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.     

红外线加热蒸发法处理放射性废液的研究

介绍了在不同ＰＨ和真空度条件下用红外线加热蒸发法处理废液的试验方法和分析结果，结果表明：该方法具有安全可靠、设备简单、操作方便、运行费用低以及化系数高达１０＾４等优点，是目前处理一些量少、成份复杂的中、低水平放射性废液的理想方法。     

放射性废物处理与处置“三废”设施治理工程进展

我院已落实的“三废”设施治理专项工程共有6个项目，它们分别是含氚废水空气载带排放站、放射性固体废物回取与整备处理示范设施、放射性排风中心治理工程、163号放射性废液暂存库、中放废液输运系统和低放废液管网系统更新改造。     

放射性废液蒸发处理中pH值的在线监测与控制

采用具有前馈和反馈作用的分时分段复合控制方法,实现放射性废液蒸发处理系统上料废液pH值的在线监测和自动控制。介绍该系统的构成和工作方法,以及与pH值相关的控制算法。该复合控制方法可以有效地减少废液pH值控制特性非线性以及滞后的影响,较好地实现对放射性废液蒸发处理系统上料废液pH值的调节。     

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。      

放射性废液提取与输送仪控设计浅析

中国原子能院放化所的放射性废液处理工程是对建院以来贮存多年的中、低放废液进行蒸发、浓缩；并对中放冷凝液进行絮凝反应沉淀，对浓缩液和放射性泥浆进行水泥固化处理，对低放冷凝液再作分离、净化、离子交换；而且要对尾气进行捕集过滤处理。本文即为对废液提取与输送子项仪控设计进行浅析。     

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.     

三种不同设计核电厂放射性废液处理系统差异性分析

核电厂启动、停运和功率运行期间产生的放射性废液在排放到环境以前,必须进行处理,从而保证液态流出物不会对公众、环境造成不利影响。国内运行核电厂和在建核电厂在设计上都严格遵守相关法律、法规和标准对于液态流出物排放的要求。在满足上述原则的基础上,各个核电厂对于放射性废液处理系统的设计存在一定的差异。通过对CPR1000、WWER-1000和APl000等三种国内比较有代表性、应用比较广泛的压水堆核电厂废液处理系统进行深入研究,归纳和总结出它们在废液分类、收集方式,废液处理原则,采用的设施、设备和工艺流程等方面的相同点和差异性,从而说明了三种设计各自的优、缺点。结合年度放射性核素排放量、湿废物的产生量和对工作人员的辐照影响等因素进行综合评价,证明了AP1000在废液处理系统设计上的优势。     

十年来低,中水平放射性废液处理技术的研究和发展

本文扼要地回顾了近十年来低、中放废液处理技术的研究和发展情况。目前,蒸发、离子交换和过滤等方法已广泛地用于处理废液。研究工作的重点是节能与提高效率。由于水泥和沥青固化方法的不足,废液固化研究是针对那些减容比高和固化物性能好的方法。在地质条件许可的情况下,操作简便和价格低廉的固化处置一体化方案已引起某些国家的关注。     

放射性废水远红外蒸发处理装置研制

为解决现有可移动式废水处理装置无法处理含盐量高、含油量高的放射性废水, 以及净化系数不高等问题,基于远红外蒸发处理技术研发了一套移动式放射性废水处理装置。装置主要由运输车、保温舱、废水处理系统、控制系统及外部管路组成,具有可移动、净化系数高、 适用性强等优点。本装置设计处理能力为24 L/h,蒸残液最大含盐量为300 g/L。冷调试结果表明装置设计安全可靠,结构合理,性能稳定,满足设计要求。     

搅拌参数对放射性废液水泥固化体性能的影响

目前,国内核电站或核设施产生的中低放废液都采用水泥固化进行处理,水泥浆及水泥固化体性能是水泥固化技术重点研究内容。本文采用普通硅酸盐水泥固化中低放废液模拟料液,研究不同液灰比条件下,搅拌时间和搅拌速度对水泥浆流动度和固化体28 d抗压强度、孔结构、显微结构和抗浸出性能的影响。结果表明：在相同液灰比下,随着搅拌时间的延长（10～50 min）,水泥浆的流动度和固化体抗压强度呈现先增大后减小的趋势,而固化体的孔隙率和Sr²⁺浸出率随搅拌时间的延长呈递减的趋势,搅拌50 min的固化体的结构较搅拌10 min的固化体致密;用较大搅拌速度制备的固化体的抗压强度较高,且在搅拌30 min内,提高搅拌速度可提高浆料的流动度;然而长时间用较大速度搅拌制备的固化体的孔隙率较高,同时核素浸出率也较大。由于固化工艺过程中搅拌速度和搅拌时间会影响水泥浆的流动性和固化体性能,因此在水泥固化装置投入使用前,应通过大量实验来确定满足工艺要求且满足固化体性能的最佳搅拌参数。     

M310改进型核电厂放射性流出物排放监测

核电厂放射性气态流出物是通过核电厂烟囱向环境排放,放射性废水通过核电厂废水排放渠向受纳水体(如大海、河流、湖泊)排放,此外还可能通过车辆或人员从核电厂带出少量污染物。为对上述排向环境的废物进行严格管理和控制,设计了核电厂放射性流出物监测设备。M310改进型核电厂对放射性物质向环境的释放管理和控制是严格的,安全的。     

核电厂放射性废液水泥固化体的制备北大核心CSCD

针对某核电厂复杂成分的中、低放射性废液水泥固化体制备过程中出现的流动度损失快、泌水分层、凝结时间难控制等问题,通过实验研究掺合料、保水增稠材料、投料顺序等因素对放射性废液水泥固化体流动度、保水性能、凝结时间、固化体性能的影响规律。研制出既满足国家标准GB 14569.1—2011又适用于现有工程装置的放射性废液水泥固化体专用添加剂及配方,即专用添加剂配方为粉煤灰∶稠化粉∶外加剂A质量比=1∶1∶0.15,水泥固化体配方为水泥∶专用添加剂∶废液质量比=1∶0.272∶0.585。     

高放废液玻璃固化工程产品接收监管要求设想

在针对高放废液玻璃固化工艺和玻璃固化产品质量影响因素进行研究分析的基础上,通过借鉴IAEA颁布的玻璃固化产品质量控制要求,以及德国和美国所制定的产品接收监管要求和质量控制措施,结合我国在玻璃固化体性能方面已经制定的标准要求,提出我国高放废液玻璃固化工程产品接收监管要求。     

高水平放射性废物处理处置标准分析

本文阐述了我国高水平放射性废物处理处置标准的重要性,对国内外高水平放射性废物处理处置标准现状进行了阐述和分析,针对高放废物处理处置标准体系、高水平放射性废液成份分析、高放废液固化体性能要求及检验方法、高放废物处理处置工程经济及深地质处置等方面的标准化问题进行了研究分析,提出了开展高水平放射性废物处理处置标准化工作的意见和建议。     

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。     

气力输送技术在放射性废液暂存设施中的应用

为确保放射性废液气力输送系统冷调试安全,验证设计的合理性和可靠性,利用伯努利方程,推算了冷调试的工艺操作参数,并对理论计算与实测值间的偏差原因进行了条件输入验证。结果表明,推算的工艺操作参数与冷调试试验结果符合较好,放射性废液气力输送系统工艺设计合理,本研究推荐的方法可用于同类系统工艺操作参数计算。通过分析管径和真空系统设计对放射性废液暂存设施安全运行的影响,提出了技术改进方法及建议。     

运行核电厂放射性固体废物管理实践与探讨

我国核电事业的快速发展导致中、低水平放射性固体废物的产生迅速增加,本文通过对运行核电厂放射性固体废物管理现状及问题进行分析,提出了持续推进放射性固体废物最小化、加快处置场建设、改善放废运输条件、提升固体废物处理效能,专业运作强化监督等对策建议。     

高放废液贮槽的设计,建造和检验

综述了高放废液贮槽的设计、建造、质量检验以及运行经验。叙述了高放废液贮槽设计的一般考虑，包括贮槽、槽室、冷却系统、仪表、液体转移、通风、搅拌及腐蚀的考虑，并举典型实例加以说明。强调了按照美英标准规范对贮槽的建造进行质量检验。根据２０多年的运行经验，证明采用不锈钢贮槽是安全可靠的。