放射性废物水泥固化体铯固化机理研究

采用SEM、AAS等测试方法 ,研究不同沸石掺加量、不同成型方法的沸石基碱矿渣水泥放射性废物固化体Cs 浸出性能和固化体微观结构 ,推理出固化体中Cs 的 3种持留作用 :随矿渣水化进入固化体凝胶结构中 ;被沸石颗粒吸附且被水泥胶体包裹 ;存在于固化体孔隙中 其中固化体对Cs 的持留作用以沸石吸附为主 ,这是因为沸石表面的部分孔隙被水泥胶体所堵塞 ,增强了固化体持留Cs 的能力 ,据此建立了Cs 固化物理模型 ,探讨了Cs 固化机理 对影响固化体Cs 浸出率的 3个主要因素 :温度、沸石颗粒表面孔隙、固化体孔隙率进行了分析 ,进而合理解释了固化体中Cs 的浸出行为     

放射性废树脂水泥固化中水化热的降低

降低放射性废树脂水泥固化中水化热可以降低温度应力、减少裂纹。比较了添加沸石、轻烧高岭石粉、矿渣和粉煤灰对ASC特种水泥树脂固化体抗压强度的影响。根据强度测试结果,选择了使固化体强度可以满足要求的配方。通过比较相同散热条件下所选配方的最高中心温度,选择得到了添加20%沸石的最佳配方。实测了用最佳配方进行200L固化的温度曲线。结果表明:该配方的最高温度为75.4℃,且固化体表面不出现裂纹,树脂包容量体积分数达到55%～60%,实现了放射性废树脂的高效固化。     

反应堆放射性废树脂固化的研究

本文对于反应堆所排出废树脂的固化问题进行了一系列的实验研究，根据实验的分析结果，得到了三个较好的工艺配方，它们具有实际应用价值。     

低水平放射性废物水泥固化体的测试与评价

选取有代表性的低放废物淤泥及废树脂制备水泥固化体样品，进行了样品游离液体、抗压强度、抗冲击性、抗浸泡性、抗冻融性和^238U核素抗浸出性的试验测试与评价。结果证明，两种水泥固化体均满足低放废物浅地层处置国家标准的相关要求。     

新型放射性废物固化胶凝材料的研究

研究了新型放射性废物固化胶凝材料—富铝碱矿渣粘土矿物胶凝材料（ＲＡＡＡＳＣＭ）的组成及其浆体的某些性能。结果表明,热活化高岭土、新疆沸石、改性凹凸棒粘土是富铝碱矿渣粘土矿物胶凝材料较好的组成材料。该胶凝材料浆体具有高强、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。     

钻井废物的固化处理

本文在分析钻井废物特性的基础上,选用水泥基和石灰基两种固化体系,以烟灰、蒙脱土为添加剂进行固化试验。实验表明,经处理后的钻井废物,重金属格和COD的浸出量都降低了95%以上,产物稳定性好,从而能减少它时环境的污染。文中还讨论了影响固化效果的一些因素。     

反应堆放射性废树脂固化的研究

本文对于反应堆所排出废树脂的固化问题进行了一系列的实验研究，根据实验的分析结果，得到了三个较好的工艺配方，它们具有实际应用价值。     

反应堆放射性含硼废液固化的研究

本文对反应堆排出含硼废液水泥固化问题进行了一系列的实验研究，根据实验分析结果，得到了三个较好的技术配方，它们具有实际应用价值。     

玻璃固化技术的新发展

许多工业活动咆括核电和核工业可能引起工作场址或地F水的污染。这种污染物可能是有毒重金属元素、化学有害物质或放时性核素。为了防止这些污染物向人类生活环境扩散，进入人类生物链，最好把这些有害物质牢固地固结起来，不让它们以有害量释人大气、土壤和水体。现在人们掌握的有效方法之一是进行热处理，把有毒重金属元素、放射性核素熔铸固定在玻璃或陶瓷、炉渣体物质中，有害的有机物则受热解而被破坏。玻璃固比是核工业熟悉的固比高水平放射。胜废物最佳措施，50年代开始研究，7O年代法国率先进入工程应用。面临环保任务挑战，具会优…     

2000—2010年我国放射性废物研究文献的计量分析

基于CNKI中国期刊全文数据库,采用文献计量学方法对我国近10年(2000—2010年)放射性废物研究文献的年代分布、期刊分布、研究主题、机构分布、作者情况等计量指标进行统计分析,为了解和把握该领域研究热点和发展趋势提供依据。     

碱矿渣水泥固化高放射性废液的研究

水泥固化高放射性废液的机理有三个方面：机械固化、吸附固化和化学固化（固溶固化）。从这三个方面出发,通过对碱矿渣水泥固化高放废液的研究,并结合国内外水泥固化高放废液的研究现状,初步分析和阐述了碱矿渣水泥固化高放废液的理论依据,指出碱矿渣水泥比硅酸盐水泥更适用于高放废液的固化。     

我国极低水平放射性废物管理探讨

正极低水平放射性废物(以下简称极低放废物)是一种可以在浅层废物填埋场处置的固体废物,其所含的人工短寿命放射性核素的活度浓度高于免管水平,但不高于该标准推荐的活度浓度指导值或监管部门认可的活度浓度值。极低放废物主要来源于核电站、核燃料循环设施、核技术应用、核研究开发活动和某些非核工业,特别是核设施退役时会产生大量的极低放废物。     

放射性废物库监控管理系统

本文从我国放射性废物库管理现状入手,指出了放射性废物库监控管理系统目标及原则。根据废物库管理的实际情况,依据放射性废物库监测的技术标准,研究并设计了一套切实可行的放射性废物库监测管理方案。详细阐述了系统的设计原理、性能要求和关键技术,并列举了部分主要检测设备的技术特点和技术指标。在放射性废物库监控管理领域具有很重要的参考价值。     

放射性废物民事侵权责任的承担规则初探

核能的运用成为当今世界各国应对能源危机的主要手段之一,在解决国内能源紧张的同时其相应地也会产生各种各样的核能废物即放射性废物民事侵权问题,如何合理地分配权利与义务成为各国必须解决的问题。我国在此方面虽然有些零星规定,但基本上是从环境保护法的角度而非从民事角度做出的规范,笔者认为应当在明确放射性废物界定的基础上确立放射性废物民事侵权的无过错归责原则并在此基础上确立保险公司承担损失为主与侵权人承担损失为辅的赔偿原则。     

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。     

低中放（射性）废物处置的持续改进

目前状况世界上第一个低中放废物处置场建于1944年的美国田纳西州的橡树岭核基地。这是用简单的沟渠填埋没有整备（conditioning）的低放废物。这种处置方式在美国和其它国家军事核工业和核电发展初期也用过。低中放废物处置主要有四类：（）工程近地表处置场（Eng．nee．edNeQ     

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央事地下水尖流的有效阻滞。     

可燃性有害废物作生产水泥燃料的研究

论述了可燃性有害废物作水泥生产替代燃料的技术路线和示范工程的贮、混、送系统设计，分析了它的技术经济及环境效益。     

放射性废物处置某场址地球化学工程屏障研究

针对某放射性废物处置场址的天然屏障性能差,提出建造折叠式"之"字形地球化学工程屏障,将处置物释放出的核素垂向固定在场址范围内。屏障的机理是,核素铀、锶的迁移形式分别为:UO2(CO3)22-和Sr2+,而性能相反,且处置层为表生强氧化带,降水入渗强烈,不宜建还原性屏障;故对铀和锶依次建造:阴离子吸附屏障和阳离子吸附屏障,形成可连续渗流的双重屏障。屏障的砂土物料取自场址附近,成本极低。经室内模拟实验结果表明,铀和锶等核素通过其屏障时的分配系数值都在103量级。     

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．