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中放废液沥青固化设施安全评价

原子能科学技术 1991年第6期25卷 43-48页

作者：刘春秀冯光忠祁光茂中国原子能科学研究院

文章对中国原子能科学研究院研制的中放废液沥青固化设施作出了安全评价。该设施在热试验运行中,工作人员所受平均外照射月剂量当量为0.136×10^(-2)Sv,个人最大外照射月剂量当量为0.390×10^(-2)Sv;释放到环境中的放射性物质远低于允... 详细信息

文章对中国原子能科学研究院研制的中放废液沥青固化设施作出了安全评价。该设施在热试验运行中,工作人员所受平均外照射月剂量当量为0.136×10^(-2)Sv,个人最大外照射月剂量当量为0.390×10^(-2)Sv;释放到环境中的放射性物质远低于允许限量;把操作温度严格控制在170℃以下,避免了沥青固化物的燃爆危险。文章还简述了该设施的结构特点、主要工艺流程以及辐射防护安全措施。

关键词：沥青固化中放废液安全评价

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中放废液沥青固化装置热试验

核科学与工程 1989年第1期9卷 66-75页

作者：郑瑞堂张铁松顾胜德顾连康黄永铙徐素珍于承泽汪书卷黄卫岚中国原子能科学研究院

原子能院中放废液沥青固化装置采用蒸发予浓缩及双螺杆机混合蒸发处理流程,用本地区产生的中放蒸残液做料液进行了热试验,其中,蒸发器热运行191小时,双螺杆机热运行349小时,共处理中放蒸残液20.5吨,总放射性1.3×10^(11)贝可,得沥青固... 详细信息

原子能院中放废液沥青固化装置采用蒸发予浓缩及双螺杆机混合蒸发处理流程,用本地区产生的中放蒸残液做料液进行了热试验,其中,蒸发器热运行191小时,双螺杆机热运行349小时,共处理中放蒸残液20.5吨,总放射性1.3×10^(11)贝可,得沥青固化产品45桶,主要技术指标基本达到设计要求,装置运行情况良好,产品出料温度控制在170℃以下是安全的。

关键词：沥青固化装置中放废液热试验

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中放废液蒸发技术研究进展

武汉大学学报（工学版） 2022年第S2期55卷 235-238页

作者：李小萌徐琰武毓勇芦逸洲中国核电工程有限公司北京100048

放射性废液处理是乏燃料后处理厂的重要环节。中放废液来源于高放废液蒸发冷凝液、部分设备去污清洗废液。由于中放废液量大,放射性水平相对较高,其处理技术研究具有非常重要的价值。一般采用蒸发浓缩技术对放射性废液进行处理。蒸发技... 详细信息

放射性废液处理是乏燃料后处理厂的重要环节。中放废液来源于高放废液蒸发冷凝液、部分设备去污清洗废液。由于中放废液量大,放射性水平相对较高,其处理技术研究具有非常重要的价值。一般采用蒸发浓缩技术对放射性废液进行处理。蒸发技术具有适用性良好、操作简单可控等优点,在国内外放射性废液处理领域得到广泛应用。但由于蒸发过程能耗大、效率低、蒸汽品质不高等问题,国内外先进核能国家对中放废液的蒸发处理技术从设备结构和工艺优化上开展了大量研究,获得了突出进展。热泵蒸发技术和真空蒸发技术均是在传统蒸发工艺技术上进行优化改良,提高了能源利用率,实现了节能降耗的目标,为我国未来放射性废液处理领域的研究和发展提供了重要参考。

关键词：中放废液蒸发放射性废液处理

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中放废液大体积浇注水泥固化配方研究

辐射防护 1989年第2期9卷 110-115页

作者：陈百松陈竹英曾继述李楷君林美琼范显华中国原子能科学研究院

本文研究了后处理厂中放蒸残液和元件脱壳的偏铝酸钠废液大体积浇注水泥固化的特殊工艺配方。实验用525普通硅酸盐水泥,模拟废液中分别含^(134)Cs 和^(85)Sr,其放射性浓度均为3.7×10(?)Bq/L。实验结果表明,选用加 DH 型水泥添加剂的配... 详细信息

本文研究了后处理厂中放蒸残液和元件脱壳的偏铝酸钠废液大体积浇注水泥固化的特殊工艺配方。实验用525普通硅酸盐水泥,模拟废液中分别含^(134)Cs 和^(85)Sr,其放射性浓度均为3.7×10(?)Bq/L。实验结果表明,选用加 DH 型水泥添加剂的配方可满足大体积浇注固化池内水泥浆“自流式”流平的技术要求,水泥浆的流动度达0.19m 以上;近似绝热养护后的中放蒸残液和偏铝酸钠废液固化体的抗压强度分别大于7.8和10MPa,固化体性能良好,近似绝热养护28天,两种固化体42天时^(134)Cs 和^(85)Sr 的浸出率均低于1.0×10^(-2)cm/d。

关键词：中放废液水泥固化大体积浇注

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中放废液深地层处置的热试验

原子能科学技术 2001年第B5期35卷 56-61页

作者：刘宗莲王孝强林良元核工业八二一厂四川成都610006

开发了水力压裂深地层处置中放废液的技术。利用该技术进行了 8次中放废液深地层处置热试验 ,共处置了中放废液约 2× 10 3m3。

关键词：中放废液水力压裂热试验深地层处理工艺流程设备

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中放废液贮罐退役工艺方案设计

中放废液贮罐退役工艺方案设计

作者：李昕南华大学

学位级别：硕士

文章通过阐述大型中放废液贮罐特点及贮罐退役的难点问题,结合国外相关经验、设计上需要考虑的问题及各种问题的解决方法,得出了一个初步可行的中放废液贮罐退役工艺方案的设想,并对后续工作、科研的开展提出了建议。中放废液贮罐退役... 详细信息

文章通过阐述大型中放废液贮罐特点及贮罐退役的难点问题,结合国外相关经验、设计上需要考虑的问题及各种问题的解决方法,得出了一个初步可行的中放废液贮罐退役工艺方案的设想,并对后续工作、科研的开展提出了建议。中放废液贮罐退役总体工艺路线,主要分为2个阶段,第一个阶段为主要技术方法、装置的工程研究验证,主要是摸索工艺参数,验证工艺设备;第二阶段是在第一阶段取得相应工艺及设备参数基础上,开展退役工程实施,主要分为退役前的准备、残留物倒出、泥浆处理、罐体去污4个步骤。退役前的准备主要是厂房的整治工作,包括:将上下水、压空、供电、通风等基础设施及辅助服务系统进行维修、整治、增加临时措施,以备后续工程使用;对厂房内用于倒料的系统设备、管道、阀门、仪表等进行检察,作必要的更换、维修,以确保后续退役阶段冲洗水、去污液等可顺利倒出;搭建气帐,设置临时排风系统;搭建作业平台。建设必要的退役辅助设施。残留物倒出主要是将罐内残留的废液和泥浆倒出,主要工艺路线是使用水力射流搅拌技术使罐底泥浆悬浮,然后用隔膜泵输送,配备动力机械手对罐底残留物进行倒出,泥浆并送至泥浆过滤、干燥处理设施进行处理,中放废液送至中放废液处理设施。泥浆处理主要是对回取上来的泥浆进行处理与处置。罐内残留泥浆倒出至新建α泥浆过滤设施进行过滤,过滤后的滤液回流至罐内,最后送至中放废液处理设施进行处理;过滤后的泥浆然后运至α泥浆干燥设施进行干燥处理,干燥后的α废物装桶暂存。去污采用高压水去污、激光去污、干冰去污法进行去污,通过比较去污效果,筛选出最优的去污方案,应用其他大罐的退役去污之中。去污产生的二次废液送至相应废液处理设施,去污产生的废气经过收集净化后送烟囱排放。拆除仅拆除大罐内的顶板、底板、侧壁的碳钢覆面,利用多功能拆除机器人配不同的工具头对罐内覆面进行切割拆除,然后切割成小块装入200L桶内,送至废物暂存库暂存,以后送往放射性固体废物整备中心统一处理、整备。

关键词：中放废液贮罐退役

大体积浇筑水泥固化法在中放废液处理处置中的应用与验证

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大体积浇筑水泥固化法在中放废液处理处置中的应用与验证

作者：胥耀铭南华大学

学位级别：硕士

西北地区的某厂作为我国特大型核工业企业,运行产生的大量中放废液贮存在不锈钢贮槽中,随着我国首座动力堆乏燃料后处理中间试验厂的建成与投运,将产生大量的中放废液,这些废液也将贮存于中放废液贮槽,如果长期贮存既需要为数不少的不... 详细信息

西北地区的某厂作为我国特大型核工业企业,运行产生的大量中放废液贮存在不锈钢贮槽中,随着我国首座动力堆乏燃料后处理中间试验厂的建成与投运,将产生大量的中放废液,这些废液也将贮存于中放废液贮槽,如果长期贮存既需要为数不少的不锈钢贮槽,又存在腐蚀泄漏的潜在核安全风险,对核设施安全运行产生巨大影响。因此,开展中放废液大体积浇筑水泥固化工程试验与应用对中放废液进行液转固安全处理处置具有重要的现实意义。本文在广泛查阅文献的基础上,以该厂中放废液大体积浇筑水泥固化工程为研究对象,结合工程案例对大体积浇筑水泥固化法进行应用分析与验证。根据该厂中放废液贮存设施的建设和历史运行情况,对中放废液大体积浇筑水泥固化处置厂址进行安全分析,表明厂址具备安全处置条件。通过水泥固化配方的研制与调整及冷试验,获取了优化配方。通过多次冷、热试验,查找出固化体温升过快原因,采取改变配方比和加入粉煤灰的措施解决了固化体温升过快的问题,调整后的配方达到了设定参数指标。在水泥固化热试验与工程应用过程中,对固化指标、辐射监测、事故后果等结合试验数据进行了重点论述,结果表明:固化体放射性比活度、抗压强度、核素浸出率、辐射与环境安全等关键工程技术参数满足标准要求,同时解决了α放射性水平较高泥浆的处置难题。通过对固化体浸泡、覆盖层侵蚀暴露、人员误闯及浇筑场居住等4种主要事故后果的分析,认为事故条件下造成的有效剂量远低于管理目标值,最终得出大体积浇筑水泥固化法处理处置中放废液的工程化应用是安全可靠的。根据研究结果,并对今后水泥固化工程运行提出了建议措施。本文形成的研究成果具有重要的推广和应用价值。

关键词：中放废液大体积浇筑水泥固化处理处置

水力压裂法处置中放废液工程技术应用与系统改进

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水力压裂法处置中放废液工程技术应用与系统改进

作者：傅海龙清华大学

学位级别：硕士

对中放废液的处理与处置,曾建议或研究过许多放射性废物处置方法。根据现有的技术条件,放射性废物的地质岩层处置被认为是最可行和最实际的方法。地下水力压裂法处置中放废液就是地质岩层处置方法之一。而水力压裂法处置中放废液中的灰... 详细信息

对中放废液的处理与处置,曾建议或研究过许多放射性废物处置方法。根据现有的技术条件,放射性废物的地质岩层处置被认为是最可行和最实际的方法。地下水力压裂法处置中放废液就是地质岩层处置方法之一。而水力压裂法处置中放废液中的灰浆混拌效果直接关系到所制取的废液灰浆密度(设计值在1.38～1.48g/cm3),在一定程度上会产生对中放废液处置工程的安全方面的影响。而关井候凝后释放回流水后残留在地层中带高压的相分离水量的多少,是影响地质环境安全的重要因素。本文针对水力压裂工程过程中的工艺现状进行了详细的描述,并对该系统中现状以及存在的问题进行了详细的分析,尤其是对工程应用过程中的灰浆制取没有达到设计要求,从而使得相分离水较设计值偏大,导致的一系列问题进行了客观的分析,并针对性的对该工艺系统提出了改进措施,以及相应的工程实施,并对改进后的应用效果进行了评价。

关键词：水力压裂中放废液岩层处置相分离水

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中放废液罐车运输技术研究

中小企业管理与科技 2018年第18期2卷 147-148页

作者：宋长飞李美山赵桂芝南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 中国原子能科学研究院北京102413

中国原子能院的一些核设施在运行和退役期间产生的中放废液无法采用传统的管道方式进行输送,结合国内其他核设施的使用经验,考虑采用罐车方式运输。论文结合原子能院内现有核设施具体情况,对中放废液罐车运输技术进行了研究,提出了适合... 详细信息

中国原子能院的一些核设施在运行和退役期间产生的中放废液无法采用传统的管道方式进行输送,结合国内其他核设施的使用经验,考虑采用罐车方式运输。论文结合原子能院内现有核设施具体情况,对中放废液罐车运输技术进行了研究,提出了适合院内现状的运输装置的技术方案,并根据实际操作进行了人员操作安全研究。

关键词：中放废液罐车操作安全