含Ce(Ⅳ)去污工艺产生废液的安全性分析和处理方法

含Ce(Ⅳ)去污工艺是将强氧化剂Ce(Ⅳ)作为去污剂实施去污技术的统称,其为高效的放射性污染金属去污工艺。但其产生的废液存在残留的Ce(Ⅳ)腐蚀处理设备、NH3释放影响环境和人体健康、含有的有机质影响后续处理工艺等问题。本工作结合Ce(Ⅳ)/HNO3、氧化凝胶和氧化泡沫等去污技术,对去污废液安全问题与处理方法进行了初步研究。研究结果表明,通过还原法可去除废液中残留的Ce(Ⅳ)、加热煮沸可有效去除NH3、臭氧氧化处理工艺能显著破坏分解废液中含有的有机质,进而提高去污废液的安全性。     

核电厂模拟废液化学絮凝处理技术研究

针对核电厂废液中腐蚀产物的去除提出一种化学絮凝强化处理工艺。通过对配制胶体水样的定性定量分析，表明胶体形态可较好地模拟核电厂腐蚀产物源项。根据胶体的粒径分布（200～300 nm）和含量特性（受pH值影响）进行絮凝剂（高分子聚合物与无机金属盐）选型和复配试验，结果表明：投加高分子聚合物B或高分子聚合物B+无机盐Y后，对模拟废液絮凝净化效果较好（出水均达到工艺要求：去污因子DF＞50），但综合考虑胶体去除效率（絮凝反应时间），后续工程设计优先推荐絮凝剂B。     

凝胶去污技术的安全性探讨

凝胶去污为先进、新型的放射性污染金属去污工艺,具有操作简单、去污效果好等优势,但喷涂压力高、去污剂腐蚀性强等对作业人员和设备存在安全隐患。本文结合工艺特点,分析了喷涂压力等对作业人员的影响;依据凝胶对不锈钢的腐蚀特征,提出了凝胶对喷涂设备的腐蚀情况值得深入研究。同时,论证了凝胶去污废物收集和处理中的安全问题。结果表明：喷涂作业时应加强防护,减轻飞溅和雾化对作业人员的影响;及时清洗设备,降低腐蚀影响;废液添加还原剂,消除残留去污剂的影响。     

超声波+四价铈去污技术研究

针对核设施退役过程中产生的不锈钢废物,开展了超声波+四价铈去污技术研究。利用失重法,设计正交实验,研究了硝酸浓度、硝酸铈铵浓度、温度和超声时间对不锈钢的平均腐蚀速率及去污因子的影响。条件实验结果表明:温度、硝酸铈铵浓度为主要影响因素;当硝酸铈铵的浓度为0.15 mol/L,温度为85 ℃,硝酸浓度为0.1 mol/L时,不锈钢的平均腐蚀速率最高,达到8.07 μm/h,引入超声波后将极大提高四价铈去污技术的效率。扫描电镜观测结果表明: 去污后的不锈钢表面大部分区域出现了很多蚀孔,表明空化效应强化Ce(IV)去污技术具有强烈的空蚀作用;对乏燃料冷却套管开展了验证去污实验,去污因子达到158.8。     

Ce(Ⅳ)/HNO3去污技术工程应用安全性的初步研究

本文介绍了用于核设施退役去污的Ce（Ⅳ）／HNO3去污技术工程应用中安全性的初步研究成果。结果表明：对于三种常用不锈钢1Cr18NigTi,304和316L,不同浓度的Ce（Ⅳ）／HNO3去污剂,对1Cr18NigTi的腐蚀性均略大于对304和316L不锈钢;该去污剂对于系统配件材料如PVC、聚乙烯的腐蚀性很低,对橡胶有一定的腐蚀性;对于焊材（A102）以及受过热应力的304不锈钢,当Ce（Ⅳ）浓度超过0．1mol／L时,其腐蚀速率均明显大于未受过热应力的304不锈钢。因此,在实际的工程应用中宜采用较低Ce（Ⅳ）浓度的去污剂,并注意焊接部位的泄漏危险。     

核电厂常规岛废液中联氨处理技术研究

核电厂常规岛液态流出物中联氨的排放问题越来越受到重视，为实现有效降低核电厂常规岛废液收集和排放罐中联氨排放量，本文通过模拟某核电机组常规岛大修期间废液收集和排放罐内水质条件以及选用与废液收集和排放罐相同材质材料，开展联氨处理工艺研究和腐蚀风险评估研究。结果表明：（1）相对于臭氧和氧气，双氧水与联氨反应的吉布斯自由能最小，其与联氨反应自发进行的趋势最大，更适合作为联氨废液处理的氧化剂。（2）使用0.1～0.2 mg/kg硫酸铜和待处理联氨质量浓度2.13倍的双氧水，催化处理联氨溶液时，可以在1 h内将100 mg/kg联氨浓度降低到1 mg/kg以下，低于废液收集系统设备出口内部管控限值2.5 mg/kg。（3）常规岛废液收集和排放罐体关键材料在模拟联氨处理药剂溶液水质条件下，废液收集和排放罐体关键材料腐蚀风险可控，在不考虑防腐涂层的前提下，保守估算40年设计寿命内的总腐蚀深度为0.40 mm，远低于腐蚀裕量。     

芬顿氧化法处理氧化性泡沫去污废液中的有机物

氧化性泡沫去污废液因含有大量有机物而无法被直接处理。针对该问题,将芬顿氧化法用于降解泡沫去污废液中的有机物,为泡沫去污废液的预处理提供了一种新思路。采用芬顿氧化法以及两步联合降解工艺对氧化性泡沫去污废液进行了预处理,探索了过氧化氢用量、亚铁离子用量、反应时间、反应温度、紫外光照等工艺参数对氧化性泡沫去污废液化学需氧量去污率的影响规律,以及每步降解实验的适宜操作条件。结果表明：在初次降解的最佳工艺条件下,芬顿氧化法可将废液的化学需氧量从(37 000±1 850) mg/L降至(2 064±95) mg/L(n=3),化学需氧量去除率高达(94.40±0.54)%(n=3),但化学需氧量为(2 064±95) mg/L的残液仍不符合既有废液处理方法的条件;在二次降解的最佳工艺条件下,芬顿联合紫外法可继续将残液的化学需氧量从(2 064±95) mg/L降至(478±12) mg/L,满足了既有废液处理方法的条件。结果说明,芬顿氧化法以及两步联合降解工艺适宜作为氧化性泡沫去污废液的预处理方法。     

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.     

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。     

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。     

臭氧氧化法处理泡沫去污废液中有机质的初步研究

碱性泡沫去污技术实际应用中产生的废液,有机质含量高、发泡能力强,需要进行预处理才能按现有方法进行处理。本文运用臭氧氧化法对其进行预处理研究,初步探索了泡沫变化和有机质降解的规律。结果表明:臭氧对有机质有较强的氧化能力,泡沫的存在有利于有机质的降解;泡沫存在阶段,每克臭氧降解的化学需氧量(COD)与体系的泡沫量成正比;曝气盘孔径越小、臭氧浓度越低,体系泡沫总量、有机质的降解率、消耗每克臭氧降解的COD就越大,而曝气盘孔径的影响较大,臭氧混合气流量的影响不明显;随着臭氧通入量的增加,废液的COD值逐渐降低,但到臭氧过剩系数为1.5、COD降解率达80%时,COD降解率增长趋缓。     

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200～1000m3。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     

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。     

压水堆核电站放射性废液的水泥固化研究

本文讨论了用水泥胶结剂固化压水堆含硼废液和酸碱去污液的适用性。碱性废液的固化不存在特殊困难。加氢氧化钠或偏铝酸钠进行中和及促凝可改善含硼废液和酸性去污液与水泥的化学兼容性,缩短浆体的凝固时间。添加30%斜发沸石可增加水泥固化体的机械强度、降低浸出率和减小固化体体积。     

核电厂离子交换树脂净化能力模拟实验研究

实验选取核电厂废液中典型裂变产物和腐蚀产物离子(Cs+、Sr2+、Co2+)配制水样,针对不同类型树脂、不同树脂层高以及不同床体积流速进行动态交换吸附实验,重点比较了不同条件下核级树脂净化能力(去污因子)的变化。结果表明:树脂层高的增加对去污效果的影响显著,特别是高交联度的树脂,对Cs+、Sr2+、Co2+的去污因子可增加约200%以上;在一定范围内提高床体积流速对树脂的去污效果存在影响,高交联度的树脂流速提高后去污因子有明显上升趋势;在10BV/h(BV=进水流量/树脂装填量)流速下树脂交联度的高低对水样的去污效果影响不明显;在1mg/L水样浓度下,大孔型阳树脂的去污效果较凝胶型阳树脂好;同等条件下,氢/氢氧型混合树脂处理离子态杂质的去污效果较单独的氢型阳树脂好。     

中低放废液一体化自然循环蒸发器设计

根据中低放射性废液蒸发处理工艺要求,设计一体化的放射性废水蒸发处理装置。该装置采用中央循环管式自然循环蒸发、重力分离、泡罩塔清洗和丝网除沫之类的多重工序,并集成在同一压力容器内,实现设备的一体化布置,可解决清洗液的回流问题,减少设备占地空间,简化系统和操作。通过多效净化方式,使二次蒸汽的雾沫夹带和挥发性放射性含盐量显著降低。设计的一体化自然循环蒸发器能提高废液的净化能力,提高了去污因子,符合废物最小化原则。     

乏燃料溶解器的去污研究

以后处理主工艺流程离线设备——乏燃料溶解器作为去污对象，采用FL-AP去污工艺，经4步去污后，去污效果达到了去污要求（α污染水平≤4Bq/cm^-2，β污染水平≤40Bq/cm^-2）。该去污工艺对α、β的一步平均去污系数分别为2.2和2.4。溶解器解体检测结果表明，乏燃料溶解器的内表面沾污呈现不均匀分布。将挂片法和解体检测的结果以及FL-AP工艺去污废液的放射性测量结果相结合，可较确切地估算溶解器内表面去污前的放射性污染水平。     

具有压力流量同步控制功能的高压水射流去污装置设计

在核动力装置检修或者退役过程中,常常会应用高压水射流对现场的放射性污染进行去除。在常规高压水射流去污装置的基础上,提出了一种基于比例-积分-微分（PID）的电动调节控制,研究压力与流量单独控制在高压水射流去污中的应用。经过理论分析结合去污实验验证,结果表明:采用改进的流量与压力同步控制方法,在高压水射流去污过程中,在其他影响因素相同的情况下,采用较大的水流量,去污因子反而较小,但是这种变化趋势是趋于平缓的。因此,采用改进后的高压水射流去污装置在相同压力下达到相同的去污效果,可以明显减少二次放射性废液产生量,具有较高的市场应用价值。      

后处理厂硝酸回收及放射性液体最小化的蒸发浓缩技术

综述了蒸发浓缩工艺在后处理厂中的应用,其主要是用于硝酸和水的循环复用及放射性废液体积的最小化。主要在以下几个方面应用:第一,后处理过程产生的1AW、2AW和2DW废液硝酸浓度均较高,这些废液的蒸发浓缩过程中,为了减小蒸发器的腐蚀,外加还原剂脱硝以控制硝酸浓度低于3mol/L、溶液温度低于100℃;第二,具有较高硝酸浓度的废液是草酸钚沉淀母液,其蒸发浓缩过程中不仅需要脱硝,还需要破坏溶液中的草酸根;第三,一些料液如1CU、2EU和2BP,硝酸浓度不高,可直接进行蒸发浓缩,无需脱硝。最后蒸发浓缩还可以处理后处理厂在启动、停车、去污、故障时产生的各种设计外的溶液。基于以上应用,蒸发浓缩技术被认为是简化和优化后处理厂的设计和操作,保证后处理厂灵活高效运行的重要技术。     

氧化还原法去污对核电站上充泵安全影响的试验研究

研究化学法去污过程中对核电站上充泵腐蚀量的影响。以马氏体不锈钢和奥氏体不锈钢为研究对象,分别进行氧化过程和还原过程中溶液浓度、反应温度、时间对腐蚀量的影响试验;之后进行了氧化还原全过程对两种不锈钢材料的腐蚀量影响试验;最后,对某核电站上充泵进行了实操去污工作。试验结果表明:在超声作用下,使用0.25%高锰酸钾+0.25%氢氧化钠混合溶液作为氧化剂、70 ℃反应4 h,然后再使用0.25%草酸+0.25%柠檬酸混合溶液作为还原剂、70 ℃反应2 h,马氏体不锈钢和奥氏体不锈钢样品表面主要为均匀腐蚀,平均腐蚀量小于1.5 g/m²,腐蚀量满足相关标准要求,同时可有效去除上充泵表面的放射性物质。该配方和工艺流程可推广应用于核电站上充泵的去污工作。