核电站放射性轻微污染物料的清洁解控

为了实现电站放射性废物最小化管理,对其产生的轻微放射性污染物料实施清洁解控是有效途径之一。在根据国内外相关标准和分析国内核电站轻微放射性污染物料源项特性的基础上,提出了适于我国核电站产生的轻微放射性污染物料的清洁解控流程。     

放射性物料的清洁解控

放射性物料的清洁解控是放射性废物最小化的一项重要手段。为了进一步指导物料解控,本文介绍了与清洁解控水平相关的三个国家标准,明确了解控标准的适用条件,说明了使用标准进行物料解控过程中应该注意的问题,并结合解控审管实践对解控过程中几个重要的审管要求进行了讨论,最后提出了申请解控文件应包括的主要内容。     

放射性轻微污染物料清洁解控管理实践和思考

通过对IAEA和国内外关于放射性轻微污染物料清洁解控管理和实践的分析,对国内核电厂运行产生的放射性污染物料清洁解控管理存在的问题进行了思考并在此基础上提出了改进建议。     

放射性废物清洁解控水平的研究进展及个人体会

放射性废物清洁解控水平的研究进展及个人体会任宪文（中国辐射防护研究院，太原，０３０００６）１前言近年来，ＩＡＥＡ对清洁解控水平进行了大量研究。但由于这项工作的复杂性，至今只给出了某些情景下的豁免水平（清洁解控水平），距彻底解决此问题还有相当差距。清洁...     

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。     

宁德核电站轻微污染物料清洁解控前的准备工作实践

为了实现核电站放射性废物最小化,宁德核电站根据相关标准制定了轻微污染物料清洁解控策略及管理操作程序,并对APG废树脂、通风滤芯框架及个人防护用品进行了分类管理及测量,为实施解控做准备。     

聚酯固化放射性废树脂的研究

文章研究不饱和聚酯固化模拟核电站废树脂的基础配方、工艺条件及主要参数，测试固化体的主要性能，用放射性示踪测试浸出率。实验表明，聚酯固化废树脂的工艺可行、流程简单、操作方便。室温下，固化过程约需２ｈ。固化体包容量ω（树脂）达４５％，抗压强度大于１０ＭＰａ，抗水性强，溶胀性小，耐辐照、耐温和热循环性能良好。￣（８５，８９）Ｓｒ、￣（１３４）Ｃｓ、￣（６０）Ｃｏ等主要核素１８０ｄ的浸出率为１０￣（－６）－１０￣（－８）ｃｍ·ｄ￣（－１），累积浸出份数为１０￣（－４）－１０￣（－５），明显低于水泥固化体和苯乙烯固化体。     

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.     

含水废树脂的脱水和干燥

一、前言随着核动力的发展,由核电站产生的废物量也随之增加,这些废物的处理和处置是核工业面临的主要问题。用离子交换树脂净化反应堆主回路冷却水,经过一段时间以后,其具有很强的放射性,需要排出进行处理。树脂因颗粒小,易分散、着火和引起污染,为安全地处理     

清洁解控和退役若干动向与新发展

对国际辐射防护协会第10届大会(IRPA-10)涉及的清洁解控和退役问题作了论述,包括排除、豁免、清洁解控和废物最少化;退役工程技术的发展,包括去污技术、切割解体技术、探测技术;介绍了一个研究堆退役例子和加速器退役;最后,还论及了退役中受关注的一些问题,如：石墨废物、混凝土废物、重水堆退役的氚防护、退役时间和退役废物量等。     

废树脂微波处理工艺研究

废树脂微波处理工艺主要利用微波的穿透能力强和体加热的特点,首先将废树脂中的水分除去,然后将废树脂中的有机组分去除,从而达到有机废物无机化的目的。与原始废树脂相比,微波干燥、灰化处理后,得到的灰分减容和减重比均极大。利用该技术处理得到的产物,可以方便的进行后续处理。通过研究,确定了废树脂微波桶内干燥及废树脂微波灰化工艺参数。     

放射性废树脂处理技术工程应用的选择

本文介绍了目前世界上放射性废树脂的各种处理方法,研究分析了各种处理方法的优缺点,在进行全寿期成本分析的基础上提出工程应用的选择原则及建议。     

放射性废离子交换树脂高温裂解处理技术研究

通过热重实验以及台架试验,进行了废阴/阳离子交换树脂的高温裂解处理技术研究。结果表明,通过电磁感应加热反应器中的金属球并辅助搅拌,可以实现树脂的高温裂解。相比于氮气和水蒸气,空气是更合适的反应气氛。在空气氛围下,当树脂处理量为1 kg/h时,设定空气流量2 m³/h,反应温度600 ℃～700 ℃,添加剂选择CuSO₄·5H₂O,阴/阳离子交换树脂经本裂解工艺处理,废物残留率分别为8%和12%左右,两种树脂最终的裂解残留率可以达到3%～5%左右,可以实现较为彻底的裂解反应。阴离子和阳离子交换树脂的裂解反应有明显的区别,其中阴离子交换树脂热敏性更高,裂解需要的温度和空气流量更低,但反应更剧烈,烟气量更大。     

放射性废树脂湿法氧化工艺实验室热试验证

利用1 kg级废树脂湿法氧化试验台架,采用核电厂产生的实际放射性废树脂开展了1 kg级湿法氧化工艺可行性试验验证,对真实废树脂湿法氧化效果及工艺废气排放安全性进行评估。试验所用废树脂的接触剂量率为602~680 μSv/h,单次试验废树脂处理量为1 kg。结果表明:废树脂采用湿法氧化处理工艺,其分解率大于99%(按物质COD值计算);废树脂湿法氧化过程中,废气对主要核素⁶⁰Co、⁵⁴Mn、¹³⁷Cs和⁹⁰Sr的载带率低于0.001%。本研究为进一步开展废树脂湿法氧化工艺及装置放大研究奠定了基础。     

极低放废物的填埋处置

极低放废物所含放射性水平很低,可以采用简易和经济的填埋方法处置。本文概述了区分极低放废物的意义,极低放废物的定义和限值,介绍了国外极低放废物的处置方法,并对我国的极低放废物处置提出了建议意见。     

废树脂干燥装置研究

通过对废树脂输送计量、加热干燥、尾气处理等工艺的系统研究,确定了适用于废树脂干燥的电加热锥釜真空搅拌干燥工艺。建立1:1规模电加热器锥釜干燥装置,并开展了废树脂干燥可行性验证试验和装置运行优化试验。研究表明:电加热锥釜真空搅拌干燥装置对核电站产生的废树脂进行干燥是可行的和安全的。在加热温度280 ℃、釜内压力-70 kPa±3 kPa,搅拌桨转速30 rpm条件下,装置在约20 h内可处理350 L脱水IRN160核级树脂,最大水分蒸发速率达到9.92 kg/h,平均水分蒸发速率6.31 kg/h,干燥树脂平均含水率<15 %,减容系数约为2.4。     

环氧树脂固化放射性废树脂的配方初探北大核心CSCD

为了将中、低放射性废树脂固化成稳定的固化体,采用环氧树脂为基材,通过添加合适的固化剂、稀释剂、阻燃剂等进行固化配方试验研究。结果表明,配方为E-44环氧树脂∶651固化剂∶添加剂=1∶0.53∶0.05(38∶20∶2)、质量包容率50%时,其固化体性能最优,并满足国标GB 14569.2的要求,研究结果表明采用环氧树脂体系固化放射性废树脂是可行的。     

Stabilization and volume reduction of radioactive spent ionexchange resins

Stabilization and volume reduction of spent radioactive ion-exchangeresins(IERs) were studied.Stabilization technology includes volume reduction with wet chemical oxidation process and immobilization of the residue into cement.Under suitable conditions,the exhausted radioactive ion-exchange resins were dissolved successfully in a H2O-Fe^2 /Cu^2 catalytic oxidation system(Fenton reagent).The analytical results indicated that the radioactive nuclides loaded in the resins were concentrated in decomposed solution and solid residues.The process parameters of wet chemical oxidation and solidification were also obtained.The decomposition ratios were 100% and more than 90% for cation and amion IERs respectively.The waste volume was decerased by 40% compared with that of original spent resins.     

The adsorption and desorption of water from a carbonaceous deposit layer on the surface of stainless steel representing spent AGR nuclear fuel cladding

Spent fuel discharged from advanced gas-cooled reactor power stations carries a deposit of carbon firmly attached to the cladding surface. The fuel route involves contact with water, for cooling and transport. Long-term storage potentially includes dry storage, however, the carry-over of water entrained within the carbon deposit needs to be considered regarding the storage environment. Drying of the fuel is possible, but little is known concerning the drying characteristics of such deposits. This work reports preparation of a laboratory simulant of a carbon deposit on a fuel pin surface and measurement of its adsorption and desorption properties regarding liquid and vapour phase water. This work found that water vapour equilibration is rapid and reversible. Liquid water uptake is appreciable (up to 5.7 times the mass of carbon) and most (up to 88%) is removed on standing for 12 h. Heating removes little more. The implications for spent fuel management are discussed.