核电厂放射性废树脂处理技术对比研究

来源 :第四届全国核化学与放射化学青年学术研讨会 | 被引量 : 0次 | 上传用户:forsoother
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
废树脂是核电厂运行产生的主要放射性固体废物之一,在AP1000核电站的湿固体废物中放射性废树脂占有相当大的比例,有些废树脂的比活度可能很高,如何对其妥善处理值得关注.根据《中华人民共和国放射性污染防治法》规定,放射性废物应该采用区域处置的方法,也就是放废处置场只能接受该区域内或邻近区域内的中低放废物,这就导致了许多新建的核电厂由于周边没有放废处置场而只能将废物临时暂存在厂区,增加了辐射泄露的风险.而近些年随着民众对于核电安全的关注度提高,想要在核电厂周边建设新的放废处置场易引发大型群体性事件,放废处置场地出现"一地难求"的问题.如何对现有的放废处理技术进行改良更新,尤其是在众多废树脂的处理技术中进行对比分析,找到既能最大减容,又能经济适行,利于核与辐射安全的处理技术,是当前亟需解决的问题. 本文从现有的废树脂处理技术入手,通过调研各项技术的应用现状,在对水泥固化技术、高完整容器技术(HIC)及热态超压缩技术进行介绍的基础上,重点从技术对于废树脂的减容性,处理技术的易操作性、经济性和环境影响等角度对各类技术进行了比较分析。
其他文献
随着核能事业的快速发展,放射性核废料的妥善处理与处置对于核燃料循环和核环境安全具有重要意义.功能化纳米材料在放射性核素的高效吸附富集、分离和固化处置方面可以发挥重要作用.过渡金属碳化物纳米片层材料(MXene)具有良好的辐照稳定性、热稳定性以及大量的重金属离子吸附位点和独特的纳米多层结构,有望作为潜在的新型放射性元素吸附剂.本文使用HF刻蚀Ti3AlC2三元金属陶瓷粉体成功制备了碳化钛二维片层材料
海底地下水排放(submarine groundwater discharge,SGD)可能导致沿岸海域海水富营养化、赤潮暴发、重金属和有机物污染等灾害.准确计算SGD有助于海岸带环境的管理和评估.镭的天然放射性同位素(223Ra,224Ra,226Ra,228Ra)是SGD的理想示踪剂.在咸淡水混合区域,发生着镭同位素的解吸,这一过程是计算SGD通量时的重要一项。采用钦州湾河流流域红树林沉积物作
随着我国沿海及其内陆核电站的相继建设和投产运行,其产生的环境风险也在逐渐递增.同时日本福岛核事故发生以后,对海洋环境中相关关键放射性核素的快速检测快速技术也提出了更高的要求.人工放射性核素131I在核反应裂变产物中活度相对较高且半衰期非常短,是快速评价核污染的关键性核素之一.本文从亚铁氰化钾、硝酸铜及硝酸银为原料出发,制备出亚铁氰化铜和亚铁氰化银(CuFC、AgFC)吸附材料并分散吸附于聚丙烯富集
二-(2-乙基己基)磷酸酯萃取色层法来分析测量土壤中的锶-90时,样品中锶-90的含量根据与其处于放射性平衡的子体核素钇-90的β活度来确定,萃取色层法包括快速法和放置法,为了节约时间大多工作者常采用快速法进行分析.快速法测量锶-90的化学分析过程中,制备的样品源是否为纯的90Y样品源没有判定,测量者无法准确判定样品源中是否完全消除了其他β放射性核素的干扰,这常常使得测量到的β计数高于实际的90Y
本文采用PACTOLE程序建立了稳态一回路腐蚀产物沉积源项的计算模型,分析核电厂不同循环寿期末的腐蚀产物沉积源项中Co-60的活度,并以平衡循环寿期末的结果为基准,计算了稳态平衡循环寿期末一回路各区域中沉积的Co-60的活度。研究表明:平衡循环寿期末沉积在燃料包壳表面上的Co-60对一回路辐射剂量贡献最大。燃料组件从堆芯抽出后,核电厂进入退役阶段,沉积在蒸汽发生器的传热管壁上的Co-60对一回路的
凝胶具有触变性,在恒定剪切力作用下,其粘度随剪切时间增加而减小,当应力撤除后粘度逐渐恢复.凝胶的触变性,使其具有良好施工性能,不但易于喷涂且可牢固粘附于设备或部件的顶面或侧面.凝胶去污为特殊的化学去污技术,技术优势显著,广泛应用于核设施在役或退役工程.应用对象主要为核燃料循环设施、核电厂中金属类化工设备、大型槽罐、压力容器、乏燃料贮存水池、金属手套箱、热室等.利用碱性去污凝胶实施去污,针对大面积放
海水中放射性同位素的分布特征及其源汇平衡将有助于更好地利用其示踪海洋环境过程.2011年3月福岛核电站事故以后,在2011年5月11日至6月11日期间,采集了东海的56个表层水样及8个垂直剖面水样,利用磷钼酸铵共沉淀富集后,使用HPGe-γ能谱仪进行137Cs活度的测量,并对中国东海137Cs的收支及停留时间进行估算.结果显示东海表层水体中137Cs的活度范围是0.66-1.36 Bq m-3,平
90Sr是高放废物中主要裂变产物之一,其半衰期长、释热量高、放射性强,十分有必要从高放废物中分离出来.近年来,双酰胺荚醚类萃取剂以其对镧系元素和锕系元素极高的亲和力,在高放废液分离中得到了大量的研究.本文研究了二甲基二辛基双酰胺荚醚(DMDODGA)-40%正辛醇/煤油溶剂萃取体系,从硝酸水溶液中萃取锶的行为.采用电感耦合等离子体质谱仪(ICP-MS)测量水相锶浓度,酸碱滴定法滴定水相酸度,主要研
核电厂为了处理、运输和处置放射性固体废物,必须估计废物中的放射性核素的含量.目前,废物货包的一些核素(易测核素)主要通过开展固体废物桶外γ测量技术进行非破坏性分析给出;但是,废物中一些重要的长寿命放射性核素是能量较低的β或α核素,这些难测核素(DTM核素)的鉴别和量化,通常需要使用复杂的放化方法进行核素分离,以对样品开展分析.但是,考虑到核电厂会产生大量的废物货包,且存在很多不均匀的废物流,对这些
我国安全目标和安全要求既是处置设施安全审管的基础和依据,也是规划处置技术研发的指导性纲领.我国高放废物地质处置研发工作已有20多年,即将开始地下实验室的建造,迫切需要从长期安全的角度确定高放废物地质处置的总体安全目标和基本安全要求,为下一步的监管和审评做技术准备.特别是高放废物的安全要求还存在很多需要讨论的内容.这些内容设计范围广,在处置概念模型等还未确定的情况之下虽然很难得到全面认可的结论.但是