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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

二环己基18-冠醚-6对放射性废液中^(90)Sr的萃取性能研究

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化学研究与应用 2022年第5期34卷 1164-1171页

作者：王定娜李宛琼刘伟陈云明冯伟伟胡银梁帮宏中国核动力研究设计院四川成都610213

^(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,... 详细信息

^(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。

关键词： ^(90)Sr 溶剂萃取 DCH18C6 放射性废液

共辐照接枝合成胺基型吸附剂对放射性废液中离子态和胶体态Ag的去除

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原子能科学技术 2023年

作者：詹杰苏兴东李家文李雪菲蒋丹枫何烨刘峰潘晓晗薛怡俎建华中广核研究院有限公司上海交通大学核科学与工程学院

在核电厂正常运行所产生的放射性废液中,放射性核素110Agm的形态复杂,除盐床无法将其彻底去除,研究其高效去除技术具有重要意义。本研究提出了以胺基型新材料PP-g-GMA@EDA为吸附剂的吸附分离方法实现对离子态(Ag(Ⅰ))和胶体态银(Ag·Nps... 详细信息

在核电厂正常运行所产生的放射性废液中,放射性核素110Agm的形态复杂,除盐床无法将其彻底去除,研究其高效去除技术具有重要意义。本研究提出了以胺基型新材料PP-g-GMA@EDA为吸附剂的吸附分离方法实现对离子态(Ag(Ⅰ))和胶体态银(Ag·Nps)的共去除。采用γ射线诱导的共辐照接枝法制备了PP-g-GMA@EDA,并通过批式实验分别研究了其对Ag·Nps和Ag(Ⅰ)的去除性能及吸附机理。结果显示,在不同pH的Ag·Nps溶液中,PP-g-GMA@EDA较核电厂常用的商业树脂IRN9766具有更好的去除效率,溶液pH作用下的吸附曲线呈典型的阴离子交换吸附特征。在最佳pH=4条件下,材料对Ag·Nps的吸附效率可达100%,最大吸附量为101.44 mg/g。对于Ag(Ⅰ)的吸附,PP-g-GMA@EDA呈螯合吸附特征,在420 min达到吸附平衡。批式实验证实了胺基型吸附剂PP-g-GMA@EDA在放射性废液中多形态110Agm去污的适用性,为110Agm从放射性废液中去除提供了一种高效、可持续和工业上可行的方法。

关键词：放射性废液 Ag 去除离子态胶体态 PP-g-GMA@EDA

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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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基于石墨烯基材料的放射性废液处理研究

基于石墨烯基材料的放射性废液处理研究

作者：夏新明浙江农林大学

学位级别：硕士

氧化石墨烯(Graphene oxide,GO)作为石墨烯基材料,是石墨烯的衍生物,具有二维平面芳香域(sp簇)结构,以及多种共价连接的含氧官能团。GO的独特结构使其具有优异的物理化学性能,在海水淡化、离子分离、光响应特性器件、质子导体以及生物... 详细信息

氧化石墨烯(Graphene oxide,GO)作为石墨烯基材料,是石墨烯的衍生物,具有二维平面芳香域(sp簇)结构,以及多种共价连接的含氧官能团。GO的独特结构使其具有优异的物理化学性能,在海水淡化、离子分离、光响应特性器件、质子导体以及生物传感器等方面得到了广泛的研究。特别是,由于阳离子与石墨烯基材料间的阳离子-π相互作用,以及GO大比表面积的特性,GO被认为是有效去除和浓缩溶液中放射性核素的优异材料。一方面,石墨烯基表面的高密度离子吸附聚集,可用于放射性废液的吸附处理;另一方面,离子的强吸附作用有利于石墨烯基纳滤膜片层之间的稳定性,可用于放射性废液的截留筛分。然而,石墨烯基对离子的强吸附作用常伴随着离子脱附的挑战。另外,在石墨烯基纳滤膜方面,对放射性废液的截留性能研究也鲜有报道。本论文的主要研究工作有两项:首先,制备了磁铁矿-氧化石墨烯(Magnetite-graphene oxide,M-GO),通过对M-GO进行透射电子显微镜成像,拉曼光谱,紫外光谱,X-射线光电子能谱,X-射线衍射等光学技术表征研究,确定其形貌与结构特征。然后,使用M-GO对溶液中典型放射性核素的同位素离子(Co、Mn和Sr)进行吸附-脱附平衡和吸附-脱附动力学研究,并采用准二级动力学模型计算吸附动力学参数。实验结果表明M-GO能够有效地吸附溶液中的离子(Co、Mn和Sr),并证明了通过添加微量的Al,能够使Co、Mn和Sr在M-GO上实现快速高效的脱附。与传统脱附法相比,相应Al浓度至少降低250倍,并在1 min内脱附率可达～97.0%。通过对吸附Al后的M-GO进行弱碱性脱附处理,实现了M-GO的吸附-脱附-吸附循环再利用。此外,进一步实现了对放射性核素Co的有效浓缩,浓缩倍数约8.3倍。该方法解决了石墨烯基强吸附材料脱附困难的挑战,并可适用于石墨烯基材料在能源、环境和材料等领域的离子脱附处理。第二项工作是,利用氨水还原法制备氨水还原氧化石墨烯(Ammonium hydroxide-reduced graphene oxide,AH-r GO)纳滤膜,实现放射性废液的高效处理。对于现有研究的用于离子截留的纳滤膜,包括GO膜在内,离子截留率和水渗透性之间存在着矛盾:提升离子截留效率将导致水渗透性的降低,反之亦然。本研究通过对AH-r GO进行扫描电子显微镜成像,紫外光谱,傅立叶红外光谱,X-射线光电子能谱等光学技术表征研究,确定其形貌与结构特征。然后,使用AH-r GO膜对含有典型放射性核素的同位素离子(Co、Zn和Ni)的溶液进行纳滤实验,结果发现离子截留率达到99.9%,同时具有约71.9 L m h bar的高水渗透性,优于已报道的其他纳滤膜。此外,本研究还测试了AH-r GO膜对放射性核素Co截留的适用性,并系统分析了AH-r GO膜厚度、溶液浓度及时间等影响纳滤膜分离性能的因素。这些研究结果表明还原氧化石墨烯膜在放射性废液处理中具有良好的应用潜力。

关键词：氧化石墨烯放射性废液吸附-脱附纳滤

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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

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