沸石基地聚合物固化核素Sr~(2+)的性能及机制

"沸石原位转化地聚合物固化核素"可实现中低放射性核废液"吸附浓缩-固化"处置的一体化。该文在研究水玻璃模数、碱灰比和偏高岭土掺量对沸石基地聚合物抗压强度影响的基础上,探讨了沸石基地聚合物固化模拟核素锶Sr2+的性能及机制。研究结果表明,水玻璃模数在0.8~1.5时有利于制备出高强度的地聚合物;偏高岭土中硅铝成分活性大于4A沸石,但添加过量偏高岭土使反应体系硅铝比减小,反而导致其强度降低;地聚合物固化体性能优良,28d抗压强度为19 MPa;固化体在酸性和中性介质中42 d的浸出率和累积浸出分数均低于国家标准。X射线衍射(XRD)分析表明,Sr2+取代部分原料中的Na+进入地聚合物中,发生了吸附固化和胶凝相的物理包裹。红外(IR)分析表明,模拟核素锶可能通过化学键的形式进入地聚合物的三维网络结构实现固化。X射线光电子能谱(XPS)分析进一步表明,锶与含硅官能团发生了反应,促进了硅酸的聚合作用。     

人工合成NaA型沸石对锶铯的吸附研究

本文通过实验研究了人工合成ＮａＡ型沸石及天然沸石矿物对锶铯的吸附作用。研究表明人工合成ＮａＡ型沸石对锶铯的吸附性能优于天然沸石、且迁移率低,是吸附中低放核素９０Ｓｒ及１３７ Ｃｓ理想材料     

核废物处置地球化学工程屏障研究

针对一个放射性废物处置场围岩的不良性能,提出采用添加剂改良地球化学条件,建造地球化学工程屏障,将库体释放核素固定在库体附近,确保环境安全.还着重讨论了在不同地段固定不同核素的多重屏障设计,屏障的有效性实验,屏障的持久性实验及其评价方法.     

铯在土壤中的吸附性能研究

用动态法测定了铯在某放射性废物处置预选场址土壤中的平衡吸附量,研究了水相pH值、土壤粒度及铯溶液浓度对土壤吸附铯的影响。pH值、溶液浓度越大,土壤平衡吸附量越大;土壤粒度越小,土壤平衡吸附量越大。用常用的吸附动力学方程对实验数据进行了拟合,并对吸附机理进行了探讨。实验结果表明,该放射性废物处置预选场址土壤对铯的最大吸附率为65.9%,吸附性能较差。     

建立吸附动力学方程的"多化一"方法

建立吸附动力学方程的关键是求出吸附动力学方程(如Elovich方程qt=A B lnt)中的参数A和B.该文提供了一种建立吸附动力学方程的新的"多化一"方法,即用作图软件GRAPHER对不同浓度时的数据进行拟合,求出各浓度时的吸附动力学方程中的参数A1,A2,A3,A4和B1,B2,B3,B4;再分别用这两组数据对浓度作图,求出用浓度表示的A和B,代入所选取的吸附动力学方程中即得最终所要建立的吸附动力学方程.以某放射性废物处置预选场址土壤对锶的吸附动力学方程的建立为例,与常用的最小二乘法比较可见,该方法更简单易行,准确度也较高.     

239Pu在膨润土中的吸附和迁移实验研究

采用静态吸附实验和动态淋滤实验,研究了天然漂白土、钠基膨润土、高庙子膨润土、钙基膨润土四种膨润土对239Pu的吸附性能和迁移的阻滞性能。实验结果表明:钙基膨润土吸附能力最强,Kd高达7.808 2×104,高庙子膨润土次之,天然漂白土略低于高庙子土、钠基膨润土最弱,Kd为2.854 8×104。同时,钙基膨润土的渗水性能最强,渗透出的239Pu核素总量最多,淋出率为6.166‰。高庙子膨润土的渗水性能明显弱于天然漂白土,渗透出的239Pu核素总量也远远低于天然漂白土。吸附性能最弱的钠基膨润土的渗水性能最弱,核素的淋出率也最低,为0.107‰。综合考虑,高庙子膨润土和钠基膨润土对239Pu的阻滞性能更加优越,是处置库的回填材料的更好选择。     

胺化大麻纤维的制备及其对铀的高效提取研究

为改善复杂含铀废水中铀的提取效率,采用水热法制备了多胺基修饰的大麻纤维(HFA-G-T),通过批次吸附实验探究了纤维对铀的提取性能,结合吸附模型分析及谱学表征探讨了改性纤维对铀的提取作用机制。结果表明：大麻纤维胺化后,其对铀的吸附能力可达351.3 mg/g(pH=5),吸附过程满足准二级动力学模型和Langmuir吸附等温方程,吸附行为主要由单层化学吸附控制;谱学分析表明,HFA-G-T主要通过接枝的NH/NH₂中的N对铀表现出的高亲和力络合作用而实现对铀的高效提取;在模拟高盐含铀废水中,Na⁺,Mg²⁺和Ca²⁺阳离子以及Cl^-,NO₃^-阴离子对HFA-G-T吸附铀基本无影响,表现出较好的抗离子干扰性能。基于胺化大麻纤维的高效提铀性能和抗阴阳离子干扰性能,有望用于复杂含铀废水的净化。     

柯尔碱膨润土作为高放废物处置库回填材料可行性分析

回填材料作为深地质处置库工程屏障的重要组成部分,其选材和性能研究历来是高放废物处置技术研究关注的重点内容。通过对新疆柯尔碱膨润土的渗透性、对核素阻滞性、膨胀性及导热性等关键参数的分析,结果表明其渗透性和导热性满足IAEA推荐要求,对核素钚的分配系数优于日本高放废物处置库所选用回填材料,膨胀性优于我国高庙子膨润土,认为柯尔碱膨润土性能满足高放废物处置库对回填材料的要求,可作为我国高放废物处置库回填材料。     

铀在西南某废物处置库土壤中的吸附迁移规律

以西南某低放废物处置库中的土壤为对象,开展铀在土壤中的吸附迁移实验。研究了时间、土壤粒径、温度、碳酸根、水相pH值、铀初始浓度对吸附的影响,结果表明:吸附平衡时间为15~20 d;粒径越小吸附比Kd值越大;温度对吸附无明显影响;吸附比随碳酸根浓度的增加而减小、随pH值增大而增大。铀在土壤中的吸附符合Freundlich吸附等温式。通过淋滤实验得到了铀在土壤中的迁移速度为7.3~8.5 cm·a~(-1)。     

矿物材料对核素Sr、Cs的吸附及其固化材料的性能研究

在分析若干矿物材料的基本物性基础上,对其吸附放射性核素锶、铯的性能进行了研究.沸石、钠化改性凹凸棒石粘土矿物对锶、铯具有优良的吸附性能.矿物对锶、铯的吸附以化学吸附为主,物理吸附不是决定的因素.由热活化高岭土、新疆沸石、改性凹凸棒粘土为基质材料构成的富铝碱矿渣粘土矿物胶凝材料具有高强、较低孔隙率、较少的有害孔、抗硫酸盐侵蚀和耐辐照性能好的特点.以此材料为基材的模拟放射性废物固化体Sr2 、Cs 的浸出率较低.     

高放废物地质处置的安全管理与策略

 高放废物在数千年的人类生存环境中仍然存在危害性，目前基于非能动安全所提出的地质处置方案是高放废物安全管理的首选策略，其安全评价的时间尺度高达万年，处置库场址的申请和建造的审批重点在于长期安全性的论证。因此，地质处置的安全评价系统需要简化，以便于计算和预测，从而提高安全评价结果的置信度。介绍了高放废物地质处置的研究进展、地质处置的非能动安全及核技术的安全管理启示。鉴于地质处置安全的不确定性，引入了安全监管的概念。     

高水平放射性废物地质处置:关键科学问题和相关进展

 如何安全处置高水平放射性废物是科学、技术和工程界面临的挑战性问题。本文介绍高放废物的安全处置方法,废物质处置地下实验室的建设及其实验进展,重点讨论了高放废物地质处置中,处置库场址地质演化的精确预测、深部地质环境特征、多场耦合条件下（中高温、地壳应力、水力作用、化学作用、生物作用和辐射作用等）深部岩体、地下水和工程材料的行为、低浓度超铀放射性核素的地球化学行为与随地下水迁移行为、处置系统的安全评价等关键科学问题。     

花岗岩高放废物地质处置库选址与安全评价

安全评价是建立放射性废物地质处置安全信心的关键,也是处置库阶段性发展的重要支撑.针对花岗岩处置库,综述了高放废物地质处置库选址及其安全评价的特性,阐述了安全评价在场址比选及后续发展中的重要作用;以瑞典、芬兰的处置实践为例说明了选址阶段安全评价应用方式,并对我国选址阶段安全评价的需求进行了介绍.     

结晶岩作为放射性废物地下处置场所的安全性研究

分析了地下处置放射性废物的几个关键问题．通过对处置场所的选择、岩石渗流及放射性核素与岩石的化学反应等问题的论述，揭示了放射性废物地下处置室的安全性取决于对岩石中地下水渗流的有效阻滞．     

某核电站废物初选处置场水文地球化学特征及与放射性元素迁移的关系

文章讨论了某核电站低中放废物初选处置场区基本组分和特殊组分水文地球化学特征及水质动态特征，划分了两个水文地球化学带，分析了水质与放射性元素迁移的相关性，并认为风化壳表层强淋滤带对处置场不利，而深部水化学具阻滞性，适宜处置废物。     

复合胶体作用于Sr在花岗岩裂隙填充物中吸附行为研究

放射性废物地质处置过程中,核素在固液界面的吸附行为对核废物安全处置具有重要影响。本文以高放废物处置场花岗岩裂隙填充物为研究对象,通过批实验和微观表征技术研究了复合胶体作用下Sr在花岗岩裂隙填充物中的吸附规律。结果表明:腐殖酸胶体与针铁矿胶体结合成为有机–无机复合胶体的方式,主要依靠针铁矿胶体中所含羟基与腐殖酸胶体中所含羧基发生配位体交换反应,复合胶体以针铁矿胶体为主导,腐殖酸附着在针铁矿胶体表面;pH和固液比对复合胶体体系对Sr的吸附行为影响较大;通过改变溶液中Sr离子初始浓度进行等温吸附方程的拟合表明,该吸附体系的吸附为单层吸附且反应更快。结果可为放射性废物处理场中Sr的吸附行为提供科学规律认识。      

甘肃省陇东地区粘土岩基本特性研究

高放废物地质处置库围岩的选择至关重要,各有核国家都对处置库可能的围岩进行了系统研究.从国外经验和国内前期研究成果来看,我国粘土岩是高放废物地质处置库建设中重要的候选围岩之一.对陇东地区进行了地质调查,介绍了该地区的区域构造和区域地质特征,重点对该地区的粘土岩的基本性质进行研究.研究结果结果表明,该地区的粘土岩真密度在2...     

高放废物处置北山预选区地表岩体质量评价及其应用

在利用测线法对地表节理调查统计的基础上,提出了基于JSR(jointing structure rating)指标的地表岩体质量评价方法.以高放废物地质处置北山预选区地表岩体为研究对象,利用JSR指标对芨芨槽、算井子和新场地段地表岩体进行节理发育程度和地表岩体质量评价.结果表明:芨芨槽地段地表岩体比算井子地段节理发育程度低,地表岩体质量等级高,从而为高放废物地质处置场址比选提供依据.同时研究了JSR指标与传统Q指标的定量关系,并修正了JSR指标的分级范围.     

高放射性核废料地质处置中铜腐蚀行为研究进展

 随着核工业的飞速发展,高放射性废物的处置成为重大安全和环保问题,而深地质处置是普遍接受的方案。在处置库花岗岩环境及无氧还原条件下,更适合的处置罐材料为高纯铜。本文从处置库的地质环境、铜处置罐的腐蚀、铜处置罐的寿命预测等方面,综述处置库环境下纯铜的腐蚀电化学行为的研究进展,以更好地评估纯铜在处置库环境下的耐蚀性能及预测处置罐的寿命。