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4部分：抗浸出性分析方法
建议项目名称
(英文)
HighlevelradioactivewasteliquidglasssolidifiedformPart4:Analysismethodforleachingrate
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
2023.7～2024.6
目的﹑意义或必
要性
核燃料循环中产生的放射性废液一直是国内外关注的重点。由于高放射性废液具有放射水平高、半衰期长（长达几十万年）、生物毒性大等特点，对其进行及时、妥善的处理已成为当前国际研究的热点和关注焦点。其中对高放废液固化后进行深地质处置，由于对放射性核素具有多重屏障隔离的优势，而成为人们普遍接受的处置方式。固化技术一般有水泥固化、玻璃固化、陶瓷固化和玻璃陶瓷固化等。由于玻璃对不同元素有着广泛的包容性，并且具有良好的耐久性，同时玻璃生产工艺简单，易于遥控操作，因而，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。
高放废液玻璃固化体在进行深地质处置前，为防止废物处置后对环境的污染，需要对固化体的各项性能进行评价，其中抗浸出性能就是最重要的指标之一。目前，我国现有标准体系中关于抗浸出性能的标准主要有：GB14569.1-2011《低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体》、GB14569.3-1995《低、中水平放射性废物固化体性能要求沥青固化体》、GB/T7023-2011《低、中水平放射性废物固化体标准浸出试验方法》，以上国家标准均是针对低、中水平放射性废物固化体的浸出性能。对于高水平放射性废物固化体的浸出性能仅在核工业标准EJ1186-2005《放射性废物体和废物包的特性鉴定》中有提到，EJ1186-2005中对高放废液玻璃固化体抗浸出性能进行了规定：采用静态浸泡法（MCC-1）研究高放废液玻璃固化体在去离子水中的抗浸出性能，要求浸泡28d后总失重不超过15g/cm2，各元素（Si、B、Na、Cs、U）归一化浸出率不大于1g/（m2.d）。但是现阶段我国标准体系中缺乏具体的MCC-1的实验步骤、定量分析方法等具体测试要求。
本标准拟建立关于高放废液玻璃固化体抗浸出性的分析方法，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抗浸出性，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抗浸出性的测定。
2、主要技术内容
本标准对高放废液玻璃固化体抗浸出性测试的方法原理、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：
通过对国内外相关文献、标准的梳理发现，玻璃固化体抗浸出性的实验方法前处理方法主要有以下几种：
（1）低温静态浸泡法：MCC-1
采用固体块状样品，在40℃、70℃、90℃下，以去离子水或地下水为浸泡剂。按照一定的SA/V值加入浸泡剂，将样品用不锈钢丝悬挂在容器中（不接触容器底部），使样品完全浸没在浸泡剂中分别浸泡3、7、14、28天，同时做空白试验。
（2）高温静态浸泡法：MCC-2
对MCC-1的补充，采用固体块状样品，在150℃、200℃、250℃下，以去离子水或地下水为浸泡剂。按照一定的SA/V值加入浸泡剂，将样品用不锈钢丝悬挂在容器中（不接触容器底部），使样品完全浸没在浸泡剂中分别浸泡3、7、14、28天，同时做空白试验。
（3）低温静态加速浸泡法：MCC-3
采用粉末样品，在40℃、70℃、90℃下，以去离子水或地下水为浸泡剂，分别浸泡3、7、14、28天，同时做空白试验。
（4）高温静态加速浸泡法：PCT
采用粉末样品，在150℃、200℃、250℃下，以去离子水或地下水为浸泡剂，分别浸泡3、7、14、28天，同时做空白试验。
（5）动态浸泡法：MCC-4
采用块状样品，在40℃、70℃、90℃下，以去离子水或地下水为浸泡剂。将样品用不锈钢丝悬挂在容器中（不接触容器底部），浸泡剂从储罐中经聚四氟乙烯导管流