放射性污染土壤清洗去污研究

在核设施退役过程中,对放射性污染土壤的去污是不可缺少的一个环节。对污染土壤进行去污,然后进行处置,可消除其他对周边环境的进一步污染,保障退役操作人员以及周围居民安全。中国原子能科学研究院现存已被挖掘的放射性污染土壤约1000m3,它的长期存放将对周边环境构成潜在的威     

铀同位素浓缩试验装置退役中金属回收利用的经验教训

某铀同位素浓缩试验装置的退役是20世纪80年代完成的一项工作，它是我国首个完整的核设施退役工程实践，其工作中心内容是铀污染金属的去污和回收利用。本文对此项工作进行简要回顾，从退役理念、残留污染水平、去污路线、去污研发与实践、社会心理影响等方面进行经验教训的总结，以期对今后放射性污染金属的回收利用工作有所帮助。     

铀同位素浓缩试验装置退役中的辐射防护与监测

在铀同位素浓缩试验装置退役处理的全过程中,针对其危害因素及可能存在的照射途径,采取了相应的防护措施;对污染件去污前、后表面残留活度进行了监测,以检验去污效果,监测工作场所、环境和操作人员,以了解退役活动造成的污染.结果表明,绝大多数污染件的去污达到了控制标准的要求;退役操作后没有对环境、人员造成严重污染或危害.     

不锈钢管的电解去污实验

采用金属球导电法对不锈钢管进行电解去污，考察了电流密度、电解液浓度和温度以及电极间距等对电解去污效率的影响，并与常规槽式电解法进行了比较。钚污染模拟样的电解去污试验结果表明：当电流密度大于0．2A／cm^2时，对5％H2SO4电解液，电解5min可实现对污染表面的去污。该方法对不同形状的金属部件均可实现有效去污，也可用于退役核设施的去污。     

反应堆第一阶段退役去污必要性论证及应用分析

根据反应堆第一阶段退役前的现场污染状况，从技术可行性、受照剂量降低量评价、代价利益分析等方面对去污的必要性进行了评价和论证。并介绍了高压水射流去污、干法去污两种主要去污方法，以及化学去污、机械研磨去污等辅助去污方法在现场应用情况，从应用结果的角度反映了去污必要性评价、论证方式的合理性。     

17 碳钢设备化学去污工程应用及现场验证研究

在即将退役的核设施中，有相当数量的大型碳钢中、低放废液贮罐，其体积为200-1000m^3。此类大容量贮槽的设计和建造大多均未考虑在达到设备寿期后的去污和退役问题；其次，设备经长期使用后放射性污染严重，难于接近或进入，不便进行改装或新增某些设备进行去污；另外，传统的去污工艺和方法，如浸泡清洗、高压水射流清洗等，存在试剂耗量大、费用高、产生的二次废液量大等缺点，难于采用。因此，大型污染贮罐的退役去污是一个值得研究解决的重大工程课题。     

氚污染金属手套箱退役技术研究

为减少氚污染金属手套箱退役解体过程中氚的二次释放,降低工作人员的辐射危害,减少退役中产生的氚污染废物量,本文针对退役氚污染金属手套箱的解体,设计了氚污染金属手套箱退役解体技术方案,即解体前对氚污染金属手套箱进行初步去污,解体中采用合适的切割技术和相应的防护措施。利用氚污染金属手套箱对该解体方案进行了验证,结果表明,设计的解体方案满足氚污染金属手套箱退役需要。     

核设施退役去污技术的现状及发展

介绍了核设施退役期间放射性污染物的来源及类型,重点阐述了目前主要的四类退役去污技术——物理去污技术、化学去污技术、电化学去污技术和熔炼去污,分析了各自的优缺点及适用条件,并对各类退役去污技术的发展方向进行了分析与讨论。合理、有效地将物理去污、化学去污、电化学去污、熔炼去污等去污技术结合使用,已经成为未来核设施退役去污技术发展及应用的主要方向。     

生物去污—利用细菌净化大型混凝土结构物

【英国《国际核工程》 1999年 2月报道】　大型混凝土结构物的去污与退役是全世界核设施业主与营运者所面临的重大责任。目前 ,英国核燃料有限公司 (BNFL )和美国爱达荷国家工程与环境实验室(INEEL )正联合研制一种利用天然细菌进行生物去污的技术。这项亟待进行大规模验证的微生物降解 (MID)技术可大大降低成本 ,减少对工作人员及安全造成的危害 ,并提高工作成效。核设施和退役去污 (D& D)是一项花费巨大的繁重工作。美国能源部 (DOE)已有数千个设施需要退役和去污 ,退役设施与日俱增。DOE联合企业中被污染的混凝土表面相当于数平…     

西南某火警源生产线退役中~(241)Am污染金属部件去污

依据241Am火警源生产线污染金属特点和验证实验结果选择了针对金属部件表面去污方案。实施过程中按照初步去污、化学去污、机械去污的顺序对火警源生产线中金属污染物实施分类去污处理,去污面积共计2584.3m2,解控效率达86.6%,较好地达到了退役目标。     

15 “三改二”溶解器去污及解体试验研究

我国核燃料后处理厂主工艺设备的退役去污已进行了多年，但因核燃料后处理厂主工艺设备在长期运行过程中所直接接触的介质，主要为放射性很强、组成复杂的硝酸体系，设备的表面污染状况严重，沾污牢固，所采用的化学去污工艺（酸、碱清洗）的持续去污能力差。针对上述情况，中国原子能科学研究院和核工业第二研究设计院共同研究开发了用于核燃料后处理厂主工艺设备的FL高效去污剂及去污工艺。     

核设施建筑物表面去污技术

国际原子能机构（UAEA）在相关标准中已明确指出：“在核设施设计阶段和运行阶段就应该考虑退役”。随着我国核电厂建设步伐的加快，对核设施退役技术的研究也日益受到重视。在核设施退役中，建筑物表面的去污是重点和难点，国外就此项技术开展了多年的研究和试验，并在实践中得到了应用，取得了令人满意的效果。本文对国外一些先进、成熟的建筑物表面去污技术和设备，就其在去污效果、去樗效率和二次废物产生量方面进行了分析和比较。这些技术可供我国核电厂及其他核设施退役时借鉴。     

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。      

铀同位素浓缩设施的退役处理

1985年9月至1986年12月完成了一套铀同位素浓缩试验设施的退役。本次退役属第三类退役形式,要求设施全部拆除迁离,厂房改作其它用途。退役活动包括:设施拆除、部件拆卸解体、包装、运输、去污、辐射监测、废物管理及物资处理。依靠以化学方法为主,辅以机械的和熔炼方法的去污手段,使1300吨金属部件表面污染水平降至允许限值以下。退役废物总量约50吨。监测结果表明,退役活动未造成对人员、环境明显影响。     

退役氚污染不锈钢管道除氚技术研究

针对退役氚污染不锈钢管道材质中氚的存在状况,对残留在管道壁中氚的去除技术进行了研究,在此基础上研制了一套退役氚污染不锈钢管道除氚实验装置,对其除氚性能进行了验证。结果表明,研制的不锈钢管道除氚实验装置对氚污染大于10⁶Bq/kg的不锈钢中氚的去污因子大于10³。     

商业核电站退役前拆除前去污技术的开发

本文介绍了作为商业核电站退役的各种技术之一的商业核电站退役拆除前的去污技术的开发,考查研究了系统（如管道）的化学去污和研磨去污。以及大型设备和槽罐的凝胶喷射去污技术。在基本实验中,用冷模拟样品进行了去污试验,得到了最佳的去污条件。从已取得的结果来看,把它们用于商业核电站退役拆除前的去污有较好的前景。     

铀同位素浓缩试验装置的退役处理

1985年9月至1986年12月完成了一套铀同位素浓缩试验设施的退役.本次退役属第三类退役形式,要求设施全部拆除迁离,厂房改作其它用途.退役活动包括:设施拆除、部件拆卸解体、包装、运输、去污、辐射监测、废物管理及物资处理.依靠以化学方法为主,辅以机械的和熔炼方法的去污手段,使1300吨金属部件表面污染水平降至允许限值以下.退役废物总量约50吨.监测结果表明,退役活动未造成对人员、环境明显影响.     

氚污染部件干法去污技术

针对核退役工程中存在的大量含氚废物处理问题,利用设计组装的干法去污处理装置对氚污染的金属进行了加热、紫外线、臭氧去污研究.结果表明,升高温度可明显提高去污效果;220 ℃用365 nm紫外线照射3 h对不锈钢的表面去污效率可达99%;臭氧与加热联合作用更有利于提高去污效率,220 ℃时去污3 h,臭氧对不锈钢、铝、黄铜的去污效率可达95%以上;而去污完毕经放置后,金属的氚表面活度会有所增加.     

面向强放热室退役的高效复合去污技术研究

强放热室作为反应堆材料辐照检验的配套设施,其辐射水平高、结构复杂、去污难度较大。针对强放热室退役不锈钢壳体去污的特殊性和复杂性,开展了高压水射流去污、可剥离膜去污和机械打磨去污3个单项去污试验和去污工艺试验研究,并创新性的提出了一种强放热室不锈钢壳体高效复合去污工艺。经工程去污实践验证,去污后热室不锈钢覆面表面污染水平均低于40 Bq/cm2,去污因子最高达110以上,达到了国内先进水平。热室高效复合去污技术的研发解决了强放热室不锈钢壳体表面去污的技术难题,降低了退役阶段工作人员的受照剂量,保护了工作人员和环境的安全,具有显著的经济、社会效益。      

核设施退役后土壤中容许剩余放射性水平和其他一些标准

对污染土壤的处置，是核设施退役过程中最后果重要的补救措施之一；土壤中的剩余放射性又构成了退役后对公众产生直接和经常照射的主要源项。因此对退役场址土壤中容许剩余放射性水平的确定是核设施退役中最关注的一个问题，本文在考虑到我国退役工作需要的基础上，着重介绍了国际上对ＡＲＣＬ的确定方法及其有关因素的考虑。