气隙式膜蒸馏处理低放废液

低放废液在放射性废液里占有很大的比例,我国制定了严格的排放标准,尤其是对内陆核电站,需要选择更高效的处理技术,有必要研究膜蒸馏处理低放废液后的净化效果。基于气隙式膜蒸馏装置研究对模拟低放废水中微量的Sr~(2+)和Cs+的净化效果,以及温差和流速对净化效果的影响,对某乏燃料后处理厂里的低放废液进行处理。结果表明:膜蒸馏装置对微量的Sr~(2+)和Cs+平均截留率均大于99.99%,去污因子可以达到104量级以上;流速和温差对膜蒸馏装置的净化效果基本没有影响;对没有进行任何预处理后处理厂的低放废液,膜蒸馏装置连续处理4天多,处理后的馏出液的平均总α活度浓度为0.04Bq/L,平均总β活度浓度为15.13Bq/L,远低于该厂的排放标准。     

20 中国原子能科学研究院低放废液管网系统更新改造工程环境影响研究

中国原子能科学研究院低放废液管网系统更新改造工程属于三废治理专项项目，设计服务寿期30年。本研究工作经对该项目工程的分析，依据国家相关法规要求，对其新改造过程及其建成运行期间的环境影响进行了评估。主要结论如下。     

三种碳-11标记的苯乙胺衍生物的合成与生物分布研究

通过氨基甲基化的方法用碳-11甲基标记了N-甲基苯乙胺、N-甲基间羟基苯乙胺和N-甲基酪胺三种化合物,评价了放射性核素标记的三种化合物在昆明小鼠体内的生物分布特征。合成结果显示,[11 C]-N-甲基苯乙胺合成包括HPLC分离总耗时约30min,放化产率为25%、放化纯度98%,[11 C]-N-甲基间羟基苯乙胺合成包括HPLC分离总耗时约25min,放化产率为13%、放化纯度97%,[11 C]-N-甲基酪胺合成包括HPLC分离总耗时约25min,放化产率为28%、放化纯度98%;小鼠体内生物分布结果显示:三个标记物在各测定时间点小鼠靶器官心肌的摄取均比肺、肝、脾、肾等非靶器官的摄取低,心肌摄取与肌肉摄取相近。注射后10min时[11 C]-N-甲基苯乙胺的心与肺放射性摄取比为1/2.08、心与肝为1/2.94,[11 C]-N-甲基间羟基苯乙胺的心与肺放射性摄取比为1/2.56、心与肝为1/2.76,[11 C]-N-甲基酪胺的心与肺放射性摄取比为1/1.85、心与肝为1/5。以上结果提示,碳-11甲基标记N-甲基苯乙胺、N-甲基间羟基苯乙胺和N-甲基酪胺的合成方法虽然简单,但是心肌靶向性差,不适用于核素心肌显像。     

混凝剂预处理非工艺低放废水研究

我国后处理工业示范厂和后处理大厂产生的非工艺低放废水具有年产生量大、成分复杂、污染核素种类多等特点。针对后处理非工艺低放废水的特点,初步探究了使用混凝剂处理非工艺低放废水的可行性。研究用非离子型聚丙烯酰胺（NPAM）为助凝剂,比较了聚合氯化铝（PAC）、聚合硫酸铁（PFS）、阴离子型聚丙烯酰胺（PAM）3种混凝剂对模拟非工艺低放废水中总有机碳（TOC）的去除效果。通过正交实验探讨了混凝效果的影响因素。结果表明：聚合氯化铝对模拟非工艺低放废水的混凝效果最佳,混凝剂的投加量是影响混凝效果的主要因素。当混凝剂和助凝剂的加入量分别为348 mg/L和24 μg/L、混凝时间为30 min、pH=5时,得到去除模拟非工艺低放废水中TOC的最优方案,TOC去除率达到24%。     

超顺磁性氧化铁纳米粒子SPION-dopa-PEG-DOTA/RGD的~(64)Cu标记、纯化及生物分布

对64 Cu标记超顺磁性氧化铁纳米粒子SPION-dopa-PEG-DOTA/RGD的标记及纯化条件进行探索,并根据其在小鼠体内的生物分布研究结果,揭示其主要的代谢方式。通过对标记过程中配体浓度、温度、时间等条件的改变,探究64 Cu标记SPION-dopa-PEG-DOTA/RGD的最优条件;并采用二乙基三胺五乙酸(DTPA)螯合标记混合物中游离的64 Cu,经PD-10柱纯化后得到放化纯较高的标记物;采用快速薄层层析法测定标记物的标记率和放化纯;分别测定了标记物的体外稳定性和脂水分配系数;将64 Cu标记的氧化铁纳米粒子经尾静脉注射到正常鼠的体内,分别于注射后不同时间点取各脏器,称重、测定放射性计数率,计算每克组织的百分注射剂量率(%ID/g)。经条件优化后得到的64 Cu-SPION-dopa-PEG-DOTA/RGD的标记率为63%,PD-10柱纯化后放化纯大于95%,水溶性良好,且放化纯在标记后12h内在磷酸盐缓冲液和人血清白蛋白中表现出了较高的稳定性;动物体内生物分布实验显示,该标记物在小鼠体内主要经肝脏代谢,肾脏排泄,血液中放射性清除较快。该标记物可用于后续的PET/MRI双模态显像的研究。     

中草药有效成分的氚标记

分别采用氚水交换与低负压气液交换2种标记方法,标记了中草药的3个有效成分:栀子苷元、乙酰阿卡宁和绿原酸;经TLC和HPLC分离分析,放化纯度均＞95%,比活度分别为5.97、3.24和470 GBq/g.以上结果表明,氚水交换法及低负压气液交换法成功标记了含活泼双键的中草药有效成分.     

载钯硅藻土的制备及其吸放氢性能研究

采用PdCl2溶液以浸渍还原法制备了载钯硅藻土复合材料(Pd/K),并对Pd/K复合材料中钯的分布状态,以及Pd/K复合材料的p-C-T曲线、热力学、动力学及循环吸放氢性能进行了研究。结果表明:与纯钯相比,载钯硅藻土样品吸氢量有所降低,吸放氢平台压稍有升高,平台斜率增大,其吸氢速率比纯钯的高1倍以上;吸放氢焓变值降低,熵变值升高。经2000次吸放氢循环后,载钯硅藻土的样品饱和吸氢量和吸氢速率未改变,粉化率为3.6%(质量分数)。     

11C/18F-乙酸盐在CFN-MPS200上的自动合成

采用CFN-MPS200多功能合成模块分别进行11C-乙酸盐(11C-Acetate)和18F-乙酸盐(18F-Acatate)合成,并用TLC法和HPLC法进行质量分析。将11CO2释放到1.0 mol/L甲基溴化镁的四氢呋喃溶液中,2 min后用1 mol/L盐酸水解,反应液经ON Guard-Ag、ON Guard-H柱纯化后,再经PS-OH柱吸附,用生理盐水淋洗,最后由CM柱纯化并经无菌滤膜过滤得到11C-乙酸盐;合成时间约为10 min,不校正放化合成产率(53.5±5)%(n=6)。18F-与溴代乙酸苄酯发生取代反应,经C-18柱吸附去除杂质后洗脱,碱水解后经IC-H、PS-2、氧化铝柱纯化后通过无菌滤膜得到产品18F-乙酸盐;合成时间为40 min,不校正放化合成产率(20.2±5)%(n=5)。分别对两类化合物进行TLC和HPLC分析,以95%乙腈水溶液(V∶V)为TLC的展开剂,比移值Rf分别为0.31 min与0.60 min,放化纯度大于99%;HPLC进样质控,紫外检测器和放射性检测器的出峰时间均在2.3~2.4 min之间,化学纯度和放化纯度大于99%。11C-乙酸盐和18F-乙酸盐的合成均由CFN-MPS200多功能合成模块自动合成,过程简单,合成产率稳定,放化纯度和化学纯度高,可以满足临床使用。     

热处理对LaNi4.25Al0.75/SiO2复合材料储氢特性的影响

采用气相二氧化硅法制备了LaNi_4.25Al_0.75/SiO₂复合材料。研究了该复合材料经不同温度（473～1 073 K）热处理后的相组成、形貌及吸放氢p-C-T曲线、吸氢动力学性能和吸放氢循环性能。结果表明,随着热处理温度的升高,LaNi_4.25Al_0.75/SiO₂复合材料吸氢量减少,平台压升高,平台斜率略有增加,而动力学性能并无显著变化。经60次吸放氢循环后,经不同温度热处理后的样品均未出现粉化现象,且与未循环样品储氢性能基本保持一致。     

碘标锰卟啉及其小鼠体内分布

通过131I标记锰卟啉(MnTBAP)探讨锰卟啉在小鼠体内的分布代谢。采用Iodogen法对锰卟啉进行131I标记;以聚酰胺薄膜为支持介质、生理盐水为展开剂,测定标记物的标记率和放化纯度;KM小鼠尾静脉注射131I-MnTBAP(每只185kBq,n=6),分别于注射后5、10、30、60、120、240、1 440min取各脏器,称重、测定计数率,计算每克组织摄取注射剂量的百分率(%ID/g)。结果表明,131I-MnTBAP标记率达96.3%,其放化纯在标记后2、24、48h分别为96%、95%、94.5%;动物实验显示131I-MnTBAP在小鼠体内广泛分布,主要经肝和肾脏进行代谢,肝、肾的放射性摄取在注入后5min时分别为8.34%ID/g、12.23%ID/g,4h时则分别下降为0.34%ID/g、0.73%ID/g,血液中放射性清除较快,注入后5min时血液中放射性摄取为5.55%ID/g,4h为0.86%ID/g。因此,碘标记锰卟啉的标记物体外稳定,体内主要经肝、肾代谢,可用于进一步的微量示踪研究。     

放射性污染土壤分拣减容装置研发

放射性污染场地整治及修复工作是保障核工业健康可持续发展的重要支撑。针对某典型区域放射性污染土壤的处理需求，开展源项分析和分拣机理实验，确定放射性污染土壤分拣减容工艺方案及装置设计指标，设计了一种新型放射性污染土壤分拣减容装置。该装置可实现放射性污染土壤的烘干、筛分、在线检测及按处置需求分离等功能。性能验证结果表明，其对放射性污染土壤中137Cs的理论检出限为20.7 Bq/kg，处理能力可达106 kg/h，满足设计指标。该装置有望在后续工程实施中实现某典型区域部分污染土壤从低放射性废物向极低放射性废物或极低放射性废物向免管废物的降级。本研究可为放射性污染土壤处理工作的工艺设计及工程验证提供理论指导和实验基础。      

矿产资源开发利用放射性固体废物数据库管理系统

放射性核素会与一些矿产资源如锆、铁、独居石、钨、铍等伴生,随着矿产资源开采、精选、冶炼、加工过程,放射性核素会在不同的原料、中间产物、产品和废弃物中分离和富集,形成放射性废物。放射性废物会对人体和环境造成危害,为了保障放射性环境的生态安全,我们通过调研和实地检测后从基本理论、技术和管理等方面考虑,总结出矿产开发利用相关企业放射性废物管理的要求,开发出了一套放射性固体废物数据库管理系统,跟踪废物来源、放射性固体废物处置和回收利用的全过程,从而使放射性废料安全可控。同时分析了废弃物产生流程、处置流程、回收流程的逻辑关系,开发了废弃物基本信息、处置回收数据库和操作系统,并实现多厂地同时管理使用以及有关人员对各个厂地数据的查询和管理功能。该系统有助于提高矿产资源开发利用相关企业的放射性废物管理水平,对防治核辐射污染、实现辐射防护的优化设计和放射性废物的最小化管理有重大意义。     

Immobilization of 137Cs and 60Co in concrete matrix. Part 2: Mathematical modeling of transport phenomena

There are two fundamental issues that must be addressed in an attempt to isolate low-level waste in a disposal facility on land. The first is the isolation of waste from water, or hydrologic isolation. The second is prevention of radionuclide leakage from the disposal facility, or radionuclide migration. We have investigated here the latter modified scenario. Transport phenomena involved in the leaching of a radioactive material from a cement composite matrix have been investigated using an empirical method employing a polynomial equation. The results presented in this paper are examples of the results obtained from a 25-year mortar and concrete testing project, which will influence the design of the engineered trench system for a future central Serbian radioactive waste storage center.     

核电站放射性废物混合固化处理可行性研究

基于放射性废物的减量化处理,开展了重水蒸汽回收系统产生的失效干燥剂与浓缩液混合固化冷试配方研究。研究结果表明,混合固化可以实现放射性废物的减容处理,失效干燥剂和浓缩液混合固化的总废物体积包容量为119.1%。     

Development of a γ-ray Measurement System of Radioactive Wastes

According to the criteria of radioactive wastes, intermediate and low-level radioactive solid waste produced in nuclear fuel recycle must be characterized for near surface disposed. For this purpose, a special y-ray measuring system used for classifying low or medium-density drummed radioactive wastes was developed. The system consists of three sets of high purity germanium detectors with multi-channel analyzers. When the system works, waste drums rotate on axial and divided into three segments on radial.     

Development of Adsorption Process for NOx Recycling in a Reprocessing Plant

A large amount of NOx, which is used in a reprocessing plant mainly as an oxidizing agent of Pu³⁺, eventually results in the formation of low-level radioactive sodium nitrate waste. Since NOx is generated by the reaction of sodium nitrite and nitric acid, non-radioactive sodium nitrate is also formed as a by-product. In order to reduce the amounts of radioactive and non-radioactive sodium nitrate wastes, a new method was examined to recover NOx for recycling from the off-gas of the denitrator of uranyl nitrate solution. Fundamental and consequent bench scale experiments showed that the vacuum pressure swing adsorption method, using combined silica-gel and clinoptilolite for water vapor removal and pentasil zeolite for NOx recovery, is applicable for this purpose.     

Radioactive Waste Treatment and Disposal：Study on Treatment of Rinsing Waste of Film Evaporator for Bituminization

A factory was founded in 1984 for evaporator bottom waste bituminization. The hot demonstration has been implemented smoothly based on cold run many times. This project is the first one adopting bituminization technics to treat evaporator bottom of low-level radioactive water. However,     

膜技术处理低浓度放射性废水研究的进展

介绍了目前国外采用膜技术处理低浓度放射性废水 (LLLW )研究的情况。内容包括铁絮凝沉淀 超滤、水溶性多聚物过滤 (PF)、化学预处理 微滤法、电化学离子交换法 (EIX)、支撑液膜法 (SLMs)、膜蒸馏法 (MD)等方法     

美国放射性废物最终处置政策及技术路线

反应堆安全和核废物安全处置被认为是影响今后核能事业发展的两大障碍。自１９８０年以来，美国颁布了３个关于核废物处置的政策法令，对放射性废物的安全处置的要求及责任做出了明确规定。文章介绍了美国放射性废物处置的政策、技术路线及现状。对乏燃料及高放废物的处置，美国采取了比较慎重的态度，进行了各种方案的比较，虽然已有基本轮廓，但仍在探索之中。文章还介绍了高放废物处置中存在的一些有争议的重大问题和倾向性意见。     

一体化废树脂/水界面测量系统研发

目前,国内外尚无针对废树脂/水界面测量的仪表。本文提出了一种基于磁致伸缩原理,采用驱动装置作为辅助手段的废树脂/水界面测量方法,进行了测量系统的总体设计,设计了相应的测量系统,并对设计的系统进行了试验验证。测试结果表明,测量系统实现了废树脂/水界面的测量功能,且具有测量精度高、小型化、模块化、提升速度可调、易于安装、检修方便的特点。该系统的成功研制解决了废树脂/水界面测量的难题,在放射性废液处理过程中值得推广和应用。