125I在压实北山花岗岩粉中毛细管内扩散

为了解¹²⁹I在我国深地质处置库重点研究区围岩中的迁移行为,为选址预评价提供基础数据,利用批式吸附实验法和改进的毛细管内扩散法研究了碘离子在北山花岗岩粉中的吸附和扩散行为,分析了不同控制条件对碘离子的表观扩散系数(D_a)的影响。结果表明：在固液比为20 g/L,碘离子在北山花岗岩粉上的吸附几乎可以忽略;扩散实验中¹²⁵I^-的D_a值为8.2×10^-11~1.4×10^-9 m²/s,表明碘离子在压实北山花岗岩岩粉中的扩散速率很快;¹²⁵I^-的D_a值随扩散温度的升高而变大,随扩散源液离子强度的增加而变大,随同位素载体浓度的升高而变大,¹²⁵I^-的扩散速率随溶液pH值的上升整体有减小的趋势。     

裂片核素在岩石中的迁移研究Ⅵ.137Cs在花岗岩中渗透迁移及吸附动力学

用动态模型方程描述了裂片核素137Cs(实验中用134Cs模拟)随地下水流在花岗岩中的渗透迁移过程.由渗透曲线拟合求得模型参数--综合扩散-弥散系数和吸附速率常数,并在自行设计的水浴恒温槽中,进行了134Cs在花岗岩片上的吸附动力学研究.测定不同pH值和不同温度下的吸附曲线,推算出相应条件下的吸附速率常数及不同pH值时的吸附能.     

137Cs和90Sr在北山花岗岩中吸附和扩散探究

关键核素在相关介质中的吸附和扩散参数获取是深地质处置安全评价的重要组成部分。探究了¹³⁷Cs和⁹⁰Sr在北山不同地区花岗岩中的吸附和扩散过程,并通过拟合扩散数据给出有效扩散系数。不同地区花岗岩矿物组成基本类似,但是具体比例有所差异。吸附实验结果表明：算井子地区的花岗岩对¹³⁷Cs和⁹⁰Sr的吸附性能最强,而新场和沙枣园地区的花岗岩的吸附性能相当。¹³⁷Cs在新场、算井子和沙枣园地区的有效扩散系数分别为9.0×10^-14、9.3×10^-14和1.0×10^-13 m²·s^-1,⁹⁰Sr在新场、算井子和沙枣园地区的有效扩散系数分别为1.2×10^-13、5.6×10^-13和3.2×10^-13 m²·s^-1,两种核素在3个地区的花岗岩中的有效扩散系数...     

裂片核素在岩石中的迁移研究

用动态模型方程描述了裂片核素＾１３７Ｃｓ（实验中用＾１３４Ｃｓ模拟）随地下水流在花岗岩中的渗透迁移过程。由渗透曲线拟合求得模型参数－－综合扩散－弥散系数和吸附速率常数,并在自行设计的水浴恒温槽中,进行了＾１３４Ｃｓ在花夺片上的吸附动力学研究。测定不同ｐＨ值和不同温度下的吸附曲线,推算出相应条件下的吸附速率常数及不同ｐＨ值时的吸附能。     

花岗岩单裂隙中核素迁移的研究Ⅱ.扩散系数的测定

研制了花岗岩单裂隙扩散实验装置,用125I、134Cs进行了核素扩散实验,求得扩散系数并测定了裂隙表面的放射性活度分布.     

花岗岩体单裂隙中核素迁移数学模型Ⅲ.扩散模型及其有限单元法解

以北京市阳坊地区地表新鲜花岗岩为实验介质,在含有天然裂隙面切割的花岗岩柱中进行了核素扩散实验.考虑了花岗岩基质扩散、裂隙表面吸附和基质吸附等因素对核素扩散的影响,着重探讨了花岗岩基质扩散对核素在裂隙中迁移的影响.建立了相应的二维扩散数学模型,运用有限单元法求得其数值解.将数值解、解析解和实验值进行了对比,三者较吻合,说明所建立的数学模型能很好的反映实际实验条件,模型是正确的,所进行的数值离散是合理的.由数学模型估算的迁移参数为:基质域中,扩散系数Dp=5.915×10-13 m2/s,孔隙度ε=0.019,阻滞系数Rd=1.46×103;裂隙中,扩散系数Df=1.18×10-9 m2/s,等效孔隙度ε=0.87,表面阻滞系数Ra=130.6.     

花岗岩体单裂隙中核素迁移数学模型：Ⅲ.扩散模型及其有限单 …

以北京市阳坊地区地表新鲜花岗岩为实验介质,在含有天然裂隙面切割的花岗岩柱中进行了核素扩散实验。考虑了花岗基质扩散、裂隙表面吸附和基质吸附等因素对核素扩散的影响,着重探讨了花岗岩基质扩散对核素在裂隙中迁移的影响。建立了相应的二维扩散数学模型,运用有限单元法求得其数值解。     

Am在花岗岩中的吸附行为

研究了大气、低氧2种条件下,北山地下水中241Am在花岗岩及其成岩矿物上的吸附行为,观察了pH值、核素浓度以及腐殖酸等多种因素对吸附行为的影响,得到了各种条件下Am在花岗岩上的分配系数,并初步探讨了吸附机理.实验结果表明,花岗岩能很好的吸附241Am,其组分磁黄铁矿在吸附中起主要作用.     

裂片核素在岩石中的迁称研究：V.核素 ^125I在大理石的扩散与渗透

研究了核素＾１２５Ｉ（模拟裂片核素＾１２９Ｉ）在大理石中的扩散与渗透行为，测定了一系列扩散与渗透参数。实验结果表明，核素在大理石中的传质速率大于花岗岩的，根据提出的核素在岩石中的迁移模型，计算了＾１２５Ｉ在大理石中的迁移分布曲线，由于＾１２５Ｉ在大理石中的迁移速度快，因此核废物库址不宜选在大理石岩层中。     

裂片核素在岩石中的迁移研究：Ⅳ.核素^75Se在花岗岩中的…

在自行设计的吸附槽、扩散槽和渗透槽中分别做了核素＾７５Ｓｅ（以模拟裂片核素＾７９Ｓｅ）在整块花岗岩（取自北京周口店）中的吸附、扩散和渗透实验，测得了含＾７５Ｓｅ岩石平衡水在岩石中的孔隙流速、弥散系数和迟滞因子。根据核素在花岗岩中迁移过程的吸附、弥散和流动提出了数学模型，并用计算机求解得到核素＾７５Ｓｅ在花岗岩中随时空变化的分布函数。     

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。     

A simple method with imaging plates for examination of soil contaminated with radioactive caesium

A simple and convenient system with imaging plates (IPs) was well constructed for the radioactivity examination of soil contaminated with radioactive caesium. A set of two IP strips was vacuum-sealed with thin polyethylene film to prevent the IP strips from direct contacting soil and from being moisturized. In the examination of radioactive soil, a stainless steel pipe including this IP strip monitor was put into the ground and then it was kept in a lead container after being pulled out of the ground for the reduction of the surrounding gamma-ray background. In addition, a sensitive reader was well made for the measurement of the photostimulated luminescence through the scanning of a laser beam on the IP strip. It was confirmed from experiments on actual radioactive-caesium-contaminated soil that the IP strip monitor with the reader effectively detected beta-rays from radioactive caesium and could be satisfactorily used for the examination of radioactive soil.     

当前我国含放射性物质消费品辐射安全监管探讨

本文针对含放射性物质消费品的监管现状,对我国现行法规和标准进行了梳理和解读,对此类消费品的正当性、豁免管理、监管机构职责、法规与标准、监测与评估等方面存在的问题进行了讨论,提出了改善这类消费品辐射安全监督管理的建议。     

放射性核素从废物体中向外释放行为初步研究

以去离子水为初始释放环境,考察了1年释放周期内,两类典型低、中水平放射性废物固化体在被水完全浸泡情景下,3种关键核素⁶⁰Co、¹³⁷Cs、⁹⁰Sr的向外释放行为。使用平均有效扩散系数作为表征参数。多个样品的测试结果表明：3种核素向外释放表现出规律性的趋势,即¹³⁷Cs最快,⁶⁰Co最慢, ⁹⁰Sr相比居中。对于不同的核素,起始活度对释放行为的影响是不同的。借助SEM探讨了废物体微观结构对核素释放的影响。     

放射性与非放射性混合污染场地的修复

在核燃料循环过程中，不仅会产生许多放射性污染物质，同时也会产生许多非放射性污染物质，比如重金属和有机物等。各种污染物的存在以及污染物之间的相互作用增加了污染场地修复的难度，混合污染场地修复是当前场地修复所遇到的一大难题。本文在总结放射性以及非放射性物质污染场地的修复经验的基础上，介绍了混合污染场地修复的一些基本的方法和措施，对混合污染场地的修复具有一定的参考价值。     

运行核电厂放射性固体废物管理实践与探讨

我国核电事业的快速发展导致中、低水平放射性固体废物的产生迅速增加,本文通过对运行核电厂放射性固体废物管理现状及问题进行分析,提出了持续推进放射性固体废物最小化、加快处置场建设、改善放废运输条件、提升固体废物处理效能,专业运作强化监督等对策建议。     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。     

双探测位置分段γ扫描系统研究

本文以双探测位置的分段γ扫描技术为基础,建立了环放射源探测效率的理论计算方法,其能根据放射源所处的实际位置实时计算出探测效率。在此基础上研发了一套探测系统,实现了对废物桶的自动化探测。使用该系统对单个及多个60 Co和137 Cs及聚氨酯和木头组成的模拟桶进行测量。测量单个及多个放射源活度相对误差平均值分别为10%和7.9%,优于使用传统分段γ扫描技术的探测结果,最后根据测量环境估算了探测系统的最小探测限。     

天然蒸发池技术处理低水平放射性废液的发展概况

天然蒸发池技术是利用太阳能对放射性废液中多余水分蒸发、去除的一种处理方法。由于其对运行设施要求简单,不需要过多的日常维护,并具有对低放射性废液净化系数较高、处理量大、节能等特点,因此天然蒸发池技术成为一种较为常用的低放射性废液处理方法。然而,天然蒸发池的运行设施占地面积较大,需要日照时间较长,该方法的应用受到一定限制。本文通过国内外具体实例和经验,介绍了天然蒸发池技术的改进及应用情况。     

Solidification of spent radioactive organic solvent by sulfoaluminate and Portland cements

The solidification of simulated spent radioactive organic solvent, tri-butyl phosphate/kerosene, was investigated by emulsification–solidification method using sulfoaluminate cement (SAC) and Portland cement (PC). Zeolite, calcium hydroxide and MR-1 type emulsifier were mixed into the cement blends for improving the performance of solidified waste forms (SWF). The properties of SWF were evaluated in terms of mechanical strength, leachability and mineral phase analyses. The hydration products of SWF were characterized by X-ray diffraction (XRD). The experimental results showed that the 28 d compressive strengths of SAC solidified waste forms (SACF) and PC solidified waste forms (PCF) were 14.23 and 19.07 MPa, respectively. Leaching sequence of three radionuclides in two kinds of SWF is Cs⁺ > Sr²⁺ > Co²⁺. Compared with PCF, SACF had better performance in preventing nuclides Co²⁺ and Cs⁺ from leaching to the environment. The XRD patterns suggested that simulated spent radioactive organic solvent and emulsifier in SWF did not obviously change the hydration products of the two cements (SAC and PC).