模拟高放固化体、包装材料表面化学性能研究
基础与应用基础研究·放射性废物处理与处置 253
放射性废物处理与处置
“三废”设施治理工程进展
张存平，杜洪铭
我院已落实的“三废”设施治理专项工程共有6个项目，它们分别是含氚废水空气载带排放站、放射性固体废物回取与整备处理示范设施、放射性排风中心治理工程、163号放射性废液暂存库、中放废液输运系统和低放废液管网系统更新改造 。
2006年，工程部按计划完成了主要项目的计划节点。含氚废水空气载带排放站设备安装和交工验收；放射性固体废物回取与整备处理示范设施监理、建安和设备招投标，8月份，199子项基槽开挖，正式揭开了本项目施工建设，年底相继完成了160子项地下放射性管道拆除、放射性污染土清除处理、199子项土建安装、160子项±0.00以下土建施工及预埋件安装；放射性排风中心治理工程建设的监理、建安招投标工作，烟囱基础、室外地下管沟施工，部分非标净化装置及标准设备招投标工作；完成了163号放射性废液暂存库、中放废液输运系统和低放废液管网系统更新改造3个项目的初步设计，并上报中国核工业集团公司，其中，163号放射性废液暂存库的初步设计已于12月批复。
6个项目总投资为18 895.8万元，2006年总支出费用为2 502.4万元，总资金完成率为33.5%。
各项目资金支出基本与各项目完成工作量相匹配。
2006年，在院、所领导下，工程部全体人员与各相关单位，齐心协力，努力工作，克服困难，保质保量完成了国防科工委考核目标：含氚废水空气载带排放站完成交工验收；放射性固体废物回取与整备处理示范设施于年底完成了4项考核指标（199子项土建、安装顺利完成，160子项±0.00以下土建施工及预埋件安装，完成到位资金60%）。
反向气相色谱法对模拟高放玻璃固化体的表面化学性能研究
张振涛，甘学英，苑文仪，施和平，王 雷
高放玻璃固化体是高放废物深地质处置的核心屏障，它们在地下水浸泡下的蚀变行为是高放废物深地质处置的研究重点之一，因此，表征固体表面物理化学参数十分重要。目前，表征固体表面特征的技术主要是扫描电镜和透射电镜测量技术，这些电镜技术能够直观地给出固体表面的形貌、测量固体表面的晶体尺寸。但电镜测量技术局限性大，它们只能测量固体表面的物理参数，不能给出固体表面的物理化学参数比表面积和分子范围内的表面粗糙度。因此，需要建立新的表面测量技术，以对固体表面的物理化学参数进行系统测量，从而对固体表面性做系统评估。
反向气相色谱法是研究固体表面物理化学性能的技术，这项技术已在国外得到广泛应用。其原理为：将欲研究的材料填充于气相色谱柱内，然后向色谱柱注入探测分子，探测分子的物理化学性254
中国原子能科学研究院年报 2006
质均为已知。当探测分子在固体表面迁移时，探测分子将与固体表面发生吸附-脱附作用，当吸附-脱附作用强时，探测分子在柱内停留时间长；当吸附-脱附作用弱时，探测分子在柱内停留时间短。这种由已知探测分子特性来确定未知固体表面特性的技术称之为反向气相色谱技术。玻璃的比表面积可用戊醇在玻璃表面的单层吸附量来计算，玻璃表面的粗糙度参数Sf可用4-甲基庚烷和正辛烷在固体表面的吸附自由能之比表示。
高放玻璃为我国821厂模拟高放玻璃。根据PCT方法，在90和150 ℃的低氧条件下，用真实处置场址的地下水，将玻璃粉在不同时间段进行浸泡，玻璃粉粒径为100～120 m，玻璃粉与浸泡液的面体比为8 000 m－1。
图1和2分别是玻璃粉在150 ℃下浸泡后的比表面积和表面粗糙度随浸泡时间的变化趋势。
图1 玻璃比表面积随浸泡时间的变化趋势
玻璃被浸泡后，其表面的变化经历3个阶段，第一阶段为浸泡开始到浸泡了14 d，在这一阶段内，玻璃的比表面积逐渐增加，玻璃表面的粗糙度迅速增大，该阶段对应图1和2中的平台之前；第二阶段的浸泡时间为14～90 d，对应图1和2的平台，在这一阶段内，玻璃的比表面积和粗糙度维持不变；第三阶段，对应图1中的斜线部分，浸泡时间为90～350 d，在该阶段，玻璃的比表面积迅速增加，表面粗糙度缓慢增加。
图2 玻璃表面的粗糙度系数Sf随浸泡时间的变化趋势
以上实验结果表明：反向气相色谱技术是一项有效的固体表面物理化学性能参数测量技术，该技术能够测量固体的比表面及在分子尺度范围表征固体表面的粗糙度。应用反向气相色谱技术，观 基础与应用基础研究·放射性废物处理与处置 255
测到了玻璃在地下水浸泡条件下的3个蚀变阶段。
高放废液和锕系核素玻璃-陶瓷固化技术研究简况
张振涛，王 雷，甘学英，张 华，张传智
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
1 350 ℃熔融，制成霞石，法国则是在1 300 ℃下制备云母，目的是将铯、锶固定在云母的晶体内，稀土元素置于晶体片层之间。之后很快，人们放弃了将核素固定在晶体的想法，转而将核素包容在玻璃内。从1960年在实验室将100 mL高放废液固化在玻璃体内到现在的工业规模的高放废液玻璃固化，已经存放了几十万罐的高放玻璃等待最终处置。目前，人们已经认识到玻璃固化高放废液的缺点：首先，玻璃是一种过冷过饱和固溶体，从热力学上讲，析晶必然发生，析出的晶体绝大多数是水溶性的，不利于最终深地质处置；其次，玻璃体对核素的包容量偏低，对锕系核素的包容量更低。美国尤卡山处置场只允许存放2 000罐左右的高放玻璃固化体，但汉福特产生的高放玻璃罐约几十万罐，玻璃固化体的包容量低、长期稳定性差成为高放废物最终处置的世界性难题。增加废物的包容量、提高固化体的长期化学稳定性是目前的研究方向。为此，人们又重新将锕系核素的固定转移到晶体上，但制备纯粹的晶体工艺复杂，而玻璃陶瓷制备简单，因此，玻璃陶瓷成为新的高放废液和锕系核素固化基材。
工业制备玻璃陶瓷有熔融法、烧结法和溶胶-凝胶法3种方法。熔融法的特点是熔制温度高、热处理制度严格，产品性能优异、致密度高，与高放废液玻璃固化工艺接近。采用熔融法工艺时，通常在原料中加入成核剂TiO2、ZrO2和P2O5等氧化物或Au、Ag、Pt、Cu等贵金属，将各种原料及添加剂混合均匀制成混合料，于1 400～1 600 ℃高温熔融，均匀化后将玻璃熔体成型，退火后在一定温度下进行核化和晶化，从而获得晶粒细小均匀且整体析晶的玻璃陶瓷制品。热处理是玻璃陶瓷生产的关键技术。最佳成核温度一般介于使黏度为1 011～1 012泊的温度范围之内，介于转变点Tg和比它高50 ℃的温度之间。晶化温度上限应低于主晶相在一个适当的时间内重熔的温度，一般为25～50 ℃。
在高放废液和锕系核素的玻璃陶瓷固化研究方面，人们研究了玻璃-钙钛锆石、玻璃-磷灰石、铝硅酸盐玻璃-榍石、玻璃-烧绿石，玻璃-莫他石（murataite）等。钙钛锆石存在于自然界，锕系核素在它的晶格内已经稳定存在了几百万年。钙钛锆石作为人造岩石的主要矿相得到了广泛研究，因此，玻璃-钙钛锆石是目前研究最多的玻璃陶瓷。钙钛锆石CaZrTi2O7中Ca2+位可被三价锕系核素或稀土元素取代，为降低增加的阳离子电荷数，Ti位被Al3+取代，四价的锕系核素或稀土元素更倾向于占据Ti4+位。
玻璃-钙钛锆石陶瓷体的制备条件取决于钙钛锆石陶瓷体在玻璃-钙钛锆石陶瓷体中的组成。玻璃相占的比例越小，熔融温度越低，当玻璃相成分为零时， 熔融温度达到最高。钙钛锆石陶瓷体制备工艺为：将按照矿相组成的氧化物混合物放到冷坩埚内，在1 600～1 700 ℃下熔融，保持温度2 h，便可得到钙钛锆石陶瓷体，其中，钙钛锆石体积占矿相总体积的50%～70%。如果制备玻璃-钙钛锆石陶瓷体，熔融温度可以降低。
法国在1 450 ℃熔制母玻璃，之后，在1 050 ℃保持2 h，再在1 200 ℃保持6 h，得到了玻璃-钙钛锆石。将制备的玻璃-钙钛锆石与UP2/UP3的R7T7玻璃进行了比较，发现玻璃-钙钛锆石的蚀变速率是R7T7玻璃蚀变速率的1/10。Leturcq研究了钙钛锆石晶体大小与熔融温度之间的关系，低温 256 中国原子能科学研究院年报 2006
（1 050 ℃）下生成的晶体较小（几微米），高温（1 200 ℃）下生成的晶体较理想，晶体较大，尺寸在几十到几百微米之间。Xavier等进行了钚的玻璃-陶瓷固化研究，在铂铑坩埚内，将钚的硝酸盐溶液与混合的氧化物充分混合，之后，解热、熔融。在1 200 ℃下保持6 h以便晶体充分生长，整个固化体为5 g，含氧化钚5%，晶体体积占整个样品体积的2/3，两种不同形状的晶体分布在两种不同区域，样品边缘区域，晶体为纤维状；样品的中心区域，晶体为松叶节瘤状， 长度约200 m。这两种不同外观的晶体均属于钙钛锆石，晶体内富集了钚。
法国和澳大利亚对美国INEEL的高放废液的煅烧干粉进行冷坩埚玻璃陶瓷固化工程验证研究，固化体包容量（质量分数）为50%，冷坩埚直径为50 cm，为CEA的EREBU冷坩埚。冷坩埚熔融温度为1 260～1 300 ℃，在该温度下，保持3 h，之后，高温炉停止加热，并继续保持冷却，以模拟玻璃在玻璃罐内的中心冷却曲线，冷坩埚中心温度在900 ℃以上时的冷却速度为414 ℃/h。冷坩埚壁的冷却速度很快，中心较慢。完全固化冷却后，得到固化体50 kg，在不同的位置取样，得到不同冷却速度下的玻璃陶瓷体。微观分析结果显示：冷坩埚制备的玻璃陶瓷中的主要结晶相为钙钛锆石晶体，结晶相体积占总固化体体积的21%。
文献表明：玻璃-陶瓷复合体比玻璃固化体的核素包容量大、化学稳定性好；玻璃陶瓷制备工艺简单；冷坩埚-玻璃陶瓷是最有可能取代目前陶瓷炉-玻璃固化处理高放废液的工艺，玻璃从冷坩埚浇注到玻璃罐后，依靠自然冷却变可生成玻璃-陶瓷体。
沥青固化刮板蒸发器清洗液处理工程应用研究的工程预实验
姚 军，张 言，汪书卷
某厂低放废液沥青固化工程清洗废液已暂存330多桶（200 L钢桶），随着生产的不断进行，还将产生更多的低放废液有待处理。
根据三氯乙烯的高密度、低沸点以及易挥发性和毒性确定减压蒸馏作为这种低放废液的分离方法。目前，实验室规模研究已基本完成，包括调查了放射性清洗废液的来源及贮存状况，废液的组成、黏度、核素种类及放射性水平等；进行了实验室规模蒸发装置的加工调试以及工艺参数的选择和优化；完成了模拟料液的实验室研究；进行了真实料液的实验室验证。
所确定的实验设备及方案能够达到处理要求，减压蒸馏设备处理量可达到0.25 L/h；三氯乙烯的回收率可达到87.5%，高于85%的标准。模拟料液蒸残沥青固化物的软化点为61.8 ℃。模拟料液的分离情况列于表1。真实料液中尾气TCE含量列于表2。
高放射性核废物玻璃固化体的辐射效应
高放射性核废物玻璃固化体的辐射效应
来源:
摘 要：随着近些年我国对核能产业的大力发展，大量需要与生物圈隔离、进行永久处置的核废物成为我国面临的一大问题。核能产业的乏燃料经过后处理阶段生成的大量高放废液按照规划将被使用玻璃固化后进行深地质处置。为了预测玻璃固化体在地质储存库中的行为、预防可能发生的放射性核素泄漏事故，了解其长期的辐射效应是非常必要的。本文描述了在玻璃固化体中的辐射源与辐射剂量；还讨论了各种用来模拟玻璃固化体在储存库中的辐射场以对其进行辐射性能研究的实验手段；最后综述了玻璃固化体中α与β衰变事件对其造成的辐射效应。
关键词：高放废物；玻璃固化体；辐射效应
1. 引 言
近年来，随着国民经济的蓬勃发展，能源短缺逐渐成为我国面临的一个严峻问题。核能，作为新能源中最具有竞争力的一员，其开发和利用越来越为我国所重视。预计到2010年核能发电量将达到20 GW路h，到2020 年为32～40 GW路h；同时也将产生大量的核废物，到2010年为1000t，到2015 年为2.0×103
t。估计核废物产生的速度在2020 年将达到每年1000t。因此，核废物处置已经成为迫切需要解决的课题。早在1985 年我国就已开始在该领域进行研究，但当时并未深入开展。世界各国对高放废物处置问题提出了许多方案, 如太空处置、海洋处置、海岛处置、冰层处置及深地质处置等等。目前世界上广泛认可的高放核废物地质处置方法是深埋于稳定的地层中（500～1000 m）。在众多方案中，该方案是开发时间最长，也是目前最有希望投入应用的处置方案，许多国家相继在其研究领域投入了大量的人力和财力。
当前我国提出的治理高放废物路线的主线是：鈥湶ＡЧ袒€斺€數刂蚀χ免€?。固化的目的是使高放废液中所含的核素转变成稳定形态, 封闭隔离在稳定的介质中, 以便阻止核素泄漏和迁移, 使之适宜于处置。目前已被采用的固化介质以浸出率很低的硼硅酸盐系的玻璃为主。同时, 其他一些可能代用的固化介质如陶瓷、合成矿物、结晶化玻璃也正在研究中。目前，玻璃固化是大部分拥有高放国防废物或者商业核燃料后处理生成的高放废物的国家所选择的针对大部分核废物成份的固化方式（例如：美国，俄国，法国，英国，日本）。 对于玻璃的选择主要是基于以下四个原因：（1）相比较其它固化方式，玻璃固化的处理过程相对简单（将玻璃粉与废物混合，在相对较低的温度熔解并注入金属容器中）。（2）玻璃作为一种非晶体可以很容易容纳高放废物的各种组分（20 至30 种成分）。（3）作为一种非晶体，玻璃受辐射效应的影响很小，尤其是阿尔法衰变的影响。（4）使用玻璃固化高放废物的相关技术我国已开发与研究多年，相比其它固化方式有更多技术基础。
压水堆沉积物对包壳表面性能影响的模拟研究
压水堆沉积物对包壳表面性能影响的模拟研究
沈媛;来允尘;谭诗雨;矫彩山;侯洪国;晁楠;高杨
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2024(58)4
【摘 要】随着新一代压水堆燃料循环周期的增加,堆芯中腐蚀产物沉积所带来的影响也日趋严重,沉积物引起的包壳表面温度和物质浓度变化提高了堆芯功率偏移、放射剂量增加和包壳腐蚀的风险。为预测压水堆包壳沉积物带来的风险,本文对附着沉积物的包壳表面传热、传质、流体流动、化学过程进行了多物理场模型建立和优化,计算了不同操作条件、水化学条件和沉积物结构下的包壳表面传热参数和物质传递参数,讨论了沉积物对包壳表面传热性能的影响及硼累积风险,并提出了用于预估沉积物诱导硼累积风险值的关系式。结果表明:在沉积物内发生沸腾时,考虑硼酸挥发过程能够获取更接近实际的沉积物温度分布;对于正常的压水堆条件,40μm沉积物微孔结构中的硼累积量主要源于因包壳表面局部沸腾而导致的硼酸浓缩(0.0574 g/m^(2))和沉积层对硼的吸附作用(4.61×10^(-3) g/m^(2)),孔道中的沉积硼来源于Li_(2)B_(4)O_(7),预估值为8.34×10^(-5) g/m^(2),而LiBO_(2)不发生沉积。
【总页数】13页(P801-813)
【作 者】沈媛;来允尘;谭诗雨;矫彩山;侯洪国;晁楠;高杨
【作者单位】哈尔滨工程大学;核电运行研究(上海)有限公司
【正文语种】中 文 【中图分类】TL341;TM623
【相关文献】
1.压水堆乏燃料元件包壳表面氧化膜厚度测量技术研究2.模拟压水堆一回路环境下法向力对锆合金包壳管微动磨蚀的影响3.压水堆一回路pH控制策略对积垢燃料包壳完整性的影响研究4.锆合金包壳在模拟压水堆一回路冷却剂中的表面污垢沉积行为研究
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自蔓延制备Gd2Ti2〇7烧绿石及固化模拟锕系核素研究
西南科技大学硕士学位论文
VI摘要
核废物的处置一直以来都是人们热衷讨论的话题，特别是高放废物中的锕
系核素，其具备毒性大、半衰期长和放射性强等特点，如何安全有效的处理好
高放废物是人类面临的重要问题。烧绿石由于其优异的抗辐射性、稳定的结
构、良好的机械性能和化学性能被视为高放废物的理想固化基材。本研究采用
成本低廉的原料，利用自蔓延高温合成结合快速加压技术制备Gd2Ti
2O
7烧绿石
固化体。在其A位、B位以及A/B位同时固化掺杂模拟锕系核素，利用X射线
衍射、激光拉曼光谱、高分辨扫描电子显微镜、等离子体发射光谱-质谱等测试
手段对Gd2Ti
2O
7烧绿石固化体的物相结构、微观形貌、化学稳定性和抗辐照性
能进行研究。结果如下：
（1）在Gd2Ti
2O
7烧绿石的A位固化Eu模拟锕系核素制备Gd
2-xEu
xTi
2O
7研
究中，x的最大取值为0.4，最佳致密度下的施压时间为27s，最高密度和维氏
硬度分别为4.97g.cm-3和9.55GPa，Cu、Gd和Eu在42天（42d）后的归一化浸
×10-5g.m-2.d-1出率分别为LRCu=2.25，LR
Gd=2.82×10-6g.m-2.d-1和LREu=8.89×10-
6g.m-2.d-1。
（2）为了提高钛酸盐烧绿石的抗辐照性能，在Gd2Ti
2O
7烧绿石的B位掺
杂Zr以探究其对烧绿石辐照稳定性的影响。采用自蔓延工艺制备Gd2(Ti
1-
xZr
x)
2O
7（x=0、0.05、0.15、0.25和0.35）烧绿石，并选用5MeVXe20+开展α
射线辐照模拟实验。Gd2Ti
2O
7烧绿石在5×1014ions/cm2、1×1015ions/cm2、
2×1015ions/cm2和4×1015ions/cm2的辐照剂量下测试表明，辐照后表面非晶化，
并且发生烧绿石相向萤石相的相转变。在4×1015ions/cm2的辐照通量下，对不
同Zr含量的Gd2(Ti
1-xZr
x)
2O
7烧绿石进行辐照测试，掠入射角度γ=5°的结果表
废机油包容量对水泥固化体性能的影响
第源猿卷摇增刊员摇圆园圆猿年摇愿月摇辐摇射摇防摇护砸葬凿蚤葬贼蚤燥灶孕则燥贼藻糟贼蚤燥灶灾燥造郾源猿摇晕燥援杂员摇摇粤怎早援圆园圆猿
窑放射性废物管理窑
废机油包容量对水泥固化体性能的影响
刘摇艳员袁赵庆凯员袁余达万圆袁万小岗员袁王东文员袁周辰昊圆
渊员援中国工程物理研究院材料研究所袁四川江油远圆员怨园苑曰圆援中核核电运行管理有限公司袁浙江海盐猿员源猿园园冤
摇摘摇要院本文采用硫铝酸盐水泥结合乳化固化法对模拟放射性废机油进行固化处理袁以固化体中不同机油包容量为变量袁参照国标郧月员源缘远怨郾员要圆园员员分析了固化体的力学性能尧抗浸出性能及冻融性能遥结果表明袁当机油包容量小于圆缘豫渊质量比冤时袁固化体性能满足国标郧月员源缘远怨郾员要圆园员员相关要求遥在此基础上袁采用梯度升温法尧栽郧尧载砸阅尧静态氮吸附仪考察了不同机油固化体的热稳定性能尧孔隙率及物项组成袁实验结果表明袁固化体中机油包容
量小于员远郾远苑豫时袁固化体热稳定性性能优良袁机油包容量为员圆郾缘豫时袁固化体微观孔隙和孔径最小袁故该包容量下固化体强度最高袁当机油包容量小于圆缘豫时袁机油不会抑制硫铝酸盐水泥的水化过程及水泥固化体的孔径分布微分曲线遥关键词院放射性废机油曰硫铝酸盐水泥曰水泥固化曰微观性能
中图分类号院栽蕴怨源员垣郾员员员文献标识码院粤
摇摇收稿日期院圆园圆圆原员圆原员怨作者简介院刘艳渊员怨愿猿要冤袁女袁圆园员员年毕业于华南理工大学环境工程专业袁获硕士学位袁高级工程师遥耘原皂葬蚤造院造蚤怎赠造蚤糟遭岳员远猿援糟燥皂园摇概述
在核燃料的后处理尧核设施退役和检修等过程中袁不可避免的会产生一定量的放射性废机油或机油乳化混合废液咱员暂遥理论上袁焚烧法可用于
处理放射性废油或机油乳化废液袁但由于焚烧法
公众接受度低尧焚烧放射性废油需进行粘度调节尧放射性废油存放地分散不利集中处理等原因袁国内的大部分放射性废油或其它有机废液只能容器包装后暂存咱圆原猿暂遥
水泥固化法工艺简单易于实施袁且形成的水泥固化体具有耐辐照的特点袁利用乳化鄄水泥固化
表面改性后AZ31B镁合金在不同模拟体液中的降解性能研究
表面改性后AZ31B镁合金在不同模拟体液中的降解性能研究
万晔;王艳娜;王强;谭丽丽;杨柯;李扬德;李卫荣
【期刊名称】《材料导报》
【年(卷),期】2011(025)006
【摘 要】采用化学沉积法在AZ31B镁合金表面制备了钙磷陶瓷涂层,通过浸泡试验和电化学试验研究了其在3种不同模拟体液(生理盐水、PBS、Hank's)中的降解性能.结果表明,沉积处理改变了AZ31B 镁合金在模拟体液中的降解性能,明显抑制了其降解速度;浸泡后溶液的pH值变化结果和电化学实验结果均表明,在3种不同模拟体液中,表面处理后AZ31B镁合金显示出不同的降解速度,顺序依次为:生理盐水>PBS溶液>Hank's溶液.
【总页数】5页(P66-69,86)
【作 者】万晔;王艳娜;王强;谭丽丽;杨柯;李扬德;李卫荣
【作者单位】沈阳建筑大学材料科学工程学院,沈阳,110168;沈阳建筑大学材料科学工程学院,沈阳,110168;中科院金属研究所,沈阳,110016;中科院金属研究所,沈阳,110016;中科院金属研究所,沈阳,110016;中科院金属研究所,沈阳,110016;东莞宜安电器有限公司,东莞,523662;东莞宜安电器有限公司,东莞,523662
【正文语种】中 文
【中图分类】TG178
【相关文献】 1.AZ31B镁合金激光喷丸强化后疲劳裂纹扩展的数值模拟研究 [J], 赵建飞;周建忠;黄舒;蒋素琴;樊玉杰
2.模拟体液中的尿酸对AZ31B镁合金腐蚀行为的影响 [J], 熊中平;司玉军;李敏娇;岑巧
3.不同质量比N,O-CMC/n-β-TCP复合材料在模拟体液中的降解性能 [J], 刘玉艳;储顺礼;李男男;包幸福;高尚;沙莉;胡敏;蒋引珊
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高放核废料磷酸盐玻璃陶瓷固化研究进展
!第!"卷第#期核!化!学!与!放!射!化!学$%&'!"(%'#!)*)+年+)月,%-./0&!%1!(-2&30.!0/4!5046%273869:.;<32=)*)+
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!!"通信联系人廖其龙高放核废料磷酸盐玻璃陶瓷固化研究进展
王!辅+廖其龙+"竹含真+王元林+向光华+朱永昌)
+=西南科技大学材料科学与工程学院%环境友好能源材料国家重点实验室%四川绵阳!#)+*+*!
)=中国建筑材料科学研究总院%北京!+***)!
摘要磷酸盐玻璃陶瓷是固化&难溶'核废料的优异基材%具有高的废料包容量和优异的稳定性%因而%磷酸盐
玻璃陶瓷固化是高放核废料固化处理的重要研究方向之一(本文简要综述了高放核废料磷酸盐玻璃陶瓷固
化体的类型)固化机理)固化体设计)稳定性及其制备%并对其研究做了展望(其今后研究方向主要包括"
#+$磷酸盐玻璃固化体的中长期化学稳定性)蚀变规律和抗腐蚀机制的研究!关注其物理性能)热稳定性和辐
照稳定性!#)$磷酸盐玻璃陶瓷固化体的简洁制备工艺技术及其工艺原理%及其对设备和电极的侵蚀和寿命
的影响(
关键词核废料!玻璃陶瓷固化!磷酸盐玻璃陶瓷!稳定性!制备技术
中图分类号CD+@+!!文献标志码E!!文章编号*)?">FF?*#)*)+$*#>*!!+>+)
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高放废物固化技术研究
∽ △ Ａ ０ ０ ０ Ｔｈｅｓｉｓ
【摘要】随着核能源的广泛应用，特别是民用核能的发展，放射 性废物的安全处置已经成为当今各国普遍关注的问题。目前各国公认的
较为安全的方式是将放射性废物固化后进行深地质处置。对于高放射性
废物而言，主要的固化方式有玻璃固化和人造岩石固化。本文从化学稳 定性、机械稳定性、热稳定性、辐射稳定性等几个方面介绍了两种固 化体的性能，为高放废物固化的进一步研究提供参考。
【关键字】高放废物；玻璃固化；人追岩石固化；稳定性
前言
随着核工业的发展，所产生的放射性废物愈来愈多，尤其是高放射性 废物（ＨＬＷ）。放射性废物主要由铀和２３５Ｕ的裂变产物组成。重要的裂变
产物有１ ３７Ｃｓ、９０Ｓｒ、１４０Ｂａ、ｌ２９Ｉ等。其中１３７Ｃｓ、９０Ｓｒ半衰期最长，
分别为３０．１７ａ和２８．５ａ，被人食入或吸入，或受到其衰变过程中产生的
射线照射，都将破坏人体的组织细胞。它的放射性高，毒性大，其危害可 持续几万年甚至几十万年。如何安全地处理和处置这些ＨＬｗ，成为目前
解决核污染，保护人类的生存环境，进一步开发利用核能以及实现核能可
持续发展的关键＿ｌ 】。
对放射性废物的处置，人们认为最合理的措施是首先将放射性废物进 行固化处理，然后将得到的放射性废物固化体进行最终的地质处置。对于
高放射性废物（ＨＬＷ）固化方法按固化体形式可分为四类：①放射性废
物玻璃固化，主要为形成硼硅酸盐玻璃固化体和磷酸盐玻璃固化体；②放 射性废物合成岩石固化，废液和钙钛锆石、钙钛矿、榍石、碱硬钛矿石、
烧绿石等人造岩石固化基材高温熔融，形成与天然岩石晶体结构相同的固
体，放射性核素作为晶体组成部分而固定；③放射性废物陶瓷固化，使放
射性核素作为晶体的组成部分而固定的固化方法，主要有玻璃一陶瓷固化
体（合适组成的硼硅酸盐玻璃固化体经热处理而部分析晶的产物）、过煅 烧陶瓷固化体（废液与硅、铝、锶等添加剂一起转化为煅烧物后再经高温
ZnO 和 CaO对模拟高放废液硅酸盐玻璃固化体性能的影响研究
ZnO 和 CaO对模拟高放废液硅酸盐玻璃固化体性能的影响研究
张华;N.C.Hyatt;J.R.Stevens;R.Hand
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2015(000)007
【摘 要】针对有些高放废液含有较多Fe、Cr、Ni过渡金属元素，在玻璃固化工艺过程中易于形成晶体，导致熔融玻璃体的黏度增加、化学稳定性变差以及工艺过程中易出现出料口堵塞等问题，研究了废物包容量为15％和20％、添加ZnO
（5.6％）和CaO （1.75％）的配方对形成的4种玻璃固化体的物理性能（密度、硬度、断裂韧性）、化学性能（产品一致性测试和蒸汽腐蚀测试）和结构（X射线衍射析晶分析、拉曼光谱分析）的影响。研究分析显示，提高废物包容量至20％以及添加ZnO和CaO均可促进硼硅酸盐玻璃固化体网络结构的稳定性和化学稳定性，并增强玻璃体的密度，提高硬度；但玻璃固化体的高温黏度升高，断裂韧性下降。
【总页数】6页(P1159-1164)
【作 者】张华;N.C.Hyatt;J.R.Stevens;R.Hand
【作者单位】中国原子能科学研究院放射化学研究所，北京 102413;谢菲尔德大学 材料科学与工程系 固化实验室，英国 谢菲尔德 S1 3JD;谢菲尔德大学 材料科学与工程系 固化实验室，英国 谢菲尔德 S1 3JD;谢菲尔德大学 材料科学与工程系 固化实验室，英国 谢菲尔德 S1 3JD 【正文语种】中 文
【中图分类】O611
【相关文献】
1.Na2O/Al2O3摩尔比对模拟高放废液硼硅酸盐玻璃固化体结构和性能的影响 [J],
廖其龙;蔺海艳;王辅;潘社奇;牟涛
2.X射线荧光光谱法测定模拟高放废液玻璃固化体中14种主、次量元素 [J], 金立云
3.X射线荧光光谱法测定模拟高放废液玻璃固化体中26种主、次及微量元素 [J],
金立云
4.模拟高放废液玻璃固化体的偏硼酸锂熔融法 [J], 顾国英
高包容模拟放射性核素Sr固化技术研究
第３２卷第２期 ２０１１年６月 《陶瓷学报》 ＪｏＵＲＮＡＬ ＯＦ ＣＥＲＡＭＩＣＳ Ｖｏ１．３２，Ｎｏ．２ Ｊｕｎ．２０１１
文章编号：１０００－２２７８（２０１１）０２－－－０１９７－０５
高包容模拟放射性核素Ｓｒ固化技术研究
梁磐仪ｌ－ｚ 陈泉水Ｌ 马辉 郁兴国 刘晓东Ｌ
（１．东华理工大学材料科学与工程系，江西抚州３４４０００；２．东华理工大学核资源与环境教育部重点实验室， 江西南昌３３００１３）
摘要 以氧化铁、钛粉、氧化钙、二氧化钛为原料，利用溶胶一凝胶反应制备了人造钙钛矿岩石。以人造岩石为基底，利用固相反应固 化模拟放射性核素ｓｒ。借助ｘ射线衍射（ＸＲＤ）、扫描电子显微镜（ＳＥＭ）等方法分析固化体形貌与结构。结果分析表明：当Ｆｅ２０ｓ：
Ｔｉ：ＣａＯ：ＴｉＯ２＝２：３：４：ｌ（物质的量之比），掺入ＳｒＯ含量为１０％时，可以获得较好的钙钛矿物相。 关键词溶胶凝胶；人造钙钛矿；模拟固化；性能分析 中图分类号：ＴＱ１７４．９文献标识码：Ａ
０引言
高放废物（ＨＬＷ）通常指乏燃料后处理产生的高
放废液及其固化体，以及直接当作废物处理的乏燃料
元件，是一种放射性强、毒性大、半衰期长并且发热的
特殊废物ｎ１。它产生的 、ｐ和＾ｒ射线能够诱发癌
症、白血病和多发性骨髓癌、大胸恶性肿瘤、甲状腺技
能紊乱、不育症、流产和生育缺陷等多种人类绝症［２１。
当其进入环境中会诱发植物的基因变异，危害农作物
的生长，且某些放射性的核素半衰期很长（达１６６ａ），
需要衰减数万年甚至更长时间 才１ 陵全水平阁。
随着核工业及核技术的发展，至今全世界已有核电厂
４００多座，估计仅核电放射性废物排放量已累计超过
４×１０ａｍ．￣，而我国在今后ｌ０年中每年也将产生核废
物７×１０Ｓｍ３ｒ４Ｊ。因此，研究核废料处理技术，尤其是高
放核废料的处理，解决核污染，是进一步开发利用以
及实现核能可持续发展的关键。而对高放废物进行
碱矿渣水泥固化模拟高放废液提高Cs_抗浸出性能的研究
第23卷 第4期辐射防护Vol.23 No.4
2003年 7月RadiationProtectionJul. 2003
・工作简报・
碱矿渣水泥固化模拟高放废液
提高Cs+抗浸出性能的研究
王 冬Ξ 周际东 严 生
(南京工业大学材料学院,210009)
摘 要 研究了模拟高放废液加入NiSO4和K4[Fe(CN)6]预处理经碱矿渣水泥固化后Cs+的抗浸出性能。实验结果表明,NiSO4与K4[Fe(CN)6]反应生成的亚铁氰化钾镍在很宽的酸度、温度范围内对铯的离子交换是个较快的过程,且选择性高、稳定性好;经预处理的废液碱矿渣水泥固化体的抗Cs+浸出性能得到明显提高:采用GB7023286方法,在25℃,第42d,Cs+浸出率为未经预处理的固化体的3.24%,达到10-6cm・d-1;采用MCC21方法,90℃,第28d,Cs+浸出率为未经预处理的4.85%,达到10-4g・cm-2・d-1。关键词 模拟高放废液 碱矿渣水泥固化 Cs+ 浸出率
1 前言
核能的生产和使用带来的环境问题日益成
为人们关注的焦点,大量的放射性废物,特别是
高放废物安全处置问题受到高度重视[1]。水泥
固化放射性废物安全处置是一种经济而简便的
处置方法。相对于普通硅酸盐水泥,碱矿渣水
泥固化体具有结构致密、强度高、水化产物稳定
且溶解度低、抗渗能力强等优点。吴学权
等[2,3]在碱矿渣水泥内加入沸石、硅灰,在特殊
工艺下制得性能良好的水泥固化体。然而在常
温常压下直接固化模拟高放废液仍然存在一定
的问题,即:137Cs是高放废液中主要的释热产物之一,其所占放射性份额较大,Cs+化学性质
比较活泼,而其水泥固化体对其抗浸出性,特别
是高温抗浸出性能较差[4]。
许多研究者认为,水泥对高放废液中核素
离子的固化作用有三方面,即机械固化、吸附固
化和化学固化(或称固溶固化),其中化学固化
是最为牢固的方法[5]。亚铁氰化镍是一种对
Cs交换容量较大,耐辐照稳定性好,较高的NaNO3浓度溶液对其交换容量影响不大的一种