不锈钢放射性模拟样片在空气中的激光去污技术

采用APEX放电型准分子激光器作为激光光源,用低放废液制备不锈钢放射性模拟样片,在激光去污装置上开展激光去污工艺参数的研究。通过考察不同的辐照强度、脉冲频率、辐照角度及扫描速率参数对不锈钢放射性模拟样片表面去污因子DF的影响,获得了激光去污工艺参数。在此参数下对模拟样片表面的去污因子大于200,剥离厚度小于20μm。     

可剥离式放射性去污膜的研制和性能

一、引言 可剥离式放射性去污膜是近年来发展起来的一种新型放射性去污材料。它是具有多种官能团的高分子化合物,加入各种添加剂:络合剂、乳化剂、成膜助剂、浸润剂等,以增强去污能力和改善涂料的物理化学性能。成膜前它是一种溶液或水性分散乳液,用喷雾法或抹刷法将其涂于沾污表面,干燥成膜。成膜过程中高分子链上的官能团以及其中的络合剂与引起沾污的核素发生物理化学作用,使其从污染表面进入膜中,剥离掉涂膜达到去污目的。对不同的沾污状态,作用原理是不一样的。     

去污产生的放射性废物的处理

去污过程产生了固体、液体及气体放射性废物。它们的特性、状态、化学组成、物理性质和放射性水平决定于多种因素：使用的去污方法，去污溶液的组成，去污过程除去的放射性总量等。去污产生的放射性废物的管理包括：（１）改变体积（但多数情况下须减容，某些废物被稀释处...     

氚污染手套箱内壁及金属去污实验

对氚污染手套箱内壁及金属采用擦拭去污和可剥离膜去污。擦拭去污后,手套箱内壁残留氚污染水平降低到20Bq/cm2以下。对氚污染水平高处采用SO42－/TiO2固体超强酸掺杂可剥离膜或聚乙烯醇（PVA）可剥离膜去污,去污因子高,而氚污染水平低的金属通过可剥离膜去污后残留氚为20Bq/cm2。     

去污条件对结构材料腐蚀行为和表面放射性积累影响的研究

本文研究了结构材料在 APAC、APOC、OCAP、APAC OCAP、APOC OCAP 五种去污溶液中的腐蚀行为,以及经去污溶液处理,随后在300℃静态放射性溶液中长期暴露后的放射性积累。结果表明,APOC 和 APOC OCAP 去污溶液对有预生氧化膜的结构材料的腐蚀特别严重,表面出现晶间腐蚀与晶粒脱落,这也是造成反应堆回路经去污处理后放射性剂量偏高的主要原因。     

板式换热器放射性去污实践探索

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.     

金属管道内壁的电解去污试验

为了解决不锈钢管道内壁的去污问题,开展了金属管道内壁电解去污试验装置的研制。试验装置由阳极转动系统、阴极移动系统、电解液循环系统、试验阳极、试验阴极等组成,电解液的主要成分为20%(wt)NaNO_3溶液。试验结果表明,本装置运行平稳,操作简单,各项指标基本达到设计要求。     

针对不锈钢表面60Co污染的电化学去污研究

核设施退役与三废治理过程中会产生大量表面被沾污的不锈钢金属部件,作业环境和人员将面临潜在的放射性污染和受照剂量问题。针对不锈钢金属表面的60Co污染问题,设计了手持式电化学试验装置对不锈钢表面污染进行合理有效的原位去污;采用正交实验法优化电解液浓度、电流密度和电极间距等电化学工艺参数,并对不锈钢表面60Co污染进行去污验证。研究结果表明,本文建立的电化学原位去污方法具有去污时间短、效率高等优点;在电解时间为30 s、电解液为10 mol/L硝酸、电流密度为0.3 A/cm2、电极间距为0.4 cm的条件下,此方法对不锈钢表面60Co污染的去污效率可达99.9%以上,腐蚀深度大于10 μm,可使污染降低至环境本底辐射水平。      

硼氟酸用于污染不锈钢去污的可行性研究

本文探讨了硼氟酸（HBF4）用于污染不锈钢去污的可行性。不锈钢（1Cr18Ni9Ti)试片在沸腾浓硝酸中形成一层氧化物后作为模拟污染物,进行了HBF4去除这层氧化的,溶解试片本身及不锈钢焊缝的有关试验,并用分别被天然铀和^230Th污染的不锈钢管道实际样品进行了去污试验。试验结果表明,HBF4去污液能较好地溶解不锈钢及其焊缝,氧化物;对不锈钢的溶解容量较大,可达5g/L,即1L去污液可将0.13^2不锈钢溶解掉5μm。去污液对^230Th污染的实际样品,在去污30min后去污率即达85％以上;对天然铀污染的实际样品,在去污2h后去污率达87％以上;这两种经多次去污后均接近本底水平。     

可剥离膜技术在红沿河核电站放射性污染防护中的探索

为探索新型放射性污染防护工艺,寻找更加高效、环保、实用的放射性污染防护方法,红沿河核电站在AC放射性热机修厂房控制区内所属构筑物墙面、地面及设备覆面作为试验对象,采用英国Spraylat International Limited公司生产的Protectapeel E106可剥离膜保护涂料作为模拟试验涂料,选用岩田株式会社生产的W-71-3S小型空气喷枪作为模拟试验喷涂喷枪,采用人工调压喷枪喷涂的方法开展了可剥离膜放射性污染防护试验。试验结果表明,Protectapeel E106可剥离膜保护涂料作为红沿河核电站AC厂房放射性控制区内所属构筑物墙面、地面及设备覆面的放射性污染防护介质,能够起到较好的放射性污染防护作用。     

核电厂大修期间工作人员体表放射性污染的防控与去除

核电厂大修期间的作业中具有一定的体表放射性沾污风险。本文介绍了体表放射性污染风险来源、表面污染控制、工作过程的防护及管控、加强工作人员培训、早期去污的重要性、去污剂与去污方法的选择、去污,以及核电厂工作人员的体表沾污防护和控制应注意的问题。     

皮肤放射性沾染的去除研究

用４－６周龄的苏州三元白猪活性进行了皮肤放射性去沾污染研究。皮肤受液体放射性粘染后，邓房租和ＳＭ系列去污剂按推荐去污程序进行去污， 对＾１３１Ｉ去污效率达９７．７％（去污系数ＤＦ＝４３．５），对＾９０Ｓｒ／９０Ｙ、混合裂变产物ＭＦＰ）、Ｕ及ＴＲＵ（超铀）Ｋ〉９９％（ＤＦ〉１００），对＾１３７ＣｓＫ为９９．９％（ＤＦ＝１０００）。沾染滞留３ｈ后去污，对各类核素的去污效率达９６．３％－９８．５％，混合     

马氏体不锈钢上充泵的去污研究

本文介绍了某核电站在换料大修期间进行的马氏体不锈钢上充泵去污工作。针对马氏体不锈钢在常规去污过程中出现的沉积现象,分析探讨了马氏体不锈钢的化学特性,通过改进去污工艺,调整去污工艺的pH值,缩短反应时间,以及降低反应温度,防止了马氏体不锈钢的沉积现象,同时又保证了工艺的整体氧化还原能力。本文总结了此次上充泵去污工作的经验,希望对未来马氏体不锈钢的去污工作提供借鉴。     

红外加热蒸发器浓缩放射性废液研究

本文叙述了红外加热器蒸发液体的机理和浓缩废水蒸残液(不含放射性)的实验结果,讨论了红外加热蒸发器系统处理放射性废液的优点和前景。     

NaCl添加剂对Na3PO4电解质溶液去污能力的影响

以Na₃PO₄溶液为电解质,探讨了NaCl添加剂及其浓度对受放射性污染的不锈钢薄板去污效果的影响。结果表明:(1) 电解时间越长去污因子越高,且Na₃PO₄+NaCl电解液的去污因子比Na₃PO₄电解液高;(2)Na₃PO₄+NaCl电解液中的薄板失重率始终高于Na₃PO₄电解液中的薄板; (3) NaCl添加剂浓度为200g/L时去污因子最高,250 g/L时失重率最高。结果说明,一定浓度的NaCl添加剂能提高Na₃PO₄电解液的去污效果。     

问题分类与解决问题的方法分类（之二）——核设施退役中去污技术的研发

通过一个实例,说明一项任务如何按其对象、特性、目标和达到目标的技术手段进行分解和分类,并给出解决问题的管理策略和途径的选择。     

放射性废液蒸发处理中pH值的在线监测与控制

采用具有前馈和反馈作用的分时分段复合控制方法,实现放射性废液蒸发处理系统上料废液pH值的在线监测和自动控制。介绍该系统的构成和工作方法,以及与pH值相关的控制算法。该复合控制方法可以有效地减少废液pH值控制特性非线性以及滞后的影响,较好地实现对放射性废液蒸发处理系统上料废液pH值的调节。     

基于OpenFOAM的激光去污产生气溶胶及其喷淋去除特性研究

在核设施维修及退役过程中,可利用激光去污技术对安全壳内高放射性污染的构件表面进行清洗,但过程中会产生大量亚微米级放射性气溶胶颗粒。为防止放射性物质扩散至环境中,可采用安全壳喷淋系统对其进行去除。为研究激光去污产生气溶胶的物化特性以及气溶胶的喷淋去除效果,本研究进行激光去污实验以获取气溶胶生成速率、数量浓度和颗粒直径分布等数据;基于欧拉-拉格朗日方法,在OpenFOAM中开发了能够同时模拟气溶胶生成和气溶胶喷淋去除的数值模拟模型,对封闭空间内气溶胶的生成、迁移扩散以及喷淋去除特性进行了模拟和分析。模拟结果表明：喷淋区域内的气溶胶可以直接与喷淋液滴相互作用而被去除;非喷淋区域的气溶胶会随气流运动被夹带进入喷淋区域再被去除;气溶胶颗粒直径越大,喷淋去除效率也越高。本研究建立的数值模拟预测方法能够为未来优化封闭空间内激光去污及气溶胶喷淋去除技术提供模型基础和技术参考。