高放废液合成岩石固化研究

建立了高放废液合成岩石固化装置，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品测试结果表明，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Ｎａ２Ａｌ２ＴｉＯ６Ｏ１６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堆高放废液的合成岩石基料配方，氧化钠的包容量可达５．７％（ｗｔ）。

用三烷基氧膦(TRPO)从高放废液中去除锕系元素—TRPO流程模拟料液串级实验

用改进的TRPO流程进行了从动力堆乏燃料后处理高放废液模拟料液中去除锕系元素的串级实验验证。流程中采用了模拟料液中镎的电解还原调价,以提高镎的去除效果。当料液酸度为1mol/l HNO_3时,经过几级萃取能有效地去除模拟料液中>99.9％的镅、钚、镎、铀。改进了早期采用氨羧络合剂络合反萃锕系元素的流程,采用高酸、草酸和碳酸钠分别反萃Am+RE,Np+Pu和U,使锕系元素分成三组,它们之间的交叉沾污很小。裂片元素在流程中的行为分成三类,除稀土、钯、锆、钼随锕系元素共萃外,其他裂片被部分萃取或不被萃取。文中给出了锕系元素和Tc在各级中的浓度剖面,也给出了它们和裂片元素在各物流中的分布。

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。

放射化学中子活化分析法测定高放废液中的129Ⅰ

为了测定高放废液中的^(129)I 含量本文建立了一个放射化学活化分析方法。样品在加入^(131)I 示踪剂后进行放化分离,以^(131)I 定化学收率,然后以液体形式进行中子活化。活化后加入碘载体再次进行放化分离,以 AgI 形式测量^(130)I。用^(197)Au(n,γ)^(198)Au 作为活化参考标准。在中子通量密度3×10~9cm^(-2)·s^(-1)下本方法的灵敏度达1×10^(-9)g。共分析了十二个高放废液样品。由于全部样品的^(129)I 含量都在本方法的灵敏度以下,所以只能给出^(129)I 浓度的上限值。

分离法处理高放废液全流程热实验系统的建立与实验运行

分离法处理高放废液全流程热实验系统的建立与实验运行刘秉仁，焦荣洲，何向明，韩升印，孟照■，宋崇立（清华大学核能技术设计研究院）关键词热实验，分离流程，ＨＬＬＷ，离心萃取器高放废液的最终处置，是影响世界核能发展的关键技术之一。经过多年的研究，我国独立开...

钛酸盐陶瓷固化放射性废物

研究了钛酸盐陶瓷的晶体结构和性能,通过PCT实验测定了钛酸锶的浸出率。实验结果表明:钛酸盐陶瓷固化体具有较高的密度,浸出率低,化学稳定性高,是固化放射性废物和进行最终地质处置的理想固化体。展望了钛酸盐陶瓷固化放射性废物的前景。

高放废液中钚、镅含量及总α放射性活度的测定

采用经计数堆积、分析器阈值、源自吸收、源底衬对α粒子的反散射及系统死时间等计数效率影响校正后的栅网电离室,测定样品的总α放射性活度;使用Si(Au)半导体α谱仪测定钚、镅等核素的α放射性的比例;借助核燃料钚同位素的丰度及一些核数据,可获得高放废液样品中钚、镅等核素的含量。对于一般高放废液中的总α放射性、钚及镅含量测定的不确定度为±3%。

用钛酸盐陶瓷固化含铯亚铁氰化钛钾无机离子交换剂的初步研究

本文对在我国高放废液全分离流程中产生的含铯亚铁氰化钛钾无机离子交换剂的固化进行了初步研究。结果表明，对于含铯亚铁氰化钛钾无机离子交换剂，可先用热分解－催化氧化法除去其中的氰并将其转变为各种固体氧化物，然后用由碱硬锰矿（ＢａＡｌ２Ｔｉ６Ｏ１６）、假板钛矿（ＦｅＴｉ２Ｏ５）及金红石（ＴｉＯ２）三种矿相组成的钛酸盐陶瓷固化体对其进行固化包容。制备出的陶瓷固化体性能稳定，物理稳定性和化学稳定性与硼硅酸盐玻璃固化体相当，废交换剂氧化物包容量可达３６．８％。

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%。

模拟非α中低放废液大体积浇注水泥固化的可行性研究

本文对在我国高放废液分离流程中产生的中低放非α废液的大体积浇注水泥固化，在实验室小试条件下进行了可行性研究。结果表明，经浓缩、脱硝及中和处理后，非低α中放废液可用大体积浇注水泥固化进行处理和处置。推荐的固化配方为：水灰比１．０～１．１，盐灰比０．１８～０．２０，及占水泥重量０．５％（ｗｔ）的水泥高效缓凝减水剂。固化体第４２ｄＣｓ的浸出率为１０－３～１０－５ｃｍ／ｄ，Ｓｒ的浸出率在３．１×１０－３～６．５×１０－３ｃｍ／ｄ之间，改进抗浸出性能尚待进一步研究。

高放废液总β放射性活度测量

方法采用塑料闪烁晶体β低本底测量装置直接测定了高放废液样品40 keV以上β射线的总β放射性活度。装置的β效率曲线采用与被测样品相同质量厚度、不同β能量的一系列标准源刻度。样品测量的β放射性对装置的总β效率是根据各个样品的放射性核素组成、各核素β射线能量对应于β效率曲线值以及各核素β放射性活度占样品总β放射性活度的比例加权平均计算求得。在测定样品各核素β放射性活度占总β放射性活度的比例时,方法对具有γ衰变的核素采用直接γ能谱法;对纯β衰变核^(90)Sr-^(90)Y,采用了半衰期近似法;对纯β衰变核^(147)Pm,采用了表观冷却时间近似替代法对高放废液样品测量的不确定度约为±15%。测量结果与化学分离各核素测得的结果在误差范围内符合。

离子色谱法(IC)测定高放废液中若干阴离子浓度

采用离子色谱法(IC)测定大量NO_3离子存在下的微量或少量F、Cl,,NO_2和PO_4~3离子浓度。使用Y_(2X-8)阳离子交换树脂预处理柱除去试样中可能存在的阳离子,特别是大量的过渡金属和重金属离子。以Na_2CO_3-NaHCO_3淋洗液稀释试样,有效地抑制水负峰对F^-、Cl^-离子测定的影响。选择合适的样品稀释倍数,将大量存在的NO_3离子对其它阴离子测定的干扰排除,以使方法在用于高放废液中的F、Cl、NO_2和PO_4~3离子的测定中具有较高灵敏度。

高放废液中锝的分析

将萃取光度法用于高放废液(HLLW)中锝的分析。该方法用2,4,6-三甲基吡啶从碱性介质中萃取锝,反萃后,再从H_2SO_4介质中用季铵7402-氯代正丁烷萃取。将其有机相与KSCN的H_2SO_4溶液接触,使之生成紫红色的络合物。该络合物在512nm处有最大吸收,其摩尔吸光系数力5×10~4,并能稳定几个小时。

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。

用密闭式ICP-AES法测定高放废液中的金属元素

建立了一套可用于分析高放废液成分的密闭式ICP-AES装置,制备了样品和标准样品,选择了各元素谱线,分析了实际高放废液中21个金属元素。一些元素的分析结果与其它方法比较,有很好的一致性。

离子色谱法测定高放废液中的硫酸根

建立了复杂组分中测定硫酸根的高压离子色谱法。通过选择色谱条件使高出硫酸根量1000倍的硝酸根不干扰硫酸根峰。测定μg/ml级的硫酸根时的精密度为3%,探测下限为0.1μg/ml,测定一次需15min,结果与离子选择电极法在误差范围内一致。

离子色谱法(IC)测定高放废液中的Na^+,K^+离子

应用离子色谱法测定高放废液中的Na^+和K^+离子。先以EDTA螯合树脂预处理柱,除去废液中的过渡金属和重金属离子,再用高效低容量离子交换树脂单柱离子色谱法分析测定Na^+、K^+离子。当Na^+和K^+离子含量为μg/ml水平时,方法精度好于5%。

称量法测定高放废液总蒸残物、总氧化物和密度

建立了称量法以测定高放废液总蒸残物、总氧化物和密度。定量移取高放废液原始样品于古英盘中,小心转入微型马弗炉。先于≤100℃下加热除去湿成水。接着升温至180℃除去结晶水,再于700℃灼烧。分别称重并计算总蒸残物和总氧化物。方法精密度(RSD)优于3%。定量取高放废液原始样品于称量瓶中称量,计算高放废液密度。方法精密度优于1%。

超铀元素萃取技术──TRPO流程的物性研究

超铀元素萃取技术──ＴＲＰＯ流程的物性研究韩宾兵，吴秋林，曹冬华，宋崇立（清华大学核能技术设计研究院）关键词ＴＲＰＯ－煤油体系，冠醚－正辛醇体系，密度，粘度，表面张力，折射率１前言对核燃料后处理产生的高放废液进行化学预处理的ＴＲＰＯ流程是具有应用前景...

TRPO 性能的比较研究

从高放废液中回收超铀元素和Ｔｃ等核素的ＴＲＰＯ流程是最具有应用前景的流程之一［１－３］。ＴＲＰＯ是一种三烷基氧膦的混合物，烷基主要是６、７、８个碳的烷基，随制造工艺和原材料的不同，ＴＲＰＯ的组成也有所不同，因而有可能造成萃取性能和萃取设备操作上的差别...