放射性三废设施全年安全运行

2008年,放射性废物处理和运行中心接收放射性废液约90m3,收贮放射性固体废物近30m3,净化处理放射性废气约1．6亿m3。放射性废液综合处理车间水泥固化线自2007年11月开始运行以来,共处理了放射性废液200多m3,产生了水泥固化体近3000桶,实现了安全运行无事故200d,有效缓解了我院放射性废液暂存库过满的安全隐患。     

沥青固化刮板蒸发器清洗液处理工程验证研究

沥青固化低放废液的生产厂房及其配套设施于1984年建成。在近百次工程冷试验的基础上,对该设施进行了热试验。该项目是我国首家采用沥青固化工艺处理低放废液蒸残液的三废治理工程。在固化过程中,刮板薄膜蒸发器及其搅拌桨将粘结一定数量的沥青和盐分,需定期用三氯乙烯作溶剂进行清洗,以保证固化过程的顺利进行。现暂存在库内的清洗液有200多桶,随着固化的进行还将不断有新的清洗废液产生。该种清洗液具有放射性、腐蚀性和毒性,长期贮存具有安全隐患。由于三氯乙烯的低沸点、高比重,在实验室实验基础上,确定采用减压蒸馏法去除三氯乙烯的工…     

水泥固化线运行参数优化改进研究

水泥固化法是目前较为成熟的放射性废物处理技术之一,其生产效率主要受制于固化体的养护时间。为确定最佳的运行参数,对水泥固化线进行参数优化改进及固化体综合性能验证试验,并通过试验确定最佳的运行参数。在固化体性能参数满足国标要求的基础上,生产能力由5桶/d提升至10桶/d。     

美国洛斯阿拉莫斯国家实验室的净化项目已经完成

【法国《SGN公司新闻》2001年11月报道】 法国原子能委员会(CEA)决定建造一个新的设施替代卡达拉齐场地上现在的废液处理设施。 该简称为Agate(废液处理先进管理车间)的新设施将装备超滤、蒸发、水泥固化和玻璃固化装置。 法国原子能委员会将项目管理合同给了SGN公司核能部,由该处进行设施“中放”模块设计。Agate将经历标准许可证审批程序。 2001年签订的固定价格合同包括: 使用CEA开发的冷坩埚玻璃固化工艺 超滤装置 该合同范围涉及:概念设计、初步设计、详细设计、安全分析和许可证审批文件准备。 SGN将与第二个项目管理实体,…     

硼饱和模拟废活性炭的桶外水泥固化

核电站在运行过程中会产生含硼废水浸泡且硼饱和的废活性炭,需要对其进行固化处理。采用2.5‰(质量分数)的硼酸溶液对活性炭进行浸泡直至含硼量达到稳定来模拟实际废物源项,然后脱去硼饱和后活性炭中的游离水,并采用桶外水泥固化工艺对其进行水泥固化。结果表明,试验过程稳定可靠。另外通过试验验证可知,华龙一号新增废物源项废活性炭能够利用现有桶外水泥固化技术进行废物的处理,对硼饱和模拟废活性炭采用桶外工艺固化后,养护形成的水泥固化体按照标准GB 14569.1-2011进行游离液体、机械性能、抗水性、抗冻融性以及耐γ辐照性试验测试,结果均满足要求,且活性炭颗粒在固化体中分布均匀,未出现上浮现象,其搅拌完成以及30min后自由流动度均大于200mm,完全满足桶外水泥固化工艺稳定可靠的运行要求。     

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.     

中放废液沥青固化装置热试验

原子能院中放废液沥青固化装置采用蒸发予浓缩及双螺杆机混合蒸发处理流程,用本地区产生的中放蒸残液做料液进行了热试验,其中,蒸发器热运行191小时,双螺杆机热运行349小时,共处理中放蒸残液20.5吨,总放射性1.3×10~(11)贝可,得沥青固化产品45桶,主要技术指标基本达到设计要求,装置运行情况良好,产品出料温度控制在170℃以下是安全的。     

30%TBP—煤油有机废液水泥固化配方研究

一、前言我国后处理厂现存的30%磷酸三丁醋-煤油(以下简称为30%TBP-OK)有机废液,急待寻求安全、经济、合理的处理处置方案。国内外对这类放射性有机废液较多采用焚烧法处理,亦有一部分采用水泥固化,但因包容量低,固化体性能不够理想,而未达到商用阶段。本工作试图探索用大体积浇注水泥固化法处理处置有机废液的可能性。该法的     

固体放射性废物水泥砂浆固定配方工程验证试验

为完成某废物库回取、整备设施中整备车间固体废物的整备,满足车间水泥固定系统的工程应用需求,对初期实验室研究的中低放固体废物固定配方在该系统上进行200 L废物桶和2 m³废物箱的工程验证试验,考察该配方的固化体性能,如固化过程中的温升、固化体均匀性等,并确定加料顺序和搅拌时间等工艺参数。结果表明,生产的固化体符合行业标准(EJ 1186-2005)的要求,满足国家废物运输和处置要求。     

Annual Report on SPR Operation in 2004

193／1放射性废液综合处理车间是为处理中国原子能科学研究院承担国防科研生产时期产生的放射性废液而建的。该处理车间于2003年底完成冷试验后，于2004年10月又完成了技改工作，为热试验做好了技术准备。     

193/1放射性废液综合处理车间建成并投入热试验

193/1放射性废液综合处理车间是为处理中国原子能科学研究院承担国防科研生产时期产生的放射性废液而建的。该处理车间于2003年底完成冷试验后,于2004年10月又完成了技改工作,为热试验做好了技术准备。根据上级《关于原子能院放射性废液综合处理车间热试验方案的批复》文件及中     

放射性废物无机固化处理技术

【日本《原子力工业》1988年第8期第31页报道】核电站的运行和维修保养产生各种放射性废物。这些废物按形态可分为气体、液体和固体三类。其中固体废物大体上又可分为废液固化体和混杂固体。所谓废液固化体是指将液体废液中不能重复利用的部分经浓缩并用水泥、沥青或塑料等进行固化处理后用容器封装而成的固化体。混杂固体     

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。     

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。     

放射性蒸残液水泥固化配方研究

以某设施内放射性废液蒸发处理后产生的蒸残液为源项,对其水泥固化配方进行试验研究。首先检验分析其源项p H值、电导率、含盐量、化学成份、放射性核素和总β的活度浓度等特性,并分别利用冷、热试剂,按照不同配比制作固化样品。在此基础上,对样品的抗压强度、抗冲击性、抗浸泡、抗冻融性及游离液、核素浸出率等7项性能参数进行试验检验。根据试验数据分析结果,筛选确定水泥和蒸残液的最佳配比为0.5。按照确定的配方开展蒸残液水泥固化工程验证结果表明,固化体各项性能参数满足国家标准要求。     

模拟放射性含硼废液的水泥固化研究

为了比较硫铝酸盐水泥和普通硅酸盐水泥含硼废液的固化,为配方优化提供依据,研究采用两种配方对模拟放射性含硼废液进行水泥固化。测定了固化体28d抗压强度、抗浸泡性、抗冻融性和耐γ辐照试验后的强度损失,进行了模拟核素浸出试验,并对固化体水化产物进行XRD分析。结果表明,两种配方可有效固化模拟含硼废液,固化体28d抗压强度、各项试验强度损失和模拟核素浸出率均满足GB14569.1—93的要求,试验所用的硫铝酸盐水泥配方对Cs＋的滞留能力优于普通硅酸盐水泥配方,固化体中的硼以B(OH)4－形式固溶在钙矾石中。     

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。     

俄罗斯扩建放射性废液处理设施

【日本《原子能产业新闻》2001年7月15日报道】 据悉,靠近芬兰边境的位于俄罗斯北部摩尔曼斯克的低放废液处理设施的扩建改造工程业已完成。 根据始于1994年的国际合作项目,该设施的处理能力将从1200 m3/a扩大到5000 m3/a。扩建后,它将在处理核动力舰船航行及核潜艇退役产生的废物方面发挥更大作用。 最初计划在改造现有厂房后安装新设备,但最终对所有现有厂房进行了大规模重建。同时,在该设施里还新建了水泥固化车间。这样既可以对废液处理过程中产生的二次废物进行处理,同时,又可对其进行水泥固化。另外,还开发了能够处理包括水泥固化体在…     

核电站放射性废物水泥固化处理

概述了放射性废物水泥固化处理技术和处理对象,介绍了国内各核电站采用的水泥固化处理工艺（包括桶内搅拌工艺和桶外搅拌工艺）及其特点;简要介绍了国外水泥固化技术及其进展;总结了国内在水泥固化配方研究和固化体性能研究的最新成果和动态。按照不同配方固化的水泥固化体应满足国家现行标准《低、中水平放射性废物固化体性能要求水泥固化体》及《放射性废物固化体长期浸出试验》的相关要求。     

我国沥青固化热试车首次成功

中国原子能科学研究院沥青固化车间处理中放废液热试车,自1985年6月17日起,到7月10日止,连续运行24个整日,顺利完成了全部热试任务。其中蒸发器有效热运行200小时,双螺杆挤压机有效热运行370小时,共处理弱放处理车间产生的放射性蒸残液20吨,总放射性2居里,固化产品45桶,近2500公斤。蒸发器净化效果超过4.5个量级,螺杆机净化效果超过5个量级。产品宏观光滑,盐分布均匀。