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【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 相似文献
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【《欧洲核综览》春季刊报道】 二次世界大战结束后,英国就决定成为一个核武器国家。 1953年,英国开始在科德尔霍尔建造用于发电的第一座镁诺克斯型(Magnox)反应堆,此后,在英国又建造了若干座相同型号的反应堆。 Magnox系统使用铀金属燃料,这种燃料的燃耗有限,其乏燃料必须接受后处理。因此英国的乏燃料及其所产生的中放废物(ILW)数量很大,截至20世纪末,英国的ILW存量达到20万 m3。 相比之下,随后的AGR计划(燃料燃耗较高,仅部分乏燃料需要接受后处理)以及惟一的压水堆(PWR)赛兹韦尔-B机组(乏燃料不需要后处理)仅产生乏燃料和高放废物… 相似文献
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在自制的等离子体熔融试验台架上对玻璃纤维、混凝土、土壤的单体玻璃固化配方及三元混合废物玻璃固化配方开展等离子体熔融处理和同位素示踪实验。四种样品在1 100~1 300 ℃条件下熔融1 h均可得到玻璃固化体,经检测,玻璃固化体的密度、抗浸出性能以及机械性能均满足放射性废物玻璃固化体性能要求。示踪实验结果表明,等离子体熔融系统对示踪元素Co、Cs和Sr有较高截留率,且玻璃固化体对Co和Sr的固化能力较高、对Cs固化能力相对较低。在工程应用中,建议在熔融炉系统前端增设造粒等预处理系统,减少物料直接进入烟气净化系统的比例,以提高物料固化效率。 相似文献
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目前核电厂放射性废物处理工艺具有高增容性的特点,为最终废物处置带来很大的压力。针对高增容的处理现状,介绍了放射性废物减容处理技术的研究重点——热等离子体技术;通过数值模拟分析热等离子体熔融炉内的温度分布,给出固定床熔融炉关键部位的最高可能温度约为1 445℃,结合可选耐火材料探讨了炉体建造的可实现性。选取核电站3种典型的放射性技术废物进行模拟玻璃化配方实验,在限定的熔融温度条件下,得到符合我国核行业标准要求的玻璃固化体。 相似文献
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以超临界水为反应介质发展起来的超临界水氧化技术(SCWO,supercritical watero xidation)以其具有反应迅速、氧化彻底、设备简单等优点而成为目前有机废物处理研究的热点。对核工业生产中产生的大量有机废物,传统处理方法均存在一定缺陷。法国、美国和日本在采用SCWO技术处理放射性有机废物方面投入了很大力量,日本东芝公司已成功将该技术应用于处理实验室规模的废TBP、废树脂和废液闪计数液。 相似文献
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法国的放射性废物管理活动 总被引:2,自引:0,他引:2
法国拥有强大、成熟的核工业体系。现有 5 8座核电机组在运行 ,总装机容量 6 2 GWe,提供法国 75 %的电力 ,并输出一部分剩余电力到国外。法国建有完整的核燃料循环体系 ,后处理厂和玻璃固化厂不仅服务于本国 ,还为外国提供商业服务。法国重视放射性废物管理 ,积极促进废物最少化 ,努力实现安全地处理和处置放射性废物。1 重要组织机构(1 )原子能委员会 (CEA)CEA创建于 1 945年 ,负责与核科学技术有关的各种研究开发工作。管辖 1 1个研究中心 ,有雇员 1 6 0 0 0多人。下属的重要研究中心有萨克莱、卡达拉希、格雷诺布尔、封特耐欧罗兹等… 相似文献
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BAI Lei LIU Fu-guo YAN Xiao QI Guang-mao LIU Ning GAN Lin LIU Da-ming 《中国原子能科学研究院年报》2006,(1):192-192
According to the requirement and current situation of national industrial radioactive waste management and disposal, present work develops drummed radioactive waste information management system based on network. The system may provide effective real-time management both for administration and enterprise. And the ),-detecting classification facility of barrel radioactive waste is also prepared. 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(10):1026-1032
A new radioactive waste treatment system has been developed from the viewpoint of minimizing the volume and then solidifying the waste into a stable form. Emphasis has been placed on long term stability in the final disposal environment by solidification using a new inorganic agent (cement-glass). The primary components of the cement-glass are sodium silicate and phosphorous silicate. The mixing of cement-glass powder and water initiates a polymerization reaction by silicates, resulting in a three-dimensional structure of O-Si-O. Since all the materials used for cement-glass are naturally produced from clay containing montmorillonite, low cost as well as superiority in long term stability are obtained. Cement-glass is superior to ordinary cement in such points as lower viscosity (about 1/4) and higher adsorption capability of Cs and Sr (about 10~60). Many kinds of waste, which have different chemical characteristics, can be solidified by cement-glass due to its inertness towards the waste. The solidification system using cement-glass has been adopted by one BWR and one PWR plants, and the first plant started commercial operation in 1991. 相似文献
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提出放射性废物处理设施辐射监测模式的总体框架,详细介绍辐射监测的设备、方法、管理目标值以及频度。通过分析废物处理中应用该模式获得的各种监测数据,验证了该模式的科学性和可行性。 相似文献
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通过源项的引入控制、实践正当化、安全与防护最优化、废物产生的课题化管理、分类收集分别处理等措施的实施,落实废物最少量化在核科研中的实施,减少对环境的危害,降低废物处理处置费用,促进核技术的发展应用。 相似文献