中国辐射防护研究院利用微波技术进行废树脂干燥减容

中国辐射防护研究院承担的中国核工业集团公司优先发展项目“核电站废物最小化技术”之“浓缩液、废树脂干燥装置研究”课题研究中,三废治理研究所的高超等人采用国内放射性三废处理领域未用过的微波技术开展废树脂桶内干燥实验研究。     

含水废树脂的脱水和干燥

一、前言随着核动力的发展,由核电站产生的废物量也随之增加,这些废物的处理和处置是核工业面临的主要问题。用离子交换树脂净化反应堆主回路冷却水,经过一段时间以后,其具有很强的放射性,需要排出进行处理。树脂因颗粒小,易分散、着火和引起污染,为安全地处理     

200 L规模废树脂微波桶内干燥装置设计验证

通过前期试验和资料的分析,结合微波电场分布与实测温场分布对比结果,利用Ansoft HFSS软件进行了200 L规模微波桶内干燥装置的设计。并利用200 L规模微波桶内干燥装置开展试验研究,研究表明,HFSS软件的模拟结果可以指导实际设计工作。     

放射性废离子交换树脂的过氧化氢湿法催化氧化技术研究

放射性废离子交换树脂是核设施产生的主要中低放废物之一。本文研究了阳、阴及混合树脂在Ｈ＿２Ｏ＿２－Ｎｉ￣（２＋）／Ｃｕ￣（２＋）和Ｈ＿２Ｏ＿２－Ｍｎ￣（２＋）／Ｃｕ￣（２＋）及Ｈ＿２Ｏ＿２－Ｆｅ￣（２＋）／Ｃｕ￣（２＋）和Ｈ＿２Ｏ＿２－Ｃｕ￣（２＋）体系中的氧化分解行为，分析了过氧化氢用量、金属离子催化剂、温度、ｐＨ、ＮａＯＨ用量等对反应进程和结果的影响，研究了水泥固化效果与分解残余物量之间的关系，找出了不影响水泥固化的分解残液ＣＯＤ上限值，并对树脂过氧化氢湿法催化氧化的机理进行了初步探讨。通过对废树脂的过氧化氢湿法催化氧化工艺的进一步探索和改进，为今后台架实验提供工艺参数和设备设计依据。     

废树脂微波处理工艺研究

废树脂微波处理工艺主要利用微波的穿透能力强和体加热的特点,首先将废树脂中的水分除去,然后将废树脂中的有机组分去除,从而达到有机废物无机化的目的。与原始废树脂相比,微波干燥、灰化处理后,得到的灰分减容和减重比均极大。利用该技术处理得到的产物,可以方便的进行后续处理。通过研究,确定了废树脂微波桶内干燥及废树脂微波灰化工艺参数。     

一体化放射性废树脂应急接收装置设计

根据压水堆一回路放射性废树脂应急接收的源项特点,针对安全性、轻型化以及接口配套等需求,提出放射性废树脂应急接收的工艺流程,给出一体化放射性废树脂应急接收装置的设计,并提出相应的试验方法和要求。     

放射性废树脂热态超级压缩堆积密度探讨

采用热态超级压缩处理放射性废树脂是实现放射性废树脂减容处理的有效方法之一。粉末堆积理论分析表明,当树脂粉末包含多种粒度,且相邻颗粒粒径、质量分数按特定比例时,可获得最大的堆积密度。非放树脂热态超压试验结果显示,当研磨、烘干后的树脂粉末用20 000kN压力压缩后,其相对堆积密度73.3%,密度1.1g/cm~3,远小于多元堆积密度理论值。建议改进研磨工艺,控制研磨后树脂粉末粒度分布,提高堆积密度,减少废物体积。     

放射性废树脂处理技术

通过简介和比较核电站废树脂处理几种技术,认为芬顿湿法氧化技术和桶内干燥技术可以作为我国放射性树脂的处理技术。     

聚酯固化放射性废树脂的研究

文章研究不饱和聚酯固化模拟核电站废树脂的基础配方、工艺条件及主要参数，测试固化体的主要性能，用放射性示踪测试浸出率。实验表明，聚酯固化废树脂的工艺可行、流程简单、操作方便。室温下，固化过程约需２ｈ。固化体包容量ω（树脂）达４５％，抗压强度大于１０ＭＰａ，抗水性强，溶胀性小，耐辐照、耐温和热循环性能良好。￣（８５，８９）Ｓｒ、￣（１３４）Ｃｓ、￣（６０）Ｃｏ等主要核素１８０ｄ的浸出率为１０￣（－６）－１０￣（－８）ｃｍ·ｄ￣（－１），累积浸出份数为１０￣（－４）－１０￣（－５），明显低于水泥固化体和苯乙烯固化体。     

放射性废离子交换树脂特种水泥固化体的微观结构分析

研究了特种水泥 (ASC)树脂固化体的微观结构。用压汞实验比较了ASC特种水泥的树脂固化体和普通硅酸盐水泥 (OPC)固化体多孔性能 ,通过电镜扫描 (SEM )观察比较了ASC和OPC的微观晶体结构。分析结果发现ASC水泥固化体具有较好的孔形结构 ,这是ASC固化体浸出率低的原因 ;ASC水泥固化体晶体呈针状结构 ,OPC水泥固化体晶体呈片状结构 ,针状结构的力学性能和结构强度要比OPC的片状结构好 ,该结构是ASC固化放射性废树脂包容量大、强度高的根本原因。     

放射性废离子交换树脂高温裂解处理技术研究

通过热重实验以及台架试验,进行了废阴/阳离子交换树脂的高温裂解处理技术研究。结果表明,通过电磁感应加热反应器中的金属球并辅助搅拌,可以实现树脂的高温裂解。相比于氮气和水蒸气,空气是更合适的反应气氛。在空气氛围下,当树脂处理量为1 kg/h时,设定空气流量2 m³/h,反应温度600 ℃～700 ℃,添加剂选择CuSO₄·5H₂O,阴/阳离子交换树脂经本裂解工艺处理,废物残留率分别为8%和12%左右,两种树脂最终的裂解残留率可以达到3%～5%左右,可以实现较为彻底的裂解反应。阴离子和阳离子交换树脂的裂解反应有明显的区别,其中阴离子交换树脂热敏性更高,裂解需要的温度和空气流量更低,但反应更剧烈,烟气量更大。     

放射性废树脂处理技术工程应用的选择

本文介绍了目前世界上放射性废树脂的各种处理方法,研究分析了各种处理方法的优缺点,在进行全寿期成本分析的基础上提出工程应用的选择原则及建议。     

Development of a treatment process and immobilization method for the volume reduction of uranium-bearing spent catalysts for final disposal

The uranium catalyst had been used in several industrial fields. The spent uranium catalyst became problematic radioactive waste awaiting a management strategy for the final disposal. This work studies a process to greatly reduce the volume of a spent uranium catalyst waste and the generation of a suitable waste form for final disposal. The process consists of several steps such as selective dissolution of the SiO₂ catalyst support, precipitation of dissolved silicon followed by its purification for release, treatment of uranium-laden wastewater generated during the process, and immobilization of the final uranium-bearing astes for disposal. Based on bench scale-level experiments, the process was confirmed to be effective to reduce the volume of the uranium catalyst waste. The final volume reduction yield obtained in this work was over 80% from the volume of the initial uranium catalyst waste. The radioactivity of the secondary wastes, namely, the recovered silica and effluent generated from the process, was confirmed to be sufficiently managed for clearance with meeting the discharge criteria in Korea. The process could achieve the maximum volume reduction of the uranium catalyst waste to be transferred to a disposal site, with the by-products from the process being released, meeting discharge criteria in view of both nuclear and non-nuclear environmental regulations.     

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。     

放射性废树脂湿法氧化工艺实验室热试验证

利用1 kg级废树脂湿法氧化试验台架,采用核电厂产生的实际放射性废树脂开展了1 kg级湿法氧化工艺可行性试验验证,对真实废树脂湿法氧化效果及工艺废气排放安全性进行评估。试验所用废树脂的接触剂量率为602~680 μSv/h,单次试验废树脂处理量为1 kg。结果表明:废树脂采用湿法氧化处理工艺,其分解率大于99%(按物质COD值计算);废树脂湿法氧化过程中,废气对主要核素⁶⁰Co、⁵⁴Mn、¹³⁷Cs和⁹⁰Sr的载带率低于0.001%。本研究为进一步开展废树脂湿法氧化工艺及装置放大研究奠定了基础。     

重水蒸汽回收系统失效干燥剂减量化处理初探

从放射性废物减量化管理原则出发,探讨了重水蒸汽回收系统干燥剂分类进行除氚处理和水泥固化的技术路线,对干燥剂进行除氚处理使其满足清洁解控标准,对无法满足解控标准的干燥剂与含硼浓缩液进行混合固化处理。初步试验结果表明,利用高温加热和微波处理可实现干燥剂的除氚处理;干燥剂与含硼浓缩液混合固化是可行的。     

核电站浓缩液桶内干燥装置的研制及可行性验证

对核电站浓缩液的减容处理是放射性废物最小化内容之一。自行开发了桶内干燥工艺流程以及研制干燥装置,并进行了单机、单元和全流程调试。在此基础上进行了冷试验。结果表明,该装置运行平稳,安全;干燥浓缩液的减容比为4,干燥产物含水率为15%左右。说明该装置用于核电站浓缩液的桶内干燥是可行的。     

放化分离-液闪测量联合分析核电厂废树脂中的^(55)Fe和^(63)Ni北大核心CSCD

建立了一种核电厂放射性废离子交换树脂中^(55)Fe和^(63)Ni的联合分析方法。将废树脂样品经芬顿氧化消解后,先用氢氧化钠沉淀法沉淀^(55)Fe和^(63)Ni,再用阴离子交换树脂联合丁二酮肟沉淀对杂质离子进行分离纯化,纯化后用液体闪烁计器测量。本方法对废树脂中^(60)Co、^(65)Zn、^(54)Mn等干扰核素的去污因子均大于10^(3)。本方法对^(55)Fe和^(63)Ni的平均化学回收率分别为86%和90%,对废树脂中^(55)Fe和^(63)Ni的检测限分别为5.7 Bq/g、6.8 Bq/g。用加标样品对分析方法进行验证,预期值和测量值的偏差小于±10%。实验测得某核电厂一组一回路实际废树脂样品中^(55)Fe和^(63)Ni的平均活度浓度分别为(76.2±1.4)kBq/g和(120.0±5.1)kBq/g。