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沸石在中、低水平放射性废液水泥固化中的应用研究

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混凝土与水泥制品 2024年第9期 106-109,113页

作者：刘景骞中核四川环保工程有限责任公司四川广元628000

对比研究了不同掺量(0、1%、3%、5%、7%)的斜发沸石和菱沸石对中、低水平放射性废液水泥固化体的流动度、抗压强度、抗浸泡性和抗浸出性的影响。结果表明:适量的斜发沸石或菱沸石均能有效提高水泥固化体的流动度、抗压强度和抗浸泡性;... 详细信息

对比研究了不同掺量(0、1%、3%、5%、7%)的斜发沸石和菱沸石对中、低水平放射性废液水泥固化体的流动度、抗压强度、抗浸泡性和抗浸出性的影响。结果表明:适量的斜发沸石或菱沸石均能有效提高水泥固化体的流动度、抗压强度和抗浸泡性;随着沸石掺量的增加,沸石对水泥固化体中^(90)Sr、^(137)Cs的吸附效果随之增强;斜发沸石对^(90)Sr的吸附效果优于菱沸石,而对^(137)Cs的吸附效果弱于菱沸石。

关键词：放射性废液水泥固化沸石抗压强度抗浸出性

核电厂放射性废液环境对设备衬胶耐老化性能的影响

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科技资讯 2024年第4期22卷 186-189页

作者：贾斌斌黄皓张树刚韩健彭舒舒关银柏苏州热工研究院有限公司江苏苏州215004 台山核电合营有限公司广东江门529228

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... 详细信息

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。

关键词：放射性废液辐照橡胶老化性能寿命评估

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放射性废液处理技术的现状与展望

核动力工程 2019年第6期40卷 1-6页

作者：孙寿华冉洺东林力刘文磊李振臣李文钰中国核动力研究设计院

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... 详细信息

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。

关键词：放射性废液处理技术研究进展

放射性废液贮槽多样化液位报警系统的设计及应用

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核动力工程 2018年第1期39卷 84-87页

作者：张家衡张劲松李文钰李振臣黄文涛戴钧李红刘伟中国核动力研究设计院成都610213

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... 详细信息

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。

关键词：放射性废液贮槽液位增量报警可编程逻辑控制器(PLC)

放射性废液蒸发处理中pH值的在线监测与控制

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核动力工程 2013年第4期34卷 121-125页

作者：余刃孔劲松郭卫群海军工程大学中国人民解放军92375部队

采用具有前馈和反馈作用的分时分段复合控制方法,实现放射性废液蒸发处理系统上料废液pH值的在线监测和自动控制。介绍该系统的构成和工作方法,以及与pH值相关的控制算法。该复合控制方法可以有效地减少废液pH值控制特性非线性以及滞后... 详细信息

采用具有前馈和反馈作用的分时分段复合控制方法,实现放射性废液蒸发处理系统上料废液pH值的在线监测和自动控制。介绍该系统的构成和工作方法,以及与pH值相关的控制算法。该复合控制方法可以有效地减少废液pH值控制特性非线性以及滞后的影响,较好地实现对放射性废液蒸发处理系统上料废液pH值的调节。

关键词：放射性废液蒸发处理 pH值控制算法

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热泵蒸发技术在放射性废液处理中的应用

原子能科学技术 2012年第B9期46卷 147-152页

作者：黄镜宇黄珏上海核工程研究设计院上海200233

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... 详细信息

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。

关键词：热泵蒸发放射性废液节能

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搅拌参数对放射性废液水泥固化体性能的影响

原子能科学技术 2019年第2期53卷 234-242页

作者：匡雅邹树梁徐立国黄斌海刘洋寇旭习薇核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室湖南衡阳421001 南华大学环境与安全工程学院湖南衡阳421001 中核四川环保工程有限责任公司四川广元628000

目前,国内核电站或核设施产生的中低放废液都采用水泥固化进行处理,水泥浆及水泥固化体性能是水泥固化技术重点研究内容。本文采用普通硅酸盐水泥固化中低放废液模拟料液,研究不同液灰比条件下,搅拌时间和搅拌速度对水泥浆流动度和固化... 详细信息

目前,国内核电站或核设施产生的中低放废液都采用水泥固化进行处理,水泥浆及水泥固化体性能是水泥固化技术重点研究内容。本文采用普通硅酸盐水泥固化中低放废液模拟料液,研究不同液灰比条件下,搅拌时间和搅拌速度对水泥浆流动度和固化体28 d抗压强度、孔结构、显微结构和抗浸出性能的影响。结果表明:在相同液灰比下,随着搅拌时间的延长(10～50 min),水泥浆的流动度和固化体抗压强度呈现先增大后减小的趋势,而固化体的孔隙率和Sr^(2+)浸出率随搅拌时间的延长呈递减的趋势,搅拌50 min的固化体的结构较搅拌10 min的固化体致密;用较大搅拌速度制备的固化体的抗压强度较高,且在搅拌30 min内,提高搅拌速度可提高浆料的流动度;然而长时间用较大速度搅拌制备的固化体的孔隙率较高,同时核素浸出率也较大。由于固化工艺过程中搅拌速度和搅拌时间会影响水泥浆的流动性和固化体性能,因此在水泥固化装置投入使用前,应通过大量实验来确定满足工艺要求且满足固化体性能的最佳搅拌参数。

关键词：放射性废液水泥固化搅拌时间搅拌速度

高分辨电感耦合等离子体质谱法测量放射性废液中239Pu与240Pu

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质谱学报 2018年第5期39卷 593-598页

作者：李兵梁帮宏苏冬萍张劲松陈云明孙鹏李顺涛李新政袁平中国核动力研究设计院第一研究所四川省核设施退役及放射性废物治理工程实验室四川成都610005

^(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... 详细信息

^(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。

关键词：高分辨电感耦合等离子体质谱(HR-ICP-MS) 放射性废液铀钚同质异位素

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核电厂放射性废液防堵塞液位检测系统研究

核动力工程 2020年第1期41卷 117-121页

作者：符江刘胜智李苏马嘎苏州热工研究院有限公司广东深圳518003 美核电气(济南)股份有限公司济南250101

核电厂内放射性废液处理系统的吹气式液位测量仪表频繁堵塞,导致放射性废液液位失去监测,影响放射性废液处理效率。针对该问题,新增自动吹扫装置用于吹气式液位测量仪表引压管的预防性吹扫。依据吹气式液位仪表测量气路组成和堵塞周期,... 详细信息

核电厂内放射性废液处理系统的吹气式液位测量仪表频繁堵塞,导致放射性废液液位失去监测,影响放射性废液处理效率。针对该问题,新增自动吹扫装置用于吹气式液位测量仪表引压管的预防性吹扫。依据吹气式液位仪表测量气路组成和堵塞周期,将自动吹扫装置的吹扫气路与测量气路重新组合,吹扫逻辑通过设置吹扫工作启动和停止的先后顺序和时间间隔,每次只吹扫一路测量气路,保证了吹扫工作中仪表的测量功能不受影响。模拟测试结果表明,自动吹扫装置解决了吹气式液位测量仪表管路频繁堵塞的问题,最终保证放射性废液液位监测功能连续可用。

关键词：核电厂吹气式液位仪表自动吹扫装置防堵塞吹扫算法放射性废液