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。     

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。     

放射性有机废液焚烧装置中间试验

本文介绍了原子能院研制的口处理量为140—160L 的放射性有机废液焚烧装置的设备、工艺流程和第一阶段试验结果(焚烧物料为后处理厂废溶剂模拟料液),给出了该装置的工艺操作参数及尾气净化效果。     

移动式放射性废液接收处理装置设计

分析多种放射性废液处理方法的优缺点,结合远红外辐射加热技术与蒸发处理技术,设计一套适合复杂源项废液的移动式接收处理的试验装置,该装置具有能耗低、去污效率高、不易起泡、不易结垢等特点.     

放射性气溶胶粒度分离采样装置

一种放射性气溶胶粒度分离采样装置，涉及用于克服氡如子体干扰的人工放射性气溶胶的测量领域。该装置包括气体进入口（1）、固定架（8）、气体出口（4）和滤纸（5），特点是在固定架（8）内设有管嘴上下相对的分离管嘴（2）和收集管嘴（3），收集管嘴（3）底部与滤纸（5）封闭接触。该装置利用氡钍子体粒径小于人工气溶胶粒径的特点实现两者的分离，先测出收集到滤纸上的人工放射性，再补测氡子体衰变至可以忽略后的、可能与氡子体一起被分离的人工放射性气溶胶的放射性。本发明可用于放射性气溶胶连续监测。     

热泵蒸发技术在放射性废液处理中的应用

简要介绍热泵蒸发技术的工艺流程,提出利用热泵蒸发技术替代传统的自然（或强制）循环蒸发技术处理核电站放射性废液。根据热泵蒸发过程的物料衡算与热量衡算结果,采用热力学方法对热泵蒸发过程进行分析,阐明热泵蒸发技术的节能优势。结果表明：在特定的设计条件下,热泵蒸发过程的热力完善度和有效能利用率可分别达75%和90%,从理论上证明了热泵蒸发的节能优势。     

放射性废液处理技术的现状与展望

放射性废液得到有效处理是世界各国核工业迅猛发展的前提,其关键技术的现状和发展方向也是我国核工业界关注的焦点。本文介绍了几种放射性废液处理的传统方法及涌现出的新技术,概述了各种方法的原理及优、缺点,同时讨论了放射性废液处理技术今后的研究方向及发展趋势。      

DHDECMP从强放废液中分离和回收锕系—镧系元素的研究

文章在单级萃取实验的基础上,以串级萃取的实验方法,用30%DHDECMP-DEB从模拟动力堆核燃料后处理1AW强放废液中,进行了分离和回收锕系-镧系元素的工艺研究。串级实验是在共萃取槽R-A;分离槽R-B;反萃取槽R-C三个槽进行的。经过共萃取槽后,从强放废液中提取了全部α-放射性核素;经过分离槽后,使Pu,Am,Gd等三价锕系-镧系元素与U,Np分离;经过反萃取槽后,回收了Np和U。     

用来处理放射性废液的交叉流微滤技术

【英国《国际核工程》1989年8月号第53页报道】最近5年,交叉流微滤和超滤技术得到了迅速发展,已被广泛采用。这种技术是由英国原子能管理局为处理放射性废液而开发的。微滤指的是被移出的颗粒的尺寸小到0.05微米左右。超滤涉及的是小于0.05     

核电厂放射性废油核素分离处理技术及工程应用

放射性废油是核电机组运行产生的有机“疑难废物”之一,针对该类废物开发了基于氧化老化法的核素分离净化处理工艺,研制一套放射性废油核素分离净化处理工程装置并实现了工程应用。结果表明：氧化老化工艺去污系数可达两个量级以上;使用工程装置处理后的废油达到清洁解控水平,可作为普通危险废物进行管理;处理后废油焚烧供热过程（包括运输）中可能造成的额外附加剂量远远低于剂量限值,满足再利用过程的剂量准则,符合废物最小化原则。     

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。     

萃取分离法处理高放废液的进展

评述了近几年用萃取分离法从高放废液中去除超铀锕系元素的进展情况,着重介绍世界上已有的应用前景较好的ＴＲＵＥＸ流程（美）、ＤＩＡＭＥＸ流程（法）、ＤＩＤＰＡ流程（日）、ＣＴＨ流程（瑞典）和ＴＲＰＯ流程（中国）。     

膜技术处理低浓度放射性废水研究的进展

介绍了目前国外采用膜技术处理低浓度放射性废水 (LLLW )研究的情况。内容包括铁絮凝沉淀 超滤、水溶性多聚物过滤 (PF)、化学预处理 微滤法、电化学离子交换法 (EIX)、支撑液膜法 (SLMs)、膜蒸馏法 (MD)等方法     

固体放射性废物水泥砂浆固定配方工程验证试验

为完成某废物库回取、整备设施中整备车间固体废物的整备,满足车间水泥固定系统的工程应用需求,对初期实验室研究的中低放固体废物固定配方在该系统上进行200 L废物桶和2 m³废物箱的工程验证试验,考察该配方的固化体性能,如固化过程中的温升、固化体均匀性等,并确定加料顺序和搅拌时间等工艺参数。结果表明,生产的固化体符合行业标准(EJ 1186-2005)的要求,满足国家废物运输和处置要求。     

基于处置的放射性废物的分类方法应用研究

对放射性废物进行分类管理,能有效减少最终处置的废物量,减轻营运单位的负担,并减少对环境的影响。废物分类方法有很多种,将废物分类与处置联系起来是国际原子能机构建议的优选分类方法。本文以中国原子能科学研究院(原子能院)为例,通过研究国内外的废物分类体系,分析原子能院产生的废物的特点,提出了以处置为中心的废物分类建议,将废物分为豁免废物、极短寿命废物、极低水平废物、低中水平放射性废物和α废物5类;同时研究提出了原子能院全过程废物信息管理要求。     

溶剂萃取法处理高放废液过程中防止形成第二有机相的技术

概要介绍和评述了用溶剂萃取法处理高放废液时避免产生第二有机相的若干技术：复合萃取体系、芳香烃作为稀释剂、稀释法、还原法、络合法以及非平衡萃取法。后者对用ＴＲＰＯ－煤油溶液处理我国生产堆高放废液有着良好的应用前景。     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。     

反渗透技术处理模拟核电站放射性废水中的钴

选用聚酰胺反渗透膜处理模拟核电站中低放射性废水。考察了核电站中低放射性废水中主要存在的金属离子Na+、Ca2+在不同pH值及不同操作压力下对废水中钴离子的截留率及膜通量的影响。研究表明,核电站放射性废水中含有的Na+、Ca2+会降低反渗透对钴的截留率,且Ca2+对钴截留率的影响要大于Na+对钴截留率的影响。得到较优的实验条件为:在pH=10、压力大于1 MPa时,对模拟废水中钴的截留率稳定保持在98%以上。反渗透技术可以有效地去除核电站放射性废水中的钴元素,并且可以获得稳定的膜通量。     

电渗析处理模拟放射性废物焚烧工艺废水的实验研究

放射性废物焚烧系统在运行过程中会产生一定量的低放工艺废水。废水处理时,其所含Cl-会对蒸发设备造成腐蚀,含HCO3-对离子交换柱产生解吸作用,影响放射性核素吸附的效果。对此,研究建立了一套电渗析处理系统,进行了NaCl溶液直流脱盐实验和循环脱盐实验、阴离子选择透过性实验、模拟工艺废水的电渗析处理实验,确定了工艺流程和操作参数。结果表明：模拟废水经处理后非放射性物质含量满足国家排放标准,产生的浓缩液达到废水处理平衡浓度,符合工艺废水处理要求。