放射性污染气管去污方法实践探索

核电站放射性污染设备及在场地的检修作业中会产生大量放射性污染气管。因气管结构复杂导致其放射性去污难度较大,业内多作为放射性固体废物处理。辐射控制区专用供气气管作为高价值专用工具,因大量放射性污染报废给核电站成本管控、放射性废物最小化和辐射防护最优化带来了较大的压力。针对上述问题,核电站开展了多项放射性污染气管去污试验,...     

板式换热器放射性去污实践探索

核电站反应堆和乏燃料水池冷却处理系统(PTR)及设备冷却水系统(RRI)中使用的板式换热器,结构复杂,运行过程中放射性热点易淤积在导流函道及沟槽等死角位置,放射性去污难度较大,业内以作为放射性固体废物处理为主。板式换热器作为高价值专用设备,大量污染报废给成本管控和放射性废物最小化管理带来了较大的压力。针对上述问题,红沿河核电厂实践探索了“放射性污染板式换热器去污方法”,采用“化学去污+泡沫去污+可剥离膜去污”分段去污方法开展试验,经去污后的换热器表面污染水平均小于0.4 Bq/cm²,4个阶段累计去污率约为99.80%,193片放射性污染板式换热器全部实现复用。     

电化学去污工程应用的现场验证试验

采用电化学去污技术对放射性污染金属进行了现场验证试验.结果表明:在前期研究得出的电解液及工艺参数下,电化学去污技术与去污剂擦洗、酸液循环两种常用去污方法相比,可快速、高效地对放射性污染金属表面进行去污;电化学去污技术对于不同污染类型、不同污染程度的金属设备均能有效去污,在电解5 min内,放射性水平可降至仪器探测限以下;在电化学去污过程中,金属的污染水平随电解时间增加呈对数下降趋势,去污系数DF值成线性变化.     

具有压力流量同步控制功能的高压水射流去污装置设计

在核动力装置检修或者退役过程中,常常会应用高压水射流对现场的放射性污染进行去除。在常规高压水射流去污装置的基础上,提出了一种基于比例-积分-微分（PID）的电动调节控制,研究压力与流量单独控制在高压水射流去污中的应用。经过理论分析结合去污实验验证,结果表明:采用改进的流量与压力同步控制方法,在高压水射流去污过程中,在其他影响因素相同的情况下,采用较大的水流量,去污因子反而较小,但是这种变化趋势是趋于平缓的。因此,采用改进后的高压水射流去污装置在相同压力下达到相同的去污效果,可以明显减少二次放射性废液产生量,具有较高的市场应用价值。      

一体化工具去污装置的设计与应用

核电站的工具常因沾污后不能复用而报废,不仅需要采购大量新工具,还增加了放射性废物产生量,增加了核电站运营成本。设计了一种融去污、漂洗、干燥为一体的去污装置。经实践,达到了工具复用、减少废物产生量、降低运营成本的目的。介绍了装置的结构、原理及使用方法,并指出了该装置的不足之处。     

可剥离膜技术在红沿河核电站放射性污染防护中的探索

为探索新型放射性污染防护工艺,寻找更加高效、环保、实用的放射性污染防护方法,红沿河核电站在AC放射性热机修厂房控制区内所属构筑物墙面、地面及设备覆面作为试验对象,采用英国Spraylat International Limited公司生产的Protectapeel E106可剥离膜保护涂料作为模拟试验涂料,选用岩田株式会社生产的W-71-3S小型空气喷枪作为模拟试验喷涂喷枪,采用人工调压喷枪喷涂的方法开展了可剥离膜放射性污染防护试验。试验结果表明,Protectapeel E106可剥离膜保护涂料作为红沿河核电站AC厂房放射性控制区内所属构筑物墙面、地面及设备覆面的放射性污染防护介质,能够起到较好的放射性污染防护作用。     

管道在线超声去污技术在某核电站的初步应用研究

核电站放射性系统水介质传输管道经过长期运行,部分管段会出现放射性物质沉积的现象。为了提升管道冲洗去污效果,国内部分核电站开始尝试引入在线超声去污设备,这种设备可安装在管道外侧,通过将超声振动传递至管道内,使内壁沉积物剥落,从而提升管道冲洗的去污效果。在线超声除垢设备在核电站的应用仍处于试验探索阶段,其功能有待进一步开发、完善。本文主要介绍国内某CPR1000堆型核电站开展管道在线超声去污的研究工作,该研究分别在60.33 mm、88.9 mm管径管道开展了试验,其中在88.9 mm管径管道试验中选取了松散污染沉积和固定污染沉积两种不同污染类型的管道,试验证明该技术在松散污染沉积管道有较明显的去污效果,具有推广和进一步研究的价值。     

核电站辐射控制区放射性废油收集容器优化改进探索

核电站在日常生产及大修过程中,辐射控制区内系统设备检修会产生大量放射性废油和非放射性废油。废油收集存储缺乏专用的容器,临时容器存在多种技术及管理问题。本文设计一套核电站辐射控制区放射性废油收集装置,以解决塑料桶和不锈钢桶等临时贮存容器存在的:存储空间小、稳定性差、易老化破损、易漏油、易沾污及污染扩散、去污难度大、无放射性屏蔽防护功能等一系列问题,样机经实践检验,可满足设计要求,希望为业内同行提供参考。     

超临界流体在放射性去污中的应用

利用超临界状态下流体的高扩散性、低的粘度、良好的溶解能力和独特的分离性质，有可能实现高效去污、废物量最小化、最小的侵蚀性和破坏性、最低的放射性废物管理费用。本文介绍了核设施退役设备表面放射性污染去污的需求及超临界流体的特性，分析了超临界流体去污应用的对象、去污研究的内容、去污过程研究的特点以及强化去污的手段，原理上说明超临界流体可能是极具开发潜力的放射性去污新技术。     

热熔压敏卷材清除放射性污染粉尘的试验研究

为了实现介质表面放射性污染粉尘的快速去污,提出一种应用热熔压敏卷材清除表面污染粉尘的方法。通过对热熔压敏胶黏剂与卷材基布的筛选,设计和制备了一种热熔压敏去污卷材,分别采用过100目、20目标准筛的粉尘模拟核爆落下灰和放射性污染颗粒物,对热熔压敏去污卷材进行模拟去污试验。试验结果显示,所制备的热熔压敏卷材在140 ℃、施加25 kPa以上压强时,对不锈钢表面的模拟放射性污染粉尘和颗粒物的单次去污率均在80%以上,最高达到92.5%。验证了热熔压敏卷材对表面放射性污染粉尘的去污效果,可为工程应用提供参考。     

某核电厂放射性固体废物处理最小化实践

介绍了某核电厂在滤芯升级、在线去污、废物分类收集处理、多滤芯支架、大修废物产生量控制等一系列放射性固体废物最小化工作的实践经验;通过对该核电厂商运以来历年的放射性固体废物产生量进行分析,肯定了该核电厂在放射性固体废物最小化、废物管理工作方面取得的成绩。     

反应堆退役废金属高压水去污废水的再利用

用高压水射流去污将反应堆退役废金属再循环再利用,会产生相当数量的放射性废水。为了节省放射性废水处理费用并减少清水的消耗量,降低废金属去污的成本,应将这部分放射性废水回用。高压水去污废水中的放射性主要来自其中的固体颗粒。因此回用废水就要将水中固体颗粒去除。研究分析了各种可能的工艺,经过代价利益分析,选用了离心分离工艺。     

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。     

氧化还原法去污对核电站上充泵安全影响的试验研究

研究化学法去污过程中对核电站上充泵腐蚀量的影响。以马氏体不锈钢和奥氏体不锈钢为研究对象,分别进行氧化过程和还原过程中溶液浓度、反应温度、时间对腐蚀量的影响试验;之后进行了氧化还原全过程对两种不锈钢材料的腐蚀量影响试验;最后,对某核电站上充泵进行了实操去污工作。试验结果表明:在超声作用下,使用0.25%高锰酸钾+0.25%氢氧化钠混合溶液作为氧化剂、70 ℃反应4 h,然后再使用0.25%草酸+0.25%柠檬酸混合溶液作为还原剂、70 ℃反应2 h,马氏体不锈钢和奥氏体不锈钢样品表面主要为均匀腐蚀,平均腐蚀量小于1.5 g/m²,腐蚀量满足相关标准要求,同时可有效去除上充泵表面的放射性物质。该配方和工艺流程可推广应用于核电站上充泵的去污工作。     

干冰喷射去除表面放射性污染技术研究

为有效去除需复用部件表面放射性污染,开发了一种去污效率高、对基材损伤小且二次废物产生量小或二次废物易于处理的去污装置和方法。将干冰清洗技术移植用于放射性表面污染的去除,对干冰去污技术从喷射去污到去污后二次废物收集、处理进行闭环设计,形成了一整套干冰去污—气体净化的系统装置。采用该系统装置开展了去污条件实验,获得了既可实现高效去污又不损伤基材的去污参数,通过测量被去污物件表面温度、压力变化,干冰喷射后表面形貌表征等方法验证了去污过程对基体材料损伤轻微。将干冰喷射+尾气净化这一新型去污技术应用于现场复用金属部件去污,验证了该技术既具有高效的去污及气溶胶净化效果,同时又具有二次废物产生量小的特点。     

核电站废树脂清洁解控问题探讨

对轻微污染的废树脂采取解控处理是核电站废物最小化工作的重要内容。在介绍近几年开展的核电站废树脂解控监测工作的基础上,对核电站目前的废树脂废物管理中存在的问题进行了总结,提出了有利于实施废树脂废物最小化的技术途径。解控后的废树脂可能采取的处置出路包括危险固体废物填埋处置和水泥窑协同处置,暂时尚不具备进行高温焚烧处置的条件。为了提高核电站这类废物最小化的实施效率,建议对不同类型放射性核素在废树脂中含量的相关性问题,对放射性核素在离子交换柱树脂中的空间分布问题,对废树脂分拣的在线监测技术以及其它类型固体废物的分拣监测问题等进行深入研究,以期在保证取样代表性的同时,减少取样量和测量工作量,提高工作效率,降低废物最小化的经济成本。