中国原子能科学研究院放射性废树脂的源项调查

本工作是对中国原子能科学研究院（CIAE）的放射性废树脂的基本情况进行调查，目的是为下一步的废物回取、运输和处理提供指导或参考。调查的方法包括：咨询现场工作人员，查看内部文件和记录，勘察现场，现场取样分析。用到的仪器和装置有：低本地反康普顿γ射线谱仪，Quantulus液闪谱仪和一套自制的取样装置。取样装置由真空泵、缓冲罐、树脂接受罐、取样管组成。     

热解燃烧废TBP／OK料液配制

针对在乏燃料后处理过程中积存的大量放射性废TBP/OK溶剂,热解燃烧是目前世界上公认的行之有效的处理方法。热解燃烧工艺的优点在于解决了磷酸腐蚀的难题。为此,需在TBP/OK溶剂中加入固磷剂、表面活性剂,配成均匀、稳定的料液。     

砼灌注桩质量监控之探讨

桩基础作为建筑工程强制监控内容之一,是建筑工程质量监控的重中之重,由于桩基工程的隐蔽性,给质量监控带来一定的难度,根据多年监控桩基质量的经验,本文提出了砼灌注桩质量监控的一些关键技术问题。     

聚合物水泥固化放射性废树脂配方

采用环氧树脂乳液与复合水泥制备的聚合物水泥固化模拟放射性废树脂,应用正交设计法进行试验设计。首先进行复合水泥配方的正交设计,确定复合水泥中525#快硬硫铝酸盐水泥、硅粉、沸石和粉煤灰之比为1∶0.05∶0.10∶0.05,然后进行固化树脂配方的正交设计。以抗压强度作为鉴定废物固化体的物性依据,应用F检验,选择优化的配方。最终选择优化的复合水泥作固化基质,环氧树脂乳液作胶凝材料。优化配方为:乳灰比,0.55;树脂包容量,0.3;阴阳树脂比,2∶1。根据GB14569.1—93的要求对采用该优化配方的废物固化体进行了性能测试。结果表明,得到的水泥固化块(50 mm×50 mm)的抗压强度大于10 MPa,固化体的抗冻融、抗浸泡、抗冲击、抗辐照性能满足废物近地表处置的要求。     

核素铯和锶浸出率的测定

一种用于固化处置核燃料后处理中放废液的新颖的类玻璃水泥材料已经研制成功。该材料对模拟料液的固化体的抗压强度、相组成已经表征,材料配方申请了专利。本实验中,每种模拟料液与水泥比例为0.45～0.55,混和搅拌至少5min。泥浆灌入圆柱体模子后在室温和大气条件下养护28天。脱模后的废物体完全浸入去离子水中,根据GB-14569/93的规定测定核素浸出率。实验结果表明:核素Cs第42天浸出率为104量级,核素Sr为105量     

无机离子交换剂——钛酸钠处理含锕系和裂片核素废水的研究

本文研究了实验室合成的交换剂钛酸钠(ST)对模拟高放废水中锕系和裂片核素交换速度、吸附分配比和交换容量等交换性能,研究了某些阳离子及络合剂和辐照对其交换性能的影响。用ST 柱对实际的总β比活度为1×10~(-6)Ci/1的弱放废水进行的去污实验表明:在180床体积和1180床体积流出液中 Sr 的去污因数分别大于10~(↙)和10~(3);再经天然沸石柱和大孔阴离子交换树脂柱分别对 C_s和 Co 进一步去污,废水的总β比活度降至1×10~(-10)Ci/1,接近排放水平(7×10~(-11)Ci/1)。     

季胺7402萃淋树脂从酸性高放废液中分离锝的研究

本文研究了用萃淋树脂从酸性高放废液中分离回收锝的工作。在含有7402的萃淋树脂对锝进行不饱和吸附的条件下,利用锝与钌等裂片杂质的分配比不同,用硝酸解吸分离锝,经两个循环操作,对裂片元素钌、铈、铯的去污因数分别达1×10~5,≥2×10~5≥1×10~5,流程步骤简单、操作方便,并且不产生有机废液。     

2 应用新型聚合物吸附材料固化液体放射性废物

中国原子能科学研究院与美国太平洋贸易公司开始讨论应用新型聚合物吸附材料来处理液体放射性废物，特别是含^3H的有机废油和来自后处理厂的溶剂，诸如真空泵油、润滑剂、闪烁液、废TBP／OK溶剂等。双方决定推进合作，并于2005年4月和10月先后两次在实验室进行模拟试验。模拟的液体废物流有真空泵油、废树脂泥浆、30％TBP／OK、闪烁液、无机酸、碱、盐等。模拟试验的目的是：应用聚合物吸附剂固化上述模拟废液，以确定废物与吸附剂的最佳比例.     

钌在玻璃固化过程中的行为研究

研究模拟强放废液中的钌在玻璃固化过程中的行为及抑制。在实验给定的条件下,钌的挥发率为60%左右。影响挥发率的因素有固化温度、排气系统的负压及料液组份,其中主要是那些分解温度与硝酸硝酰钌分解温度相近的硝酸盐等。钌的挥发形式主要是 RuO_4。X-射线衍射分析结果表明,钌在排气管道上的沉积物是 RuO_2。料液经甲酸脱硝可使钌的挥发减至20%左右,如再加入某些还原剂如铁粉、硅粉等,可进一步降低钌的挥发。