液综合处理车间建成于2003年，其主要功能是通过蒸发浓缩处理中放废液，并最终将废液转化为水泥固化体进行永久处置。该车间生产能力为每天蒸发处理废液12t，生产水泥固化体15桶。该车间建成后，先后进行了冷试验和整改，使该车间具备了设计的生产运行能力，在2004年底，顺利完成了车间的热试验，热试验完成处理废液约100m^3，产生水泥固化体约40桶。     

高放废液中锕系离子分离研究进展 Ⅰ.双酰胺荚醚与锕系离子的配位化学

如何处理处置核电站反应堆产生的乏燃料及乏燃料后处理过程产生的高放废液是发展安全核能面临的一个主要问题。为提高核能的安全性、减少需要长时间深地层处置的高放废物量、有效利用地球上有限的可裂变材料资源,世界上发展核能的国家在过去几十年发展了从高放废液中分离少量锕系元素离子的萃取分离流程。近年来,双酰胺荚醚类化合物在锕系元素分离方面备受关注,本文从基础配位化学角度综述近期这类化合物与锕系元素离子相互作用等方面的研究结果。     

IAEA核废物管理的能力建设

高放废物、乏燃料、和长寿命低中放废物永久处置的最适当方法是地质库处置,这个理念已经被国际社会广泛接受。在地下适当深度的地层中建造大型孔洞,在设计、建造和运行上确保废物的安全、可靠和永久处置。