摘要：利用水解反应动力学模型,基于设计计算书中的玻璃固化体包容核素数据,自编程序计算了^(239)Pu、^(237)Np、^(241)Am和^(238)U几个包容量较大的典型核素在玻璃固化体中的迁移情况,计算结果表明:在完全释放情况下,长效α核素^(238)U的释放速率是最大的,在10^(-3)g/a这个量级上;在部分释放情况下,^(239)Pu、^(237)Np、^(241)Am和^(238)U核素的释放速率在10^(-10)g/a量级上;10万年这个时间尺度内,半衰期较短的^(239)Pu和^(241)Am需要加以关注,其释放率都在10~4 Bq/a以上。

摘要：按正交试验设计方法设计了熔制模拟铯废物钛硅酸盐玻璃固化体的配料组成 ,制备了相应的固化体样品。按静态浸出试验方法 (MCC- 1)对样品进行了浸出试验 ,条件为去离子水、90℃、7d、样品表面积与去离子水体积之比为 10 m-1。用电感耦合等离子体原子发射光谱 (ICP- AES)和原子吸收 (AAS)测定浸出液中各种离子的浓度。结果表明 ,固化体浸出液中主要含 Na+和 Si4+ ,其次是 Cs+。固化体中Zr O2 组分对浸出性能影响最大 ,其次是 Ti O2 / Si O2 (摩尔比 )。配料中 Zr O2 的摩尔分数选择在 1.5 %～4 .5 %之间、Ti O2 / Si O2 的摩尔比在 0 .4 0左右时 ,有利于减少 Cs+ 及 Na+ 、Si4+

摘要：针对我国高放废液全分离流程中产出的锶废物组成特点 ,设计了用铁磷酸盐玻璃固化锶废物的配方。用红外光谱 (IR)研究了玻璃固化体的结构 ,用 Product Consistency Test(PCT)试验方法研究了玻璃固化体的化学稳定性。研究表明 ,在所选的配方组成范围内 ,所熔制的玻璃固化体均有较好的化学稳定性。当配料中模拟含锶废物的含量为 2 4～ 2 8% (wt)、Fe2 O3 的含量大于 2 4 % (wt)、O/ P(氧磷摩尔比 )为3.5～ 3.6时 。

摘要：动力堆乏燃料后处理产生的高放废液,随着反应堆核燃料燃耗的加深,其组成更加复杂、放射性更强、释热率更大。动力堆高放废液形成的玻璃固化体衰变热高,要合理设计暂存库,确保维持玻璃的长期性能以及暂存库的结构稳定性。本文简要分析了动力堆玻璃固化体暂存库的设计要点及安全特征。

摘要：高放玻璃固化体在地质处置过程中,地下水对玻璃体的侵蚀是放射性核素进入生态圈的主要方式。化学耐久性用于评价玻璃固化体的抗侵蚀性能。由于侵蚀机理复杂,在长期的研究过程中,使用了大量的化学耐久性评价方法。MCC、PCT等标准方法用于区分玻璃固化体的抗浸出性能。为深入研究侵蚀反应机理,SPFT(单通道流通法)、MCFT(微通道流通法)等方法被设计出来。29Si及D等同位素的使用,为研究玻璃化学耐久性提供了新的方法。我国需要加快在玻璃化学耐久性评价方法的研究。

摘要：利用电子和γ射线辐照来模拟高放废物β和γ衰变对固化高放废物的硼硅酸盐玻璃的辐照损伤,并使用拉曼光谱、紫外可见光吸收谱和电子顺磁共振(EPR)谱来表征辐照后硼硅酸盐玻璃的微观结构。实验结果表明:电子和γ辐照后,硼硅酸盐玻璃中产生了过氧自由基、E′、过桥氧联接和BOHC等缺陷;相同吸收剂量的电子和γ射线辐照后,拉曼光谱、紫外可见光吸收谱和EPR谱高度重合,表明硼硅酸盐玻璃电子和γ辐照效应相同,可使用电子辐照来加速模拟高放废物的γ衰变对玻璃固化体的辐照过程。

摘要：针对等离子体高温焚烧试验台架制得的石棉废物玻璃固化体,本实验对其进行了密度、抗压强度、抗冲击强度、浸出液元素含量、失重率、浸出率等性能的测试,以对其固化配方及固化工艺条件进行评价分析。结果表明,4组固化体的密度、机械性能、化学稳定性均较好地满足指标要求,其固化工艺条件是可行的。本实验所采用的方法可作为标准方法的备选方法。

摘要：随着原子能利用迅速发展,产生的核废物也在不断增加。安全处置核废物已成当今核能发展必须解决的重要问题之一。为了节能、环保以及核资源的利用,玻璃的防辐射功能在当今世界开发新的应用领域倍受人们的关注。本文简介了欧美、日本、俄罗斯国家研制应用的新动态,对我国玻璃行业研制开发玻璃新的市场具有重要意义。