核废物安全处置对策的探讨

核废物安全处置乃是举世瞩目的课题,各有核国家正不断为此作出巨大的努力。从五十年代起步,迄今我国已初步建立起比较完整的核工业体系,与此同时也积累了一定数量的各类核废物。继核工业的发展和放射性同位素研究应用的扩大,以及核电事业的兴起,核废物量还将急剧增多。围绕核废物的安全处置问题,如何从实际出发,认真总结国内外的经验教训,并组织各有关学科共同探讨,确定对策,以便作出全面规划和合理布局,同时开展必要的准备工作和基础研究,实属当务之急。本文提出初步意见,供讨论考考。     

ACS树脂粒径分布与性能的研究

详细研究了聚乙烯醇/活性磷酸钙(PVA/HAP)复合分散剂用量、氯化聚乙烯(CPE)含量及溶胀温度对ACS树脂的粒径分布、分子量、冲击性能及微观形貌的影响。结果表明:当复合分散剂用量为4.15%CPE含量为30%溶胀温度为40℃时,可以得到颗粒规整、粒径适宜、微观结构均匀、冲击性能良好的ACS树脂。     

Np（V）水解反应的实验研究

利用分光光度法研究Ｎｐ（Ｖ）在近中性溶液中的水解反应。获得在不同ｐＨ值下该核素的吸收光谱，求出其一级水解常数；并证明当ｐＨ＞１０时，Ｎｎ（Ｖ）发生二级水解并生成带负电荷的水解产物。     

镎离子在酸溶液中的氧化还原过程

镎离子在酸溶液中的氧化还原过程李亚东，张坤民，李国鼎（清华大学环境工程系）关键词镎，氧化还原，电极电位１引言放射性废物的安全处置分析以及反应堆乏燃料的后处理中的群分离均需要有关超铀元素的氧化还原性质的知识。由于超铀元素都具有多种氧化态，所以其氧化还原...     

高压实膨润土水分特征曲线的测定

本文介绍了在极高吸力工况下，介质吸力与含水率关系的测定工作，由于传统的测量方法此时的不适用性，本文研究采用保持密闭空间定湿度的饱和盐溶液方法，进行了高压实膨润土吸力－含水率关系的测定，测量结果显示，对于高压实膨润土，给定吸力情况下的最终含水率与试样初始干密度及初始含水率无关，这个结果对于研究非饱和状态下水分迁移有极其重要的意义。     

高放废物处置库近场剂量场与温度场的耦合计算

计算了高放废物处置库固化体内外的辐射剂量场,并将之作为热源叠加到温度场计算方程,使剂量场与温度场耦合起来.在温度场计算中,不仅考虑了固化体内存在的剂量场对其的影响,而且考虑了固化体外存在剂量场的影响.模拟结果表明,固化体外存在的剂量场对温度场是有一定影响的.     

高放废物处置库缓冲材料中热力学过程分析

通过对高放废物深地层处置库缓冲材料中热力学过程的理论分析,建立起此缓冲层的物理模型和数学模型,并就所建模型的实用性和应用效果予以阐明。     

添加聚合物对水泥水化过程的影响

采用深加聚合物的方法可增强水泥的耐久性，是改善水泥凝胶体与骨科间粘结性能的一种有效手段。本文研究了添加聚合物对水泥水化过程的影响。     

高压实膨润土渗透性试验研究

根据已开发的多功能膨胀渗透仪，对高压实膨润土的渗透性再次进行测试，并结合前人资料，探讨了影响这种极低渗透性介质渗透系数的有关因素，指出对于渗透系数小于１０＾１２ｍ／ｓ的高压实膨润土，其渗透性测试研究尚有大量理论和实验研究工作需做。     

^239Pu,^241Am,^99Tc和^137Cs在高压实缓冲材料中的扩散系数

本文从物质的一维非稳态扩散规律出发，在常温，纯氮条件下，测定了＾２３９Ｐｕ，＾２４１Ａｍ，＾９９Ｔｃ和＾１３７Ｃｓ在作为高放废物深地质处置库缓冲材料的高压实钠质膨润土中的扩散系数，９０ｄ的实验测定结果表明，在膨润土的干密度为１．９ｇ／ｃｍ＾３时，＾２３９Ｐｕ，＾２４１Ａｍ扩散系数为在１０＾－１５ｍ＾２／ｓ，＾９９Ｔｃ约为１０＾－１３ｍ＾２／ｓ，而＾１３７Ｃｓ约为１０＾－１２ｍ＾２／ｓ，都随缓冲材料