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高放泥浆研究:I.模拟高放泥浆的配制及性能研究 总被引:5,自引:3,他引:2
依据高放废液化学组分分析结果,配制了模拟高放废液.采用甲酸脱硝模拟高放废液浓缩方法,研究了高放废液及泥浆的物理性质和化学组成,探讨了高放泥浆的形成机理及溶解方法,为高放泥浆的处理处置提供了基础数据. 相似文献
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依据高放废液化学组分分析结果,配制了模拟高放废液.采用甲酸脱硝模拟高放废液浓缩方法,研究了高放废液及泥浆的物理性质和化学组成,探讨了高放泥浆的形成机理及溶解方法,为高放泥浆的处理处置提供了基础数据. 相似文献
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研究了兰州核燃料厂1号高放废液贮槽内高放泥浆层中不同层面泥浆及其离心后高放废液的物理性质和化学组成;探讨了高放泥浆的形成机理及溶解方法;推测了兰州核燃料厂1号高放废液贮槽内泥浆的数量,为高放泥浆的处理处置提供了基础数据。 相似文献
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高放废液贮存设施运行及退役期间往往需要获得代表性的废液样品,分析废液物理特性、化学组分、放射性核素等,满足高放废液安全贮存要求。但以往在高放贮存设施设计时,未充分考虑可靠的废液取样系统,造成在实际的取样过程中多采用直接吊取法、泵直接提取等方式来完成废液取样。吊取法、泵提取等取样方式都存在直接或间接接触高放废液的风险,对人体健康带来危害,且取样量无法精准控制、无法远距离操作等不足之处。本文论述了为使贮罐高放废液取样变得简单易行,对高放废液取样装置进行自动控制设计,从原理、结构进行了详细阐述,实现了集远距离操作、自动清洗一体,降低放射污染,减少人员受照剂量的目标。 相似文献
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高放废液的处理处置是影响核能可持续发展的重要因素之一。从高放废液中萃取分离高释热放射性核素^(137)Cs不仅有利于实现高放废液的安全处置,也可满足^(137)Cs在诸多工业领域的应用需求。研究提出了以杯芳烃冠醚衍生物为萃取剂从高放废液中萃取分离Cs的工艺流程,并分别采用模拟和真实高放废液对流程进行了验证实验。结果表明,模拟高放废液实验中Cs(Ⅰ)的萃取率达到99.9%,热实验中^(137)Cs的萃取率达到99.95%。该工作所提出的工艺流程为进一步开展我国动力堆高放废液处理及^(137)Cs分离提取提供了参考数据。 相似文献
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高放废液玻璃固化体和矿物固化体性质的比较 总被引:14,自引:6,他引:14
对高放废液玻璃固化体和矿物固化体的性能作了比较和分析。矿物固化体较玻璃固化体有下列优势 :体积小、高放废液组分掺入量高、核素浸出率低。高放废液矿物固化体的稳定性分析表明 ,它们十分适合于地下处置库的潮湿和温度变化的环境。虽然单种矿物只能处理部分高放废液组分 ,但多种矿物集合起来可荷载高放废液的全部组分 相似文献
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张威 《核工程研究与设计》2005,(1):38-44
目前在世界上应用玻璃固化技术来处理高放废液的国家有法国、英国、比利时、美国、德国、日本、印度和俄罗斯。其中法国最先将玻璃固化技术应用到高放废液处理的热运行中。他们采用的是回转煅烧炉 感应加热金属熔融罐技术。而美国和德国则开发出另一种处理高放废液的玻璃固化技术:焦耳加热陶瓷熔炉技术。美国是世界上存有高放废液最多的国家。并且已经,正在进行三个项目对其贮存的高放废液进行玻璃固化处理。本文将对美国高放废液玻璃固化技术的发展和应用进行描述。 相似文献
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高放废液的储存安全一直是普遍关注的问题。 1 992年有关专家对我国高放废液储存的主要安全问题进行了讨论 ,也针对是否存在运输的可能性开展过一些初步的工作。提出了两种方案 ,一是高放废液就地固化后再运往处置场 ,二是直接把高放废液运走后再固化。对两种方案的经济性和安全性进行了权衡比较 ,特别是运输的可行性需要开展了深入的分析。法国有高放废液运输的经验 ,德国也曾制定过高放废液运输的方案 ,2 0 0 1年 7月笔者参加的考察组对这两个国家的高放废液固化和运输技术、中低放废物处理处置技术、核设施退役技术和乏燃料后处理技术进… 相似文献
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高放废液玻璃固体化和矿物固化体性质的比较 总被引:8,自引:2,他引:6
对高放废液玻璃固化体和矿物固化体的性能作了比较和分析。矿物固化体较玻璃固化体有下列优势;体积小、高放废液组分掺入量高、核素浸出率低。高放废液矿物固化体的稳定性分析表明,它们十分适合于地下处置库的潮湿和温度变化的环境。虽然单种矿物只能处理部分高放废液组分,但多种矿物集合起来可荷载高放废液的全部组分。 相似文献
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本文介绍了高放废液岩石化的发展情况。这项高放废液处理技术经过十年的研究已发展到中试规模,并具备多种工艺,是一项有发展前途的高放废液处理技术。 相似文献
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我国高放废液中铯分离研究进展 总被引:2,自引:2,他引:0
由于高放废液的放射性强、毒性大、组成复杂,从高放废液中分离铯是一个世界性难题。多年来国内外研究者一直在探索研究从高放废液中分离铯的方法,开发适合工业应用的铯分离技术,以解决从高放废液中分离铯的难题。一方面,我国现存的生产堆高放废液,浓缩倍数大、盐分高、放射性强,长期贮存风险大,需要进行妥善处理;另一方面,随着我国核电的快速发展和民用核燃料后处理的工业化,动力堆高放废液的处理问题也日益突出。针对这些需求,我国科技工作者们开展了大量从高放废液中分离铯的研究工作,取得了系列研究成果。近几十年来我国主要开展了离子交换、萃取色层和溶剂萃取分离高放废液中铯的研究,先后开发了亚铁氰化钛钾离子交换分离工艺以及杯芳烃冠醚萃取分离工艺,并进行了热实验验证以及台架实验。杯芳烃冠醚从高放废液中萃取分离铯的工作不但具备了工程应用的技术条件,也走在了世界前列。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2004,(1)
高放废液的总氧化物是指单位体积高放废液中所含的金属元素以及S、P等不挥发非金属元素可形成氧化物的总量。总氧化物的多少对单位质量的玻璃固化体可处理的高放废液体积(包容量)和玻璃固化工艺有一定影响,是一个重要数据。一般的测定方法是将单位体积的高放废液蒸发、高温灼烧 相似文献
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认为从中国高放废液中分离超铀元素是可行的,中国发展的TRPO流程可得到适合于地表贮存需要的去污系数值。概述了TRPO流程的研究和发展,给出了流程简图。中国现有的浓缩高放废液具有很高的盐分,当它和TRPO萃取剂接触时会出现三相。若把浓缩高放废液稀释2~3倍,再用TRPO萃取便可消除三相,并已在初步实验中显示出很好的效果。从高放废液中分离锶和铯也是可行的,分离流程正在研究中。从废液中分离超铀元素和长寿命放射性核素,为中国高放废液的处置提供了一种新的替代方法。这种分离处置方法,可以大大减少需要玻璃固化、深地层处置的高放α废物量,进而能大大节约废物的处置费用。 相似文献