水泥固化高放射性废物的研究进展

近十几年来，许多国家正在加速研究和开发高放射性废物的水泥固化技术，并取得了较大进展。

用于高放射性废物深地质处置的粘土材料研究

按照高放射性废物深地质处置库中缓冲材料的作用及要求,针对8个主要核国家采用的9种蒙脱石类粘土的样品来源、矿物成分、主要物理化学特征和热-水-力学性能进行分析比较发现:中国内蒙古高庙子膨润土蒙脱石含量较高,阳离子交换容量和比表面积较大,高庙子钙膨润土具有很好的不渗透性、高膨胀性和良好的导热性能。因此高庙子膨润土可作为中国高放射性废物深地质处置库缓冲材料的基料。

高放射性废物矿物固化体的特性

对高放射性废物 ( HLW)矿物固化体的性能作了详细分析 ,并对 HL W矿物固化体和玻璃固化体的性质和两者的制作过程作了简单比较。体积小、HL W组分掺入量高、浸出率低和制作过程简单是矿物固化体的优势。HLW矿物载体的稳定性分析表明它们十分适合地下处置库潮湿和温度变化的环境。虽然单种矿物只能处理部分 HLW组分 ,但多种矿物集合起来就可以整体荷载全部的 HLW组分。

燃烧合成固化高放射性废物

采用燃烧合成技术(CS)制备了包容高放射性废物的钙钛矿陶瓷固化体,测定了其物理性能。采用PCT法,X射线衍射(XRD)、透射电镜分析了固化体的浸出率、微观结构和相组分。试验结果表明:该方法可获得较高的反应温度,可使反应在瞬间完成,而且获得的产物具有密度高、成分均匀、浸出率低、包容量大等优点,从而达到封闭、隔离高放废物的目的。

水泥固化高放射性废物的科学基础

与玻璃法、陶瓷法相比,水泥法具有原材料易得、工艺简单等优点。本文综述了国内外近几年来用水泥固化放射性废物的最新研究成果,并指出了用水泥来固化高放射性废物存在的问题及发展方向。

一种高放射性废物固化处理基材的制备方法

一种高放射性废物固化处理基材的制备方法，其特征包括：1）配料。以天然锆英石、CaCO2和TiO2为原料，按天然锆英石26-32重量份、CaCO2 29～35重量份、TiO2 35～42重量份的比例取各原料；2）细磨。将各原料装入细磨设备内，添加磨球后，振磨30-60min；3）煅烧。将物料在1150～1350℃的温度下煅烧20～60min，即制得产物。采用本发明制备钙钛锆石和榍石的人造岩石固化体，原料成本低廉，工艺简单（可以减少或避免固化处理过程中的二次污染），反应温度较低、得到的目标矿物纯度高，为钙钛锆石、榍石基人造岩石固化高放废物的工程化应用奠定了良好的基础。

一种高放射性废物固化处理基材的制备方法

一种高放射性废物固化处理基材的制备方法，其特征是包括下列步骤：（1）配料：按质量比（26～32）；（29～35）：（35～42）取天然锆英石、CaCO3、TiO2原料；（2）细磨：将各原料装入细磨设备内，添加磨球后，振磨30-60rain；（3）煅烧：将物料在1150～1350℃下煅烧20～60min，即制得产物。采用本发明制备钙钛锆石和榍石的人造岩石固化体，原料成本低廉，工艺简单（可以减少或避免固化处理过程中的二次污染），反应温度较低，得到的目标矿物纯度高，为钙钛锆石、榍石基人造岩石固化高放废物的工程化应用奠定了良好的基础。

高放射性废物处理

乏燃料送后处理厂经处理．其中97％可循环再用。剩余的3％是高放射性废物。世界各国几十年来对高放射性核废料处理技术进行了广泛的研究．经过对各种方法评估比较后，深地质处置法成为最佳选择，即将高放射性核废料保存在深入地下几百m的特殊处置库内。

高放射性核废物深地质处置的环境问题

基于“多重屏障原理”的深地质处置是国内外公认的处置高放射性核废物的合适方法。本文从处置库建造与运行对环境的影响及环境对处置库反作用两方面探讨高放废物深地质处置中涉及的有关环境问题,并指出为确保处置库的长期安全性,必须特别注重选址及多因素耦合作用研究。

基于专利信息的高放射性核废物处置领域技术发展趋势分析

目前高放射性核废物的处理是核电工业发展日益需要关注的重要方向。本文基于德温特数据库,从专利申请年度趋势、区域分布、机构分布、研究主题、高被引、热点专利、技术功效等多角度统计分析高放射性核废物处置领域相关的专利文献,梳理高放射性核废物处置研究的技术发展趋势和热点方向,为其研究与实践工作提供一定的信息参考。

日本开始高水平放射性废物处置库研究

日本核废物管理组织(NUMO)已经对北海道县的两个城市是否适合建造高放射性废物最终处置设施开始初步评估。这样的调查在日本是首次进行。日本核废物管理组织表示,他们已获得日本经济产业省(METI)的批准,对寿都郡和Kamoenai村进行文献调查。该组织将花费大约两年的时间,根据地质图和学术论文,检查这两个城市的地理层和基岩的强度。在第一阶段工作的基础上,NUMO将挑选备选地点进行第二阶段调查,即所谓的初步调查,在这一阶段,钻井工作将在四年内进行,以分析地理层。在第三阶段,将建造一个测试设施。

国际放射性废物管理若干发展趋势

2002年12月召开了“国际放射性废物管理现状和发展趋势大会”。本文介绍了这次会议概况及有关进展,包括高放废物处置、乏燃料暂存、废放射源管理、NORM废物和放射性流出物排放控制等方面的进展。

含An^((3+),(4+))放射性废物的矿物固化研究

固化体的性质会直接影响到高放射性废物最终处置的安全性,因此,放射性废物固化体的安全稳定性问题也就显得尤为重要。由于锆英石具有将锕系核素作为晶体的组成部分固定在晶格中的性质。

《放射性废物处理、处置技术研究》一书绪言

人类开始认识放射线是在1895年1月,由伦琴首先发现了X射线。到现在还不满一个世纪,起初只是一些专门的科学家关心放射线,而现在成了全人类都关心的问题。对生活在当代的我们来说,放射线已经成为日常生活中非常熟悉的而又不可缺少的东西了。具有放射能(完全自发的放出放射线的性质)的物质叫做放射性物质。

烧绿石固化高放废物的研究进展

自然界中稳定存在的烧绿石由于在高放废物固化研究中呈现出的良好特性,近年来得到了大量的研究。在前人研究成果的基础上,对烧绿石的晶体结构与固化机理、锕系核素和稀土类似物的包容情况以及固化体的合成方法和相关性能等进行了系统的研究总结。已有的研究表明,烧绿石人造岩石固化体具有较高的密度和包容量,良好的抗浸出和抗辐照性能,是固化高放废物和进行最终地质处置的理想固化体,具有良好的应用前景。

高放废物处置库选址中低渗透介质地质研究的几个问题

低渗透介质是阻碍有害物质在地下迁移良好的天然屏障 ,因此成为高放废物处置库围岩类型的首选。本文通过对高放废物处置库选址中地质研究的回顾 ,阐述了低渗透介质地质研究的特点 ,对地质参数测定、取样、水流模拟、地球化学模拟进行了重点介绍。

sp地下实验室在瑞典高放废物深部处置库计划中的作用

瑞典核电站的乏燃料将在500m深的基岩坑道系统之中进行处置。瑞典政府于1984年原则上接受了代号为KBS—3的处置方案,其基本设想是将乏燃料包容在多重屏障之中,利用这些屏障在甚长时间内把乏燃料与环境隔离。在置于深部处置库之前,乏燃料组件被包容于带有钢质内衬的圆柱形铜罐之中。在处置坑道的底板上开挖一些专门的处置孔用于放置废物罐,而在每个废物罐周围放置压实的膨润土。深部处置库将分阶段建造。预计2008年将建成处置库的首期工程,其容量约为乏燃料总数的5％～10％。当所有乏燃料放置完毕后,处置库的所有巷道将用膨润土和砂回填、封闭。

高放废物的处理处置方法

介绍了高放废物处理处置方法 ,比较了其各自的优缺点 ,指出深地质处置是处置高放废物的合适方法。

自蔓延高温合成技术在高放废物处理领域的应用进展

高放废物难以安全高效处理一直是制约核工业发展的关键因素之一。目前,自蔓延高温合成技术(SHS)作为一种高效、简单、低耗能的高放废物固化体合成手段,成为当下高放废物处理研究的热点领域之一。简述了SHS技术的原理及特点,着重介绍了近年来SHS技术在高放废物固化领域的应用,探讨了现阶段SHS技术的研究进展和发展方向,并对其未来发展趋势进行了展望。

我国高放废物处置库粘土岩场址研究现状

介绍了国际原子能机构(IAEA)关于高放废物地质处置库选址的规范情况,在这基础上介绍了在粘土岩处置研究方面国内高放废物处置库的研究现状,重点分析塔里木盆地、准噶尔盆地、柴达木盆地、巴音戈壁盆地和陇东等地区的选址评价,对下一步粘土岩场址的选择提供借鉴。