檢視放射性废物处置用水泥基材料的原始碼

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|<center><img src=http://5b0988e595225.cdn.sohucs.com/images/20190822/162a31c0b38549c3be39c7704e30c1b6.jpeg width="300"></center>
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'''放射性废物处置用水泥基材料'''针对放射性废物处置需求，开发了系列用于放射性废物处置用[[水泥]]基材料，包括：（1）国内唯一满足国家标准GB 36900.2 - 2018全部性能要求，可保证服役[[寿命]]300年的高整体容器（HIC）密封材料；（2）可固化硼浓度达5.3 mol/L的中低放高硼废液固化体用水泥基材料；（3）各项性能优于国家标准GB 14569.1-2011要求的放射性焚烧灰固化体用水泥基材料。

==1、技术背景和意义==

针对放射性废物处置需求，开发了系列用于放射性废物处置用水泥基材料，包括：（1）国内唯一满足国家标准GB 36900.2 - 2018全部性能要求，可保证服役寿命300年的高整体容器（HIC）密封[[材料]]；（2）可固化硼浓度达5.3 mol/L的中低放高硼废液固化体用水泥基材料；（3）各项性能优于国家标准GB 14569.1-2011要求的放射性焚烧灰固化体用水泥基材料<ref>[https://www.sohu.com/a/399198863_120176646 水泥基材料的自收缩概念、危害与相关标准检测方法与自收缩测定仪] ，搜狐，2020-06-10</ref>。

==2、技术原理/技术要点==

高整体容器密封材料：基于最紧密堆积[[理论]]与水泥化学原理，实现大流态与超高耐久性的统一，突破水泥基材料孔隙率与耐久性极限，使材料具有初始流动度350mm、4小时流动度260mm以上、各项耐久性指标均突破水泥基材料极限，保证服役寿命300年，国内唯一满足国家标准全部性能要求的密封材料。

中低放高硼废液固化体用水泥基材料：核电站[[产生]]的含硼达4 mol/L的中低放废液对水泥造成严重缓凝，使水泥固化体性能无法满足国家标准要求。本技术基于水泥化学原理，将紧密包裹水泥颗粒造成反应中止的硼钠钙石矿物转化为具有高固硼能力同时不包裹水泥颗粒的戈硼钙石矿物，促进水化反应进行。实现以50%体积包容率（比原最高纪录提高67%）对硼浓度5.3 mol/L（比原最高纪录提高77%）的中低放废液进行固化，性能远高于国家[[标准]]要求。

放射性焚烧灰固化体用水泥基材料：放射性焚烧灰中含有的单质铝或锌与水泥孔溶液发生反应生成[[氢气]]，造成固化体性能下降甚至破坏。本技术基于低碱水泥理论与合金腐蚀原理，通过调控水泥基材料组分与反应过程降低孔溶液pH值，阻止单质铝/锌与孔溶液反应，突破现有技术体系局限，实现以包容率30%直接固化含单质铝与锌的焚烧灰，无需对焚烧灰进行预处理，各项性能大幅优于国家标准要求。

==3. 应用情况及效果==

高整体容器密封材料：可应用于[[核电站]]与核化工行业的高中低放射性废物处置，现已应用于阳江、田湾等核电站，效果良好。

中低放高硼废液固化体用水泥基材料：可应用于核电站<ref>[https://www.sohu.com/a/238283787_651522 核能丨最全面！核电站的工作结构及其工作与原理] ，搜狐，2018-06-28 </ref>中低放高硼废液固化。

放射性焚烧灰固化体用水泥基材料：可应用于核化工过程高中低放射性焚烧灰固化，现已应用于[[中国工程物理研究院]]，并已进行了冷试与热试，应用规模为400公斤，效果良好。

==参考文献==
[[Category:500 社會科學類]]