摘要：本文对反应堆排出含硼废液水泥固化问题进行了一系列的实验研究，根据实验分析结果，得到了三个较好的技术配方，它们具有实际应用价值。

摘要：调研了放射性含铯废液的处理现状,分析了各种技术的优缺点、最新进展和发展趋势等,并着重论述了离子交换技术中的无机离子交换材料的合成技术,以期为我国放射性含铯废液的处理研究和发展提供思路。

摘要：根据中低放射性废液蒸发处理工艺要求,设计一体化的放射性废水蒸发处理装置。该装置采用中央循环管式自然循环蒸发、重力分离、泡罩塔清洗和丝网除沫之类的多重工序,并集成在同一压力容器内,实现设备的一体化布置,可解决清洗液的回流问题,减少设备占地空间,简化系统和操作。通过多效净化方式,使二次蒸汽的雾沫夹带和挥发性放射性含盐量显著降低。设计的一体化自然循环蒸发器能提高废液的净化能力,提高了去污因子,符合废物最小化原则。

摘要：采用离子溶出法、晶间腐蚀试验等方法,使用金相显微镜、电子探针等仪器研究了新型耐蚀合金在模拟后处理废液中的耐腐蚀性能。结果表明该耐蚀合金为奥氏体组织,在模拟废液中具有优良的耐腐蚀性能,经110℃连续腐蚀实验,发生了均匀腐蚀,未发现点蚀现象。在室温下年腐蚀速率为0.004 mm/a,110℃工作环境下年腐蚀速率为0.007 mm/a,其焊接试样室温下的年腐蚀速率为0.005 mm/a,110℃工作环境下年腐蚀速率为0.010 mm/a,均大幅优于现役316L。该新型耐蚀合金可应用于高寿命设计的后处理容器与设备。

摘要：对钌、碘、氚在元件溶解和废液蒸发过程中的逸出行为进行了模拟研究。结果表明：在试验条件下，钌的逸出量为０．００６％，９９％以上的碘逸出进入溶解尾气，９９．９％的氚留在溶解液中。强放和中放废液蒸发时，钌的逸出量分别为０．００３８％—０．００４８％和０．３４％—０．６８％。

摘要：对放射性废物处理中心蒸发系统进行简要介绍,针对传统工艺存在问题,以及无法满足新增核设施的放射性废液处理能力等问题,从二次蒸汽除沫方面对蒸发工艺核心设备及系统进行优化设计,如:降低蒸发器初级重力分离段雾沫夹带,内置泡罩塔并利用系统内净化水进行水洗,同时串联丝网除沫器进一步分离雾沫;采用带有高效聚结滤芯的净化器进行高精度净化。经理论验证,该优化设计可在保证废物最小化原则的基础上,有效提高放射性废液的净化能力和去污因子,同时简化系统设备及流程。

摘要：报道了用二环己基１８冠６（ＤＣ１８Ｃ６）－正辛醇萃取法从模拟高放废液中去除锶的研究。从高放废液中去除半衰期较长的９０Ｓｒ，对于高放废液安全处置有着重要意义。系统地研究了ＤＣ１８Ｃ６－正辛醇对Ｓｒ２＋以及废液中其它阳离子Ｎａ＋、Ｋ＋、Ｃｓ＋、Ｎｉ２＋、Ｆｅ３＋、Ａｌ３＋、Ｍｏ（Ⅵ）的萃取性能。结果表明，ＤＣ１８Ｃ６对Ｓｒ２＋有着良好的萃取选择性，除Ｋ＋和Ｍｏ（Ⅵ）等个别离子外，其它阳离子几乎都不被萃取。在此基础上，建立了用ＤＣ１８Ｃ６－正辛醇从高放浓缩废液中去除锶的工艺流程，并进行了模拟料液的串级实验。经过三级萃取，一级洗涤，四级反萃后，锶的去除率接近９９％，产品中锶的重量百分比为７６％（原始料液中为０．６％）。该流程具有简单、高去除率、高选择性、适用料液酸度范围较宽等优点，可望用于从我国高放浓缩废液中去除或回收锶。

摘要：研究了碘选择性吸附剂———铜基铂（ＰＣＣ）的制备方法及其对碘的吸附条件，同时也研究了１３１Ｉ生产废液过柱前的化学处理方法。在稀硫酸介质并有足量Ｎａ２ＳＯ３存在条件下，Ｉ－能够吸附在ＰＣＣ上，吸附容量达１．１２ｍｇ／ｃｍ３（ＰＣＣ粒度为７４～１４９μｍ）。当流速为４０ｍｌ／ｃｍ２·ｍｉｎ时，其吸附效率大于９９％。为了满足ＰＣＣ对碘的吸附条件，需用浓氨水将废液ｐＨ值调至１～２。用２５％Ｎａ２ＳＯ３去除Ｈ２Ｏ２。结果表明：该方法可以将废液中９９％以上的放射性碘除去，而大量的Ｎａ＋、ＮＨ＋、ＳＯ２－、ＳＯ２－、ＭｏＯ２－和碲的化合物对吸附无明显影响，柱子可以多次重复使用而不降低其吸附效率。

摘要：选择了15种单一稀释剂和4种混合稀释剂,分别研究它们对异丙氧基杯[4]冠 6的溶解性能和在不同酸度下对异丙氧基杯[4]冠 6萃取铯的影响。研究结果表明:正辛醇、苯甲醇、环己酮、硝基苯基甲基醚做稀释剂时可较好萃取铯离子,萃取体系对于模拟高放废液中其它离子的萃取率很低。

摘要：放射性废水高效处理是制约核能行业发展的重要问题,其中高含盐放射性废水处理是直接影响放射性废水最终处理处置效果安全性和经济性的一个关键环节。目前,在高含盐放射性废水处理方面,国内外在技术先进性和经济性方面差距仍然非常明显。膜处理技术由于自身的技术特点,在非放射性高含盐废水处理和国外放射性高盐废水处理方向有一定应用。因此,本文系统地就膜技术的特点、在非放射性行业以及目前在国内外高含盐放射性废液的应用进行调研、分析和论证。对膜处理技术在放射性高含盐废水的应用的可行性进行了初步的判断,并对后续研究提供了一定的初步建议,以期为后续的高含盐放射性废液处理提供一定的理论指导。