反应堆第一阶段退役去污必要性论证及应用分析

根据反应堆第一阶段退役前的现场污染状况，从技术可行性、受照剂量降低量评价、代价利益分析等方面对去污的必要性进行了评价和论证。并介绍了高压水射流去污、干法去污两种主要去污方法，以及化学去污、机械研磨去污等辅助去污方法在现场应用情况，从应用结果的角度反映了去污必要性评价、论证方式的合理性。     

反应堆退役废金属高压水去污废水回用工艺研究

用高压水射流去污将反应堆退役废金属再循环再利用，会产生相当数量的放射性废水。回用这部分放射性废水可节省放射性废水处理费用，从而降低废金属去污的成本。高压水去污废水中的放射性主要来自于其中的固体颗粒。为此回用废水就要将水中固体颗粒去除。选用离心分离工艺可达到此目的。     

反应堆退役废金属高压水去污废水的再利用

用高压水射流去污将反应堆退役废金属再循环再利用,会产生相当数量的放射性废水。为了节省放射性废水处理费用并减少清水的消耗量,降低废金属去污的成本,应将这部分放射性废水回用。高压水去污废水中的放射性主要来自其中的固体颗粒。因此回用废水就要将水中固体颗粒去除。研究分析了各种可能的工艺,经过代价利益分析,选用了离心分离工艺。     

核设施建筑物表面去污技术

国际原子能机构（UAEA）在相关标准中已明确指出：“在核设施设计阶段和运行阶段就应该考虑退役”。随着我国核电厂建设步伐的加快，对核设施退役技术的研究也日益受到重视。在核设施退役中，建筑物表面的去污是重点和难点，国外就此项技术开展了多年的研究和试验，并在实践中得到了应用，取得了令人满意的效果。本文对国外一些先进、成熟的建筑物表面去污技术和设备，就其在去污效果、去樗效率和二次废物产生量方面进行了分析和比较。这些技术可供我国核电厂及其他核设施退役时借鉴。     

高能激光去污技术在核设施退役中的应用研究

系统地分析和总结高能激光对金属表面放射性物质去污技术的特点和应用场合,以及在国内外的发展现状;提出了基于新原理的高能激光去污装置,对其基本原理和系统方案进行研究设计,并对该技术在我国核设施退役中的发展方向和应用前景进行了展望。     

反应堆工程退役简介

本文介绍了反应堆工程退役的基本概念、过程和国际原子能机构(IAEA)规定的三级退役。反应堆工程退役的主要工作有:①退役文件和技术的准备;②退役工程现场准备;③设备、系统和设施的拆除工作;④系统去污和拆除后的去污;⑤运行废物和退役废物的处理和处置工作等。     

压水堆一回路模拟腐蚀氧化物的溶解去污试验

本文介绍了对两种压水反应堆一回路模拟腐蚀氧化物（铁镍铬氧化物和铁镍氧化物）的溶解去污试验结果。选择的去污剂为0.3%草酸、0.1%柠檬酸和0.1%高锰酸钾。结果表明，实验温度为95℃、去污时间在6－48h范围内，0.3%草酸对铁镍铬氧化物和铁镍氧化物的溶解率分别为24.1%-65.3%和4.9%-64.4%；0.1%柠檬酸对二者的溶解率分别为2.2%-4.4%和0.37%-1.55%；0.1%高锰酸钾对二者几乎没有溶解作用。采用在草酸或柠檬酸去污前使用高锰酸钾去污剂的二步去污法，对两种氧化物的溶解度小于单独使用草酸或柠檬酸去污的一步法。     

凝胶去污实验

凝胶去污为一先进的放射性污染金属去污技术。氧化凝胶对不锈钢、酸性凝胶对碳钢、碱性凝胶对铝材均具有良好腐蚀效果。采用喷涂法,实验研究凝胶用量和作用时间对腐蚀效果的影响。结果表明,控制氧化凝胶用量大于0.6kg/m²、作用时间为3~4h时,即可实现腐蚀去除不锈钢类污染金属的表层超过1μm;控制酸性凝胶用量大于0.4kg/m²、作用时间为30min时,可实现对碳钢的腐蚀深度大于3.5μm;控制碱性凝胶用量为0.5kg/m²、作用时间为1 h时,对铝材腐蚀深度最大可达35μm,但超过2h时腐蚀深度出现负值。     

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。     

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。     

REDOX Decontamination Technique Development, (I)

The decontamination technique is required to have a high decontamination rate and decontamination factor, to apply to irregularly formed metallic waste, and minimize secondary waste volume for component replacement and decommissioning. The authors were developed a new decontamination technique using Ce⁴⁺ for decommissioning, which was named “REDOX decontamination technique”. This paper has investigated decontamination conditions and regeneration conditions in a non-radioactive (namely cold) fundamental test. The decontamination conditions, namely dissolution conditions for stainless steel and carbon steel were selected using simulated samples in nitric acid solutions in varying Ce⁴⁺ concentrations, HNO₃ concentration, temperatures, and linear flow rate of decontamination solutions. The regeneration conditions for decontamination reagent were selected in various electrode materials and varying electrode separation distance, anode area/cathode area ratio, current density, Ce³⁺ concentration, and HNO₃ concentration. The REDOX decontamination technique was ascertained to have a high dissolution rate and the decontamination reagent was ascertained to be regenerated effectively by electrolysis.     

压水堆核电站上充泵的去污实践及其理论探讨

本文论述了某核电站在换料大修期间完成的上充泵去污工作，针对马氏体不锈钢在去污过程中出现的特殊现象，分析探讨了马氏体不锈钢的化学特性。通过总结上充泵去污的经验成果，对未来马氏体不锈钢的去污工作提出了建议。     

去污泡沫性能的影响因素初步研究

泡沫去污是将含有去污成分的发泡剂与气相混合,产生的泡沫作用于待去污表面,从而实现将放射性污染物去除的目的。通过充泡或鼓泡法,研究稳定剂和发泡剂浓度、气流量等对去污泡沫性能的影响。初步研究结果表明:稳定剂浓度是泡沫持液性能的主要影响因素,建议其加入量为2g/L左右,不宜超过3g/L;发泡剂浓度和气流量是去污泡沫性能的次要影响因素,推荐适宜的发泡剂质量浓度和气流量分别为8g/L和7.0m3/h。建议优化设计,以期获取最佳结果。     

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。     

反应堆退役仿真技术研究方案

在反应堆退役仿真系统功能需求的基础上,设计退役仿真技术研究的总体方案,包括系统的总体结构设计、软件开发平台方案设计、硬件方案设计等。在总体方案中分析提炼出5项关键技术,并给出概况性的设计方案,包括三维模型数据处理技术、辐射场的可视化显示技术方案、基于退役工艺的人员受照剂量计算方案、虚拟切割和拆除技术方案以及碰撞检测技术方案等。     

几种去污工艺对压水堆一回路模拟氧化物的溶解及腐蚀研究

为了获得较高的去污系数以及对被去污件较低的腐蚀程度,需要选择相对适宜的去污工艺。本研究工作选取不锈钢1Cr18Ni9Ti和Inconel 690合金,通过高压釜制备模拟氧化物试片,采用不同去污工艺,进行试片表面模拟氧化物的溶解及腐蚀试验。结果表明:酸性高锰酸钾溶液对于压水堆模拟氧化物的预氧化处理效果好于碱性高锰酸钾溶液;两种模拟氧化物试片经过四种不同去污工艺处理后,通过对去污后试片的宏观及微观观察,几种去污工艺均未对试片结构造成破坏;NP-CITROX是一种比较理想的去污工艺。