冷坩埚玻璃固化模拟高放废液的24 h连续运行实验研究

中国原子能科学研究院已建立了一套冷坩埚玻璃固化原理实验装置，为检验设备设计的性能、各组成单元的匹配情况及生产的模拟固化体产品的性能，2015年进行了24 h的连续运行实验。实验中模拟高放废液和基础玻璃组成均以固体化学试剂形式预先混好后进料。连续运行实验结果表明，整个运行过程中整体装置性能参数稳定，熔制温度控制在(1 200±50) ℃，进料速率为6～10 kg/h，共卸料16次，每次启动卸料和停止卸料时间重复性好。对产生的玻璃固化体进行了主要性能测试，结果表明所测试固化体的性能满足我国行业标准的要求。     

日本建立高放废物安全试验装置

日本原子能研究所的东海研究所建造了一个废物安全试验装置(Waste Safety Te-sting Facility 简写为 WASTEF)。该装置于1981年建成,1982—1985年用模拟的高放废物进行试验,1986年后将对真实高放废物进行试验。建造这个装置的目的:试验玻璃固化,密封,玻璃固化产晶性能鉴定,α(辐照影响研究,玻璃固化体贮存和处置行为研     

我国初步掌握冷坩埚玻璃固化技术

正11月30日,我院自主研制的冷坩埚玻璃固化实验装置完成24小时联动试验,成功产出440公斤模拟玻璃固化体。这意味着我国冷坩埚玻璃固化技术在固化工艺段,已经突破了搅拌、卸料、高频电源与冷坩埚的匹配、启动等诸多重大关键技术,标志着我国已经初步掌握冷坩埚玻璃固化技术。冷坩埚玻璃固化技术是目前国际上一种用于放射性废物处理的新型玻璃固化工艺技术,现已被列为核工业十大瓶颈技术之一。     

卡尔斯鲁厄研究所高放废液的玻璃固化试验装置投入运行

【瑞士原子能协会通报》1980年6月号报道】一座新的高放废液破璃固化试验装置已在西德卡尔斯鲁厄核研究中心投入运行。这座装置的目的是要使玻璃固化工艺技术达到成熟。建造这座装置考虑了几年来在第一个原型装置上取得的经验。新装置每小时可连续固化30升裂变产物溶液,固化后的玻璃体共重18公斤。这一固化量几乎等于未来正式工厂的固化量。为了便于接近装置,在连续试验中,将使用一种化学组分相     

西德建造移动式放射性废物固化装置

【西德《原子经济》1980年5月5期报道】西德核化学冶金公司受核运输公司的委托,计划建造一座移动式放射性废物固化装置。该装置按照水泥固化法在核电站现场处理被污染的树脂、泥浆、浓缩物、以及比     

高放废液合成岩石固化研究

建立了高效废液合成岩石固装置，确定了固化工艺和性能测试方法，制备的合成岩石固化体样吕测试样结果表明，采用的实验装置，工艺流程和测试方法可行，将Ｎａ０．５ＲＥＥ０．５ＴｉＯ３型钙钛矿和Ｎａ２Ａｌ２ＴｉＯ８Ｏ１６型黑钛铁钠矿作为包容钠的主要矿相，分别研制了国内生产高放废液的合成岩石基料配方，氧化钠的包容量可达５．７％。     

美国洛斯阿拉莫斯国家实验室的净化项目已经完成

【法国《SGN公司新闻》2001年11月报道】 法国原子能委员会(CEA)决定建造一个新的设施替代卡达拉齐场地上现在的废液处理设施。 该简称为Agate(废液处理先进管理车间)的新设施将装备超滤、蒸发、水泥固化和玻璃固化装置。 法国原子能委员会将项目管理合同给了SGN公司核能部,由该处进行设施“中放”模块设计。Agate将经历标准许可证审批程序。 2001年签订的固定价格合同包括: 使用CEA开发的冷坩埚玻璃固化工艺 超滤装置 该合同范围涉及:概念设计、初步设计、详细设计、安全分析和许可证审批文件准备。 SGN将与第二个项目管理实体,…     

水泥固化体的非饱和浸出实验

采用自行研制的非饱和浸出实验装置，用石英砂作蓄水介质，将8种规格(体积在40．2-16945.5cm^3之间)的水泥固化体试块置于密封容器中，进行了非饱和浸出实验。实验的含水量系列有5种，在0．15-0．40之间。非饱和浸出实验结果表明，在固化体试块体积≤4586.7cm^3时，累积浸出份额F随固化体周围介质含水量θ的增加而增大，例如，含水量在0．35和0．15时，不同体积固化体其360d的累积浸出份额之比在1．24-1．41之间；累积浸出份额随固化体体积V的增大而减少；含水量较高时的浸出实验结果接近于饱水浸出实验结果；历时1年的浸出实验显示，固化体试块的最大浸出深度约为2．25cm；另外，浸出实验中间取样与否，对最后的累积浸出份额影响不大。     

放射性废离子交换树脂特种水泥固化体的微观结构分析

研究了特种水泥 (ASC)树脂固化体的微观结构。用压汞实验比较了ASC特种水泥的树脂固化体和普通硅酸盐水泥 (OPC)固化体多孔性能 ,通过电镜扫描 (SEM )观察比较了ASC和OPC的微观晶体结构。分析结果发现ASC水泥固化体具有较好的孔形结构 ,这是ASC固化体浸出率低的原因 ;ASC水泥固化体晶体呈针状结构 ,OPC水泥固化体晶体呈片状结构 ,针状结构的力学性能和结构强度要比OPC的片状结构好 ,该结构是ASC固化放射性废树脂包容量大、强度高的根本原因。     

冷坩埚玻璃固化熔炉启动工艺研究

中国原子能科学研究院已建成一套 ø500冷坩埚玻璃固化实验装置，为建立与该装置相匹配的石墨环启动工艺，使用正交实验法研究了感应器高度、石墨环位置及石墨环半径对冷坩埚启动过程的影响，并研究了石墨环质量对启动过程的影响。结果表明，当感应器高度为90 mm、石墨环高度为50%或55%、石墨环半径为177 mm、石墨环质量为110 g时，启动效果最好。     

搅拌参数对放射性废液水泥固化体性能的影响

目前，国内核电站或核设施产生的中低放废液都采用水泥固化进行处理，水泥浆及水泥固化体性能是水泥固化技术重点研究内容。本文采用普通硅酸盐水泥固化中低放废液模拟料液，研究不同液灰比条件下，搅拌时间和搅拌速度对水泥浆流动度和固化体28 d抗压强度、孔结构、显微结构和抗浸出性能的影响。结果表明：在相同液灰比下，随着搅拌时间的延长（10～50 min），水泥浆的流动度和固化体抗压强度呈现先增大后减小的趋势，而固化体的孔隙率和Sr²⁺浸出率随搅拌时间的延长呈递减的趋势，搅拌50 min的固化体的结构较搅拌10 min的固化体致密；用较大搅拌速度制备的固化体的抗压强度较高，且在搅拌30 min内，提高搅拌速度可提高浆料的流动度；然而长时间用较大速度搅拌制备的固化体的孔隙率较高，同时核素浸出率也较大。由于固化工艺过程中搅拌速度和搅拌时间会影响水泥浆的流动性和固化体性能，因此在水泥固化装置投入使用前，应通过大量实验来确定满足工艺要求且满足固化体性能的最佳搅拌参数。     

核电站放射性废物混合固化处理可行性研究

基于放射性废物的减量化处理,开展了重水蒸汽回收系统产生的失效干燥剂与浓缩液混合固化冷试配方研究。研究结果表明,混合固化可以实现放射性废物的减容处理,失效干燥剂和浓缩液混合固化的总废物体积包容量为119.1%。     

模拟放射性废树脂的沸石和特种水泥混合物固化

利用特种水泥（ASC）和沸石的混合物研究固化放射性废树脂的行为。实验比较了不同的沸石添加量对固化体抗压强度和Cs浸出率的影响，并从微观角度分析了沸石添加量对固化体结构的影响。结果表明：沸石的添加使针状结晶向片状结晶发展；10％～20％的沸石添加量可大幅降低Cs的浸出率，而固化体抗压强度降低却很少。     

Solidification of spent radioactive organic solvent by sulfoaluminate and Portland cements

The solidification of simulated spent radioactive organic solvent, tri-butyl phosphate/kerosene, was investigated by emulsification–solidification method using sulfoaluminate cement (SAC) and Portland cement (PC). Zeolite, calcium hydroxide and MR-1 type emulsifier were mixed into the cement blends for improving the performance of solidified waste forms (SWF). The properties of SWF were evaluated in terms of mechanical strength, leachability and mineral phase analyses. The hydration products of SWF were characterized by X-ray diffraction (XRD). The experimental results showed that the 28 d compressive strengths of SAC solidified waste forms (SACF) and PC solidified waste forms (PCF) were 14.23 and 19.07 MPa, respectively. Leaching sequence of three radionuclides in two kinds of SWF is Cs⁺ > Sr²⁺ > Co²⁺. Compared with PCF, SACF had better performance in preventing nuclides Co²⁺ and Cs⁺ from leaching to the environment. The XRD patterns suggested that simulated spent radioactive organic solvent and emulsifier in SWF did not obviously change the hydration products of the two cements (SAC and PC).     

高放泥浆研究Ⅱ.模拟高放泥浆中α核素的去除

高放泥浆中Np,Pu和Am等α核素对泥浆的固化处理带来非常不利的影响,用洗涤法研究了模拟高放泥浆中α核素的去除工艺,以1 mol/L HNO3为洗涤剂,泥浆中Am的去除率可达95％以上,Np,Pu的去除率分别为85％,80％。     

核电厂含硼浓缩液水泥固化配方改进研究

从配方水泥改进和提高废物包容量的角度出发,参照《低、中水平放射性废物固化体性能要求——水泥固化体》(GB 14569.1—2011)的要求,从实验室规模冷试、200 L和400 L规模冷试三个阶段,开展了核电厂含硼浓缩液的固化配方改进和水泥品牌替代研究,研究过程中水泥固化工艺模拟核电现场固化工艺。结果表明:配方改进后,替代品牌水泥固化体样品的抗冲击性、抗压强度、抗冻融性、耐γ辐照性和抗浸泡性均满足国标要求,与原配方及原品牌水泥相当;固化废物体积包容量从46.99%提升至57.63%,固化每吨废物的材料成本降低了69.29%。本研究结果可用于核电厂真实废物的水泥固化验证和处理。     

环氧树脂固化放射性废树脂的配方初探北大核心CSCD

为了将中、低放射性废树脂固化成稳定的固化体,采用环氧树脂为基材,通过添加合适的固化剂、稀释剂、阻燃剂等进行固化配方试验研究。结果表明,配方为E-44环氧树脂∶651固化剂∶添加剂=1∶0.53∶0.05(38∶20∶2)、质量包容率50%时,其固化体性能最优,并满足国标GB 14569.2的要求,研究结果表明采用环氧树脂体系固化放射性废树脂是可行的。     

Solidification of radioactive sea-salt concentrates in a modular cementing facility

The paper is devoted to the solidification of radioactive sea-salt concentrates in a modular cementing facility yielding 200-liter cement blocks. The solidified products with Cambrian clay added as a sorption aid satisfy with respect to the mechanical strength and radionuclide leaching the domestic and foreign requirements for safe storage in standard and very simple disposal sites. __________ Translated from Atomnaya énergiya, Vol. 102, No. 4, pp. 237–240, April, 2007.     

模拟放射性含氟废液水泥固化配方的研究

本文以沸石、硅灰、石英砂为添加剂,按照质量比m（沸石）∶m(硅灰)∶m（石英砂）∶m（水泥）=1∶1∶3∶10配方对模拟放射性含氟废液进行水泥固化。由配方得到的水泥浆流动度和初、终凝时间满足桶内固化要求。测定了水泥固化体28 d的抗压强度、抗浸泡性和抗冻融性实验后的强度损失,进行了抗冲击性能测试和模拟核素浸出实验。结果表明,该配方可有效地固化模拟放射性含氟废液,固化体28 d抗压强度、各项实验强度损失和模拟核素浸出率均满足GB 14569.1-2011的要求。水泥固化体的F^-浸出率很低,XRD显示F^-以CaF₂形式存在。废液中F^-质量分数控制在1%较为合适,此时水泥固化体终凝时间为14 h,F^-的42 d浸出率为2.54×10^-3 cm/d。     

Density Enhancement of Polyethylene Solidified Wastes

To overcome the impediment against practical utilization of the technically already available process of solidifying low- and intermediate-level radioactive wastes for disposal in ocean bottom, arising from the regulatory minimum density of 1.2 prescribed for such solidified wastes, a method is proposed of thickening the polyethylene with 36~38w/o sodium sulfate anhydride to raise the density above 1.2. The resulting thickened polyethylene loaded with simulated radioactive waste showed a monoaxial compressive strength far exceeding 150 kg/cm², and proved to possess good stability in deionized water in immersion tests lasting 400 days. Polyethylene was also found to provide a volume reduction factor far higher than obtained with cement or asphalt solidification.