放射性污染的去污

本文从核设施退役角度概述了一些去污的主要问题,包括去污原则和基本考虑、去污方法、去污实例及新开发的去污技术,并对我国研究和应用去污技术提出了意见和建议。     

浅析核电站放射性去污常用技术

结合实际工作经验以及国内外放射性去污相关技术文献,概述了核电站放射性去污常用技术及其应用现状,浅析了这些去污技术的优势和局限性。指出激光去污、电化学去污和喷干冰去污等新技术将在核电站放射性去污工作中承担更多更重要的任务,综合应用两种或两种以上去污技术将成为核电站放射性去污的发展方向。     

压力水去污技术及其在核设施退役工程中的应用

简要介绍了低压水、高压水和超高压水去污技术和经验；针对受核污染的水池和房间的不同情况，进行了高压水喷射去污的验证性试验，并得出了一些结论；介绍了核设施退役工程中高压水喷射去污的设计、实施和效果．     

核设施退役水射流去污的职业健康安全

简要介绍了高压水射流清洗去污技术,针对高压水射流去污技术以及核设施退役去污的特殊性,提出了安全管理的具体措施.     

压力水去污技术及其在核设施退役工程中的应用

简要介绍了低压水，高压水和超高压水去污技术和经验，针对受核污染的水池和房间的不同情况，进行了高压水喷射去污的验证性试验，并得出一些结论；介绍了核设施退役工程中高压水喷射去污的设计，实施和效果。     

PIG清洗技术在反应堆退役管道中的应用研究

研究了PIG清洗技术在受放射性污染管道去污中的应用.几种应用类型的PIG去污实验结果表明,去污效果较好.这些研究为受放射性污染管道退役去污设计提供了可靠依据.     

801反应堆工艺水池高压水射流去污

本文介绍了用高压水射流技术对801反应堆452工艺水池放射性去污的情况.工程实践证明,采用全自动高压水射流法,去污效果好,DF达40以上,作业人员受照剂量小,液体废物易处理,固体废物易收集,适合于碳钢覆面的放射性去污,为工艺水池退役去污设计提供了依据.     

反应堆工程退役去污

本文阐述了反应堆工程退役工作的三大任务之一——去污问题.就去污的深度和内函而言,它分系统去污和拆除去污;就去污的机理而言,它可简化为化学去污、物理去污、电化学去污和物理化学联合去污四大类.同时介绍了去污之目的、主要的污染核素及其来源和污染的机理;系统去污和拆除去污工艺选择应分别考虑的基本因素、去污工艺选择和国内外去污实例等.     

放化厂退役去污

阐述了放化厂的退役去污,介绍了去污的目的、主要污染核素及其来源和污染的机理,并论述了系统去污和拆卸去污工艺的选择等。     

核工业退役设备放射性污染物的去污研究

研究泥炭中的腐植酸，添加各种络合剂和其它添加剂，制得核工业退役设备去污的高效廉价去污剂。     

核设施退役

介绍了核设施退役的基本概念。实施退役应贯彻三项（对国土清洁负责、对子孙后代负责、对国土开发负责）基本原则。并概括说明了核设施退役的四项（放射性源项普查、去污、拆卸（毁）工作和废物处理。     

核设备在役去污技术现状及发展趋势

本文通过对国内核电站在役运行期间主要机械设备的放射性去污方法(包括物理去污方法和化学去污方法)进行介绍、比较,梳理和总结核电站在这一领域去污技术的发展现状,以及各种去污技术比较间的优势和不足之处,总结了影响去污技术发展的几个重要因素和问题,并且探索和研究未来在核电去污领域的技术前景及发展趋势。     

用高压水射流对核设施退役去污的职业安全技术

核设施有许多特性,导致了在工厂设备和结构的最终处理和处置中产生了许多独特的问题。有关核设施的退役去污也就成了人们关心的课题。     

反应堆一回路去污配方及工艺参数研究

一回路系统在进行放射性清洗去污时,现广泛应用的方法为化学循环去污法。本文主要研究去污工艺中去污剂的主剂、侵蚀剂和缓蚀剂的比例,在线去污清洗时的清洗时间和清洗温度,并根据研究出的清洗工艺在实验室内应用金属挂片进行腐蚀性评价。     

反渗透技术处理压水堆一回路放射性废水试验研究

选用聚酰胺反渗透膜处理核电站一回路放射性废水.对反渗透去除核电站一回路放射性废水及反应堆停堆换料期间一回路排水中的钴离子进行研究.在不同操作压力及浓度下,考察废水中硼酸及镍离子对稳定核素钴的截留率影响.研究表明,一回路废水中含有的硼酸会降低反渗透对钴的截留率,硼酸质量浓度由2 500 mg·L-1下降到500 mg·L-1时,去除率由79.3％上升到88.8％.截留率及膜通量随着膜面压力上升而升高,在1.4 MPa时分别达到86％及30m3·m-2·s-1.结果说明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.     

反应堆冷却器材料在化学去污液中的腐蚀性能研究

通过对反应堆冷却器材料Ti31合金进行三步化学去污(OC1-AP-OC2)实验,研究Ti31合金在不同温度(80～95℃)不同配方(CA配方和CA盐配方)去污液中的腐蚀性能。通过对试样质量变化测定,获得不同条件下的腐蚀量;采用场发射扫描电子显微镜(FE-SEM)对腐蚀前后试样表面形貌进行表征,研究不同配方对试样形貌结构影响。结果表明,Ti31合金在CA配方中的腐蚀量远高于CA盐配方,且Ti31合金在CA配方中出现点蚀,而在CA盐中未出现。经均匀腐蚀证实,Ti31合金在CA盐配方溶液中具有良好的相容性,可选用CA盐配方溶液作为Ti31合金的去污剂。通过研究Ti31合金材料在不同配方溶液中的腐蚀性能,为反应堆一回路冷却器材料的去污液配方的选用提供实验数据支撑。     

核设施化学清洗去污

概述了国内外核设施化学去污概况及国外后处理厂化学去污的主要经验，并列举了一些常用化学去污剂的配方。     

一回路工况下蒸汽发生器传热管去污研究

本文采用三步化学去污法,选用蒸汽发生器传热管—镍基合金新13号作为腐蚀试样,研究化学去污液对预制膜试样的去污能力及对镍基合金基体的腐蚀性能,并探究不同去污温度(80℃、85℃和95℃)对预制膜试样的去污影响。采用分析天平对去污前后试样质量变化进行测定,借助扫描电子显微镜(SEM)、X射线光电子能谱仪(XPS)等方法对试样进行形貌结构分析,结果表明,预制膜试样表面覆盖一层致密的黑色氧化膜,其厚度约1μm,晶粒分布均匀,在0.3～1.0μm范围内;本文设计的化学去污液对基体材料并无腐蚀损伤,且与80℃和85℃相比,在95℃去污温度下,试样表面氧化膜全部脱落。通过研究镍基合金在化学去污液中的清洗去污行为,为蒸汽发生器传热管的去污工艺提供有力的实验数据支撑。     

洗涤剂去污指数检测方法的改进

通过对ＧＢ／Ｔ１３１７４－９１洗涤剂去污指数检测方法的改进，检测结果的相对平均偏差和相对标准偏差均小于２％。     

核电厂主泵水力组件去污设备的设计优化

主泵水力组件去污设备是核电厂放射性机修车间内用于主泵清洗去污的专用设备,根据某压水堆核电厂的经验反馈，由于设计、施工的不完善因素，清洗去污设备存在无法正常使用的情况。针对主泵水力组件清洗去污工作中存在主泵水力组件去污箱清洗去污效率过低、试剂制备箱工作温度较低、主泵水力组件就位和存放不便等问题，提出了主泵水力组件去污设备的设计优化，从清洗去污工艺系统设备、仪控设备和系统布置等方面进行改进。对今后核电厂主泵水力组件去污设备的设计提供一定的参考作用。