超声波联合去污工艺在核电站的工程应用

介绍了一种高效超声波联合去污工艺。该去污工艺在某核电站蒸汽发生器盲板的去污中,取得了十分满意的去污效果。     

田湾核电站主泵检修去污方案的优化选择和分析

主泵解体检修是核电站大修期间的重要工作之一,而降低主泵检修集体剂量最主要的措施是对其水力部件进行放射性去污,同时要在保证设备安全的前提下优化去污工艺,获得最大的去污因子。田湾核电站在前两次大修中对主泵水力部件分别采用了超声波去污、氧化-还原去污、超声波+氧化-还原去污等三种去污工艺。本文通过对不同去污工艺的对比,分析了不同去污工艺的优缺点以及对集体剂量和大修工期等的影响,从辐射防护的角度优先选择了超声波+氧化-还原去污方案,获得了较大的去污因子,大大降低了检修人员的个人剂量和大修集体剂量,取得了良好的效果。     

核电站放射性污染液压扭力扳手的去污实践

核电站在日常生产及大修过程中,放射性污染设备和场地的检修作业会产生一定量的污染检修工具,其中包含价值高、体积大、去污难度大的液压扭力扳手。因液压扭力扳手结构复杂、主子部件较多、且热点多淤积在死角位置,导致其放射性去污难度较大,国内核电站多作放射性固体废物处理为主。液压扭力扳手作为高价值专用工具,大量放射性污染检修工具报废给核电站成本管控、放射性废物最小化管理和电站辐射防护最优化带来了较大的压力。针对此问题, 电站开展了多项放射性污染液压扭力扳手深度去污试验,采用化学去污、机械去污、泡沫去污、超声波去污等多种组合工艺,经过四个阶段的深度去污试验,最终将多台放射性污染液压扭力扳手全部去污合格,并全部实现现场复用。此次深度去污试验研究总结的“放射性污染液压扭力扳手深度去污方法”,去污因子超过10³,去污试验各项指标效果良好,方法可行、有效、实用,可为业内同行提供参考。     

一体化工具去污装置的设计与应用

核电站的工具常因沾污后不能复用而报废,不仅需要采购大量新工具,还增加了放射性废物产生量,增加了核电站运营成本。设计了一种融去污、漂洗、干燥为一体的去污装置。经实践,达到了工具复用、减少废物产生量、降低运营成本的目的。介绍了装置的结构、原理及使用方法,并指出了该装置的不足之处。     

商业核电站退役前拆除前去污技术的开发

本文介绍了作为商业核电站退役的各种技术之一的商业核电站退役拆除前的去污技术的开发,考查研究了系统（如管道）的化学去污和研磨去污。以及大型设备和槽罐的凝胶喷射去污技术。在基本实验中,用冷模拟样品进行了去污试验,得到了最佳的去污条件。从已取得的结果来看,把它们用于商业核电站退役拆除前的去污有较好的前景。     

三门核电换料水池去污作业辐射防护优化设计

核电站换料水池去污是核电站大修期间的一项工作。本文分析了目前我国核电站换料水池去污作业在辐射防护上的一些不足,提出应用γ相机和无线个人剂量监测系统等新型设备,对水池去污作业进行优化设计。该方案可实时监控水池放射性污染分布和作业人员状态,有效控制人员所受剂量。     

管道在线超声去污技术在某核电站的初步应用研究

核电站放射性系统水介质传输管道经过长期运行,部分管段会出现放射性物质沉积的现象。为了提升管道冲洗去污效果,国内部分核电站开始尝试引入在线超声去污设备,这种设备可安装在管道外侧,通过将超声振动传递至管道内,使内壁沉积物剥落,从而提升管道冲洗的去污效果。在线超声除垢设备在核电站的应用仍处于试验探索阶段,其功能有待进一步开发、完善。本文主要介绍国内某CPR1000堆型核电站开展管道在线超声去污的研究工作,该研究分别在60.33 mm、88.9 mm管径管道开展了试验,其中在88.9 mm管径管道试验中选取了松散污染沉积和固定污染沉积两种不同污染类型的管道,试验证明该技术在松散污染沉积管道有较明显的去污效果,具有推广和进一步研究的价值。     

放射性污染气管去污方法实践探索

核电站放射性污染设备及在场地的检修作业中会产生大量放射性污染气管。因气管结构复杂导致其放射性去污难度较大,业内多作为放射性固体废物处理。辐射控制区专用供气气管作为高价值专用工具,因大量放射性污染报废给核电站成本管控、放射性废物最小化和辐射防护最优化带来了较大的压力。针对上述问题,核电站开展了多项放射性污染气管去污试验,...     

压水堆核电站上充泵的去污实践及其理论探讨

本文论述了某核电站在换料大修期间完成的上充泵去污工作，针对马氏体不锈钢在去污过程中出现的特殊现象，分析探讨了马氏体不锈钢的化学特性。通过总结上充泵去污的经验成果，对未来马氏体不锈钢的去污工作提出了建议。     

对一种移动式放射性气体净化装置的初步研究

【英国《电力评论》1980年4月11日报道】美国联合碳化物公司橡树岭气体扩散厂,研制成功一种能从核电站的废气中有效地清除放射性沾染物的简单方法。这一方法是通过吸收放射性惰性气体(如氪、氙)实现去污的,它可能为研制一种可移动的和便于在核事故现场应用的应急去污装置打下基础。     

超声波+四价铈去污技术研究

针对核设施退役过程中产生的不锈钢废物,开展了超声波+四价铈去污技术研究。利用失重法,设计正交实验,研究了硝酸浓度、硝酸铈铵浓度、温度和超声时间对不锈钢的平均腐蚀速率及去污因子的影响。条件实验结果表明:温度、硝酸铈铵浓度为主要影响因素;当硝酸铈铵的浓度为0.15 mol/L,温度为85 ℃,硝酸浓度为0.1 mol/L时,不锈钢的平均腐蚀速率最高,达到8.07 μm/h,引入超声波后将极大提高四价铈去污技术的效率。扫描电镜观测结果表明: 去污后的不锈钢表面大部分区域出现了很多蚀孔,表明空化效应强化Ce(IV)去污技术具有强烈的空蚀作用;对乏燃料冷却套管开展了验证去污实验,去污因子达到158.8。     

具有压力流量同步控制功能的高压水射流去污装置设计

在核动力装置检修或者退役过程中,常常会应用高压水射流对现场的放射性污染进行去除。在常规高压水射流去污装置的基础上,提出了一种基于比例-积分-微分（PID）的电动调节控制,研究压力与流量单独控制在高压水射流去污中的应用。经过理论分析结合去污实验验证,结果表明:采用改进的流量与压力同步控制方法,在高压水射流去污过程中,在其他影响因素相同的情况下,采用较大的水流量,去污因子反而较小,但是这种变化趋势是趋于平缓的。因此,采用改进后的高压水射流去污装置在相同压力下达到相同的去污效果,可以明显减少二次放射性废液产生量,具有较高的市场应用价值。      

核电厂乏燃料贮存格架水下去污装置研制

针对核反应堆乏燃料贮存格架去污的必要性与功能要求,研制了一种二代核电厂乏燃料贮存格架水下冲洗去污装置。详细介绍了该装置的结构组成、功能原理及控制系统设计。经某核电厂现场使用验证,该装置操作简便,具有良好的冲洗去污能力,可大幅降低乏燃料贮存格架的辐射剂量水平。      

悬浮电解去污配方的去污能力及电化学性能测试

利用自制的悬浮电解去污装置对碳钢/不锈钢模拟污染样片进行电解去污。去污结果表明：H₂SO₄-Na₂SO₄体系的悬浮电解去污配方对碳钢/不锈钢模拟污染样片能有效去污。在电解电压6V时,碳钢模拟污染样片经过2h去污,表面放射性活度可降低到本底水平;不锈钢模拟污染样片经过3h去污,去污系数可以达到180。电化学性能测试表明,该电解去污配方能有效防止阳极极化,并且在电解去污过程中具有良好的稳定性。     

在线悬浮电解去污电化学性能和去污效果

在悬浮电解去污前期实验研究中,建立了24L实验室在线悬浮电解去污装置,并且确定了悬浮电解去污配方。利用前期的实验结果,对碳钢、不锈钢模拟样品进行电化学去污实验,确定了最优的悬浮电解液配方和去污工艺。同时通过电化学工作站对其去污过程中的电化学性能进行研究,确定了电化学性能和去污效果的关系。在优化的电解液配方即0.6mol/L H2SO4、0.8mol/L Na2SO4、100g/L石墨颗粒、60g/L SiC颗粒,循环流速26mL/s、电解电压8V、传输距离5m等工艺参数和电流密度250A/cm2条件下,对碳钢和不锈钢模拟样片进行1h去污,去污因子为257和191。     

乏燃料溶解器的去污研究

以后处理主工艺流程离线设备——乏燃料溶解器作为去污对象，采用FL-AP去污工艺，经4步去污后，去污效果达到了去污要求（α污染水平≤4Bq/cm^-2，β污染水平≤40Bq/cm^-2）。该去污工艺对α、β的一步平均去污系数分别为2.2和2.4。溶解器解体检测结果表明，乏燃料溶解器的内表面沾污呈现不均匀分布。将挂片法和解体检测的结果以及FL-AP工艺去污废液的放射性测量结果相结合，可较确切地估算溶解器内表面去污前的放射性污染水平。     

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。     

氧化还原法去污对核电站上充泵安全影响的试验研究

研究化学法去污过程中对核电站上充泵腐蚀量的影响。以马氏体不锈钢和奥氏体不锈钢为研究对象,分别进行氧化过程和还原过程中溶液浓度、反应温度、时间对腐蚀量的影响试验;之后进行了氧化还原全过程对两种不锈钢材料的腐蚀量影响试验;最后,对某核电站上充泵进行了实操去污工作。试验结果表明:在超声作用下,使用0.25%高锰酸钾+0.25%氢氧化钠混合溶液作为氧化剂、70 ℃反应4 h,然后再使用0.25%草酸+0.25%柠檬酸混合溶液作为还原剂、70 ℃反应2 h,马氏体不锈钢和奥氏体不锈钢样品表面主要为均匀腐蚀,平均腐蚀量小于1.5 g/m²,腐蚀量满足相关标准要求,同时可有效去除上充泵表面的放射性物质。该配方和工艺流程可推广应用于核电站上充泵的去污工作。     

Polonium decontamination performance of stainless steel mesh filter for lead alloy-cooled reactors

Lead-Bismuth eutectic (LBE) has many good characteristics as a coolant for fast reactors. One of the issues remaining to be solved, however, is the polonium issue. The purpose of the present study was to estimate the decontamination performance of a polonium filter by experiment in the penetration condition. Two types of stainless steel wire meshes, fine wire mesh and loose wire mesh, were tested in the experiments. The results show that polonium filters made of stainless steel wire mesh can be very useful device for the removal of polonium in the gas phase. These filters can be used for the decontamination of primary loops by the baking method.