同位素稀释质谱法测定高放废液中的铀

用双同位素稀释质谱法测定高放废液中的微量铀,采用TBP/Kel-F粉反相分配色层法分离铀,双稀释剂分别为浓缩~(235)U及~(238)U,铀同位素丰度比的质谱测定相对标准误差优于0.1%,化学处理及质谱测定全流程铀的空白值为3×10~(-9)g,方法检测限对于铀为1×10~(-9)g,高放废液中微量铀测定结果不确定度为±2%。     

高放废液中^147Pm的测定

建立了高放废液中~(147)Pm的测定方法。用HDEHP萃取稀土,再用HDEHP萃淋树脂柱分离AM和稀土。然后用高效液相色谱法将~(147)Pm从Eu、Ce等其它稀土中分离出来,用液体闪烁法测量~(147)Pm的放射性活度。     

高放废液化学成分分析

概述了高放废液中25种阳离子、5种阴离子以及总蒸残物、总氧化物、密度和游离酸的分析方法。对核燃料后处理高放废液进行取样分析,其主要化学成分采用两种以上不同原理的方法作对比测定,结果相互符合情况良好,为高放废液处理处置研究设计,提供了完整、准确的基础数据。     

高放废液和锕系核素玻璃-陶瓷固化技术研究简况

高放废液在20世纪50年代出现后，人们首先想到的是将核素固定在晶体内。美国的阿贡实验室将高放废液用流化床煅烧成粉末，英国将放射性的铯交换到黏土上，加拿大则是将高放废物在1350℃熔融，制成霞石，法国则是在1300℃下制备云母，目的是将铯、锶固定在云母的晶体内，     

高放废液中^126Sn的放化分析

以甲基异丁基酮(MIBK)萃取为主要步骤,放化分离高放废液中的~(126)Sn。全流程化学回收率约为60%。以SnO_2形式制成测量源,用HPGe γ谱仪测取γ谱图,由~(126)Sn的子体特征γ能峰面积,经化学回收率、探测效率校正后,计算得到高放废液中~(126)Sn的含量为371±29 Bq/ml。~(126)Sn的放射性活度约为高放废液总活度的4×10~(-7)。     

缓冲材料砌块不同组合形式长期性能演化研究

高水平放射性废物地质处置库中缓冲层由缓冲材料砌块堆砌组成,层内不同类型的砌块接缝导致砌块存在不同的组合形式。采用 ＬＡＧＡＭＩＮＥ软件,对缓冲材料砌块 6种不同组合形式进行计算,分析了不同组合形式的温度、饱和度和膨胀力随时间的变化规律。缓冲材料温度在开始 10年内均低于100℃,之后明显降低,到 100年时均低于 35℃,1000年时废物罐释放的热量基本可以忽略不计;砌块内接缝数量越多,完全饱和用时就越短,水化1350天后,所有砌块组合形式内部均完全饱和;随着径向接缝增加,缓冲材料饱和越快,外环接缝附近优先出现膨胀力极大值;砌块中的径向和环向接缝使膨胀力最大值明显下降,且径向接缝的影响大于环向接缝,2000年后,缓冲材料膨胀力趋于稳定。     

高放废物处置库热问题研究进展

高放废物处置库有最高温度限制,影响处置库最高温度的条件包括处置库布局、处置单元参数、缓冲回填材料和围岩的热参数.以KBS-3处置库为例,讨论了废物罐组成、热功率、罐表面材料热容和热导率,给出了缓冲材料膨润土的热导率变化特点,花岗岩的热物理性质及热演化过程的研究结果.根据KBS-3处置库布局,分别总结了数值法和解析法求解处置库温度场的计算结果,以及结果的不确定性,最后介绍了我国高放废物处置库热问题研究的最新成果.     

甘肃北山预选区旧井地段断裂的分形特征--中国高放废物处置的潜在场址

以甘肃北山旧井地段的断裂为研究对象,对其进行了分形特征研究。在对该区的TM遥感影像进行线性构造解译的基础上,利用线性构造分布图,使用Box Flex方法,计算了旧井地段断裂的分维值,结果表明,旧井地段断裂具有分形特征,且分维值为1．466,在工程岩体质量分级中属于“好”的级别。通过此项研究,初步建立了旧井地段断裂分形特征的研究方法,评价了该地段花岗岩的岩体工程质量,为高放废物处置库的选址和场址评价提供了基础资料。     

高放废物地质处置性能评价

为建立我国高放废物地质处置性能评价方法而系统地介绍了性能评价的研究目的、研究内容、研究方法、国内外研究现状；以此为基础，提出了关于开展我国性能评价的若干建议。性能评价方法的建立将有利于我国高放废物地质处置事业的协调发展。     

我国高放废物地质处置研究

文章提出我国高放废物地质处置拟采用处置库选址和场址评价-特定场址地下实验室-处置库“三步曲”式技术路线。计划目标是于2030∽2040年前后建成我国的高放废物地质处置库。处置对象是玻璃固化块、超铀废物和部分乏燃料，处置库为竖井-坑道型，候选围岩为花岗岩，位于饱和带中。已初步选定甘肃北山地区为重点预选区。该区地处戈壁，地壳稳定，人烟稀少，地质条件和水文地质条件有利。现已试验获取预选区大量深部地质环境参数。确定使用膨润土作为处置库的回填材料，已获得一批放射性核素在花岗岩和膨润土中的吸附、扩散数据，建立了模拟处置库温度、压力和氧化还原条件的实验装置。高放废物地质处置场址评价、放射性核素地球化学行为、回填材料研究和环境评价研究正在深入进行，并与国际原子能机构等进行了卓有成效的合作。