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核电站反应堆和乏燃料水池冷却处理系统(PTR)及设备冷却水系统(RRI)中使用的板式换热器,结构复杂,运行过程中放射性热点易淤积在导流函道及沟槽等死角位置,放射性去污难度较大,业内以作为放射性固体废物处理为主。板式换热器作为高价值专用设备,大量污染报废给成本管控和放射性废物最小化管理带来了较大的压力。针对上述问题,红沿河核电厂实践探索了“放射性污染板式换热器去污方法”,采用“化学去污+泡沫去污+可剥离膜去污”分段去污方法开展试验,经去污后的换热器表面污染水平均小于0.4 Bq/cm2,4个阶段累计去污率约为99.80%,193片放射性污染板式换热器全部实现复用。 相似文献
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《中国核科技报告》1997,(1)
用4~6周龄的苏州三元白猪活体进行皮肤去污实验。用SM系列去污剂按标准程序对液体放射性沾染进行即刻去污,结果为:对~(131)Ⅰ的去污效率K=97.7%(去污因子DF=43.5);对~(90)Sr/~(90)Y,MFP及U TRU的K>99%(DF>100);对~(137)Cs的K=99.9%(DF=1000)。污染滞留3h后对各种核素的DF=27~67(K=96.3%~98.5%)。MFP初始污染强度由20s~(-1)·cm~(-2)增至300s~(-1)·cm~(-2),即刻去污的DF值由20增至173,去污后残留活度一般不大于10Bq·cm~(-2),不需作进一步的去污处理。对放射性尘埃造成的皮肤沾染,滞留4h后DF=57~1000(K=98.2%~99.9%)。SM系列去污剂为中性液体或膏剂,对皮肤无刺激作用。用于核工业正常运行及事故情况下人员的皮肤去污,操作简便快捷,可望获得满意的去污效果。 相似文献
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提出了对原子能院钚污染废水的处理方案。该废液是含有~(239,240)Pu、~(241)Am等α核素的一种去污废液,其α放射性水平约1×10~5Bq/L,不能直接送弱放废水处理车间处理,并已经大罐贮存17年。通过实验室研究对方案中的处理方法加以验证。实验结果表明:在合适条件下,采用化学絮凝沉淀,P301型无机材料吸附或者D001-CC大孔阳离子交换树脂离子交换任何一种方法,经过一级处理,都能使钚污染废水的α放射性水平降低到3.7×10~3Bq/L以下,从而可以满足送往弱放废水处理车间的要求。 相似文献
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本文介绍了用中和沉淀法处理包头市放射性废物库积存的放射性废水的方法和结果。根据文献调研,确定采用强碱NaOH(10mol/L)中和废水使放射性物质沉淀,虹吸上清液于库内日光蒸发。室内试验及实际废水处理结果表明,所确定方法简便易行,废水中总放射性去污效率对总α为99.35%,总β为96.17%,上清液蒸干后未发现对蒸发地造成放射性影响。 相似文献
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本文研究了RO(reverse osmosis)对~(141)Ce,~(51)Cr,~(134)Cs,~(103)Ru,~(100)Ru,~(131)I等核素的去除率及表面活性剂对膜性能的影响。对实际反应堆废水,洗衣房放射性废水进行了RO组件运行考查。其总β放射性去除率为98%。对三种预处理(布袋式过滤,蜂房式过滤和臭氧氧化)和膜清洗(酸洗,臭氧+酸溶液和海棉球清洗)方法进行了试验。 相似文献
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模拟放射性废水的超滤+反渗透处理工艺 总被引:2,自引:0,他引:2
研究了超滤 反渗透(UF RO)新工艺在含钚低水平放射性废水处理中的应用,膜分离系统采用中空纤维式超滤和卷式反渗透联合组件.实验探索了不同工艺参数对废水处理的去污效率和体积减容倍数的影响,结果表明,作为新型膜分离系统,在料液pH=10时其去污效率达到99.94%,体积减容倍数达到12.5,为放射性废水的体积最小化提供了新的处理工艺. 相似文献
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用4~6周龄的苏州三元白猪活体进行皮肤去污实验。用SM系列去污剂按标准程序对液体放射性沾染进行即刻去污,结果为:对~(131)I的去污效率K=97.7%(去污因子DF=43.5);对~(90)Sr/~(90)Y,MFP及U TRU的K>99%(DF>100);对~(137)Cs的K=99.9%(DF=1000)。污染滞留3h后对各种核素的DF=27~67(K=96.3%~98.5%)。MFP初始污染强度由20s~(-1)·cm~(-2)增至300s~(-1)·cm~(-2),即刻去污的DF值由20增至173,去污后残留活 相似文献
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本文研究了实验室合成的交换剂钛酸钠(ST)对模拟高放废水中锕系和裂片核素交换速度、吸附分配比和交换容量等交换性能,研究了某些阳离子及络合剂和辐照对其交换性能的影响。用ST 柱对实际的总β比活度为1×10~(-6)Ci/1的弱放废水进行的去污实验表明:在180床体积和1180床体积流出液中 Sr 的去污因数分别大于10~(↙)和10~(3);再经天然沸石柱和大孔阴离子交换树脂柱分别对 C_s和 Co 进一步去污,废水的总β比活度降至1×10~(-10)Ci/1,接近排放水平(7×10~(-11)Ci/1)。 相似文献
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采用单级亚铁氰化铜(CuFC)吸附-微滤工艺去除实验模拟废水中的~(137)Cs,研究废水中~(137)Cs初始活度浓度(C0)、吸附时间、pH值、竞争离子以及CuFC投加量对去污因子的影响。分别用去离子水、地表水和海水配制模拟废水,当模拟废水中~(137)Cs的初始活度浓度分别为4.24×10~5、2.84×10~5、2.84×10~5 Bq/L,吸附时间为90min,pH值为7,CuFC投加量为80 mg/L,不投加竞争离子时,本工艺的去污因子分别达到2.06×10~4、1.62×10~4和9.36×10~1,说明CuFC吸附-微滤工艺是一种高效的含~(137)Cs废水处理工艺,且具有可观的应用前景。 相似文献
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《核动力工程》2013,(6)
根据高通量工程试验堆产生的低放废水中离子核素的特点,采用新型膜组合工艺分离技术进行高效处理试验堆低放射性废水的研究。通过配制含有Cs+、Sr2+、Co2+、Ni2+、Fe3+的低浓度模拟废水,依次研究压力、离子浓度、pH值、乙二胺四乙酸二钠(EDTA)等因素对膜处理模拟废液中各金属离子脱盐率的影响。实验结果表明:模拟废水在pH值等于7,加入1:2.5的0.15 mol/L EDTA条件下,用超滤-反渗透(UF-RO)膜组合工艺处理时,Cs+、Sr2+、Co2+、Ni2+、Fe3+的脱盐率均达到95%以上;放射性蒸残液用EDTA螯合后,通过UF-RO-RO处理,去污效率可达到95.7%。 相似文献
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为了研究反渗透对放射性废水中核素的截留性能,在小型装置上对配制的含钴模拟废水进行处理实验.结果表明,反渗透对钴的截留率受操作压力和回收率的影响甚小,与反渗透脱盐率也没有直接的关系.在实验条件下,反渗透对废水中钴的截留率达95%以上,能够满足处理核动力装置放射性废水的需要. 相似文献
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本文简要介绍了 LOMI 去污技术的研究,其中包括某些基础性试验研究及试剂制备;去污剂的脱膜效率、腐蚀速率试验;对 PWR 模拟污染部件的去污试验以及放射性废水的处理方法等。试验证明 NP/LOMI 去污技术和本文研究的废水处理技术应用于 PWR 是可行的,并具有一定的优越性。 相似文献
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介绍了放射性去污废液中有机物的主要产生来源,总结了放射性去污废液中有机物对废液处理及最终处置的不利影响.对处理放射性去污废液中有机物常见的几种方法,如传统化学氧化、光化学氧化、电化学氧化等进行了阐述和比较,同时对我国放射性去污废液中有机物的现状提出了建议. 相似文献