核电厂低中放废树脂处理工艺

介绍了核电厂废树脂的来源,阐述了废树脂需要稳定化处理的必要性。对核素分离法、水泥固化法、氧化分解法、高完整容器、热态超级压缩法等工艺进行了分析比较,对废树脂的热态超级压缩工艺的成熟性和规范性进行了讨论。     

放射性废离子交换树脂的处理技术

本文介绍了核电站放射性废离子交换树脂的产生情况及其处理方法。废树脂常用的处理方法包括:固化法(聚合物固化、水泥固化、沥青固化)、焚烧和湿氧化法、热压处理法、微生物转化处理法、高牢固性容器直接包装和洗脱处理等。文中对我国废树脂管理提出了意见和建议。     

放射性废离子交换树脂水泥固化与机理探讨

针对放射性废离子交换树脂稳定化处理技术现状,研究了适合现阶段我国放射性废离子交换树脂水泥固化的工艺,并利用XAD和SEM分析技术探讨研究了废树脂水泥固化体的结构和性能及采用新型ASC水泥作为固化基材的基本理论依据.     

废离子交换树脂的优化处理

核设施产生的废树脂的安全处理、整备和处置是热点问题。本文论述了废树脂的特殊性 ,解析了各种废树脂处理、整备技术 ,包括脱水干燥后装入高整体性容器、洗脱、热压、生物降解、焚烧、湿法氧化、沥青固化、聚合物固化、玻璃固化和水泥固化等。重点分析了废树脂水泥固化 ,讨论了树脂溶胀作用破坏固化体的机理 ,介绍了克服树脂溶胀作用的方法。强调指出必须重视水泥固化的配方 ,关键是必须满足处置要求。最后 ,对优化处理废树脂提出了建议     

放射性废树脂热态超级压缩处理

介绍了放射性废树脂热态超级压缩处理技术,并利用非放树脂开展了工程试验研究。试验结果显示,经过10 h干燥,废树脂含水率可达1.4%,热态超级压缩后压饼24 h体积反弹0.56%,24 h后无体积反弹。放射性废树脂热态超级压缩处理技术实现了废树脂减容处理,减容比可达2,满足放射性废物管理最小化原则,其应用前景广阔。     

放射性废树脂氧化分解处理技术

简要介绍了放射性废离子交换树脂（以下简称废树脂）的来源、特点和传统处理方法。概述国内废树脂氧化分解处理技术及其进展,重点论述湿法氧化分解的工艺原理、反应机理以及工艺流程的发展现状。分析评述废树脂分解液水泥固化技术研究的最新动态及成果。     

核电站低中放废树脂热态超压处理技术应用探讨

介绍一种从国外引进并首次应用于国内核电站的低中放废树脂有效减容处理技术--热态超压（超级压缩）处理技术，探讨了该技术在处理核电站低中放废树脂中的优势和今后需进一步关注的技术问题。     

AP1000放射性废树脂处理处置中的优化分析

AP1000压水堆核电站产生的放射性废水通常是采用树脂进行处理的,因此,比起其它类型核电站来,AP1000所产生的湿放射性固体废物中,放射性废树脂所占比例更高。针对放射性废树脂,工艺上将采用高整体容器固定的方式来实现废物的最终处置,本文围绕该工艺流程,对放射性废树脂高整体容器处理处置过程中可优化的节点进行简要分析。     

秦山核电基地放射性废物最小化技术实践与探讨

介绍了秦山核电基地在放射性废物最小化方面的实践。包括建立了蒸汽发生器排污树脂和通风过滤器金属框架清洁解控工作流程;改进了水泥固化线工艺,水泥固化包装容器采用金属桶代替水泥桶;开发了废过滤器芯子暂存衰变法分类处理及一桶装多芯方案;开发了技术废物“三明治”式废物装桶和超级压实提高外包装容器效率等最小化实践。对废液、废树脂、技术废物、有机废液等处理技术进行了比较分析,建议采用废液蒸干压实技术、废树脂蒸汽重整技术、可燃废物和有机废液焚烧技术,预计秦山核电基地废物产生量可由541 m³/a减至约94 m³/a。     

放射性废离子交换树脂水泥固化的强度和配方研究

放射性废离子交换树脂是核电站排出的主要放射性废物之一,国际上大多采用固化处理。离子交换树脂的吸水溶胀性和化学活性,给所有固化技术都带来一个普遍的问题,即树脂固化物容易碎裂。因此我们着重就离子交换树脂-水泥固化物的强度、配方和碎裂机理等方面进行了一些初步的研究工作。     

核电厂放射性含硼废树脂水泥固化工艺的改进研究

为了提高水泥固化方法对含硼废树脂的包容率,通过改变固化配方,在大亚湾核电厂(GNPS)和岭澳核电厂(LNPS)的放射性废物处理系统进行了现场固化试验研究。结果表明,使用改进后的工艺进行水泥固化,废树脂的包容率从32.4%提高到46.3%,相对于原工艺包容率增加幅度42.9%,固化体体积减少了30%。该方法生产的固化体性能满足GB 14569.1—2011的各项要求。经过6年的工程实践,证明改进后工艺可在不改变核电厂固化系统原设施的情况下使用。     

核电厂放射性含硼废树脂水泥固化工艺的改进研究北大核心CSCD

为了提高水泥固化方法对含硼废树脂的包容率,通过改变固化配方,在大亚湾核电厂(GNPS)和岭澳核电厂(LNPS)的放射性废物处理系统进行了现场固化试验研究。结果表明,使用改进后的工艺进行水泥固化,废树脂的包容率从32.4%提高到46.3%,相对于原工艺包容率增加幅度42.9%,固化体体积减少了30%。该方法生产的固化体性能满足GB 14569.1—2011的各项要求。经过6年的工程实践,证明改进后工艺可在不改变核电厂固化系统原设施的情况下使用。     

放射性废树脂热态超级压缩堆积密度探讨

采用热态超级压缩处理放射性废树脂是实现放射性废树脂减容处理的有效方法之一。粉末堆积理论分析表明,当树脂粉末包含多种粒度,且相邻颗粒粒径、质量分数按特定比例时,可获得最大的堆积密度。非放树脂热态超压试验结果显示,当研磨、烘干后的树脂粉末用20 000kN压力压缩后,其相对堆积密度73.3%,密度1.1g/cm~3,远小于多元堆积密度理论值。建议改进研磨工艺,控制研磨后树脂粉末粒度分布,提高堆积密度,减少废物体积。     

固化线桶外搅拌设备调试及改进建议

在方家山核电厂水泥固化线调试过程中,进行了浓缩液、废树脂固化和废过滤器芯固定试验。试验中发现了水泥固化配方、设备设计、设备可靠性等方面存在的问题,分析了问题的原因,提出应研制出兼顾泥浆流动性、固化体性能、废物最小化和适合桶外搅拌的配方;还应从设备设计、选型和加工制作多方面优化和提升设备的可靠性;在核电厂应用前应进行充分的工程验证,提高固化线桶外搅拌工艺的可靠性。      

阳江核电厂放射性固体废物最小化实践和探索

本文总结了阳江核电厂放射性固体废物最小化的实践和经验。通过实施高整体容器(HIC)废物处理工艺、放射性可燃废物外运焚烧等废物最小化管理措施,从设计、技术、管理等方面分析了核电厂固体废物最小化措施的成效和不足,提出了进一步改进核电厂放射性废物管理工作的建议。     

英国首座移动式中放废物固化设施投入使用

【英国《国际核工程》2003年8月刊报道】 英国核燃料公司(BNFL)环境服务部门已将首座移动式中放废物固化设施(TILWSP)投入使用。这座设施被专门设计用于处理英国核电厂的污泥和离子交换树脂。目前该设施已开始在特劳斯菲尼兹(Trawsfynydd)从事处理放射性污泥的首次作业。 TILWSP能够处理废物,并将废物装入标准的Nirex容器中。淤泥和树脂废物被处理成浆液装入3m3的桶中;经脱水处理后,废物将被固化在以水泥为主体的基体中。在检查完固化产品的质量后,用非放射性的水泥浆将容器封闭并盖上盖子。这些废物包将在加上第二层屏蔽包装后运出…     

放射性废物处理与处置标准在中放废液大体积浇注水泥固化工程中的应用探讨

本文扼要阐述了放射性废物处理与处置标准在中放废洼失体积浇注水泥固化工程中的应用,针对GB 14569.1-93<低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体>和GB 7023-86<放射性废物固化体长期浸出试验>放射性废物处理与处置标准在中放废液太体积浇注水泥固化工程应用中所存在的问题进行了探讨,并提出了建议.     

废树脂湿法氧化减容处理技术路线及问题探讨

从废树脂湿法氧化处理技术的优势出发,分析比较了国内外湿法氧化处理技术的发展和研究现状,设计了废树脂湿法氧化减容及水泥固化处理技术路线,探讨了该处理技术的关键技术问题。     

放射性废物水泥固化样品核素浸出率测量分析

以放射性废树脂、残渣和蒸残液的水泥固化热配方试验为依据,运用HPGe-γ谱仪、低本底α、β测量仪对废物固化样品的放射性核素浸出率进行测量,分析不同源项的水泥固化体核素浸出率结果,验证相应水泥固化样品配方的准确性及可靠性。结果表明,残渣、蒸残液和废树脂的不同水泥固化样品中60Co、137Cs和总β的浸出率均在浸泡前期急剧下降;随着浸泡时间的延长,浸出率变化趋于稳定;浸出率满足GB14569.1-93的要求。     

体积计量法在放射性废树脂水泥固化中的应用

为了消除质量计量法在放射性废树脂水泥固化中易于造成放射性污染、称重设备调试困难及维护成本高等缺点,改用体积计量法。结果表明,体积计量法在放射性废树脂固化系统应用是可行的,工程验证结果表明体积计量法可取代质量计量法。