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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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核电厂低中放废树脂处理工艺 总被引:3,自引:0,他引:3
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。 相似文献
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放射性废离子交换树脂特种水泥固化体的微观结构分析 总被引:2,自引:0,他引:2
研究了特种水泥 (ASC)树脂固化体的微观结构。用压汞实验比较了ASC特种水泥的树脂固化体和普通硅酸盐水泥 (OPC)固化体多孔性能 ,通过电镜扫描 (SEM )观察比较了ASC和OPC的微观晶体结构。分析结果发现ASC水泥固化体具有较好的孔形结构 ,这是ASC固化体浸出率低的原因 ;ASC水泥固化体晶体呈针状结构 ,OPC水泥固化体晶体呈片状结构 ,针状结构的力学性能和结构强度要比OPC的片状结构好 ,该结构是ASC固化放射性废树脂包容量大、强度高的根本原因。 相似文献
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为了获得低放废物处置过程中重点关注放射性核素的活度浓度信息,选择TRU树脂作为分离纯化材料,结合液闪测量法,建立了废树脂样品中55Fe的快速分析方法。该方法Fe的化学回收率为87.23%,最小可探测比活度为11.43 mBq/g。 相似文献
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以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率(FDF)定量化。结果表明:在所有工况下总的FDF为2.05×10-9/(堆•年),远小于堆芯的损伤频率(约2.41×10-7/(堆•年));即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率(约2.38×10-8/(堆•年))低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池(SFP)事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。 相似文献
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以福建福清核电厂一期工程乏燃料水池为研究对象,对可能威胁乏燃料水池安全的内部始发事件进行了概率安全分析。评价了乏燃料水池中燃料元件损坏的风险,并将实施应急补水及液位连续监测这两项设计改进后的定量化结果与改进前的定量化结果进行比较分析。结果表明,改进项的实施明显降低了乏燃料水池燃料元件损坏的风险。 相似文献
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核级放射性树脂是核电站主要的放射性固废来源之一,在国家对核电站放射性废物实施最小化管理的状况下,有必要通过一系列的措施对核级树脂进行优化管理,在废液源头控制、树脂选型、运行指标控制、废物管理方面进行改进,尽可能减少放射性固体废物的数量。 相似文献
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采用硫铝酸盐水泥固化模拟放射性废树脂,研究水胶比对浆料流动度、凝结时间和固化体抗压强度的影响,同时探讨萘系减水剂UNF-5的作用。研究结果表明:水胶比由0.25增至0.35时,流动度呈线性增加,由228 mm增至280 mm;凝结时间延长,初凝和终凝时间分别由3.0 h和9.3 h延长到4.6 h和10.4 h;抗压强度呈线性降低,28 d抗压强度由19.8 MPa降至13.5 MPa。UNF-5掺量增加时,流动度呈线性增加,凝结时间先缩短后延长,抗压强度先增加后降低。当UNF-5掺量为0.05%~0.10%时,流动度为200~225 mm,初凝时间为3~4 h、终凝时间为11~12 h,28 d抗压强度为21.1~21.7 MPa。 相似文献
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本文在分析了国际乏燃料后处理设计思路、工艺流程、相关关键技术、建造过程和运营经验的基础上,结合我国乏燃料后处理技术现状以及相关配套,就我国乏燃料后处理大厂的建设提出初步的思考. 相似文献
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以CASTOR 1000/19干式贮存容器装载田湾核电站六角形乏燃料组件为例,研究六角形乏燃料干式贮存的临界安全问题。基于新燃料假设,应用MONK9A程序对贮存容器满装载乏燃料进行不同工况下keff的计算。计算结果表明:正常工况下,keff远小于临界安全限值,是临界安全的;事故工况下,当235U富集度大于3.15%时,系统存在临界安全风险,须减少乏燃料装载量来确保临界安全。考虑燃耗信任制后,采用相同的模型计算得出贮存容器满装载的参考装载曲线,按此曲线要求装载能确保所有工况下的系统临界安全。采用燃耗信任制技术提高了贮存容器的利用率。该研究可为田湾核电站采用乏燃料干式贮存方案提供依据。 相似文献
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乏燃料运输容器二维辐射屏蔽优化分析 总被引:1,自引:0,他引:1
智能辐射屏蔽优化设计软件平台是基于遗传算法程序和一维离散纵标程序ANISN而开发的一维多目标屏蔽优化程序。使用该程序对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽优化设计,构建了乏燃料运输容器多目标优化辐射屏蔽设计的计算模型,对乏燃料运输容器重量和外部剂量率进行了优化计算,并使用蒙特卡罗程序MCNP/4C进行校核计算。优化后乏燃料运输容器重量为原来的81.1%,剂量率下降到原来的65.4%以下。该程序计算结果与MCNP/4C校核计算结果最大偏差小于5%。计算结果证明了优化设计方案的可行性并验证了该程序计算的正确性。 相似文献
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压水堆核电站二回路乙醇胺(ETA)工况下加入十二胺(DDA)的复合加胺工况,可大幅减少蒸汽发生器(SG)中的淤渣沉积量,是一种前景广阔的二回路水质调节方式。但DDA可能会污染凝结水精处理树脂。为此,本文选用3种树脂,在25、40、55 ℃下进行DDA和ETA+DDA的系列污染试验,并在25 ℃下进行ETA+DDA的循环污染试验。结果表明:阳离子交换树脂更容易受到DDA污染,随着DDA浓度的增加,树脂污染加重,工作交换容量下降。ETA的加入会加重树脂污染,ETA+DDA对树脂的污染具有协同效应。DDA对树脂的污染主要表现为树脂孔隙堵塞及范德华力吸附共同作用的结果。被DDA污染的树脂再生困难,需要探讨新型复苏工艺。从树脂耐污染浓度与耐污染次数来看,DOWEX MONOSPHERE 650C (H)/MONOSPHERE 550A(OH)树脂与DDA之间的相容性更好,在ETA+DDA工况下可作为电厂凝结水精处理树脂选型的参考。 相似文献