核电厂放射性废气“活性炭加压吸附”技术研究

基于ACP100废气源项,对“活性炭加压吸附”废气处理技术(即“压缩+活性炭延迟衰变”工艺),与M310堆型的加压贮存和AP1000、VVER的常压吸附技术进行对比分析,发现“压缩+活性炭延迟衰变”工艺的炭装量同比常压吸附减少75%,衰变容积同比加压贮存减少92%;处理后废气的放射性活度浓度,同比M310和AP1000分别下降47%和93%;二次废物产生量小,二次固废产生量设计值为1.2 m³/a。综上,“压缩+活性炭延迟衰变”废气处理工艺,既解决了现有技术问题,还具备净化效果好、二次废物产生量低、占地面积小和经济性好等优点,在其他工程具备可应用和推广性。     

乳状液膜系统稳定性的显微研究及Cr(VI)离子分离效率分析

采用毛细显微摄像技术,对乳状液膜系统的稳定性进行了微观研究并分析了稳定性对液膜分离效率的影响. 实验中将含重金属离子Cr(VI)的工业废水作为外水相,采用TBP-Span80-煤油体系作为油膜相,NaOH溶液作为内水相,制备了单个W1/O/W2型双重乳液颗粒系统,通过显微镜直观、实时地观察不同组成的双重乳液系统的稳定性,同时采用此乳状液膜体系对废水中的Cr(VI)进行了去除实验,将实验与机理研究相结合,通过研究pH值、表面活性剂、载体及内水相组成等对乳状液膜稳定性和Cr(VI)提取率的影响,阐明了液膜稳定性与液膜法去除Cr(VI)的分离效率之间的内在联系. 实验结果表明,在选择条件下,经过一次性处理10 min后,Cr(VI)的提取率可达99.3%以上,残余质量浓度降至0.5 mg/L,达到国家排放标准.     

乳状液膜系统稳定性的显微研究及Cr(Ⅵ )离子分离效率分析

采用毛细显微摄像技术,对乳状液膜系统的稳定性进行了微观研究并分析了稳定性对液膜分离效率的影响.实验中将含重金属离子Cr(Ⅵ)的工业废水作为外水相,采用TBp-Span80-煤油体系作为油膜相,NaOH溶液作为内水相,制备了单个W1/O/W2型双重乳液颗粒系统,通过显微镜直观、实时地观察不同组成的双重乳液系统的稳定性,同时采用此乳状液膜体系对废水中的Cr(Ⅵ)进行了去除实验,将实验与机理研究相结合,通过研究pH值、表面活性剂、载体及内水相组成等对乳状液膜稳定性和Cr(Ⅵ)提取率的影响,阐明了液膜稳定性与液膜法去除Cr(Ⅵ)的分离效率之间的内在联系.实验结果表明,在选择条件下,经过一次性处理10 min后,Cr(Ⅵ)的提取率可达99.3%以上,残余质量浓度降至0.5 mg/L,达到国家排放标准.     

“华龙一号”废气处理系统活性炭延迟衰变工艺研究

为提高放射性废气处理的安全性,推动"华龙一号"走出去的国家战略以及打破国际市场一些国家的政策限制,对"华龙一号"废气处理系统采用活性炭延迟衰变工艺进行研究。"华龙一号"废气主要来源于一回路裂变产物氪(Kr)和氙(Xe)等放射性惰性气体。目前,AP1000和EPR等三代核电站对其采用活性炭延迟衰变。通过研究温度、压力、相对湿度、流速以及活性炭床长径比等参数对活性炭动态吸附性能的影响,并设计"华龙一号"废气处理系统活性炭延迟衰变处理的工艺流程。     

核电厂H3BO3-NaOH-H2O溶液结晶影响因素研究

为研究核电厂H₃BO₃-NaOH-H₂O溶液结晶机理，选择钠硼比(K)、pH值、硼浓度以及晃动和杂质作为影响因素，通过实验研究各影响因素对溶液结晶的影响和不同K值范围内溶液的主要成分。结果显示：K<0.2(pH<7.5)时，溶液的主要成分是硼酸，溶液结晶温度随K值或pH值的增大显著下降；0.2＜K＜0.4(7.0＜pH＜8.5)时，溶液的主要成分是五硼酸盐，硼浓度低于25 000 ppm的溶液在5 ℃均不结晶；0.40.8时，溶液的主要成分是偏硼酸钠。另外，晃动和杂质均加速溶液结晶。综合考虑各因素对溶液体系结晶的影响，在核电厂浓缩液硼浓度目标控制值为15 000 ppm、厂房最低环境温度5 ℃下，溶液不结晶的推荐K值控制范围为0.20～0.25，最佳K值为0.23。     

内陆厂址压水堆核电厂液态流出物复用研究

实现液态流出物在核电厂的复用,进而减少液态流出物向环境的排放,不仅对于保护水资源环境具有重要意义,而且对于满足能源发展规划和厂址选址的主要安全要求、但受环境水体条件限制液态流出物排放的内陆核电厂址,可能将是一种必须的选择。本文基于压水堆核电厂设计及运行经验,研究液态流出物复用的可行性。结果表明,液态流出物中的洗衣废水在热洗衣房循环利用,地面排水作为乏燃料水池补水复用于反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统具备可行性;结合压水堆核电厂实际运行经验,复用后双机组每年可减少液态流出物向环境排放达8 400 m³,占液态流出物总量的51.8%;除氚、C-14外核素排放减少量4.8×10⁵ Bq,占液态流出物除氚、C-14外核素总量的36.9 %。     

压水堆核电厂氚排放量的系统设计分析

压水堆核电厂尤其是内陆核电厂的氚排放一直备受关注。目前关于压水堆产氚的计算分析通常以一回路冷却剂系统作为氚活度衡算边界,系统设计对氚排放量的影响少有讨论。本文将氚活度衡算边界从一回路扩展到反应堆冷却剂净化和复用系统,考察了一回路氚比活度控制值、反应堆冷却剂净化复用系统水装量和不复用排放水量等三个系统设计参数之间的关系和它们对压水堆氚排放量的影响。经分析发现,通过提高一回路氚比活度控制值和增加净化复用系统水装量,可显著降低氚排放量。基于现有的核电厂设计,若将一回路氚比活度控制值从15 000 MBq·t^-1提高到44 000 MBq·t^-1,氚排放量设计值可以降低3%～13%,若进一步增加复用系统水装量到10 000 t,氚排放量设计值可降低46%。