氚污染手套箱内壁及金属去污实验

对氚污染手套箱内壁及金属采用擦拭去污和可剥离膜去污。擦拭去污后,手套箱内壁残留氚污染水平降低到20Bq/cm2以下。对氚污染水平高处采用SO42－/TiO2固体超强酸掺杂可剥离膜或聚乙烯醇（PVA）可剥离膜去污,去污因子高,而氚污染水平低的金属通过可剥离膜去污后残留氚为20Bq/cm2。     

退役氚污染不锈钢管道除氚技术研究

针对退役氚污染不锈钢管道材质中氚的存在状况,对残留在管道壁中氚的去除技术进行了研究,在此基础上研制了一套退役氚污染不锈钢管道除氚实验装置,对其除氚性能进行了验证。结果表明,研制的不锈钢管道除氚实验装置对氚污染大于10⁶Bq/kg的不锈钢中氚的去污因子大于10³。     

退役氚污染不锈钢材料中氚污染深度和化学组成

明确待退役氚污染不锈钢材料中氚污染深度和化学组成,对制定和选择经济有效的退役处理工艺或方法具有重要意义。分层化学蚀刻法是研究氚污染不锈钢材料中氚深度分布及存在形态的主要方法之一。研究过程中,从待退役氚工艺线上取氚污染的不锈钢材料,制成实验试样后,采用常温化学分层蚀刻方法对试样中的氚污染深度和氚的化学组成进行实验研究。结果表明,氚聚集在不锈钢表面层0～4μm范围内,主要以HTO和HT形式,其中HTO占90%以上,且随着表层深度的增加,HT含量占比逐渐增大,直至与HTO含量接近。     

从几个例子看手套箱的退役

通过对手套箱退役的几个实例分析，论述了在手套箱退役中应关注的主要问题、技术手段、工程措施、安全考虑等，以期对我国的退役实践有所帮助。     

美国氚设施去污退役新技术简介

1引言 20世纪90年代，随着前苏联解体，冷战结束，美国大批进行武器生产的氚设施开始退役。大量的实践，开发了许多氚设施去污退役和氚废物处理处置技术。为了推广这些新技术，美国能源部（DOE）、国家能源技术研究所（NETL）选定蒙德实验室作为大范围演示和开发项目（LSDDP）的单位，进行一系列“更安全、更好、更便宜、更快速”技术的演示。     

手套箱气氛中氚化水处理的新工艺研究

用分子筛吸附柱和热金属镁床测试了分子筛床对气氛中水的吸附性能和热金属镁床对HTO的分解性能。结果表明 ,分子筛床对气氛中水的吸附效率 >99.99% ,在空气中水含量为 3.4× 10 3— 4 .2× 10 3μg·g- 1和空气通量达 5 6m3条件下 ,未发现吸附柱水的贯穿现象。热金属镁床对HTO的分解率 >99.9% ,在金属镁的消耗量大于 80 %时 ,分解率也未见明显降低     

反应堆退役废物中氚含量的测定方法研究

本文介绍了反应堆退役废物如不锈钢、碳钢锈垢、合金铝和水池底泥固体样品介质中氚含量的测定方法。建立了高温加湿解析、催化氧化、鼓泡器收集的分析方法，并对该方法中有关参数的确定及测量结果的准确性进行了讨论。     

氚污染不锈钢、铜、铝金属干法去污研究

为了考察氚污染金属干法去污的去污效率,对氚污染不锈钢、铜和铝进行了紫外线、臭氧、加热及联合（紫外线、臭氧与加热）去污实验研究。研究结果表明：紫外线单独照射去污效率较差,加热可明显提高去污效率,500 ℃联合172 nm的紫外线去污4 h对不锈钢表面氚去污率可达99.2%;臭氧对铜有较好的去污效率,臭氧与加热（500 ℃）的组合对不锈钢、铝、铜的去污率均高于99.2%;高温（500 ℃）较低温（300 ℃）去污效率高;氚去污后金属放置30 d表面氚有所增加,主要是氚的扩散和渗透所致;氚污染不锈钢存在4种氚吸附态。     

退役核设施环境植物中氚的分析

建立了一种适用于退役核设施环境植物样品中氚快速分析的方法,在建立快速制样装置的基础上,对场所退役源项调查过程中的含氚植物样品进行了分析。结果显示：建立的制样装置在实际样品处理中,分析时间与传统方法相比缩短2～3 h,回收率＞75%。以上结果表明,所建立的方法适合退役过程中大量植物样品中氚的分析。     

氚污染部件干法去污技术

针对核退役工程中存在的大量含氚废物处理问题,利用设计组装的干法去污处理装置对氚污染的金属进行了加热、紫外线、臭氧去污研究.结果表明,升高温度可明显提高去污效果;220 ℃用365 nm紫外线照射3 h对不锈钢的表面去污效率可达99%;臭氧与加热联合作用更有利于提高去污效率,220 ℃时去污3 h,臭氧对不锈钢、铝、黄铜的去污效率可达95%以上;而去污完毕经放置后,金属的氚表面活度会有所增加.     

Detritiation of Glovebox Atmosphere by Using Compact Tritium Removal Equipment

A compact tritium removal equipment (TRE), assembled in a console with casters, has been developed for detritiation of air in a glovebox used for handling of several curies of tritium. The TRE was designed to remove gaseous tritium in the form of T₂, HT and CH₃T through oxidation with precious metal/alumina catalysts followed by adsorption on zeolite pellets.

From the detritiation experiments with hydrogen tritide (HT, 2–20 mCi), the TRE was confirmed to have sufficient performance for the practical use. The tritium concentration in the test gas (total volume –32l; 1%H₂, 5%O₂, 94%N₂) decreased from 0.64 to 6.4 ×10-⁷ Ci.m³ within 155 min when the TRE was operated under the recirculation mode with the flow rate of 200 l-h¹ at the catalyst temperature of 200°C. In addition, the HT-to-HTO fractional conversion was determined at various catalyst temperatures (25–200°C) and flow rates (100–360 lh-¹).     

退役源项刍议

本文论述了退役源项在核设施退役中的重要性,定义了什么是退役源项.本文主要从退役源项计算的内容和时间两方面对退役源项的计算进行分析,没有涉及具体的计算方法.由于退役方式的不同将导致退役源项的特征有很大的差异,因此本文就退役方式对退役源项的影响做了详细的分析.     

某核设施退役中241Am现场防护方法和评估

在某核设施退役的施工过程中,对²⁴¹Am气溶胶的防护采取了佩戴呼吸器的方式,因此,呼吸器的防护效果至关重要。本文根据工程实践中获得的数据对呼吸器的防护效果进行了计算和评估。结果表明,防护效果能达到目标管理要求,佩戴呼吸器进行现场防护的方法安全有效,可在其他核设施退役工程中推广应用。     

某涉氚操作实验室源项调查活动对人员和环境的影响

在某涉氚实验室退役前期,为获得其中的放射性物质和其他有毒有害物质的信息,开展了源项调查。在源项调查活动中,根据该实验室的具体情况,采取了适当的辐射防护措施,并对从事该源项调查的工作人员和周围居民所受的放射性危害进行了监测和分析。结果表明：此次源项调查活动对该实验室所在的厂址环境有一定的影响,实验室外10 m范围内空气中的HTO略有升高,植物中氚含量明显提高,河水中的氚浓度均有一定程度的上升,但环境中的总α、总β仍处于当地本底水平范围;在进行源项调查期间,工作人员因氚所致的内照射最大值为0.111 mSv,公众所受的个人剂量为7.750×10^-5mSv。     

不锈钢表面钚污染的擦拭去污

为了防止污染范围扩大,减少对工作人员、公众和环境的辐射危害,需对钚污染的材料或设备进行去污。本工作分别采用不同种类去污试剂对滴加钚标准溶液后自然风干、加热烘干及浓盐酸腐蚀的三类不锈钢模拟污染样品进行擦拭去污实验。结果表明：盐酸及NaF+H₂C₂O₄+HNO₃两种去污试剂对自然风干的样品去污效率＞95%;5%的盐酸对加热烘干样品的去污效率约为95%;8%~10%的盐酸溶液、5%的硝酸溶液以及NaF+H₂C₂O₄+HNO₃对浓盐酸腐蚀样品的去污效率＞95%。     

锶污染土壤中耐锶菌株的筛选

通过固体培养基平板中锶的梯度变化,从某锶污染土壤中筛选出了26株细菌和20株放线菌。在含锶的液体培养基中,按照细菌对锶的吸附率和耐受性不同,对细菌和放线菌开展了进一步的筛选,并得到了四株对锶有较好耐受性的细菌。四株菌在24h内的生长倍数超过30倍,对锶的吸附率皆超过20%。它们的最佳生长条件为pH=6.0~7.5、温度为20~40℃、锶初始质量浓度在0~2.0g/L范围内。微生物的16SrDNA鉴定结果表明这四株菌皆为芽孢杆菌属。