核电厂放射性含硼废树脂水泥固化工艺的改进研究

为了提高水泥固化方法对含硼废树脂的包容率,通过改变固化配方,在大亚湾核电厂(GNPS)和岭澳核电厂(LNPS)的放射性废物处理系统进行了现场固化试验研究。结果表明,使用改进后的工艺进行水泥固化,废树脂的包容率从32.4%提高到46.3%,相对于原工艺包容率增加幅度42.9%,固化体体积减少了30%。该方法生产的固化体性能满足GB 14569.1—2011的各项要求。经过6年的工程实践,证明改进后工艺可在不改变核电厂固化系统原设施的情况下使用。     

核电厂含硼浓缩液水泥固化配方改进研究

从配方水泥改进和提高废物包容量的角度出发,参照《低、中水平放射性废物固化体性能要求——水泥固化体》(GB 14569.1—2011)的要求,从实验室规模冷试、200 L和400 L规模冷试三个阶段,开展了核电厂含硼浓缩液的固化配方改进和水泥品牌替代研究,研究过程中水泥固化工艺模拟核电现场固化工艺。结果表明:配方改进后,替代品牌水泥固化体样品的抗冲击性、抗压强度、抗冻融性、耐γ辐照性和抗浸泡性均满足国标要求,与原配方及原品牌水泥相当;固化废物体积包容量从46.99%提升至57.63%,固化每吨废物的材料成本降低了69.29%。本研究结果可用于核电厂真实废物的水泥固化验证和处理。     

模拟放射性树脂特种水泥固化提高包容量的研究

研究了用ASC特种水泥固化放射性废树脂过程中增加树脂包容量对固化体强度、核素浸出率和水化热温升的影响.研究结果表明增加树脂包容量将使固化体强度有所降低,但当树脂包容量不大于60%的时候仍然可以满足废物处理和处置的要求;增加树脂包容量对核素浸出率影响很小,并且可使固化过程中的水化热温升有所降低.     

聚苯乙烯固化放射性有机废物的研究

本文研究了以苯乙烯为固化剂,聚合固化核燃料后处理厂产生的废溶剂和核电站产生的废树脂的可能性。对合成条件,固化工艺进行了探索研究。确定了常温、常压下进行固化的工艺条件,并对固化过程中反应热进行了测定,而且,还用核燃料后处理中产生的实际废溶剂(TBP-煤油)和被~(134)Cs 沾污了的废树脂进行了热实验。废溶剂,废树脂两种聚苯乙烯固化体研究结果分述如下:42天浸出率为10~(-6)—10~(-7)和10~(-6)cm/d;累积浸出分数为5×10~(-4)和4×10~(-4)cm;抗压强度为125和180kg/cm~2;包容比为3/5和1/1;减容比为0.40—0.47和0.66—0.87;吸收剂量为10~8rad时,固化体无异常变化;无损伤坠落高度为10m和9m,并且有较好的耐热性和抗燃烧性。实验表明聚苯乙烯固化体性能良好,可以满足长途运输和安全贮存的要求。此外固化工艺简单易用于工程。     

放射性废离子交换树脂水泥固化与机理探讨

针对放射性废离子交换树脂稳定化处理技术现状,研究了适合现阶段我国放射性废离子交换树脂水泥固化的工艺,并利用XAD和SEM分析技术探讨研究了废树脂水泥固化体的结构和性能及采用新型ASC水泥作为固化基材的基本理论依据.     

废离子交换树脂的优化处理

核设施产生的废树脂的安全处理、整备和处置是热点问题。本文论述了废树脂的特殊性 ,解析了各种废树脂处理、整备技术 ,包括脱水干燥后装入高整体性容器、洗脱、热压、生物降解、焚烧、湿法氧化、沥青固化、聚合物固化、玻璃固化和水泥固化等。重点分析了废树脂水泥固化 ,讨论了树脂溶胀作用破坏固化体的机理 ,介绍了克服树脂溶胀作用的方法。强调指出必须重视水泥固化的配方 ,关键是必须满足处置要求。最后 ,对优化处理废树脂提出了建议     

环氧树脂固化放射性废树脂的配方初探北大核心CSCD

为了将中、低放射性废树脂固化成稳定的固化体,采用环氧树脂为基材,通过添加合适的固化剂、稀释剂、阻燃剂等进行固化配方试验研究。结果表明,配方为E-44环氧树脂∶651固化剂∶添加剂=1∶0.53∶0.05(38∶20∶2)、质量包容率50%时,其固化体性能最优,并满足国标GB 14569.2的要求,研究结果表明采用环氧树脂体系固化放射性废树脂是可行的。     

聚丙烯纤维对废树脂水泥固化体性能的影响

为了避免或降低放射性废树脂水泥固化体因吸水溶胀而开裂的可能性,在原配方的基础上添加了聚丙烯纤维。试验结果表明,纤维材料的掺入可有效限制固化体裂纹的增长、改善固化体的脆性,在一定程度上提高固化体的强度、抗浸泡性及抗冻融性。在水灰比0.35,湿树脂体积包容量40%,聚丙烯纤维体积掺量为0.2%时,固化体抗压强度可以达到20 MPa左右,浸出率与抗水性也均满足有关标准要求。     

放射性废物处理与处置：放射性废树脂高效水泥固化工程应用研究

本工作旨在提供满足放射性废树脂水泥固化工程应用要求的200L规模固化工艺参数和改进的固化体配方：清华大学核能技术设计研究院负责改进固化体配方并保证固化体性能满足GB14569．1-93要求：200L规模直接固化工艺过程的设计、安装、调试、运行在CIAE进行；并对200L固化体的性能进行了测试。     

放射性废离子交换树脂特种水泥固化体的微观结构分析

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。     

放射性废物水泥固化样品核素浸出率测量分析

以放射性废树脂、残渣和蒸残液的水泥固化热配方试验为依据,运用HPGe-γ谱仪、低本底α、β测量仪对废物固化样品的放射性核素浸出率进行测量,分析不同源项的水泥固化体核素浸出率结果,验证相应水泥固化样品配方的准确性及可靠性。结果表明,残渣、蒸残液和废树脂的不同水泥固化样品中60Co、137Cs和总β的浸出率均在浸泡前期急剧下降;随着浸泡时间的延长,浸出率变化趋于稳定;浸出率满足GB14569.1-93的要求。     

特种水泥固化放射性废离子交换树脂的初步研究

本文采用一种新型的 ASC特种水泥 ,研究了放射性废离子交换树脂的水泥固化技术。实验得到的最佳配方为 10 0 0 g水泥 + 5 0 0 g树脂 + 35 0～ 4 0 0 m L水 ,据此配方获得的固化体包容量为 4 2 %～4 8% ,其 2 8d抗压强度为 2 0± 2 MPa。第 4 2 d13 7Cs、90 Sr和60 Co的浸出率分别为 :7.92× 10 -5、5 .7× 10 -6和 1.19× 10 -8cm/ d。结果表明 ,该种水泥固化体的抗压强度、包容量及浸出率均明显优于普通水泥     

放射性废离子交换树脂的处理技术

本文介绍了核电站放射性废离子交换树脂的产生情况及其处理方法。废树脂常用的处理方法包括:固化法(聚合物固化、水泥固化、沥青固化)、焚烧和湿氧化法、热压处理法、微生物转化处理法、高牢固性容器直接包装和洗脱处理等。文中对我国废树脂管理提出了意见和建议。     

核电厂低中放废树脂处理工艺

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。     

废树脂苯乙烯固化研究(Ⅱ)

本文研究废离子交换树脂苯乙烯固化的工艺条件和固化产品性能鉴定。该法能包容62％(W)废树脂。固化产品均匀、坚韧、抗压强度239kg/cm~2。在去离子水中浸泡120d,浸出率对于~(137)Cs为10~(-6)cm/d,对于~(60)Co和~(85)Sr为10~(-7)-10~(-8)cm/d。长期水浸不溶胀。承受辐照剂量>10~8rad。闪点270℃,燃点290℃左右。加热到450℃不自燃,DTA曲线上235℃前无放热峰。     

秦山核电基地放射性废物最小化技术实践与探讨

介绍了秦山核电基地在放射性废物最小化方面的实践。包括建立了蒸汽发生器排污树脂和通风过滤器金属框架清洁解控工作流程;改进了水泥固化线工艺,水泥固化包装容器采用金属桶代替水泥桶;开发了废过滤器芯子暂存衰变法分类处理及一桶装多芯方案;开发了技术废物“三明治”式废物装桶和超级压实提高外包装容器效率等最小化实践。对废液、废树脂、技术废物、有机废液等处理技术进行了比较分析,建议采用废液蒸干压实技术、废树脂蒸汽重整技术、可燃废物和有机废液焚烧技术,预计秦山核电基地废物产生量可由541 m³/a减至约94 m³/a。     

放射性废树脂氧化分解处理技术

简要介绍了放射性废离子交换树脂（以下简称废树脂）的来源、特点和传统处理方法。概述国内废树脂氧化分解处理技术及其进展,重点论述湿法氧化分解的工艺原理、反应机理以及工艺流程的发展现状。分析评述废树脂分解液水泥固化技术研究的最新动态及成果。     

固化线桶外搅拌设备调试及改进建议

在方家山核电厂水泥固化线调试过程中,进行了浓缩液、废树脂固化和废过滤器芯固定试验。试验中发现了水泥固化配方、设备设计、设备可靠性等方面存在的问题,分析了问题的原因,提出应研制出兼顾泥浆流动性、固化体性能、废物最小化和适合桶外搅拌的配方;还应从设备设计、选型和加工制作多方面优化和提升设备的可靠性;在核电厂应用前应进行充分的工程验证,提高固化线桶外搅拌工艺的可靠性。      

硼饱和模拟废活性炭的桶外水泥固化

核电站在运行过程中会产生含硼废水浸泡且硼饱和的废活性炭,需要对其进行固化处理。采用2.5‰(质量分数)的硼酸溶液对活性炭进行浸泡直至含硼量达到稳定来模拟实际废物源项,然后脱去硼饱和后活性炭中的游离水,并采用桶外水泥固化工艺对其进行水泥固化。结果表明,试验过程稳定可靠。另外通过试验验证可知,华龙一号新增废物源项废活性炭能够利用现有桶外水泥固化技术进行废物的处理,对硼饱和模拟废活性炭采用桶外工艺固化后,养护形成的水泥固化体按照标准GB 14569.1-2011进行游离液体、机械性能、抗水性、抗冻融性以及耐γ辐照性试验测试,结果均满足要求,且活性炭颗粒在固化体中分布均匀,未出现上浮现象,其搅拌完成以及30min后自由流动度均大于200mm,完全满足桶外水泥固化工艺稳定可靠的运行要求。     

废树脂定容式体积计量系统中计量槽的设计与验证

某核设施运行单位的放射性废树脂水泥固化处理设施,采用界面测量的体积计量法对放射性废树脂进行计量,在调试中多次出现废树脂界面不稳定,造成计量不准确,甚至出现液位计卡滞导致无法正常计量的现象。为实现放射性废树脂准确计量,改为采用定容式体积计量法对废树脂进行计量,并设计了一套定容式体积计量系统。本文对定容式体积计量系统中的核心设备废树脂计量槽进行了设计和验证,结果表明,设计的废树脂计量槽具备进料快速、计量准确且下料完全的特点,计量的最大误差仅为1.6%,可满足放射性废树脂准确计量的要求。