摘要：采用环氧树脂乳液与复合水泥制备的聚合物水泥固化模拟放射性废树脂,应用正交设计法进行试验设计。首先进行复合水泥配方的正交设计,确定复合水泥中525#快硬硫铝酸盐水泥、硅粉、沸石和粉煤灰之比为1∶0.05∶0.10∶0.05,然后进行固化树脂配方的正交设计。以抗压强度作为鉴定废物固化体的物性依据,应用F检验,选择优化的配方。最终选择优化的复合水泥作固化基质,环氧树脂乳液作胶凝材料。优化配方为:乳灰比,0.55;树脂包容量,0.3;阴阳树脂比,2∶1。根据GB14569.1—93的要求对采用该优化配方的废物固化体进行了性能测试。结果表明,得到的水泥固化块(50 mm×50 mm)的抗压强度大于10 MPa,固化体的抗冻融、抗浸泡、抗冲击、抗辐照性能满足废物近地表处置的要求。

摘要：研究模拟强放废液中的钌在玻璃固化过程中的行为及抑制。在实验给定的条件下,钌的挥发率为60%左右。影响挥发率的因素有固化温度、排气系统的负压及料液组份,其中主要是那些分解温度与硝酸硝酰钌分解温度相近的硝酸盐等。钌的挥发形式主要是 RuO_4。X-射线衍射分析结果表明,钌在排气管道上的沉积物是 RuO_2。料液经甲酸脱硝可使钌的挥发减至20%左右,如再加入某些还原剂如铁粉、硅粉等,可进一步降低钌的挥发。

摘要：选用物理特性优良、对设备材质腐蚀性小的乙二醇作载冷剂，研究化学泥浆的冻融浓缩技术，获得了冷冻温度、冷冻时间、泥浆含固量等因素与泥浆减容比之间的相关性以及适宜的解冻温度和沉降时间，并给出泥浆冷冻和解冻工艺推荐流程。在自行设计的１００１冻融装置上对流程进行了验证。

摘要：设计、加工、安装了１ 套处理能力为２５ ｋｇ·ｈ－ １的ＴＢＰ／煤油热解燃烧冷台架试验装置，并进行了调试和主要的工艺条件试验。实验结果表明：在给定的条件下，ＴＢＰ的热解率和磷的固定率均≥９９．５ ％ ，系统对Ｕ、Ｓｒ、Ｃｓ的净化系数（ＤＦ）达１０６ 以上。研究结果为工程装置设计提供了科学依据。

摘要：如何安全处置高放废物是核工业可持续发展面临的挑战性问题.我国的高放废物深地质处置研究从1985年开始,提出的计划目标是:于21世纪中叶建成我国高放废物地质处置库,处置的对象是玻璃固化块、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.在1985～2004的20 a中,我国高放废物地质处置研究取得了进展,已确定我国高放废物最终处置走'深地质处置',并且是'三步曲'式的技术路线,即处置库选址和场址评价-地下实验室-处置库.经过全国筛选对比,已初步选定甘肃北山地区为重点预选区,该区地处戈壁,地壳结构完整,地壳稳定,人烟稀少,地质条件和水文地质条件均有利.20世纪90年代初期,开展了地下实验室的选址工作,初步选择了北京郊区2处地点为我国高放废物地质处置'普通地下实验室'的场址.已确定使用膨润土作为处置库的回填材料,并初步确定内蒙古高庙子膨润土为我国高放废物处置库的首选缓冲回填材料.对膨润土的矿物学、岩土力学、物理力学性质和热学性质进行了研究.已获得一批放射性核素(主要是Np、Pu、Tc)在北山花岗岩和膨润土上的吸附分配比、扩散系数和弥散系数等参数,建立了低氧手套箱和模拟处置库温度、压力和氧化-还原条件的小型实验装置.高放废物中的关键核素的化学行为研究也取得进展.花岗岩接触带核素迁移、铀矿床中超铀元素迁移、青铜器腐蚀等天然类比研究取得了成果.还开展了高放废物地质处置系统总性能评价源项和生物圈模式的调研.概念设计研究仅在20世纪90年代初开展了部分研究.从1999年开始,与国际原子能机构开展了2期高放废物地质处置技术合作项目,极大地提高了我们的技术水平.20 a的科研工作为我国在21世纪完成高放废物地质处置奠定了一定基础.