放射性有机废液焚烧装置的热运行

本文介绍了建于中国原子能科学研究院的放射性有机废液焚烧装置热运行的试验结果。热运行处理对象为~3H 污染的废机油,其放射性比活度为(3.7—370)×10~4Bq/L。文中给出了该装置的工艺参数及对~3H 的净化效果。净化后尾气中~3H 的比活度为286 Bq/m~3,总净化系数为192。文中还介绍了该装置热运行期间环境监测与评价的结果。     

放射性环境下的有机废液提取分离装置研制及工程应用

从放射性有机废液的特点和工程处理的相关要求,分析了影响有机废液提取分离的关键因素。结合现场实际,通过技术调研,研制了有机废液提取分离装置,经冷热试验和工程应用,采用该装置提取分离有机废液是安全有效的,可为工程实施提供技术支持。     

放射性有机废液焚烧装置中间试验

本文介绍了原子能院研制的口处理量为140—160L 的放射性有机废液焚烧装置的设备、工艺流程和第一阶段试验结果(焚烧物料为后处理厂废溶剂模拟料液),给出了该装置的工艺操作参数及尾气净化效果。     

放射性废液的喷雾锻烧

一、前言对浓缩液进行喷雾、干燥、结晶处理是制糖和奶粉等民间工业所采用的经典方法.然而,把此方法用于处理放射性废液,只是六、七十年代发展起来的一项新工艺.目前,在我国核工业中此法尚未使用,而在几个核发达国家已领先了一步:在法国,用迴转式煅烧炉与罐式熔炉相连接起来处理放射性废液;马库尔玻璃固化工厂(AVM)已经成功地运行了近十年.在美国,喷雾和流态化床煅烧炉与罐式熔炉或陶瓷熔炉相连接起来处理中、高放废     

研究堆放射性废液贮存设施设计中几个安全问题的处理

在研究堆核安全审评工作中,由于研究堆类型多样、运行方式不同,产生的放射性废液量和活度水平也不同。此外,在标准方面也没有针对研究堆放射性废液管理的适用标准,仅能参考核电厂和后处理厂的相关要求。因此,针对设计中安全问题的处理方式需要结合设施实际情况调整。通过讨论审评工作中几个较为关注的安全问题的处理情况,来探讨研究堆放射性废液贮存设施的合理安全要求。     

乏燃料干法贮存容器屏蔽性能研究

乏燃料干法贮存容器的屏蔽设计是关系到乏燃料干法贮存设施辐射安全的重要影响因素。以我国自主研发的乏燃料干法贮存容器为对象，重点围绕屏蔽性能目标的合理确定、屏蔽计算方法、计算假设的选择以及计算结果的分析等多方面展开研究。计算分析表明，自主研发的的乏燃料干法贮存容器的屏蔽性能良好，满足辐射安全要求。      

高放废液贮存的安全保障

后处理厂高放废液贮存安全管理至关重要。为保证高放废液贮存安全,需要严格控制工艺参数,采取相应的安全控制技术措施和管理措施。在工艺方面,需要严格控制液温、液位、氢气浓度和罐内负压等工艺参数;安全控制技术措施主要包括防止氢气燃爆,废液沉积,废液泄漏,贮罐腐蚀检测和辐射安全;安全管理措施主要包括核安全文化培养,建立经验反馈制度、巡回检查和现场测量制度,做好应急准备和加强辐射防护与监测等。     

放射性废液处理技术的现状与展望

放射性废液得到有效处理是世界各国核工业迅猛发展的前提,其关键技术的现状和发展方向也是我国核工业界关注的焦点。本文介绍了几种放射性废液处理的传统方法及涌现出的新技术,概述了各种方法的原理及优、缺点,同时讨论了放射性废液处理技术今后的研究方向及发展趋势。      

高放废液总β放射性活度测量

方法采用塑料闪烁晶体β低本底测量装置直接测定了高放废液样品40 keV以上β射线的总β放射性活度。装置的β效率曲线采用与被测样品相同质量厚度、不同β能量的一系列标准源刻度。样品测量的β放射性对装置的总β效率是根据各个样品的放射性核素组成、各核素β射线能量对应于β效率曲线值以及各核素β放射性活度占样品总β放射性活度的比例加权平均计算求得。在测定样品各核素β放射性活度占总β放射性活度的比例时,方法对具有γ衰变的核素采用直接γ能谱法;对纯β衰变核~(90)Sr-~(90)Y,采用了半衰期近似法;对纯β衰变核~(147)Pm,采用了表观冷却时间近似替代法对高放废液样品测量的不确定度约为±15%。测量结果与化学分离各核素测得的结果在误差范围内符合。     

离子色谱法测定放射性废液中Ma^＋

建立了测定放射性废液中Na^＋含量的离子色谱分析法。采用磺酸水杨酸络合废液中大量重金属离子。去除干扰，减少色谱柱的污染；采用高倍稀释来降低放射性废液的强辐照。标准曲线的相关系数为0．9996，检出限为6．61μg/L，峰面积的精密度为1．16％，回收率为97．8％～101．5％。     

低放固体废物包装容器的研制

本文对196号聚酯玻璃钢进行了人工湿热老化、γ辐照及放射性去污等试验,并结合上海地区低放废物贮运特点设计、制造了低放固体废物桶。该桶经1.2m 堕落、荷重耐压试验和初步使用,效果较为满意。     

高放废液玻璃固化工艺冷试验装置的设计和验证试验

设计、安装了一套玻璃固化冷试验装置,作了多轮工艺冷试验,取得了一定的经验。本文介绍了装置的设计参数和工艺冷试验对设备的考验结果。     

放射性废物焚烧炉除尘效果的测定方法

本文介绍了放射性废物焚烧炉除尘效果的测定方法。文中叙述了烟气流速、流量的测定方法和等速采样技术,并给出了焚烧非放废物和模拟放射性废物时的除尘效率和排放烟气中放射性浓度。     

FCo70-YQ型放射源运输容器耐热试验

FCo70-YQ型放射源运输容器是设计用于运输60Co和137Cs的医用放射源运输容器,设计容器最高装源活度60Co不超过12000C(i444TBq),137Cs不超过8000C(i296TBq)。根据国家标准《放射性物质安全运输规程》(GB 11806ˉ2004)的要求,对FCo70ˉYQ型容器进行了耐热试验。试验中测量到容器本体的最高温度为193.9℃,小于容器屏蔽材料铅的熔点温度327.3℃。试验结果证明了FCo70-YQ型容器热工设计满足国家标准《放射性物质安全运输规程》(GB 11806-2004)的要求。     

放射性固体废物旋风焚烧处理的可行性研究

本文介绍了放射性固体废物旋风焚烧处理的可行性研究。根据试验，研究了旋风焚烧炉的结构形式。试验结果表明，在给定的工艺操作条件下，如进口风速≥30m/s、总风量≥210Nm^3/h，废物经过适当破碎与混合的情况下，塑料、橡胶含量高达40％的混合固体废物顺实现完全燃烧；这种焚烧炉具有炉体结构简单、容积热强度高、无需外加燃料预热和助燃、料层中不会出现架桥和熔漏现象、废物前处理相对简单、允许混入少量小型的不可燃物等优点。     

放射性废物管理的现状和展望

本文概述了我国放射性废物管理的现状。对今后放射性废物的管理战略、管理的法规和标准体系、管理机构及处置技术等方面提出了建议。     

我国铀矿地质勘探工程退役后放射性废渣石治理的对策

本文介绍了我国主要类型铀矿床放射性废渣石的特征 ,以及治理区的自然条件、源项特征。根据国外资料和国内的实践经验 ,概述了放射性废渣石治理的基本原则、治理方法、取得的经验和治理效果     

放射性废物的最少化

本文介绍了放射性废物最少化的意义和措施,总结了核电厂实现废物最少化的方法和作用,介绍了法国和美国废物最少化的经验。     

放射性废物管理与辐射防护新进展

本文探讨了近十年来辐射防护的研究进展对放射性废物管理特别是对放射性废物处置所产生的影响及进一步研究的课题。