研究堆放射性湿废物处理系统湿废物桶内处理工艺设计方案研究

通过对核电站放射性湿废物处理系统湿废物桶内处理工艺参数的比较，介绍了研究堆放射性湿废物处理系统废物桶内处理工艺设计方案以及在湿废物桶内处理工艺设计中遇到的重点、难点，并对这些重点、难点的解决方案进行了探讨。该方案在保证工作人员人身安全的前提下，更能适合研究堆的湿度物处理。     

中国辐射防护研究院利用微波技术进行废树脂干燥减容

中国辐射防护研究院承担的中国核工业集团公司优先发展项目“核电站废物最小化技术”之“浓缩液、废树脂干燥装置研究”课题研究中,三废治理研究所的高超等人采用国内放射性三废处理领域未用过的微波技术开展废树脂桶内干燥实验研究。     

放射性固体废物一维应力压缩的应用研究

通过对放射性固体废物桶内压缩过程的研究,建立了废物桶内一维应力压缩模型,并根据模型设计最优压缩策略对放射性固体废物装填进行指导。结果表明,不同的压缩策略废物的装填总量以及压缩后的桶内装填效率差别较大,装填总量相差1倍左右,装填效率相差20%~30%。采用压缩策略的装填方式较无序装填方式在废物减容方面提高10%左右,且废物装填次数也显著降低,符合工程应用与废物最小化要求。     

放射性污染土壤分拣减容装置研发

放射性污染场地整治及修复工作是保障核工业健康可持续发展的重要支撑。针对某典型区域放射性污染土壤的处理需求，开展源项分析和分拣机理实验，确定放射性污染土壤分拣减容工艺方案及装置设计指标，设计了一种新型放射性污染土壤分拣减容装置。该装置可实现放射性污染土壤的烘干、筛分、在线检测及按处置需求分离等功能。性能验证结果表明，其对放射性污染土壤中137Cs的理论检出限为20.7 Bq/kg，处理能力可达106 kg/h，满足设计指标。该装置有望在后续工程实施中实现某典型区域部分污染土壤从低放射性废物向极低放射性废物或极低放射性废物向免管废物的降级。本研究可为放射性污染土壤处理工作的工艺设计及工程验证提供理论指导和实验基础。      

压水堆核电站放射性废液水泥固化技术分析

目前,除台湾地区外,国内的所有压水堆核电站都采用水泥固化技术处理放射性废液及其他湿废物.用钢桶作为包装容器与使用混凝土桶作包装容器相比较,可以使最终废物的体积减少50%以上,且钢桶的制造成本及运输成本都比混凝土桶低得多,但对于放射性水平较高的废物需要增设附加屏蔽.选择合适的搅拌桨在桶内混合-固化废液,可以提高废物装桶率;桶外搅拌装置将不可避免地产生二次废物.用小车作为废物桶的运输工具,可以使运输设备及地面的去污更加容易,且小车的制造成本和维修成本也比传统的辊道低得多.合理选择废液的固化配方,尽量避免加入其他物质,可提高废物的包容率.     

高水平放射性废物处理处置标准分析

本文阐述了我国高水平放射性废物处理处置标准的重要性,对国内外高水平放射性废物处理处置标准现状进行了阐述和分析,针对高放废物处理处置标准体系、高水平放射性废液成份分析、高放废液固化体性能要求及检验方法、高放废物处理处置工程经济及深地质处置等方面的标准化问题进行了研究分析,提出了开展高水平放射性废物处理处置标准化工作的意见和建议。     

意大利希望将核废物运往英国

【英国《国际核工程》2004年12月刊报道】德国Linn High Therm公司的一项废液减容专利技术——桶内微波干燥(MID)工艺已进入中间工厂验证阶段。目前该中间工厂正在以20l/h的速度进行水分蒸发。目前,放射性废液通常使用循环蒸发器去除水分,直至干物质的质量分数达到20%。由于水分含量太高,因此这种采用循环蒸发器获得的浓缩物不适于最终处置。目前对这种浓缩物进行进一步处理的方法是,使用电来加热装有浓缩物的废物桶。在这种工艺中,溶液会结晶并粘在桶壁上,从而降低了传热效率,延长了废物的处理时间。MID工艺采用微波辐射对溶液进行直接…     

桶装放射性废物非破坏分析系统测量模式设计

为解决核设施退役过程中产生的桶装放射性废物活度非破坏测量,在某几何条件下,废物桶内分布条件为理想情况以及部分条件为理想情况下,利用蒙特卡罗方法改变某些变量对探测效率进行了计算,并对结果进行了分析,给出了废物桶内非理想分布条件简化成理想分布条件的方法,进而提出了桶装放射性废物非破坏测量模式及探测效率获取方法。并用此方法进行了简单的比对实验,实验结果表明该方法是可行的。     

地下核电厂三废处理方案研究

根据放射性废物源项及地下核电厂房布置特点,对放射性废物处理厂房进行初步规划。在核辅助厂房内布置放射性废气和废液的处理单元,在地面建立厂址废物处理设施处理固体废物和浓缩液。制定了放射性废物的处理技术方案。介绍了严重事故下放射性废液和废气的封堵、隔离和处理措施以及移动式废液处理装置和移动式废气处理装置的单元构成。严重事故下释放的放射性废气和废液能得到有效的封堵、隔离和处理。     

核电站浓缩液桶内干燥装置的研制及可行性验证

对核电站浓缩液的减容处理是放射性废物最小化内容之一。自行开发了桶内干燥工艺流程以及研制干燥装置,并进行了单机、单元和全流程调试。在此基础上进行了冷试验。结果表明,该装置运行平稳,安全;干燥浓缩液的减容比为4,干燥产物含水率为15%左右。说明该装置用于核电站浓缩液的桶内干燥是可行的。     

反应堆退役废金属高压水去污废水的再利用

用高压水射流去污将反应堆退役废金属再循环再利用,会产生相当数量的放射性废水。为了节省放射性废水处理费用并减少清水的消耗量,降低废金属去污的成本,应将这部分放射性废水回用。高压水去污废水中的放射性主要来自其中的固体颗粒。因此回用废水就要将水中固体颗粒去除。研究分析了各种可能的工艺,经过代价利益分析,选用了离心分离工艺。     

放射性环境下的有机废液提取分离装置研制及工程应用

从放射性有机废液的特点和工程处理的相关要求,分析了影响有机废液提取分离的关键因素。结合现场实际,通过技术调研,研制了有机废液提取分离装置,经冷热试验和工程应用,采用该装置提取分离有机废液是安全有效的,可为工程实施提供技术支持。     

一体化废树脂/水界面测量系统研发

目前,国内外尚无针对废树脂/水界面测量的仪表。本文提出了一种基于磁致伸缩原理,采用驱动装置作为辅助手段的废树脂/水界面测量方法,进行了测量系统的总体设计,设计了相应的测量系统,并对设计的系统进行了试验验证。测试结果表明,测量系统实现了废树脂/水界面的测量功能,且具有测量精度高、小型化、模块化、提升速度可调、易于安装、检修方便的特点。该系统的成功研制解决了废树脂/水界面测量的难题,在放射性废液处理过程中值得推广和应用。      

放射性废水远红外蒸发处理装置研制

为解决现有可移动式废水处理装置无法处理含盐量高、含油量高的放射性废水, 以及净化系数不高等问题,基于远红外蒸发处理技术研发了一套移动式放射性废水处理装置。装置主要由运输车、保温舱、废水处理系统、控制系统及外部管路组成,具有可移动、净化系数高、 适用性强等优点。本装置设计处理能力为24 L/h,蒸残液最大含盐量为300 g/L。冷调试结果表明装置设计安全可靠,结构合理,性能稳定,满足设计要求。     

Estimation of the inventory of the radioactive wastes in Fukushima Daiichi NPS with a radionuclide transport model in the contaminated water

Quantification of the radioactive waste inventory remaining inside the reactors at Fukushima Daiichi NPS is necessary to effectively plan their recovery, treatment, and disposal. Analysis of radionuclide concentrations and secondary wastes in the contaminated water treatment system can provide a means to estimate the radioactive waste inventory, which is not possible by more direct methods due to problems of accessibility and high levels of radiation. A predictive model has therefore been developed to estimate the radioactive waste inventory from the radionuclide concentrations and throughputs in the contaminated water. Model fitting has enabled the estimation of the key parameters, such as the initial radionuclide concentration C₀, the continuous release rate F, and inventory of source of continuous release I_S0. An estimated one-third of the total ¹³⁷Cs inventory has already made its way into the water treatment system as secondary wastes, whereas half still remains inside the damaged reactors as of 13 March 2014.     

Use of poly(methyl methacrylate) in radioactive waste management: II. Monte Carlo simulations

Radioactive waste is generated from the nuclear applications and it should properly be managed in a radioactive waste management system. Different methods are available for treatment and conditioning of radioactive waste. Polymers can be used in the radioactive waste management as an embedding matrix. Poly(methyl methacrylate (PMMA) is a possible candidate material that can be used in the low level radioactive waste management. In this study, based on total resistible dose for PMMA, maximum waste activity that can be embedded into a waste drum was found via Monte Carlo simulations. In addition, Monte Carlo simulations for radioactive waste embedded into above mentioned polymer was performed and the dose rate distribution in the polymer matrix was determined for the initial and different periods of 15.1, 30.2 and 302 years after embedding of waste. Changes of mechanical properties in the polymer embedded waste drum was simulated for PMMA embedded waste matrices based on experimental data.     

放射性废物焚烧技术的发展历程和展望

焚烧是放射性废物的主要处理技术之一,同常规废物焚烧技术相比,放射性废物焚烧技术更关注对放射性核素的截留效果、系统的辐射安全和对废物的适应能力。随着废物特性的变化、环保要求的日益严格,焚烧技术也在不断的革新和改进,对塑料、橡胶和树脂等高分子聚合物适应性更强的第三代焚烧技术已成为主流,包括热解焚烧、蒸汽重整焚烧以及等离子体焚烧,分别适用于不同的废物类型。未来放射性废物焚烧技术的发展趋势以整体经济性和满足环保要求为前提,尽量提高废物的整体减容效果,对多种废物的兼容处理,并为满足特殊废物的处理要求开发针对性的焚烧技术。     

碘［131I］原料液瓶中放射性废气收集装置的研制和应用

碘［¹³¹I］放射性药品生产过程中放射性原料液瓶开启时,瓶内积存的放射性废气集中释放,易造成放射性废气污染,以至排放超标。为实现放射性废气的半自动收集与暂存,本研究结合实际生产条件,克服热室尺寸受限、耐辐照、可操作性及通用性等难点,研制一套碘［¹³¹I］原料液瓶中放射性废气收集装置,并对收集的放射性废气进行测量和分析。结果表明,装置运行稳定可靠;通过收集并测量22批次的¹³¹I废气放射活度,表明收集量与环境温度存在一定相关性;使用三个收集瓶可充分收集储存。碘［¹³¹I］原料液瓶中放射性废气收集装置可有效收集碘［¹³¹I］原料液瓶开启过程中集中释放的放射性废气,降低对操作人员和环境的辐射影响。以上结果对其他碘［¹³¹I］放射性药品生产机构控制碘［¹³¹I］排放有一定借鉴意义。