反渗透法处理低放废水

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。     

反渗透法处理低放废水

本文研究了RO(Reverse Osmosis)对~(141)Ce,~(51)Cr,~(134)Cs,~(103)Ru,~(106)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。     

低放废水蒸残液的水泥固化

本文报道了低放废水蒸残液的水泥固化基础配方及其固化体性能的研究结果。结果表明，水泥浆的流动度、初凝时间均随水灰比、盐灰比的增大而增大，抗压强度则随其增大而降低。推荐的两个固化配方流动度达０．２０ｍ以上，固化体抗压强度大于９ＭＰａ，４２ｄ时总β和（１３７）￣Ｃｓ累积浸出分数在无添加剂时分别为（１．９—２．４）×１０￣（－１）和（１，５—２．４）×１０￣（－１）ｃｍ；添加１５％（ｗｔ）斜发沸石（剂灰比＝０．１５）时分别为７．２×１０￣（－３）和１．０×１０￣（－２）ｃｍ。     

絮凝沉淀处理含盐量较高的铀、钚低放废水

针对含盐量较高的低放废水开展了絮凝沉淀处理技术研究.结果表明,钚在碱性条件下可被有效去除,增大絮凝剂投加量及降低废水初始pH可以提高铀的絮凝效果.pH的控制是获得铀的高去除率的关键.当Fe2 投加量为100 mg/L、废水初始pH为6时,铀的去除率可达95.5%以上.采用两次絮凝沉淀的方法,第二次沉淀时调节pH<7.0,Fe2 投加量控制在80 mg/L左右,可以使出水铀质量浓度降到10 μg/L以下.     

低放废液组合膜分离工艺研究

针对核设施运行和退役产生的低放废液源项情况和反渗透膜分离技术处理工艺,在反渗透技术处理放射性废液的研究和应用基础上,提出采用由叠片式过滤器加上超滤或微滤组成的预处理系统取代传统的反渗透预处理系统,设计了废液组合膜分离工艺系统。     

科研实验产生的低放废水处理工艺设计

为使放射性科研实验产生的低放废水满足国家排放的有关规定,实现废物的最小化,减少排放量,新建了一套低放废水的处理装置,工艺设计考虑了处理含多种核素废水的适用性、经济性、运行维修简捷性,引入超滤膜处理的新技术,采用絮凝、超滤、离子交换相结合的间歇式处理工艺,并能实现离子交换循环处理的功能。装置建成后,进行稳定元素Co、Sr的模拟废水处理实验,结果表明,对Co去除率达到99%以上,Sr降到检测限以下,达到了废水处理要求和国家的排放规定。     

ICP—MS测定低放废水中的^99Tc

针对中国原子能科学研究院的低放废水处理过程中^99Tc的分析,研究建立了甲乙酮萃取／ICP－MS测量^99Tc的方法。应用建立的方法首次测量了低放废水处理过程中原水、絮凝水、排放水中^99Tc的含量,并计算出絮凝工段、蒸发工段对^99Tc的净化系数。作为比较,还用反康普顿Ge(Li)γ谱仪测量了其它放射性核素和用切连科夫液闪直接计数法测量了^90Sr-^90Y的含量。     

ICP-MS测定低放废水中的~(99)Tc

针对中国原子能科学研究院的低放废水处理过程中99Tc的分析 ,研究建立了甲乙酮萃取 /ICP MS测量99Tc的方法。应用建立的方法首次测量了低放废水处理过程中原水、絮凝水、排放水中99Tc的含量 ,并计算出絮凝工段、蒸发工段对99Tc的净化系数。作为比较 ,还用反康普顿Ge(Li)γ谱仪测量了其它放射性核素和用切连科夫液闪直接计数法测量了90 Sr 90 Y的含量     

浅谈低放废水处理设施退役的环境影响评价

本文针对我国核设施配套的低放废水处理设施退役阶段环评工作的重点和难点进行了论述,针对该类设施退役过程中的主要环境影响因子及其评价标准,通过工程分析和可能的环境影响后果预测,总结了一套适用于同类工程退役阶段环境影响评价的方法,可以为同类工程提供参考。     

浅谈低放废水处理设施退役的环境影响评价

本文针对我国核设施配套的低放废水处理设施退役阶段环评工作的重点和难点进行了论述,针对该类设施退役过程中的主要环境影响因子及其评价标准,通过工程分析和可能的环境影响后果预测,总结了一套适用于同类工程退役阶段环境影响评价的方法,可以为同类工程提供参考。     

低水平放射性废物的混合

介绍了美国低水平放射性废物混合的现状及其4种混合方案,提出了在我国实施放射性废物混合的建议。     

芬顿氧化法预处理放射性废离子交换树脂

为了对放射性废树脂进行预处理,使用芬顿试剂对其进行了氧化降解预处理实验研究。通过正交试验获得了实验操作的合理条件：当过氧化氢的初始浓度为4.0 mol/L、亚铁离子的初始浓度为20 mmol/L、反应时间为4 h、反应温度为95 ℃、溶液的初始pH值为2.5时,该法对3种不同的含铀废湿树脂(50 g)均有理想的降解效果。反应进行2 h后废树脂被完全分解,残液中化学需氧量(COD)的去除率达97%以上,由8.0 ～10.0 g/L降至0.2～0.3 g/L,且吸收液中铀含量无明显增加。实验结果表明,芬顿试剂对放射性废离子交换树脂有较好的氧化降解效果。     

浅谈极低放射性废物

介绍了国际国内极低放射性废物的定义以及活度上限值的确定依据,并介绍了国内外的处置方法,以期对我国的放射性废物分类管理、审评和监督有所帮助。     

极低水平放射性废物测量系统模拟设计

为满足放射性废物快速准确分拣和解控测量的需求,采用MC理论与实验结合方式设计了一套极低水平放射性废物测量系统。实验建立本底计数率与探测器入射窗面积的关系,以此推算拟设计系统存在10 mm铅屏蔽下的本底计数率;利用¹⁵²Eu放射源建立解控水平下最小可探测活度与钚γ射线发射率和系统计数率之间的关系。模拟研究与实验验证表明,设计系统的探测效率不低于30%,本底计数率低于10 500s^-1;当测量时间为1000s,系统对15 kg废物包的MDA优于300 Bq/kg。     

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。     

低放辐照工程退役的辐射环境监测

采用室内外X-γ剂量率、室内β表面污染水平、样品取样及活度浓度分析等方法对某地需退役的低放辐照工程的辐照室、废物坑、废水池及其周边土壤进行辐射监测。结果表明:室外γ剂量率平均值为118.1 nGy/h,扣除宇宙射线本底后水平正常,属环境本底范围;室内γ剂量率平均值为259.9nGy/h,明显高于室外水平,且高值热点区域呈东北向展布;土壤取样结果呈现出核素在浅层土壤中富集、深层无明显异常的特征;水池中水体~(60)Co高异常为地下水管破裂导致,~(60)Co随水体沉积于池底底泥中。     

Pre-treatment of Non-processing Wastewater in Reprocessing of Spent Fuel:Part of Laboratory Research by Coagulant Technology

<正>The no n-processing wastewater in reproces sing industrial demonstration plant and reprocessing plant has the characteristics of large annualoutput,complex composition and more types of contaminated nuclides.The treatment processing route of centrifugal filtration of solid suspended and ultrafiltration concentrated and supercritical water oxidation of organic was proposed based on the characteristics of non-processing wastewater of reprocessing plant.