附表1
协会标准项目建议书
建议项目名称
(中文)
高放废液玻璃固化体第5部分：包容率分析方法
建议项目名称
(英文)
Highlevelradioactivewasteliquidglass
solidifiedformPart5:Analysismethodfor
inclusionrate
制定或修订
√制定
□修订
被修订标准号
无
采用程度
□IDT
□MOD
□NEQ
采标号
无
国际标准名称（中文）
无
国际标准名称（英文）
无
ICS分类号
81.040
中国标准分类号
Q30
标准主要起草单位
中国国检测试控股集团股份有限公司
中国建筑材料科学研究总院有限公司
计划起止时间
2023年7月～2024年6月
目的﹑意义或必
要性
当前，核燃料循环中产生的高放射性废液的处置方式一直被国内外重点关注，主要原因是由于其放射水平高、半衰周期长、生物毒性大等特点，其中对高放废液固化后进行深地质处置的方式被人们普遍接受。在水泥固化、玻璃固化、陶瓷固化和玻璃陶瓷固化等固化技术中选择了玻璃固化，主要是因为玻璃具有广泛的包容性和良好的耐久性，并且玻璃生产工艺简单，因此玻璃固化技术是目前国际上唯一工业应用且发展最成熟的高放废液处理技术。
为确保高放废液玻璃固化体能够实现长期包容和隔离放射性核素，要求其必须具有良好的化学稳定性、机械稳定性、热稳定性和抗辐照稳定性。由于玻璃固化体中放射性核素的衰变释热，会使玻璃固化体在较长时间内温度降不下来，为了保证玻璃固化体的热稳定性，通常会降低固化体的包容率，减少放射性核素的释热，使玻璃固化体在暂存期间不至于结晶，影响化学稳定性。因此为了保证高放废液玻璃固化体的性能，从而确保高放废液玻璃固化体能够在深地质条件下安全处置，建立针对高放废液玻璃固化体包容率分析的测定方法十分必要。
目前，我国核工业标准EJ1186-2005《放射性废物体和废物包的特性鉴定》中并没有明确要求高放废液玻璃固化体的包容率测定方法。由于现阶段我国标准体系中缺乏测定高放废液玻璃固化体包容率的试样前处理、定量分析方法等具体测试要求，因此本标准拟建立关于高放废液玻璃固化体包容率的分析方法，明确试样制备、测试步骤、结果计算等过程，达到可操作的目的。本标准的实施对于研究高放废液玻璃固化体的包容率，提升高放废液玻璃固化体的稳定性等方面具有重要指导意义。
范围和主要
技术内容
1、适用范围
本标准适用于高放废液玻璃固化体中包容率的测定。
2、主要技术内容
本标准对高放废液玻璃固化体包容率测试的方法原理、试验设备、试验条件、试样制备、测试步骤、结果计算等进行了规定。
3、预研情况
编制组前期对国内外相关标准的测试原理、测试方法，测试仪器等技术内容进行了重点研究，对样品的前处理条件进行了充分的实验。目前已具备相关实验能力，并收集了部分模拟高放废液玻璃固化体样品进行了前期试验和研究。
国内外情况
简要说明
国内外对该技术研究情况简要说明：
目前，通过对国内外相关文献、标准的梳理发现，包容率是指废物氧化物占总氧化物的质量百分比，关于高放废液玻璃固化体包容率的介绍涵盖了包容率范围，包容率的变化对粘度、电阻率以及化学稳定性的影响，然而对于高放废液玻璃固化体包容率的分析测试条件并不明确。
在基础玻璃珠与核废物（核废液）反应生成模拟玻璃固化体的过程中，基础玻璃珠中含有而核废物不含有的特异性元素的质量百分比将降低。特异性元素在基础玻璃珠和模拟玻璃固化体中降低的百分率即为基础玻璃珠的包容率，单一特异性元素的降低率即可代表其包容率，因此本单位从三个方面确定建立高放废液玻璃固化体包容率的分析方法。首先是选择特异元素，采用ICP-OES或XRF等化学分析方法对基础玻璃珠和模拟核废物（核废液）进行定性分析或半定量分析，选择出只在基础玻璃珠中有的元素，而在模拟核废物（核废液）中没有的元素；其次是进行化学成分分析，采用ICP-OES或XRF等化学分析方法对基础玻璃珠和模拟玻璃固化体中的化学成分进行定量分析；最后是对包容率进行公式计算。
编制组前期承担了国防科工局和中国建材集团揭榜挂帅项目，对高放废液玻璃固化体的包容率的测试方法进行了系统的研究，为本标准项目的顺利进行奠定了技术基础。
2、项目与国际标准或国外先进标准采用程度的考虑：
本标准项目未查询到相关的国际标准或国外先进标准。
3、与国内相关标准间的关系：
评价玻璃固化体的主要性能指标包括化学成分、热性能、析晶率、抗浸出性和包容率，如图1所示，本标准的建立将联合《高放废液玻璃固化体第1部分：化学成分分析方法》2022-49-xbjh、《高放废液玻璃固化体第2部分：热性能分析方法》2022-50-xbjh、《高放废液玻璃固化体第3部分：析晶率分析方法》2022-51-x