可剥离膜的研制和去污实验验证

文章涉及自行研制的可剥离涂料在实验室和现场工程应用中的去污效率。由测试、实验和应用的结果可知，这种在基本配方中加人了纳米碳酸钙的可剥离涂料对大部分表面松散型浮尘类污染(实际遇到的大都是类似污染源)的去污效率为80％～90％．且各项指标能够满足施工需要。     

用于设备表面放射性去污的可剥离膜研究

研究了一种用于不锈钢设备表面放射性污染去除的乙烯聚合物可剥离膜,讨论了成膜主剂乙烯聚合物浓度、络合剂EDTA-Na-Ca、增稠剂CMC-2Na、增塑剂PEG-200、表面活性剂nmCaCO3以及HCl掺杂量对可剥离膜的物化性质和去污效率等主要性能参数的影响,该可剥离膜成膜干燥时间为8h,对90Sr污染浓度为0.02-0.20Bq/cm2的表面去污效率达80%以上。     

聚乙烯醇基可剥离膜去除不锈钢表面放射性污染的研究

针对放射性热室去污难点,以聚乙烯醇（PVA）作为成膜基材,添加改性淀粉等成分制备可剥离膜涂料,通过改变成膜环境温度及模拟污染液pH值和初始浓度,研究了可剥离膜的稳定性及其对ASUS304钢板表面污染物的施工适宜性和去污性能。结果表明,聚乙烯醇基可剥离膜涂料具有良好的施工性和可剥性,对金属表面单一铀污染物和混合污染物（含钴、锶、铀）的去污率均大于90%。在工装配合下对热室进行去污,取得了极佳的效果,表明本文所研制可剥离膜涂料可用于热室或核设施金属表面的放射性污染去污。     

可剥离膜技术在红沿河核电站放射性污染防护中的探索

为探索新型放射性污染防护工艺,寻找更加高效、环保、实用的放射性污染防护方法,红沿河核电站在AC放射性热机修厂房控制区内所属构筑物墙面、地面及设备覆面作为试验对象,采用英国Spraylat International Limited公司生产的Protectapeel E106可剥离膜保护涂料作为模拟试验涂料,选用岩田株式会社生产的W-71-3S小型空气喷枪作为模拟试验喷涂喷枪,采用人工调压喷枪喷涂的方法开展了可剥离膜放射性污染防护试验。试验结果表明,Protectapeel E106可剥离膜保护涂料作为红沿河核电站AC厂房放射性控制区内所属构筑物墙面、地面及设备覆面的放射性污染防护介质,能够起到较好的放射性污染防护作用。     

放射性表面污染金属废物激光去污工艺研究

为实现激光去污技术在放射性表面污染金属废物清洁解控或循环再利用方面的应用,以350 W的纳秒脉冲光纤激光器为基础搭建了激光去污实验装置,针对激光功率、脉宽、频率、线间距、扫描速度等关键参数开展了一系列激光剥离去污工艺实验,根据实验结果分析得出激光去污工艺规律和不同去污深度的最佳工艺参数,并以某核电厂控制棒水池贮存搁架底板为对象开展验证试验。验证试验结果显示,采用激光去污技术,去污深度达到10 μm后,样品的β射线放射性表面污染水平已低于0.8 Bq/cm2,可达到清洁解控的表面污染水平要求。      

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。     

板式换热器放射性去污实践探索

核电站反应堆和乏燃料水池冷却处理系统(PTR)及设备冷却水系统(RRI)中使用的板式换热器,结构复杂,运行过程中放射性热点易淤积在导流函道及沟槽等死角位置,放射性去污难度较大,业内以作为放射性固体废物处理为主。板式换热器作为高价值专用设备,大量污染报废给成本管控和放射性废物最小化管理带来了较大的压力。针对上述问题,红沿河核电厂实践探索了“放射性污染板式换热器去污方法”,采用“化学去污+泡沫去污+可剥离膜去污”分段去污方法开展试验,经去污后的换热器表面污染水平均小于0.4 Bq/cm²,4个阶段累计去污率约为99.80%,193片放射性污染板式换热器全部实现复用。     

氟利昂—113在放射性去污中的应用

一、引言放射性沾污的材料的去污和重新利用是目前核设施退役工作中的一大课题,世界各国均十分重视这一工作,投入了大量人力物力进行去污方法的研究。这里介绍一种快速、安全有效的表面去污方法—氟利昂-113(下称F-113)去污法。二、F-113去污的基本原理 F-113在一个封闭的循环系统中快速、连续地在沾污表面流动,通过机械的和化学的过程清洗沾污的表面。去污循环系统将去污、溶剂净化以及溶剂的循环使用融为一     

超临界流体在放射性去污中的应用

利用超临界状态下流体的高扩散性、低的粘度、良好的溶解能力和独特的分离性质，有可能实现高效去污、废物量最小化、最小的侵蚀性和破坏性、最低的放射性废物管理费用。本文介绍了核设施退役设备表面放射性污染去污的需求及超临界流体的特性，分析了超临界流体去污应用的对象、去污研究的内容、去污过程研究的特点以及强化去污的手段，原理上说明超临界流体可能是极具开发潜力的放射性去污新技术。     

去污条件对结构材料腐蚀行为和表面放射性积累影响的研究

本文研究了结构材料在 APAC、APOC、OCAP、APAC OCAP、APOC OCAP 五种去污溶液中的腐蚀行为,以及经去污溶液处理,随后在300℃静态放射性溶液中长期暴露后的放射性积累。结果表明,APOC 和 APOC OCAP 去污溶液对有预生氧化膜的结构材料的腐蚀特别严重,表面出现晶间腐蚀与晶粒脱落,这也是造成反应堆回路经去污处理后放射性剂量偏高的主要原因。     

某厂职业人员体表受放射性物质沾污的分析及去污方法

本文结合去污实践,分析了放射性物质体表沾污的情况,总结了去污处理的程序、步骤和方法。     

模拟后处理厂污染样品的泡沫去污技术研究

本文采用泡沫去污技术对后处理厂模拟污染样品进行了去污实验研究,实验结果表明,在室温条件下,采用泡沫去污技术,酸性去污剂对模拟样品有较好的去污效果,去污90min,硫酸高铈去污剂对不锈钢样品去污系数为12．4－24．1,对涂漆碳钢样品为3．62－5．14,草酸去污剂对不锈钢样品的去污系数为8．87－14．34,对涂漆碳钢样品为6．57－8．40,本实验结果为中试放大实验提供了数据支持。     

抗坏血酸预处理改善钌的去污

在低酸条件下,以抗坏血酸代替硝酸肼进行保温预处理,可以降低30%TBP-煤油萃取RuNO络合物的分配系数D_(Ru)值,提高Ru的去污因数一个数量级。     

马氏体不锈钢上充泵的去污研究

本文介绍了某核电站在换料大修期间进行的马氏体不锈钢上充泵去污工作。针对马氏体不锈钢在常规去污过程中出现的沉积现象,分析探讨了马氏体不锈钢的化学特性,通过改进去污工艺,调整去污工艺的pH值,缩短反应时间,以及降低反应温度,防止了马氏体不锈钢的沉积现象,同时又保证了工艺的整体氧化还原能力。本文总结了此次上充泵去污工作的经验,希望对未来马氏体不锈钢的去污工作提供借鉴。     

金属管道内壁的电解去污试验

为了解决不锈钢管道内壁的去污问题,开展了金属管道内壁电解去污试验装置的研制。试验装置由阳极转动系统、阴极移动系统、电解液循环系统、试验阳极、试验阴极等组成,电解液的主要成分为20%(wt)NaNO_3溶液。试验结果表明,本装置运行平稳,操作简单,各项指标基本达到设计要求。     

皮肤放射性沾染的去除研究

用４－６周龄的苏州三元白猪活性进行了皮肤放射性去沾污染研究。皮肤受液体放射性粘染后，邓房租和ＳＭ系列去污剂按推荐去污程序进行去污， 对＾１３１Ｉ去污效率达９７．７％（去污系数ＤＦ＝４３．５），对＾９０Ｓｒ／９０Ｙ、混合裂变产物ＭＦＰ）、Ｕ及ＴＲＵ（超铀）Ｋ〉９９％（ＤＦ〉１００），对＾１３７ＣｓＫ为９９．９％（ＤＦ＝１０００）。沾染滞留３ｈ后去污，对各类核素的去污效率达９６．３％－９８．５％，混合     

黄原胶用于大体积空腔容器静态泡沫去污初探

黄原胶作为一种用途很广的生物增稠剂和发泡剂,具有抗剪切性和耐酸、耐碱和抗氧化等特点,这些特点恰好满足静态泡沫去污对增稠剂的要求。本文测量并分析了碱性体系中(Na2CO3体系)影响发泡液粘度的几种因素(搅拌速度、黄原胶浓度、碳酸钠浓度及温度);以及酸性体系中(HNO3+H3PO4体系)黄原胶浓度和发泡液放置时间对泡沫稳定性的影响;比较分析了铝片在酸性发泡液及其生成泡沫中的失重情况。试验结果表明黄原胶无论是在碱性溶液还是在酸性溶液中均具有一定的稳定性,能够满足泡沫去污的要求;其稳定性随时间推移而降低的特性有利于泡沫去污产生的二次废液的处理。黄原胶酸性发泡液能够产生稳定的泡沫,对铝片具有良好的腐蚀效果。在本实验中,当铝片处于距底端4cm高度位置时,腐蚀速率达到1.0 mg/(cm2.h)。因此,黄原胶有望作为放射性污染大体积空腔容器静态泡沫去污的增稠剂。     

PMS-500 可吸入颗粒物采样器的研制和性能测试

研制了用于环境中可吸入颗粒物(PM10)采样的 PMS-500 采样器.采样器运行流量为560 m3/h,采用变频技术控制流量稳定,用聚丙烯纤维滤材作为PM10的收集介质.设计了一种矩形喷嘴撞击器作为PM10切割器,撞击器的收集介质为容尘量较大的聚氨酯泡沫.对采样器的性能测试结果为切割器的切割粒径为9.9 μm,捕集效率曲线的几何标准偏差为1.4;采样期间流量波动在±2%之内;双层滤材对0.2 μm气溶胶的收集效率不小于99%.采样器可方便地拆分为三部分,机动性较好.本采样器与市售大流量PM10采样器的采样效率相当,其性能可以满足环保行业对PM10采样的要求.     

压水堆一回路模拟腐蚀氧化物的溶解去污试验

本文介绍了对两种压水反应堆一回路模拟腐蚀氧化物（铁镍铬氧化物和铁镍氧化物）的溶解去污试验结果。选择的去污剂为0.3%草酸、0.1%柠檬酸和0.1%高锰酸钾。结果表明，实验温度为95℃、去污时间在6－48h范围内，0.3%草酸对铁镍铬氧化物和铁镍氧化物的溶解率分别为24.1%-65.3%和4.9%-64.4%；0.1%柠檬酸对二者的溶解率分别为2.2%-4.4%和0.37%-1.55%；0.1%高锰酸钾对二者几乎没有溶解作用。采用在草酸或柠檬酸去污前使用高锰酸钾去污剂的二步去污法，对两种氧化物的溶解度小于单独使用草酸或柠檬酸去污的一步法。     

核电厂对环境的放射性污染及其防治

本文调查研究了世界范围内和我国正在运行的核电厂放射性污染物向环境的排放及其对公众的照射，历史上发生的核电厂严重事故对环境的放射性污染及其后果，我国对核电厂放射性污染防治的管理和国际组织、美国、德国等对放射性污染防治的立法情况，并对我国在核电厂放射性污染防治方面尚存在的一些问题提出了意见，建议进一步加强相关的法制建设和加强核电厂环境放射性污染防治的监督。