钕在玻璃-陶瓷各相中的分布研究

乏燃料循环过程中,不可避免地产生含钚废物。钚在玻璃中的溶解度非常低,需研制新型固化基材——玻璃一陶瓷来固化含钚废物。     

包装含钚废物的铝硅酸盐

【德国《原子经济》1992年7期第331页报道】卡尔斯鲁厄核研究中心为最终贮存研制了一种用于含钚α废物的铝硅酸盐陶瓷。经过详细的试验证明该产品具有长期的稳定性。由于这种废物对生物具有较高的危害性和其α射线的半衰期又很长,例如,钚-239的半衰期为2.44万年,对最终贮存产品的化学和机械稳定性及耐辐照性的要求甚高。为     

卡尔斯鲁厄核研究中心的湿法焚化装置在莫尔投产

【西德《原子经济》1982年第4期第190页和第213页报道】西德卡尔斯鲁厄核研究中心在比利时莫尔欧化后处理厂建造的湿法焚化装置最近投入运行。该装置用于处理该地贮存的含钚可燃废物,这些废物的体积约为5米~3,其中含有约8公斤钚。莫尔装置由卡尔斯鲁厄核研究中心核废物处理技术研究所负责建造,在两年的时间     

含钚废物的湿法燃烧处理

【西德《燃料·热·动力》1980年第1期4页报道】西德卡尔斯鲁厄核研究中心发展了一种湿法燃烧含钚废物的装置。在同时减少废物量的情况下,用这种装置还可以分离和回收钚。随后,这些废物能转化成适合于最终贮存的产品。湿法燃烧——氧化作用是通过加入液态     

含钚放射性废盐干法处理技术研究进展

为了处理钚的高温化学工艺中产生的大量含钚放射性废盐,实现放射性废物最小化和钚的循环利用,本文调研了主要核能国家的含钚放射性废盐干法处理技术研究进展,对金属化学还原法、电化学还原法和真空蒸馏盐法等主要技术路线、流程特点、发展现状进行了综述,也对特定组分的熔盐再生复用进行了简要介绍。通过对各种干法工艺路线的综合比较,发现真空蒸馏盐工艺具有较为明显的优势,结合我国的研究现状,应考虑优先发展该项技术。     

中低放废物的处置与研究

处置到自然环境中的放射性废物,经过若干年后,其中一部分还能重新回到人类生活环境中来。因此,在处置放射性废物的同时,必须考虑到被处理的废物可能引起危害的防护问题,这是关系到将来子孙后代的事情。从这一点出发,就要做到:既要利用原子能,又不能给未来的人类社会留下不良的后果。为此,世界各国正在研究开发多种不同的放射性废物处置方式。七十年代,各国对废物埋藏的选址和处置的废物体本身都有严格的规定,象含钚一类的α废物已不允许采用浅层埋藏处置,必须象高放废物一样在深地层处置。其他的中     

含钚废物中钚总量NDA测量技术研究

<正>针对生产工艺特定时期内产生的废物中钚的总量,开展了NDA实验研究。主要包括涉及中子测量的实验装置改进设计和涉及钚同位素测量的γ能谱测量实验条件选择,后者包括标准样品测量。1)中子测量装置的改进设计根据测量对象,完成了中子测量装置的改进设计,以便于进行含钚废物的有源测量分析。中子测量分为无源中子测量和有源中子测量两种模     

絮凝-微滤组合工艺处理含钚废水

为了有效地应用絮凝沉淀与中空纤维膜微滤(CMF)组合工艺处理低放射性的含钚废水,对废水处理工艺中的关键运行条件进行了优化：硫酸亚铁的最佳加入量为ρ（Fe²⁺）=35～60 mg/L,出水pH控制在6.5～9.0,钚去除率大于99.9%。同时还对含U,Am的Pu废水处理实验条件进行了优化,建立了处理含铀、钚、镅的混合废水的实验工艺流程并进行了验证实验。结果表明,采用CMF工艺处理含铀、钚、镅的混合废水,单级处理的总α去除率达到99.87%。     

湿法灰化含钚废物试验装置热运行

【西德《原子与电流》1985年第4期第135页报道】卡尔斯鲁厄核研究中心在莫尔已关闭的欧化后处理厂建立的试验装置上,从4米~3可燃工艺废物中回收了6公斤钚。从而使卡尔斯鲁厄中心研制的湿法灰化含钚废物法经历了热试验。     

分离法处理我国高放废液概念流程

文章描述分离法处理我国高放废液概念流程。经此流程分离处理后，废液中绝大部分组分降级为非α中低放短寿命废物，可作水泥固化地表处置。剩下极少量。废物和少量含Ｓｒ、Ｃｓ的非ａ。高放废物，使需玻璃固化并于深地层贮库的废物减少到很小数量。高放废物的减容（重）倍数为１２．５，α废物减容（重）系数为３９．４。     

催化电解法溶解钚的氧化物

概要综述了催化电解法溶解钚氧化物（CEPOD）的基本原理、方法和装置。在少量催化剂（如Ag^ )存在下，用CEPOD法将PuO2氧化成PuO2^2 而使PuO2溶解。该法具有溶解速度快、溶解完全、可批量溶解、室温下无氟（HF）、低酸（NHO3）操作等优点，适用于高温（950－1700℃）制备或煅烧过的PuO2与MOX乏燃料元件的溶解、含钚废料与钚污染废物的浸取和受污染或有害废物的电解破坏等。     

镎、钚在处置区的存在形式及影响因素

镎、钚是某些放射性废物中的关键核素，无论是中低放废物泥浆的水力压裂法处置还是高放废物的深地质处置，都必须首先了解处置区和处置条件下水介质中核素镎、钚的存在形式。本文选用地球化学模式程序EQ3/6计算了低中放和高放废物中关键核素镎、钚在处置区水介质中的形式，并讨论了水介质和pH条件对核素存在形式的影响。结论是核素镎、钚的存在形式主要受水介质条件的影响，但pH条件也是影响核素镎、钚存在形式的重要因素。     

美国能源部钚封装系统建成

【美国《核废物新闻》2000年10月5日刊报道】 汉福德的钚最终加工厂(PFP)于2000年9月30日开始运行一套新的钚封装系统。 这套现代化的自动系统是把钚密封装入焊接的不锈钢制内容器式大型货包。它是将汉福德的钚按照美国能源部(DOE)的新要求进行封装的第一步。DOE正在建造用于外封装的第二道自动化工序,预计将于2001年3月完成。 在PFP的18吨含钚材料中约含钚4吨。随着这套无袋输送系统的启动,对PFP中各种形式的钚(包括氧化物、溶液、金属和残渣)进行稳定和封装的所有工序都已就位。 这套系统之所以称为“无袋输送系统”,是因为在DOE…     

分段γ扫描自吸收校正法分析残渣和废物中的铀,钚含量

叙述了用于非破坏分析残渣和废物中的铀、钚含量的分段γ扫描自吸收校正法（简称分段γ扫描法）。研究了分段γ扫描测量核工厂实物盘点中含铀、钚各类非均匀样品的刻度方法，分析了各种测量条件对γ自吸收校正及测量结果的影响。本方法与化学破坏分析法进行了比对分析，结果表明分段γ扫描自吸收校正法与化学破坏分析法的偏差为－３．６％，在分析误差范围内符合得很好。本分析方法成功地应用于核工厂实物盘点现场分析，测量了４类中低密度含铀、钚的残渣和废物样品，测量结果的不确定度为５％。     

回取分类系统α废物在线检测实验装置数据获取及处理系统的研制

回取分类系统α废物在线检测实验装置是废物库退役示范工程中的一个重要环节。它利用3He中子计数管测量传送带上废物中Pu同位素发射的中子数,从而确定废物中的含Pu量,达到检测α废物的目的。 针对系统在线检测的需求和测量系统输出信号的特点,数据获取及处理系统采用了两个ISA总线的标准PC插件、IPC5387计数/定时板和IPC5375功放输出板。通过软件编程完成了中子计数、处理、报警及与主控制台的报警联动控制功能,满足系统的实时控制需求。 经现场应用表明:该系统实现了测量数据的自动获取、处理及图形化显示;实现了废物     

马尔库尔场地上的陈年核废物

【法国核安全局《监控》期刊1999年第130期报道】 法国国家放射性废物管理局对贮存在马尔库尔场地上的陈年核废物进行了清点,清点结果如下: l 2500个高放废物容器; l 5000个用沥青包装的废物桶放置在地沟里,55000个放在掩蔽室里; l 一些机械处理的燃料废物,其中,镁1600吨,石墨980吨,钢38吨,铝56吨; l 1200立方米被钚污染的 a技术废物 ; l 3400立方米被b射线污染的技术废物; l 73立方米液态废物(溶剂和污油); 回收和整备计划(RCD) 回收和整备计划涉及回收、定性、挑选、处理、整备和上面提到的清点的旧废物的清除,以及最终停运(MAD)和…     

钚在低碳钢包装容器腐蚀产物上的吸附行为研究进展

研究低碳钢材质容器腐蚀机理及其腐蚀产物对钚的吸附行为对评价放射性废物处置场地安全性具有重要意义。通过研究低碳钢包装容器在放射性废物处置库中的腐蚀行为以及腐蚀产物对钚的吸附行为研究，可为准确预测钚的迁移行为和处置库安全评价提供理论基础。本文综述了废物地质处置条件下包装容器材料可能的腐蚀机理，系统总结了腐蚀产物对钚的吸附行为、影响吸附的主要因素以及吸附机理等方面的国内外研究进展，为今后深入研究腐蚀产物对钚的吸附机理提供参考。     

γ能谱法测量分析废包壳中铀和钚含量技术研究

核电站运行产生的乏燃料,在进行水法后处理时,通过剪切、溶解、共去污、分离、纯化等工序提取其中的铀、钚及其他核素。乏燃料组件经剪切溶解后,溶解液进入后续化工工艺进行处理,燃料元件棒的包壳则保留在溶解器中,称为废包壳,其是水法后处理工艺高放废物的主要来源之一,因设施运行中核材料生产过程的衡算与控制要求,以及废物处理处置的技术需要,需分析其中的铀和钚的含量。本文建立了γ能谱法间接分析废包壳中铀钚含量的方法,采用分段扫描的方式对包壳桶进行分层测量,分析了每层废包壳中¹³⁷Cs的含量,再利用经燃耗模型计算所得的¹³⁷Cs与核材料含量的比值,间接获得了铀和钚含量。该方法充分利用了核材料裂变的物理规律,建立了典型裂变产物与铀和钚含量之间的关系,并通过分段测量分析获得基础数据后间接获得铀和钚的含量,在废包壳测量分析、乏燃料组件燃耗测量分析中均可应用,可为设施运行、核材料衡算、废物管理等提供技术支撑。     

钚在低碳钢包装容器腐蚀产物上的吸附行为研究进展

研究低碳钢材质容器腐蚀机理及其腐蚀产物对钚的吸附行为对评价放射性废物处置场地安全性具有重要意义。通过研究低碳钢包装容器在放射性废物处置库中的腐蚀行为以及腐蚀产物对钚的吸附行为研究，可为准确预测钚的迁移行为和处置库安全评价提供理论基础。本文综述了废物地质处置条件下包装容器材料可能的腐蚀机理，系统总结了腐蚀产物对钚的吸附行为、影响吸附的主要因素以及吸附机理等方面的国内外研究进展，为今后深入研究腐蚀产物对钚的吸附机理提供参考。     

日本动燃事业团的混合氧化物燃料生产和废物处理设施建成

《日本原子》1987年10月号第20页报道】日本动燃事业团的钚燃料生产设施(快中子增殖堆线)和钚污染废物处理设施,已在茨城县东海工厂建成,其投资分别为320亿日元和110亿日元。1987年10月20日,日本科学技术厅批准动燃事业团运行这两个设施。钚燃料生产设施是为以下三个目的而设