摘要：国内某核电厂放射性废液收集、处理、贮存、排放系统容器类设备采用内衬橡胶防腐设计,随着服役时间增长,内衬橡胶层性能会逐渐降低,乃至老化失效,影响设备运行安全,甚至导致放射性液体泄漏。通过橡胶热老化实验,推算对比内衬胶板在辐照、辐照浸渍等不同条件下的使用寿命;通过红外测试、热重测试、冲击强度测试、硬度测试,对比原始胶板、辐照胶板、辐照浸渍胶板等各项理化性能的变化,最终确定核电厂放射性废液环境下橡胶老化的主要影响因素。

摘要：为有效预防放射性废液贮槽发生放射性物质泄漏,采用液位测量和报警系统进行监测。将增量报警技术与传统技术相结合,设计了多样化液位报警系统。测试数据和实用效果表明:报警系统功能强大、性能可靠精准,可在贮槽内任意液位高度发生异常液位变化时,准确预警,自动记录报警信息,有效地预防放射性物质泄漏。

摘要：放射性废液得到有效处理是世界各国核工业迅猛发展的前提,其关键技术的现状和发展方向也是我国核工业界关注的焦点。本文介绍了几种放射性废液处理的传统方法及涌现出的新技术,概述了各种方法的原理及优、缺点,同时讨论了放射性废液处理技术今后的研究方向及发展趋势。

摘要：^(90)Sr(T_(1/2)=28.9 a)是一种高毒类长寿命β放射性核素,是高放废物处理中主要热源之一。高放废物在进行处置之前必须准确测量放射性废物中^(90)Sr的含量,而将^(90)Sr从放射性废物中分离出来是其准确测量的关键。本文采用溶剂萃取法,以二环己基18-冠醚-6(DCH18C6)为萃取剂,分别研究了水相酸度、萃取剂浓度、杂质离子浓度等对锶萃取性能影响,确定了放射性废液中^(90)Sr的选择性分离的最佳萃取条件。根据实验获取的最佳萃取条件,开展了DCH18C6萃取体系对放射性废液中^(85)Sr、^(89)Sr的萃取性能验证实验,最后采用DCH18C6萃取体系成功分离放射性蒸残液中^(90)Sr,建立了一种有效的快速分离放射性废液中^(90)Sr的方法。

摘要：简要介绍热泵蒸发技术的工艺流程,提出利用热泵蒸发技术替代传统的自然(或强制)循环蒸发技术处理核电站放射性废液。根据热泵蒸发过程的物料衡算与热量衡算结果,采用热力学方法对热泵蒸发过程进行分析,阐明热泵蒸发技术的节能优势。结果表明:在特定的设计条件下,热泵蒸发过程的热力完善度和有效能利用率可分别达75%和90%,从理论上证明了热泵蒸发的节能优势。

摘要：本文介绍了秦山第三核电厂(以下简称秦山三核)放射性废液处理系统的设计原理,并对系统在实际运行中出现的问题进行了分析;对实际变更改造中采取的改进措施进行了详实描述。在此基础上,提出了系统在初始设计中应该注意避免的几个问题,为新建核电站的系统设计和运行电站的变更改造提供了思路。

摘要：为了避免放射性废液在地面滞留而给运行人员带来危害,核电厂通过地漏收集地面滞留的放射性废液;同时现有的地坑尚未考虑泄露监测工艺的相关设计,针对过去设计中的缺陷,本文提供适用于核电厂的放射性废液地漏收集系统的设计原则,通过合理的地漏布置规划,为后续新建核电厂的放射性废液地漏收集系统设计提供思路;同时,通过在地坑内增加泄露监测的功能,提高核电厂的安全设计水平。

摘要：^(239)Pu和^(240)Pu含量对分析放射性废液来源、选择后续处理工艺十分关键。本研究应用高分辨电感耦合等离子体质谱法(HR-ICP-MS)直接测定放射性废液中的^(239)Pu、^(240)Pu含量。由于^(238) U与1 H结合产生的铀氢复合离子会对^(239)Pu、^(240)Pu造成同质异位素干扰,本研究通过测定铀氢复合离子产率进行质谱干扰修正,将^(239)Pu、^(240)Pu系列浓度标准扣除铀氢复合离子干扰后,分别绘制^(239)Pu、^(240)Pu质量浓度-计数率标准曲线。测量放射性废液样品时,先利用铀氢复合离子产率修正^(239)Pu和^(240)Pu的同质异位素干扰,再将样品计数率值代入标准曲线方程,计算得到放射性废液样品中^(239)Pu和^(240)Pu的质量浓度,最后计算^(239)Pu和^(240)Pu的活度。将质谱法与液闪法测量结果进行比对,结果表明,两者所测结果偏差小于4%,方法相对扩展不确定度为4.6%(k=2)。该方法制样简单,适用于辐射水平高、铀基体含量大的放射性废液中^(239)Pu和^(240)Pu的快速测量。

摘要：放射性废液的处理与处置,对核电站等其他核设施的正常运行起着重要的作用,其涉及面较广,方法手段多,但无论使用何种方式对放射性废液进行处理与处置,都会遇到放射性取样的问题。由于放射性废液对人体的特殊危害性,使得在放射性废液处置工作中,取样环节必须谨慎,以确保取样的安全性、一次性。针对中核四川环保工程有限公司的部分放射性废液,利用虹吸原理,设计出一套通过阀门和电机转速的调节来控制装置内真空度的控制取样装置,完成对放射性废液的取样。该装置应用于实际产生中,按要求对不同活度高放射性废液进行取样,分别成功取样,具有成本低廉、可靠稳定、取样时间短、产生二次放射性废物少等特点,有效地解决了实际工程问题。

摘要：采用聚丙烯中空纤维膜开展直接接触式膜蒸馏(DCMD)过程处理模拟放射性废液的研究,主要考察了料液温度、冷却水温度、料液流速以及冷却水流速的变化对膜通量和目标元素(Sr(Ⅱ)、Co(Ⅱ)和Cs(Ⅰ))截留效果的影响,并探讨了DCMD过程的传质传热机理。考察的四个运行参数中,料液温度的变化对膜通量的影响最大,料液温度由40℃增加至80℃,膜通量由2.7L/(m^2·h)增加至29.2L/(m^2·h)。此DCMD过程中,水蒸气在膜孔内的传质机理以努森-分子扩散为主,传质阻力主要来自于膜本身。在考察的料液温度(40~80℃)、冷却水温度(10~30℃)、料液流速(425~1450mL/min)和冷却水流速(75~600mL/min)范围内,DCMD过程对Sr(Ⅱ)、Co(Ⅱ)和Cs(Ⅰ)的去污因子(DF)均保持在105以上。结果表明:DCMD过程对模拟放射性废液具有良好的处理效果,可作为一种新的放射性废液处理技术。