17 碳钢设备化学去污工程应用及现场验证研究

在即将退役的核设施中，有相当数量的大型碳钢中、低放废液贮罐，其体积为200-1000m^3。此类大容量贮槽的设计和建造大多均未考虑在达到设备寿期后的去污和退役问题；其次，设备经长期使用后放射性污染严重，难于接近或进入，不便进行改装或新增某些设备进行去污；另外，传统的去污工艺和方法，如浸泡清洗、高压水射流清洗等，存在试剂耗量大、费用高、产生的二次废液量大等缺点，难于采用。因此，大型污染贮罐的退役去污是一个值得研究解决的重大工程课题。     

八二一堆生产现场去污实践

本文总结生产现场的去污研究和去污实践。经实验筛选出的几种去污剂,采用湿式擦拭方法,一般去污率都在90％以上,能满足生产需要,减少了固体废物和放射性废水量,技术可行。     

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。     

针对不锈钢表面60Co污染的电化学去污研究

核设施退役与三废治理过程中会产生大量表面被沾污的不锈钢金属部件,作业环境和人员将面临潜在的放射性污染和受照剂量问题。针对不锈钢金属表面的60Co污染问题,设计了手持式电化学试验装置对不锈钢表面污染进行合理有效的原位去污;采用正交实验法优化电解液浓度、电流密度和电极间距等电化学工艺参数,并对不锈钢表面60Co污染进行去污验证。研究结果表明,本文建立的电化学原位去污方法具有去污时间短、效率高等优点;在电解时间为30 s、电解液为10 mol/L硝酸、电流密度为0.3 A/cm2、电极间距为0.4 cm的条件下,此方法对不锈钢表面60Co污染的去污效率可达99.9%以上,腐蚀深度大于10 μm,可使污染降低至环境本底辐射水平。      

核设施用去污技术

介绍了核设施放射性污染去除方法（如泡沫法、凝胶法、氧化还原处理法等化学方法和真空处理法、磨料喷射法、高压水喷射法等物理方法）,分析了各种去污方法的优缺点。最后针对我国去污工作的现状,提出了一些建议。     

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,...     

NaCl添加剂对Na3PO4电解质溶液去污能力的影响

以Na₃PO₄溶液为电解质,探讨了NaCl添加剂及其浓度对受放射性污染的不锈钢薄板去污效果的影响。结果表明:(1) 电解时间越长去污因子越高,且Na₃PO₄+NaCl电解液的去污因子比Na₃PO₄电解液高;(2)Na₃PO₄+NaCl电解液中的薄板失重率始终高于Na₃PO₄电解液中的薄板; (3) NaCl添加剂浓度为200g/L时去污因子最高,250 g/L时失重率最高。结果说明,一定浓度的NaCl添加剂能提高Na₃PO₄电解液的去污效果。     

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。     

放射性去污废液中的有机物及其处理技术

介绍了放射性去污废液中有机物的主要产生来源,总结了放射性去污废液中有机物对废液处理及最终处置的不利影响.对处理放射性去污废液中有机物常见的几种方法,如传统化学氧化、光化学氧化、电化学氧化等进行了阐述和比较,同时对我国放射性去污废液中有机物的现状提出了建议.     

Decontamination of Cationic Radioactive Isotopes by Cationic Surfactants

A study was made of the decontaminating mechanism of the cationic radioactive isotopes ⁶⁰CoCl₂ and ⁴⁵CaCl₂ by the cationic surfactants dodecyl benzyl dimethyl ammonium chloride and cetyl pyridinium bromide, by means of washing and paper chromatographic experiments. A reference experiment was also carried out with sodium dodecyl sulfate, to compare the effect of the above cationic surfactants with anionic ones. These experiments indicated that micelle formation was indispensable for the anionic surfactant, while this was not necessary for the cationic surfactant, since the monomer contributed to the decontaminating process. This means that the ionic process assumes a very important role in the decontamination of cationic radioactive isotopes by cationic surfactants in the absence of fatty soils.     

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。     

蒸发处理系统中放射性去污废液pH值自动调配方案研究

废液蒸发处理系统在使用过程中曾出现上料废液pH值不稳定,导致蒸发器液位剧烈波动。对这一问题进行原因分析,探讨在上料管路中增设一套废液pH值自动调配系统来实现在线实时监测和自动调配上料废液pH值的技术方案,设计相应技术方案的工艺流程。该方案通过自动添加适量的酸或碱溶液,可以使上料废液pH值始终稳定在要求范围内。     

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%。     

不锈钢放射性模拟样片在空气中的激光去污技术

采用APEX放电型准分子激光器作为激光光源,用低放废液制备不锈钢放射性模拟样片,在激光去污装置上开展激光去污工艺参数的研究。通过考察不同的辐照强度、脉冲频率、辐照角度及扫描速率参数对不锈钢放射性模拟样片表面去污因子DF的影响,获得了激光去污工艺参数。在此参数下对模拟样片表面的去污因子大于200,剥离厚度小于20μm。     

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。     

放射性污染土壤分拣减容装置研发

放射性污染场地整治及修复工作是保障核工业健康可持续发展的重要支撑。针对某典型区域放射性污染土壤的处理需求,开展源项分析和分拣机理实验,确定放射性污染土壤分拣减容工艺方案及装置设计指标,设计了一种新型放射性污染土壤分拣减容装置。该装置可实现放射性污染土壤的烘干、筛分、在线检测及按处置需求分离等功能。性能验证结果表明,其对放射性污染土壤中137Cs的理论检出限为20.7 Bq/kg,处理能力可达106 kg/h,满足设计指标。该装置有望在后续工程实施中实现某典型区域部分污染土壤从低放射性废物向极低放射性废物或极低放射性废物向免管废物的降级。本研究可为放射性污染土壤处理工作的工艺设计及工程验证提供理论指导和实验基础。