核电厂放射性废树脂处理技术对比研究

废树脂是核电厂运行产生的主要放射性固体废物之一,如何妥善处理值得关注。本文在介绍了核电厂废树脂的来源、特性的基础上,简要阐述了废树脂稳定化处理的必要性。结合水泥固化技术、高整体容器技术、热态超压技术特点和应用情况,着重阐述了不同处理技术减容效果、安全性、易操作性和经济性等。综合分析表明:热态超压技术和高整体容器技术,作为新的处理技术,在长期发展过程中必将取代旧的水泥固化技术,今后应针对其存在的问题进一步改进。同时,现有放射性废树脂处理技术应进一步结合全生命周期理论开展相关分析,以期为我国放射性废物处理技术的发展提供借鉴和参考。     

聚乙烯高整体容器多年累积剂量的近似计算方法

高整体容器(HIC)是一种经特殊设计制造的具有高强度、高密封性、高化学稳定性和高热稳定性的低、中水平放射性废物处置容器。对于聚乙烯材料制作的高整体容器,其在设计和使用过程中存在一个重要的指标,即辐照稳定性。本文介绍一种高整体容器累积剂量的计算方法,并使用此方法对AP1000核电工程中使用的聚乙烯高整体容器累积剂量进行估算。通过与Micro Shield、MCNP程序计算的结果比较,证明该方法是一种保守的、偏安全的并可用于实践的高整体容器累积剂量计算方法。     

AP1000机组MR40转运容器结构设计

MR40转运容器专门用于抓取和转运AP1000机组水回路系统中产生的放射性废过滤器芯。本文结合抓取对象的结构形式和操作工况等要求,给出了1套设备的结构设计方案,采用1套带有提升机构的无动力自重式机械抓具的铅容器来满足废过滤器芯的抓取和辐射防护等要求,并进行了相关的辐射防护和力学计算。最终,设备制造完成后顺利完成了各项试验,证明该结构设计满足使用要求。     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。     

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。     

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     

废树脂定容式体积计量系统中计量槽的设计与验证

某核设施运行单位的放射性废树脂水泥固化处理设施,采用界面测量的体积计量法对放射性废树脂进行计量,在调试中多次出现废树脂界面不稳定,造成计量不准确,甚至出现液位计卡滞导致无法正常计量的现象。为实现放射性废树脂准确计量,改为采用定容式体积计量法对废树脂进行计量,并设计了一套定容式体积计量系统。本文对定容式体积计量系统中的核心设备废树脂计量槽进行了设计和验证,结果表明,设计的废树脂计量槽具备进料快速、计量准确且下料完全的特点,计量的最大误差仅为1.6%,可满足放射性废树脂准确计量的要求。     

AP1000正常运行工况气液态放射性流出物释放量研究

压水堆核电站正常运行工况气液态放射性流出物作为环境影响评价的重要内容,在核电站设计中具有非常重要的意义。通过对AP1000核电站正常运行工况气液态流出物的计算方法和释放途径的研究,并结合AP1000三废系统设计特点,建立了基于PWR-GALE程序的AP1000核电站正常运行工况气液态流出物释放量的计算模型。根据建立的模型,采用AP1000核电机组的设计参数,计算了AP1000核电站正常运行工况气液态流出物放射性年释放量预期值,并将计算结果与GB 6249—2011中的控制值进行了对比,同时对AP1000考虑预期运行事件调整因子的使用做了说明,为AP1000核电站环境影响评价提供了参考。     

海阳核电厂(AP1000机组)放射性废物管理系统建设探讨

本文通过分析海阳核电厂AP1000机组放射性废物源项和放射性废物管理系统设计特点,并结合海阳核电厂放射性废物管理工作实际,探讨AP1000核电厂放射性废物管理策略、厂址废物处理设施的工艺技术路线、运行管理模式等,为后续AP1000核电厂采用合理的放射性废物管理系统建设模式提供参考,有利于实现放射性废物最小化。     

废树脂水泥固化体辐解气体测定

自行研制了辐解气体收集器,对该收集器进行了密封性检验,并利用检验合格的收集器及气相色谱对废树脂水泥固化体的耐γ辐照试验及辐解气体进行了检测.实验结果表明:当累积剂量为106 Gy时,可检测到6种辐解气体,其中H2占34.77％-49.75％.因此,当放射性废树脂及放射性废树脂水泥固化体贮存和处置时,必须关注贮存与处置期...     

三门系列AP1000核电厂放射性废物管理技术特点浅析

核电厂运行过程中不可避免的会产生放射性废物。核电厂通过各种技术和管理手段减少放射性废物的产生量。AP1000核电机组采用简化的系统设计、先进的放射性废物处理工艺、数字化的辐射监测手段,最小化放射性废物的产生量,从而尽可能减少向环境放射性废物的释放量。文章介绍了三门系列AP1000核电机组放射性废物管理的技术特点并对其在废物最小化方面的优缺点进行了简要的分析。     

中国先进研究堆中放系统管道应力分析与评定

中放系统的功能是将重水净化、反应堆冷却剂净化、池水净化、重水浓缩和考验回路等系统所产生的放射性废液和废树脂进行分类收集、暂存，并安全可靠地将收集来的废液和废树脂分别输送到专用槽车。主要模型图示于图1。     

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.     

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。     

核电厂废树脂搅拌和输送工艺研究

核电厂废液处理产生的废树脂为颗粒状物质,经暂存衰变需输送到处理装置处理.废树脂和水的混合物属于液固两相流,在贮存和运输过程中容易沉积在管道中造成堵塞,而且废树脂放射性水平较高,一旦在贮存和运输中发生堵塞难以维修和疏通.文章对各种不同的废树脂搅拌(水力喷射、压缩空气、搅拌桨等)和输送工艺(容积泵、水力置换、喷射器、水力冲...     

AP1000型核电机组运行期间的预期氚排放

AP1000型核电机组电站放射性废物处理的特点决定了其预期氚排放总量可能高于同功率水平的传统压水堆核电站。在AP1000机组正常运行期间,除了需要加强氚排放的环境监测,更重要的是从源头优化管理和控制氚排放,最大限度地减少氚排放对环境的影响,保障环境安全和公众健康。本文简要介绍了压水堆中氚的产生,详细分析了AP1000机组液态和气载氚的产生和排放机制,给出了采用保守和优化方法计算的AP1000机组的预期氚排放量,讨论了AP1000机组氚排放量最小化的优化控制措施。无论单机组还是6机组厂址,AP1000堆型核电站氚预期排放量都满足我国相关标准限值的要求。     

核电站废树脂清洁解控问题探讨

对轻微污染的废树脂采取解控处理是核电站废物最小化工作的重要内容。在介绍近几年开展的核电站废树脂解控监测工作的基础上,对核电站目前的废树脂废物管理中存在的问题进行了总结,提出了有利于实施废树脂废物最小化的技术途径。解控后的废树脂可能采取的处置出路包括危险固体废物填埋处置和水泥窑协同处置,暂时尚不具备进行高温焚烧处置的条件。为了提高核电站这类废物最小化的实施效率,建议对不同类型放射性核素在废树脂中含量的相关性问题,对放射性核素在离子交换柱树脂中的空间分布问题,对废树脂分拣的在线监测技术以及其它类型固体废物的分拣监测问题等进行深入研究,以期在保证取样代表性的同时,减少取样量和测量工作量,提高工作效率,降低废物最小化的经济成本。     

放射性废石墨的处理处置现状

石墨反应堆退役产生大量放射性废石墨,需要处理后处置。废石墨处理技术主要有焚烧、蒸汽热解、水泥固化、自蔓延固化等,只有焚烧和蒸汽重整热解技术可以实现大幅减容。尽管废石墨的处置存在多种观点,但由于废石墨含有大量长寿命核素,只有深地质处置才能确保安全,然而废石墨数量庞大,处置前的大幅减容是必须的。     

AP1000核电厂放射性废液复用与排放研究

AP1000核电厂的放射性废液的复用与排放是水资源管理部门所关心的重要内容之一。对AP1000核电厂放射性废液的几种复用方案从技术可行性、经济合理性和工艺可靠性三个角度进行了研究,重点研究了反应堆冷却剂流出液、地面疏水和设备疏水、洗手废液、化学废液四类放射性废液的特性,包括废液产生量、放射性活度浓度、氚浓度等与废液复用潜在用户化学和容积控制系统、乏燃料池冷却系统用水关键指标的匹配程度。结果表明,反应堆冷却剂流出液、洗手废液和化学废液不具备复用可行性,建议处理后排放;地面疏水和设备疏水具备复用至乏燃料池冷却系统的可行性,建议经过处理后,复用做乏燃料池蒸发补给水。采用该复用方案后,单机组放射性废液排放量减少了1 660 m3/a,占放射性废液产生总量的55%,对实现内陆核电厂放射性废液"近零排放"具有重要意义。