核电厂典型中低放射性废物等离子体熔融处理试验研究

摘要：

选取国内压水堆核电厂两种典型的中低放射性废物开展等离子体熔融中试试验，在1250℃温度条件下熔融100 min，熔制成完全玻璃态的固化体，两种玻璃固化体的XRD衍射谱均呈现为典型的非晶态谱；并选取了非放射性的Co2O3、SrCO3、CsCl作为放射性核素示踪剂，模拟放射性核素137Cs、90Sr、58Co、60Co在核电站放射性废物等离子熔融处理过程中的包容情况；经检测，玻璃固化体物理性能、抗浸出性能以及机械性能满足高放玻璃固化体要求，且机械性能优于水泥固化体标准；最后对后续试验进行了展望，并提出了需要进一步解决的问题。

关键词：中低放射性废物、热等离子体、玻璃固化体

所属期刊栏目：35

分类号：TK264.9(蒸汽动力工程)

在线出版日期：2016-09-27（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共5页

页码：504-508