间歇式超临界水氧化处理核电站废弃阳离子交换树脂研究

采用间歇式超临界水氧化设备,对粉碎后的阳离子交换树脂水悬浮液进行处理。研究了反应温度、压力、停留时间、过氧系数对COD(化学需氧量)去除率的影响,考察了浆料在处理过程中模拟核素的转移,研究了进料pH对反应釜腐蚀的影响。结果表明:主要因素对处理效果的影响排序为:温度过氧系数停留时间压力。最佳处理条件反应温度520℃、压力23MPa、停留时间30min、氧化系数3和进水pH=7下,COD去除率为99.5%,高于99.8%锶离子和钴离子沉积于排盐口。调节进水pH为7,COD的去除率提高了50.6%;树脂的质量减量率达到99.6%。为核废料有效减容提供了新途径。     

超临界水氧化处理核电站废阴离子交换树脂研究

在间歇式超临界水氧化(SCWO)设备中,对粉碎处理后的阴离子交换树脂水悬浮液在超临界条件下进行了氧化降解处理。实验研究了反应温度、反应压力、反应时间、过氧系数对COD去除率的影响,同时考察了催化剂种类、反应压力和反应温度对氨氮去除率的影响。通过正交试验,得到主要因素对处理效果影响的显著程度排序为:反应温度>反应压力>反应时间>过氧系数。结果表明:在反应温度540 ℃、反应压力26 MPa、反应时间8 min、过氧系数3的条件下,COD去除率为99.65%。针对阴离子树脂中NH₃-N含量高难以去除的问题,选用不同的催化剂CuSO₄、MnO₂、CeO₂添加到反应体系中,结果表明对NH₃-N的氧化效果顺序为CuSO₄>CeO₂>MnO₂,对NH₃-N的最高降解率达到96.53%。     

超临界水氧化技术处理磷酸三丁酯的实验研究

放射性废磷酸三丁酯是一种常见的放射性有机废物,其妥善处理对于核工业的可持续发展至关重要。本文采用间歇式超临界水氧化设备,对磷酸三丁酯的氧化分解进行了探究。结果表明,磷酸三丁酯的降解产物无毒害物,气相产物为CO₂,液相产物为CO^2-₃、PO^3-₄及未反应的有机物,证实了超临界水氧化技术处理磷酸三丁酯的可行性。通过对反应温度、反应压力等因素对有机物去除率影响的研究,确定了磷酸三丁酯超临界水氧化反应的最优化反应条件：反应温度450 ℃、反应压力24 MPa、磷酸三丁酯初始浓度0.05 mol/L、过氧化氢过量1倍。在此反应条件下,停留时间为10 min时,有机物去除率可达99.9%。     

Fenton-UV照射法对超高浓度聚乙烯醇有机废液的降解效能

采用Fenton-紫外照射（Fenton-UV）联用工艺对核电厂超高浓度聚乙烯醇（PVA）有机废液进行处理,研究了PVA转化率、平均分子量、溶液黏度等随时间的变化规律。结果表明：对于50 g/L的PVA溶液,H₂O₂投加质量浓度为15 g/L,FeSO₄·7H₂O投加质量浓度为0.050 g/L,初始pH值为3,经过2 h Fenton反应和2 h UV照射（3 mW/cm²）之后,PVA转化率达到100%,溶液平均分子量从60 000~80 000 Da降低到1 000 Da以下,黏度降低到1.1 mPa·s,但总有机碳和化学需氧量（COD）变化不大。Fenton-UV法可作为预处理方法,前期Fenton阶段提高PVA的溶解度,增加反应溶液中的PVA含量,并进行初步降解和氧化;后期UV法进一步降解溶液中的PVA,有效降低其分子量和黏度,为后续处理提供有利条件,最终形成经济可行的超高浓度PVA有机废液处理工艺。     

芬顿氧化法处理氧化性泡沫去污废液中的有机物

氧化性泡沫去污废液因含有大量有机物而无法被直接处理。针对该问题,将芬顿氧化法用于降解泡沫去污废液中的有机物,为泡沫去污废液的预处理提供了一种新思路。采用芬顿氧化法以及两步联合降解工艺对氧化性泡沫去污废液进行了预处理,探索了过氧化氢用量、亚铁离子用量、反应时间、反应温度、紫外光照等工艺参数对氧化性泡沫去污废液化学需氧量去污率的影响规律,以及每步降解实验的适宜操作条件。结果表明：在初次降解的最佳工艺条件下,芬顿氧化法可将废液的化学需氧量从(37 000±1 850) mg/L降至(2 064±95) mg/L(n=3),化学需氧量去除率高达(94.40±0.54)%(n=3),但化学需氧量为(2 064±95) mg/L的残液仍不符合既有废液处理方法的条件;在二次降解的最佳工艺条件下,芬顿联合紫外法可继续将残液的化学需氧量从(2 064±95) mg/L降至(478±12) mg/L,满足了既有废液处理方法的条件。结果说明,芬顿氧化法以及两步联合降解工艺适宜作为氧化性泡沫去污废液的预处理方法。     

HR3C在超临界水中的腐蚀性能研究

通过高压釜浸泡实验研究了超级奥氏体不锈钢HR3C在循环的超临界水（SCW）中的均匀腐蚀性能,实验温度分别为550、600、650 ℃,压力为25 MPa,并对实验后试样生成的氧化膜进行了SEM、EDS和XRD分析。实验结果显示,HR3C在SCW环境中的氧化腐蚀速率随着温度的升高而增大,1 500 h后650 ℃ SCW环境下材料的腐蚀增重约为550 ℃时的2倍。材料表面生成的氧化膜主要成分为FeCr₂O₃、Fe₃O₄和Fe₂O₃,内层氧化膜富Cr而外层氧化膜富Fe。     

响应曲面法优化Fenton法氧化降解废闪烁液的条件

采用响应曲面法优化Fenton法氧化降解闪烁液的的实验条件。以FeSO_4浓度、H_2O_2浓度、pH、时间和温度为考虑因素,以闪烁废液样品的总体化学需氧量(COD)去除率为响应,进行5因子中心组合实验设计。结果表明,预测模型的回归性好,拟合程度较高,方程的决定系数R2为0.938 1,校正的决定系数R_(Adj)~2为0.880 1。预测最大的COD去除率为87.19%,对应的最优实验条件为:FeSO_4浓度为0.99mmol/L,H_2O_2浓度为57.50mmol/L,pH值为2.48,时间68.53min和温度76.59℃。该实验条件下COD去除率实验平均值为85.81%(n=3),实验结果与预测的COD去除率相对误差为1.58%,说明响应曲面法适应于优化Fenton法氧化降解闪烁液的试验条件。     

超临界压力下竖直圆管内不同流体的传热特性

为了深入认识超临界压力下不同流体传热中的共性反映出的传热机理及物性导致的特性差异,以水和氟利昂R134a为工质分别在SWAMUP回路和SMOTH回路上开展了竖直圆管内上升流传热试验。在正常传热、传热强化、小质量流速时浮升力导致传热恶化和大质量流速时加速效应导致传热恶化的工况中,氟利昂和水的换热系数（HTC）随无量纲温度表现出一致的变化规律。浮升力无量纲数_πB增大,换热系数与经典关系式计算值之比减小;加速效应无量纲数_πA较小时,换热系数比随_πA的增大而增大,达到峰值后换热系数比随_πA的增大而减小。_πB对超临界水试验数据的相关性更佳,而_πA对超临界氟利昂试验数据的相关性更好。无量纲数表征的超临界压力下传热规律的高度相似性初步验证了以模化流体氟利昂R134a研究超临界水传热特性是合理可行的。     

垂直上升光管内超临界水的传热特性试验研究

在压力22.5～30 MPa、质量流速1009-1626 kg(m2-s)、内壁热流密度216-822 kW/m2的试验参数范围内,对均匀加热垂直上升光管内超临界压力水的传热特性进行了系统的试验研究,得到了不同工况下垂直上升光管内超临界水的传热特性,分析了压力、内壁热负荷和质量流速变化对光管内壁温度及换热系数的影响,并...     

超临界水氧化技术处理放射性有机废物的应用与展望

以超临界水为反应介质发展起来的超临界水氧化技术（SCWO，supercritical watero xidation）以其具有反应迅速、氧化彻底、设备简单等优点而成为目前有机废物处理研究的热点。对核工业生产中产生的大量有机废物，传统处理方法均存在一定缺陷。法国、美国和日本在采用SCWO技术处理放射性有机废物方面投入了很大力量，日本东芝公司已成功将该技术应用于处理实验室规模的废TBP、废树脂和废液闪计数液。     

不同工况下活性炭吸附放射性惰性气体性能的初步研究

活性炭吸附滞留工艺是核电站处理放射性惰性气体的技术发展方向之一。本文介绍了活性炭吸附放射性惰性气体Kr和Xe的原理及其主要物理参数。通过不同运行条件下对活性炭的吸附性能进行测试,结果表明活性炭的吸附性能受到气流温度、压力、流速和湿度等多方面因素影响。过高气体温度、湿度和过低的流速导致活性炭吸附性能下降,适当提升系统运行压力有利于提高活性炭的吸附能力。研究结果可指导核电站项目中废气处理系统的设计,通过合理控制滞留系统的运行条件可以保障活性炭的吸附性能和使用寿命。     

核电站温排水的热污染控制对策

核电站温排水的余热排放对生态环境造成的负面热影响（即热污染）已日益引起社会关注。文章基于国内现有的温排放控制标准可执行性不强以及电厂温排水余热的利用方式单一、利用效率不高的现状，提出我国现阶段核电站温排水的热污染控制需从温度标准制定（即温排水混合区若干关键控制参数的确定）和温排水余热的综合利用途径的开发这两方面入手，同时开展深入细致的研究。在对国外的主要余热利用途径和国内火电厂余热利用途径调研、分析的基础上，提出了结合生态工程原理进行温排水余热综合利用方案设计的建议。     

超临界水氧化处理放射性废TBP/煤油技术研究

针对乏燃料后处理常用的有机溶剂TBP/煤油,采用以质量分数为30%的双氧水为氧化剂的超临界水氧化(SCWO)处理装置进行了模拟实验。结果显示,反应温度（550±50） ℃、停留时间（9±1） min、氧化剂与有机物流量比16.5±0.5条件下,有机物无机化率可达到99.9%以上。在此基础上开展了SCWO处理工艺放射性实验研究。结果表明,在气相产物中,放射性低于检测下限;在液相产物中,α活度浓度为2.37×10³ Bq/L,β活度浓度为8.94×10² Bq/L,γ活度浓度为96 Bq/L;在固相产物中,α比活度为2 750.2 Bq/g,β比活度为5 863.3 Bq/g,γ比活度为5 840.2 Bq/g,根据放射性活度衡算,放射性核素大部分进入固体残渣中。SEM/EDS表征结果表明,反应过程产生的固体产物中,主要以U元素为主,产物中主要含U、Ni、Cr、Fe、Al的磷酸盐及氧化物。     

音速浸没射流气羽特性实验研究

以直径10 mm喷管为研究对象，针对入口压力为0.2～0.8 MPa的饱和蒸汽在20～60 ℃过冷水中气羽特性进行了实验研究。结果表明，蒸汽气羽长度主要受蒸汽质量流速和水温影响，随蒸汽质量流速及水温的升高，气羽长度增加。同时根据实验结果，在理论推导的基础上给出了计算气羽无量纲穿透长度及换热系数的实验关联式。气羽长度预测值与实验值相对误差在±15%以内，换热系数预测值与实验值在椭圆形气羽区相对误差在±12%以内。     

压水堆核电站含氚废水产生与排放

随着核能发展和环境保护的需要,核电站排氚的问题逐渐进入公众的视野。本文简要介绍了压水堆核电站氚的产生和释放机理,核电站运行时液态氚的排放情况,并对国内外法规标准进行了比较分析。通过上述分析,提出了对现有压水堆核电站含氚废液处理的需求。     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。     

DBA条件下安全壳非能动余热导出系统的载热特性缩比试验分析

AP/CAP系列核电厂设计了安全壳非能动冷却系统（PCCS），可以实现事故后72 h内对安全壳非能动冷却。但是，72 h后如顶部水箱不能及时补水，仅靠安全壳自身的散热能力很难将全部的余热带走，安全壳仍有超压风险。针对目前核电厂安全壳余热导出能力有限时长的短板，对一套创新的安全壳内热量非能动导出系统搭建试验台架以验证其载热性能。在设计基准事故（DBA）条件下，开展安全壳内不同压力、温度和气体组分条件下系统载热性能的试验研究。结果表明，DBA条件下该套系统的载热能力完全满足设计要求。本文进一步给出了适用于低过冷度条件的含不凝性气体管外冷凝换热系数关联式。      

核电厂非放射性污水排放执行标准的探讨

根据核电厂非放射性污水的特点,探讨了现有污水排放标准对核电厂非放射性污水排放的适用性问题,建议在目前阶段应主要依据《城镇污水处理厂污染物排放标准》(GB18918—2002)执行排放,并提出有必要开展核电厂非放射性污水排放标准的研究和编制。     

基于湿法氧化法测量放射性废树脂中3H和14C的方法

基于湿法氧化法对核电厂产生的放射性废树脂进行前处理,建立了树脂中³H和¹⁴C的测量方法,分析了影响方法回收率的因素,并对国内某核电厂废树脂中的³H和¹⁴C进行了测量。结果表明,H₂O₂浓度对方法回收率影响最大,在最优的氧化条件下,方法回收率达96.8%;³H和¹⁴C最小可探测比活度分别为41 Bq/g和1.3 Bq/g;¹⁴C测量结果与《生物样品中¹⁴C的分析方法 氧弹燃烧法》(GB/T 37865-2019)的测量结果相比,无显著性差异,¹⁴C测量精密度为10.2%。对国内某核电厂废树脂进行测量,³H和¹⁴C的平均比活度分别为（6 134 ±640） Bq/g和（2 724±147） Bq/g。