放射性有机废液贮存容器的研制

本文进行了聚乙烯、聚酯玻璃钢等材料耐甲苯、二氧六环等有机溶剂的试验。试验结果表明,用这些材料制成的容器存放放射性有机废液是不安全的。选用不锈钢研制了20L 有机废液贮存桶,经耐2kg 水压和1.2m 坠落试验,均无损漏;实际使用效果较为满意。     

苏联放射性废物处理概况

【西德《原子与电流》1981年第3期报道】苏联《原子能》杂志以《核电站和后处理厂放射性废物的处理》为题报道了苏联这方面的发展现状。人们从这篇文章中可以看出,苏联所选用的大多数方法和西方世界所采用的方法几乎是一样的。核电站和其它核装置的低放和中放废液     

英国暂缓考虑放射性废物地下贮存工作

【英国《国际核工程》1982年2月第10页报道】英国政府业已决定暂时放弃所有旨在确定放射性废物地下处置场的钻井试     

天然蒸发池技术处理低水平放射性废液的发展概况

天然蒸发池技术是利用太阳能对放射性废液中多余水分蒸发、去除的一种处理方法。由于其对运行设施要求简单,不需要过多的日常维护,并具有对低放射性废液净化系数较高、处理量大、节能等特点,因此天然蒸发池技术成为一种较为常用的低放射性废液处理方法。然而,天然蒸发池的运行设施占地面积较大,需要日照时间较长,该方法的应用受到一定限制。本文通过国内外具体实例和经验,介绍了天然蒸发池技术的改进及应用情况。     

研究堆放射性废液贮存设施设计中几个安全问题的处理

在研究堆核安全审评工作中,由于研究堆类型多样、运行方式不同,产生的放射性废液量和活度水平也不同。此外,在标准方面也没有针对研究堆放射性废液管理的适用标准,仅能参考核电厂和后处理厂的相关要求。因此,针对设计中安全问题的处理方式需要结合设施实际情况调整。通过讨论审评工作中几个较为关注的安全问题的处理情况,来探讨研究堆放射性废液贮存设施的合理安全要求。     

高放废液贮存的安全保障

后处理厂高放废液贮存安全管理至关重要。为保证高放废液贮存安全,需要严格控制工艺参数,采取相应的安全控制技术措施和管理措施。在工艺方面,需要严格控制液温、液位、氢气浓度和罐内负压等工艺参数;安全控制技术措施主要包括防止氢气燃爆,废液沉积,废液泄漏,贮罐腐蚀检测和辐射安全;安全管理措施主要包括核安全文化培养,建立经验反馈制度、巡回检查和现场测量制度,做好应急准备和加强辐射防护与监测等。     

放射性废液的喷雾锻烧

一、前言对浓缩液进行喷雾、干燥、结晶处理是制糖和奶粉等民间工业所采用的经典方法.然而,把此方法用于处理放射性废液,只是六、七十年代发展起来的一项新工艺.目前,在我国核工业中此法尚未使用,而在几个核发达国家已领先了一步:在法国,用迴转式煅烧炉与罐式熔炉相连接起来处理放射性废液;马库尔玻璃固化工厂(AVM)已经成功地运行了近十年.在美国,喷雾和流态化床煅烧炉与罐式熔炉或陶瓷熔炉相连接起来处理中、高放废     

放射性废液的超滤去污设备

【西德《原子经济》1985年第1期第41页报道】瑞士联邦反应堆研究所的 H·洛温舒斯和 M·弗雷尔,以实验室规模和中间规模,研究了在低放和中放废液化学去污中采用超滤技术的可能性。     

东欧的放射性废物贮存问题

[美国《核子周刊》1994年8月25日报道]本月发行的IAEA出版物《放射性废物管理》告诫说,由于保加利亚缺乏足够的放射性废物贮存能力,其科兹洛杜伊核电站“可能要停止电力生产”。     

利用地下水中镭同位素对放射性异常的评价

本文推荐一种利用地下水进行铀勘探的实验方法,它以分析铀含量和三种放射α的镭同位素(~(226)Ra、~(221)Ra及~(220)Ra)含量为基础。该方法是根据200多个水样分析结果发展起来的,该批水样采自已知铀矿床的附近和澳大利亚不同气候区(由干旱到热带区)的镭异常。这个方法利用四种因素的相对值来评价样品,把样品分成好的,可能好的或差的。文中介绍了在澳大利亚南部弗罗姆湖湾利用该法进行勘探的实例,用来说明该法区分假异常样品的价值:在铀矿化附近探测时,当钻孔不交切矿化时,采自这种钻孔中的水样属于铀含量高的假异常样品。     

放射性废物地下贮存库的选址、设计和建造的国际讨论会简介

由国际原子能机构组织的放射性废物地下贮存库的选址、设计和建造的国际讨论会于1986年3月3日至3月7日在西德北部城市汉诺威召开。参加会议的有三个国际组织和34个国家的代表,共250人,其中主要是欧洲国家,但苏联未参加。亚洲国家中有中国、日本、印度、巴基斯坦和南朝鲜。会议日程安排如下:3月3日上午为开幕式和综合报告,3月3日下午至3月5日上午为各国情况介绍,3月5日下午与会代表分别参观了西德的Gorleben、Konrad和Asse三个地下贮存库,3月6日继续介绍各国情况,3月7日上午为专题发言和闭幕式。这次会议主要是情况交流,各国谈了一些自己的计划和设想,也介绍了自己的工作和经验。会议共收到论文51篇,涉及下列四方面     

瑞典建造贮存辐照燃料的地下中间贮存库

【法国《能源》1982年11月26日第1324号报道】瑞典当局已同意在波罗的海海岸开工建造贮存瑞典在本国核电站烧过的核燃料临时贮存库。该库有部分地下建筑,设在地下30米深处以下的花冈岩层内。岩层内要建造五个水池,可把核电站的辐照燃料放在水池内存放几十年。该库还有一部分     

西德放射性废物最终贮存的现状

【西德《原子与电流》1985年第5期第156页报道】到2000年西德核电站电功率可达30GW,积累已转形废物约300,000m~3。这些废物的30％来自辐照燃料的后处理(包括来自法国后处理厂和1992年投产的瓦克尔多夫后处理厂); 43％来自核电站;22％来自研究中心和卡尔斯鲁厄后处理厂;2％来自工厂、研究和医疗单位;1％来自核燃料     

铀矿山放射性废液的特性和处置

【加拿大《采矿与冶金学通报》1979年6月号报道】加拿大安大略省埃利奥特湖的里奥·阿尔戈姆矿业公司的夸克铀矿,是1955年投产的。它1977年的铀产量几乎占加拿大的三分之一。因此,公众日益关心其低放固体废物和废液的处置情况。由于该地区气候潮湿,而且直接从铀矿山和水冶厂排出     

核电厂含硼放射性废液的反渗透处理研究

文章考察了采用两级反渗透装置、对含硼放射性废水进行处理时,该装置运行过程中脱盐、除硼、核素去除性能等的变化情况。结果表明,反渗透装置在运行过程中,需调节操作压力,以防止膜通量的不断降低;反渗透装置不仅具有优良的脱盐及除硼性能,其中总脱盐率和总除硼率分别保持在99.5%和84.3%以上,同时对废水中放射陛核素~(137)Cs和~(90)Sr具有很好的截留效果。     

放射性有机废液焚烧装置的热运行

本文介绍了建于中国原子能科学研究院的放射性有机废液焚烧装置热运行的试验结果。热运行处理对象为~3H 污染的废机油,其放射性比活度为(3.7—370)×10~4Bq/L。文中给出了该装置的工艺参数及对~3H 的净化效果。净化后尾气中~3H 的比活度为286 Bq/m~3,总净化系数为192。文中还介绍了该装置热运行期间环境监测与评价的结果。     

模拟放射性含硼废液的水泥固化研究

为了比较硫铝酸盐水泥和普通硅酸盐水泥含硼废液的固化,为配方优化提供依据,研究采用两种配方对模拟放射性含硼废液进行水泥固化。测定了固化体28d抗压强度、抗浸泡性、抗冻融性和耐γ辐照试验后的强度损失,进行了模拟核素浸出试验,并对固化体水化产物进行XRD分析。结果表明,两种配方可有效固化模拟含硼废液,固化体28d抗压强度、各项试验强度损失和模拟核素浸出率均满足GB14569.1—93的要求,试验所用的硫铝酸盐水泥配方对Cs＋的滞留能力优于普通硅酸盐水泥配方,固化体中的硼以B(OH)4－形式固溶在钙矾石中。     

浓缩和固化放射性废液的推杆干燥器

原编者按:为了处理西德林根核电站产生的放射性废液,研制了一种推杆干燥器。用这种干燥器可以把生成的放射性残液在一个带滚箍的桶中进行干燥和固化,装满后送到放射性物质的最终贮存库。全部工序在同     

核电厂放射性有机废液安全管理的建议

我国核电厂对放射性有机废液的管理采取长期贮存的方式,至今未有最终的处理方法。本文从放射性有机废液源项、相关的法律法规标准要求、国内外放射性有机废液管理方式等方面进行讨论,给出了一些放射性有机废液安全管理的建议。