共查询到18条相似文献,搜索用时 62 毫秒
1.
介绍一种从国外引进并首次应用于国内核电站的低中放废树脂有效减容处理技术--热态超压(超级压缩)处理技术,探讨了该技术在处理核电站低中放废树脂中的优势和今后需进一步关注的技术问题。 相似文献
2.
3.
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。 相似文献
4.
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。 相似文献
5.
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。 相似文献
6.
废离子交换树脂的优化处理 总被引:7,自引:0,他引:7
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 相似文献
7.
核电厂废液处理产生的废树脂为颗粒状物质,经暂存衰变需输送到处理装置处理.废树脂和水的混合物属于液固两相流,在贮存和运输过程中容易沉积在管道中造成堵塞,而且废树脂放射性水平较高,一旦在贮存和运输中发生堵塞难以维修和疏通.文章对各种不同的废树脂搅拌(水力喷射、压缩空气、搅拌桨等)和输送工艺(容积泵、水力置换、喷射器、水力冲... 相似文献
8.
特种水泥固化放射性废离子交换树脂的初步研究 总被引:9,自引:1,他引:8
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 相似文献
9.
模拟低中放废物水泥固化体在地下水中浸出性能的研究 总被引:2,自引:2,他引:2
本文采用国家标准方法 ,对硝酸钠、偏硼酸钠和阳离子交换树脂三种模拟低中放废物水泥固化体在浅地层处置环境地下水中的浸出性能进行了实验研究。实验结果表明 ,浸出实验第 42天时 ,硝酸钠、偏硼酸钠和阳离子交换树脂三种模拟废物水泥固化体中 90 Sr的浸出率分别为 1 .5× 1 0 - 6、8.9× 1 0 - 6和 6 .5× 1 0 - 6cm/d,1 37Cs的浸出率分别为 4.5× 1 0 - 6、1 .3× 1 0 - 6和 1 .4× 1 0 - 5cm/d,均优于标准要求。按浸出结果计算了三种模拟废物固化体中 90 Sr和 1 37Cs的扩散系数 ,可作为低中放废物浅地层处置安全评价研究的源项参数 相似文献
10.
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. 相似文献
11.
12.
13.
14.
芬顿氧化法预处理放射性废离子交换树脂 总被引:3,自引:0,他引:3
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。 相似文献
15.
Radioactive waste ion-exchange resins have been treated by cement solidification directly, however, the effect of cement is unsatisfactory. In order to find other proper treatment methods, many investigations have been carried out. Especially, wet oxidation treatment technology is favored by many researchers because of its short treatment cycle and high volume reduction ratio. In this work, the reaction mechanism, process characteristics and industrial application of the wet oxidation treatment of radioactive spent ion-exchange resins were summarized. The analysis of the acid boiling degradation, Fenton wet oxidation technology, steam reforming process and supercritical water oxidation method had been focused. Mainly for the acid digestion, steam reforming process, supercritical water oxidation and Fenton wet oxidation were compared by the status of research at home and abroad and industrial applications, combined with the advantages and disadvantages of each method and the ease of post-processing,and considering the perspective of nuclear safety and convenient for subsequent processing, four treatment methods were briefly analyzed by comparing the advantages and disadvantages of each method. The results indicated that Fenton wet oxidation treatment of radioactive spent ion exchange resin was one of the feasible schemes. 相似文献
16.
核电站乏燃料贮存水池失去最终热阱时的安全分析 总被引:1,自引:0,他引:1
压水堆核电站一回路和乏燃料贮存水池的设备冷却水由海水冷却器提供.本文假设事故工况下,海水冷却器突然停止工作,利用热平衡方程,计算并分析了乏燃料贮存水池运行的安全性及作为冷却水源冷却其它一回路重要用户的可能性.计算表明:在本文的各种工况下,乏燃料贮存水池运行是安全的;除一种工况外,硼水还具有冷却其它设备的能力. 相似文献
17.
本文叙述了秦山核电厂一回路主要调试项目以及在预运运行试验和初始启动试验阶段的实施情况。调试结果表明,系统已具备所要求的功能,运行参数达到了设计要求,能安全、可靠地配合反应堆冷却剂系统,满足各种工况的运行要求。 相似文献
18.
James D.NAVRATIL 《核技术(英文版)》2005,16(3):160-166
1 Introduction Cement solidification is a major immobilization technology for the treatment of radioactive waste like mining tails, evaporator concentrates, spent ion-exchange resins and so on. The current trend in cementation of wastes is toward maximizing waste loadings in resulting waste form on the premise of its performances meeting the acceptance criteria of in- terim storage or final disposal. For cement encapsula- tion of spent organic ion exchange resins, a consider- able amount of re… 相似文献