我国放射性废物处理、处置的若干问题及建议

1985年7月6—11日在泰安市召开的“2000年的中国辐射防护科学预测专家讨论会上,绝大多数与会者认为——根据我国的核电发展规划——到公元2000年时,我国的放射性废物处理处置将成为一个重大问题。木文叙述了有关我国放射性废物处理处置中必须认真注意和及早加以解决的五个问题。这些问题是立法问题,组织管理体制问题,规划问题,经费问题和国际合作问题。本文还就解决上述问题提出了若干建议。     

高放废物的的分离与嬗变

本文介绍了开发研究高产废物分离－嬗变技术的需求及意义，发展现状，意见和建议。     

捷克与斯洛伐克核废物处理处置活动及REZ所简介

捷克与斯洛伐克工业比较发达,能耗大,石油靠输入,煤质差,含硫量高,因此较早注重发展核电,核电工业在原先东欧诸国中实力最强。已建成的核电站(与前苏联合作建设): 捷克杜库瓦尼(Dukovany)4×440MWe(VVER型) 斯洛伐克博霍尼斯(Bohunice)4×440MWe(VVER型)     

高放玻璃固化体浸泡后表面结构研究

本文对包容模拟高放废物氧化物20wt％的GC-12/9B配方玻璃在90℃动态,静态浸泡之后,玻璃浸泡层表面结构用电子探针、扫描电镜和能量色散X射线谱仪测定,并对浸出机理作了讨论。     

国外高放废液玻璃固化体浸出行为的研究及发展

本文介绍了高放废液玻璃固化体的一般浸出过程，对高放废液玻璃固化体与模拟高放废液玻璃固化体的浸出情况进行了比较；探讨了在高放废液玻璃固化体浸出行为研究中的几个主要的发展方向，包括新的浸泡方法的建立，研究溶液中胶体及微生物对固化体浸出的影响及其它的一些发展动向。     

放射性废物流动处理装置

每个核电站或核工厂都搞一套废物处理设备,配备一套操作人员和检修人员,会在人力,物力上造成较大浪费。因为一个电站或工厂一年产生的废物往往只要几个月就可处理完毕,这套设备有很多时间空闲着。也有的单位自己没有废物处理设备,把放射性废液运到别的单位去处理,这样做并不安全,因为废液的运输容易发生滴、漏、洒、溅事故。发展车载式放射性废物流动处理装     

模拟高放玻璃固化体的抗浸出性研究

本文对高放废物氧化物包容量为20wt％(含0.131mol/lSO_4~(2-))的GP-12/9B和GP-12/7B两种模拟高放玻璃固化体进行了ISO和MCC-1静态浸泡试验与Soxhlet动态浸泡试验,测定了元素浸出率和质量损失,研究了浸出率与浸泡温度和时间的关系。     

浅论核电站放射性废物的治理

对于治理核电站运行产生的放射性废物,本文提出要把握4个基本环节:(1)努力减少放射性废物的产生;(2)大力开发减容技术;(3)发展优良固化工艺;(4)实现安全最终处置,并就这些问题进行了讨论。     

模拟高放玻璃固化体浸出行为的研究Ⅰ．温度对固化体浸出的影响

研究了温度对９０－１９／Ｕ模拟高放玻璃固化体浸出的影响，得到了不同体系的反应表观活化能，确定了浸泡过程的控速反应步骤。实验发现，用去离子水浸泡，温度的升高会使玻璃固化体浸出反应的控速步骤由离子交换反应向网络溶解反应转变，而在模拟地下水中浸出的控速步骤是离子交换反应，且不随温度而改变。     

U_3O_8中杂质含量的全分析

利用火花源质谱法对天然铀氧化物粉末 (U3O8)样品进行杂质元素的全分析 ,获得了 66种杂质元素的分析结果