核设施退役过程中会产生大量污染或活化的低放射性混凝土核废物，相比于传统的水泥固化，玻璃材料因对放射性元素包容广、化学稳定性优良而被广泛应用于固化处理放射性废物。本文通过高温熔融的方法玻璃固化处理模拟结构用混凝土核废物，在混凝土中添加一定量玻璃添加剂(包括SiO2、B2O3及Na2O，其在玻璃固化体中质量分数分别为~26%、~13%及~6%)，于1 300 ℃下将混凝土核废物转化为熔融态玻璃，获得的玻璃固化体化学稳定性满足国际低放废物固化体处置抗浸出标准，同时分析了模拟核素在高温熔融过程中的挥发行为及在固化体中的赋存状况。本研究可为混凝土核废物熔融固化提供基础数据支持。

我国现存高放泥浆主要成分为磷钼杂多酸盐(PM), 磷和钼在硼硅酸盐玻璃中溶解度较低, 超过一定溶解度后会在玻璃表面产生分相从而影响玻璃化的效率和安全。本文主要研究了PM含量对硼硅酸盐玻璃固化体物相组成、微观结构和抗浸出性能的影响。结果表明, 当PM掺量为0%~4%(质量分数, 下同)时, 样品为透明玻璃, 而PM掺量高于5%时, 样品为含钼酸钙和钼酸钡晶相的玻璃陶瓷。随着PM掺量从0%增加至6%, 玻璃网络结构中的［SiO4］结构逐渐解聚, ［MoO4］2-结构逐渐增加, 且［BO4］、Q3和Q4结构单元含量逐渐降低, 玻璃网络结构的致密程度也逐渐降低。随着PM掺量增加, Si、B和Na元素28 d归一化浸出率先降低后升高, Mo元素28 d归一化浸出率先升高后降低。

高放废物中放射性核素组成复杂, 而陶瓷固化存在核素选择性强的问题。为实现同时固化裂变产物及锕系核素的目的, 基于可陶瓷化地聚合物设计原理, 将模拟高放废液与偏高岭土、矿粉、硅灰、纳米氧化锆混合后, 加入模数为1.5的钾水玻璃作为激发剂制备高放废液多相陶瓷固化基材, 该基材在常温下成型硬化后, 再以1 100 ℃高温热处理方式转化为地聚合物基多相陶瓷高放废液固化体。采用静态浸出方法研究固化体的抗浸出性能, 同时采用XRD、SEM-EDS、XPS等测试技术探究地聚合物陶瓷化机制、核素固化机理及Ce元素氧化价态。结果表明, 该固化基材在固化模拟核素时, 以化学形式与物理形式两种方式同时固化: 一是大量进入烧结形成的白榴石(立方)、氧化锆(四方)、锆英石晶格或形成陶瓷相; 二是少量被玻璃相包裹。其中Cs、Sr均匀分布, Ce、Nd在玻璃相中富集。该固化基材在同时固化不同价态与离子半径的核素时具有优异的抗浸出性能, Cs、Sr的28 d归一化元素浸出率低至10-2 g/(m2·d), Ce、Nd的28 d归一化元素浸出率低至10-4~10-5 g/(m2·d)。本文有望提供一种工艺简单, 并结合水泥、玻璃、陶瓷固化方法为一体, 可同时固化多种核素的高放废物固化体设计与制备方法, 为高放废物固化提供新思路。

放射性物品种类繁多，不同放射性物品的特性和潜在环境风险不同，国内对放射性物品进行分类管理，并且制定了《放射性物品分类与名录（试行）》。为优化国内放射性物品分类，本文调研了国内外放射性物品分类现状以及分类的依据，总结了分类依据的主要差异，剖析了国内放射性物品分类及其依据中存在的问题，提出解决问题的思路和建议：一是删除放射性物品分类中放射源、放射性废物等列举事项；二是修订分类与目录，不同分类放射性物品对应的联合国编号唯一，与国际保持一致。本文为《放射性物品运输安全管理条例》及《放射性物品分类与名录（试行）》修订提供了参考。