氟利昂—113在放射性去污中的应用

一、引言放射性沾污的材料的去污和重新利用是目前核设施退役工作中的一大课题,世界各国均十分重视这一工作,投入了大量人力物力进行去污方法的研究。这里介绍一种快速、安全有效的表面去污方法—氟利昂-113(下称F-113)去污法。二、F-113去污的基本原理 F-113在一个封闭的循环系统中快速、连续地在沾污表面流动,通过机械的和化学的过程清洗沾污的表面。去污循环系统将去污、溶剂净化以及溶剂的循环使用融为一     

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。     

板式换热器在CARR中的应用

着重介绍了CARR工程中重水换热器、主换热器的选型及设计过程。通过安全性和经济性等方面的对比,可以看出板式换热器比套管式换热器更具有优越性。板式换热器在系统中的应用对今后的设计具有一定的参考价值。     

可剥离式放射性去污膜的研制和性能

一、引言 可剥离式放射性去污膜是近年来发展起来的一种新型放射性去污材料。它是具有多种官能团的高分子化合物,加入各种添加剂:络合剂、乳化剂、成膜助剂、浸润剂等,以增强去污能力和改善涂料的物理化学性能。成膜前它是一种溶液或水性分散乳液,用喷雾法或抹刷法将其涂于沾污表面,干燥成膜。成膜过程中高分子链上的官能团以及其中的络合剂与引起沾污的核素发生物理化学作用,使其从污染表面进入膜中,剥离掉涂膜达到去污目的。对不同的沾污状态,作用原理是不一样的。     

板式换热器在堆内试验回路中的应用

在同样设计条件下，将板式换热器同管壳式换热器进行了全面比较，由于板式换热器具有传热系数高、价格便宜、结构紧凑等明显优点，而被用于堆内试验回路中。     

放射性去污废液中的有机物及其处理技术

介绍了放射性去污废液中有机物的主要产生来源,总结了放射性去污废液中有机物对废液处理及最终处置的不利影响.对处理放射性去污废液中有机物常见的几种方法,如传统化学氧化、光化学氧化、电化学氧化等进行了阐述和比较,同时对我国放射性去污废液中有机物的现状提出了建议.     

放射性表面污染金属废物激光去污工艺研究

为实现激光去污技术在放射性表面污染金属废物清洁解控或循环再利用方面的应用,以350 W的纳秒脉冲光纤激光器为基础搭建了激光去污实验装置,针对激光功率、脉宽、频率、线间距、扫描速度等关键参数开展了一系列激光剥离去污工艺实验,根据实验结果分析得出激光去污工艺规律和不同去污深度的最佳工艺参数,并以某核电厂控制棒水池贮存搁架底板为对象开展验证试验。验证试验结果显示,采用激光去污技术,去污深度达到10 μm后,样品的β射线放射性表面污染水平已低于0.8 Bq/cm2,可达到清洁解控的表面污染水平要求。      

去污条件对结构材料腐蚀行为和表面放射性积累影响的研究

本文研究了结构材料在 APAC、APOC、OCAP、APAC OCAP、APOC OCAP 五种去污溶液中的腐蚀行为,以及经去污溶液处理,随后在300℃静态放射性溶液中长期暴露后的放射性积累。结果表明,APOC 和 APOC OCAP 去污溶液对有预生氧化膜的结构材料的腐蚀特别严重,表面出现晶间腐蚀与晶粒脱落,这也是造成反应堆回路经去污处理后放射性剂量偏高的主要原因。     

移动式超声波去污装置在核电站的应用实践

介绍移动式超声波去污装置在核电站的应用实践。根据实例,分析总结了超声波去污装置在核电站去污工作中的工艺条件,并对此类装置的适用性和局限性进行了讨论。     

不锈钢放射性模拟样片在空气中的激光去污技术

采用APEX放电型准分子激光器作为激光光源,用低放废液制备不锈钢放射性模拟样片,在激光去污装置上开展激光去污工艺参数的研究。通过考察不同的辐照强度、脉冲频率、辐照角度及扫描速率参数对不锈钢放射性模拟样片表面去污因子DF的影响,获得了激光去污工艺参数。在此参数下对模拟样片表面的去污因子大于200,剥离厚度小于20μm。     

板式换热器在研究堆重水系统中的应用

重水换热器是目前正在建造的两座研究堆中重水冷却系统的重要设备.对两座研究堆中的重水换热器在选型及设计方面进行了优化,通过对比可看出,板式换热器较套管式换热器在安全性和经济性等方面更具优越性.板式换热器在重水系统中的应用对研究堆的设计具有一定的参考价值.     

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,...     

蒸发处理系统中放射性去污废液pH值自动调配方案研究

废液蒸发处理系统在使用过程中曾出现上料废液pH值不稳定,导致蒸发器液位剧烈波动。对这一问题进行原因分析,探讨在上料管路中增设一套废液pH值自动调配系统来实现在线实时监测和自动调配上料废液pH值的技术方案,设计相应技术方案的工艺流程。该方案通过自动添加适量的酸或碱溶液,可以使上料废液pH值始终稳定在要求范围内。     

压水堆核电站上充泵的去污实践及其理论探讨

本文论述了某核电站在换料大修期间完成的上充泵去污工作，针对马氏体不锈钢在去污过程中出现的特殊现象，分析探讨了马氏体不锈钢的化学特性。通过总结上充泵去污的经验成果，对未来马氏体不锈钢的去污工作提出了建议。     

高通量工程试验堆放射性废水处理设施中蒸发系统去污性能探讨

本文主要介绍蒸发器、旋分器和除沫器的去污性能及其与蒸发强度、浓缩倍数的关系。并在实测数据的基础上,把这种关系概括成简单的数学公式.同时指出蒸发器的除放性能可用其除盐性能予以说明。     

板式换热器在CARR重水系统中的应用

重水换热设备是CARR重水系统的重要设备之一，它的作用就是将反应堆重水反射层的热量连续可靠地传递给二次冷却水，以保证反应堆的正常运行。     

核电站放射性污染液压扭力扳手的去污实践

核电站在日常生产及大修过程中,放射性污染设备和场地的检修作业会产生一定量的污染检修工具,其中包含价值高、体积大、去污难度大的液压扭力扳手。因液压扭力扳手结构复杂、主子部件较多、且热点多淤积在死角位置,导致其放射性去污难度较大,国内核电站多作放射性固体废物处理为主。液压扭力扳手作为高价值专用工具,大量放射性污染检修工具报废给核电站成本管控、放射性废物最小化管理和电站辐射防护最优化带来了较大的压力。针对此问题,电站开展了多项放射性污染液压扭力扳手深度去污试验,采用化学去污、机械去污、泡沫去污、超声波去污等多种组合工艺,经过四个阶段的深度去污试验,最终将多台放射性污染液压扭力扳手全部去污合格,并全部实现现场复用。此次深度去污试验研究总结的"放射性污染液压扭力扳手深度去污方法",去污因子超过103,去污试验各项指标效果良好,方法可行、有效、实用,可为业内同行提供参考。     

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。     

涉核手套箱除尘去污方法概述

针对涉核手套箱内粉尘颗粒物的清洁去除,简要概述了包括溶剂擦拭法、粘附去污法和微型手持式吸尘器法等在内的几种简易的除尘去污方法,并根据去污实践经验分析了各种除尘方法的优缺点,对不同去污方法的适用场景提出了一些建议。     

泡沫去污废液水泥固化研究

报道了泡沫去污废液的水泥固化基础配方实验及其固化体性能研究的结果。通过水泥固化配方筛选试验 ,推荐固化体水灰比为 0 .3。其固化体物理性能和核素浸出性能分别为 :抗压强度 ,2 4 MPa;1 3 4 Cs、60 Co、2 3 8Pu在第 4 2 d的浸出率分别为 9.98× 1 0 - 4、4 .36× 1 0 - 6、1 .4 1× 1 0 - 7cm/ d。