沸石改性粉煤灰地聚物水泥固化材料的研究

用正交试验确定合成地聚物水泥的最优配方,以单因素试验说明改变沸石的质量分数和粒度对地聚物水泥机械性能的影响.综合N2吸附测试,XRD, IR和SEM分析说明添加沸石合成的地聚物水泥水化28 d后,有结晶的P型沸石和方沸石出现,无定形物质也增多,并且孔隙率和平均孔径减小,体系致密度增加.证明了在地聚物水泥中添加天然沸石能充当微集料,改善孔结构,促进地聚物水泥水化程度,提高机械性能.沸石改性粉煤灰地聚物水泥固化含Sr 的模拟废液,其浸出实验结果满足国家规定的要求.     

核电站放射性废物水泥固化处理

概述了放射性废物水泥固化处理技术和处理对象,介绍了国内各核电站采用的水泥固化处理工艺（包括桶内搅拌工艺和桶外搅拌工艺）及其特点;简要介绍了国外水泥固化技术及其进展;总结了国内在水泥固化配方研究和固化体性能研究的最新成果和动态。按照不同配方固化的水泥固化体应满足国家现行标准《低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体》及《放射性废物固化体长期浸出试验》的相关要求。     

放射性废物水泥固化研究进展

水泥化学的理论研究进展和新的水泥系列、混合材、外加剂及混凝土用纤维材料的研究成果,均可借鉴到放射性废物水泥固化的配方研究中。本文综述硅酸盐水泥、碱活化矿渣水泥、硫铝酸盐水泥等在放射性废物水泥固化研究中的应用现状,介绍火山灰质混合材、外加剂、纤维材料等在提高废物包容量、固化体强度、耐久性和降低核素浸出等方面的研究进展,以期为水泥固化配方的研究与开发提供新的思路。     

放射性废物水泥固化样品核素浸出率测量分析

以放射性废树脂、残渣和蒸残液的水泥固化热配方试验为依据,运用HPGe-γ谱仪、低本底α、β测量仪对废物固化样品的放射性核素浸出率进行测量,分析不同源项的水泥固化体核素浸出率结果,验证相应水泥固化样品配方的准确性及可靠性。结果表明,残渣、蒸残液和废树脂的不同水泥固化样品中60Co、137Cs和总β的浸出率均在浸泡前期急剧下降;随着浸泡时间的延长,浸出率变化趋于稳定;浸出率满足GB14569.1-93的要求。     

生物废物灰化后灰分的水泥固化

本文报道了生物废物灰化后灰分的性质及其水泥固化配方的研究结果，给出了以大同５２５＾＃普通硅酸盐水泥为固化基材的固化工艺相图、最佳固化配方以及灰分水泥固化体性能的测试结果。     

放射性废物水泥固化体浸出试验的比对

本文总结了1983年6月至7月进行的放射性废物水泥固化体浸出试验的比对工作。这次比对有6个单位7个实验室参加,比对试验条件基本上按照“放射性废物固化体长期浸出试验”(标准讨论稿)中的规定。比对结果表明,各实验室第42天宋总β累积浸出分数的平均值之间的最大偏差为±20%,同时也表明“标准讨论稿”基本上是可行的。     

放射性废物处理与处置：放射性废树脂高效水泥固化工程应用研究

本工作旨在提供满足放射性废树脂水泥固化工程应用要求的200L规模固化工艺参数和改进的固化体配方：清华大学核能技术设计研究院负责改进固化体配方并保证固化体性能满足GB14569．1-93要求：200L规模直接固化工艺过程的设计、安装、调试、运行在CIAE进行；并对200L固化体的性能进行了测试。     

放射性废物水泥固化桶外混合技术分析

对放射性废物水泥固化的两种桶外混合工艺——连续供料混合工艺和批次混合工艺——的技术特点及其在国内核电厂的应用情况进行了详细介绍;分析了它们的优缺点,连续供料混合器结构小巧,但因受水泥及树脂进料流量不稳定的影响,以及混合时间不足的影响,得到的水泥浆的均匀性较差;批次混合器能将废物与水泥充分混匀,但在工程应用中必须解决水泥浆从混合器中顺利排卸出来的问题;这两种桶外混合工艺都具备废物装桶率较高的优势,但需要解决对混合器清洗以及由此而产生的二次废物的处理问题。针对这两种桶外混合工艺存在的问题,给出了相应的改进建议。     

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.     

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.     

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。     

放射性废物焚烧灰造粒技术实验研究

用我国放射性废物焚烧系统（冷）试验产生的焚烧灰为原料,进行了焚烧灰高压造粒实验。结果表明,在焚烧灰热灼减率〈5％、粒径〈5I砌、含水率5％～8％,造粒压力为150kN,滑石粉添加量为4％～5％的工艺操作参数条件下,焚烧灰可以制成满足造粒固化要求的颗粒。     

人造岩石固化掺铀模拟放射性焚烧灰

以天然锆英石、模拟放射性焚烧灰、CaCO₃、TiO₂、UO₂为原料,采用高温固相反应,对人造岩石固化掺铀模拟放射性焚烧灰进行研究。借助XRD、SEM、抗浸出性能测试等分析测试方法,研究固化体的性能。结果表明：在空气气氛下烧结,固化体的晶相为CaZrTi₂O₇［Ca（Zr,U）Ti₂O₇］、CaTiSiO₅、CaTiO₃和CaUO₄,一部分U固溶于Ca（Zr,U）Ti₂O₇中;较多CaZrTi₂O₇的生成有利于Ca（Zr,U）Ti₂O₇固溶更多的U;模拟放射性焚烧灰掺量为60%、UO₂含量为6.88%的人造岩石固化体,1～35d铀的归一化浸出率为0.17~2.81μg/(cm²•d),42～192d铀的归一化浸出率为0.09～0.13μg/(cm²•d)。     

固体放射性废物水泥砂浆固定配方工程验证试验

为完成某废物库回取、整备设施中整备车间固体废物的整备,满足车间水泥固定系统的工程应用需求,对初期实验室研究的中低放固体废物固定配方在该系统上进行200 L废物桶和2 m³废物箱的工程验证试验,考察该配方的固化体性能,如固化过程中的温升、固化体均匀性等,并确定加料顺序和搅拌时间等工艺参数。结果表明,生产的固化体符合行业标准(EJ 1186-2005)的要求,满足国家废物运输和处置要求。     

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。     

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。     

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。     

便携式剂量率仪对现场废物包的定量测定

为探讨放射性废物包现场的定量测量,采用便携式剂量率仪直接测量废物包的空气吸收剂量率并反推废物比活度的方法,对含^{137Cs的土壤废物包定量测量问题进行了研究,实验与理论取得了一致的结果。论述采用该方法定量测量废物包需注意的问题,同时,对测量不确定度进行了简单分析,证明了该方法是含中高能γ放射性废物包定量测量快速可行的方法之一。}     

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。