放射性高盐废液干燥成盐技术研究

放射性废物处理中,放射性废液的体积和所含放射性总量在“三废”中占比较大,为使废物最小化,本研究围绕放射性高盐废液干燥成盐技术开展技术路线论证、工艺设计,研制放射性高盐废液微波干燥成盐工程样机,并完成样机加工制造、安装调试及性能验证。工程样机验证实验结果表明,装置运行过程稳定,干燥速率约6~8 L/h,产物不含游离水,桶内及桶壁温度最高约100℃,桶内压力在1~2 kPa之间。本研究结果可为放射性高盐废液干燥成盐技术及专用工装设计提供参考,并为后续工程应用奠定基础。

放射性高盐废液干燥成盐技术发展现状及改进方案

放射性高盐废液干燥成盐技术作为国际上有效实现放射性废物最小化的代表技术,近年来在国内取得长足发展。文章简要归纳了目前该技术在国内、外的发展现状,结合项目研发经验,从后续处理对象及应用需求入手,系统分析该技术现存的问题,并从工艺、设备、控制、布置4个方面提出初步解决问题的措施,为该技术后续研发及装置研制提供参考。

碱矿渣水泥固化模拟高放射性废液中Cs^+的作用机理

研究了模拟高放射性废液在不同的预处理工艺条件下,加入NiSO4和K4[Fe(CN)6]后,碱矿渣水泥固化其废液中Cs+的作用机理.及其预处理工艺对废液中Cs+交换容量及固化体中Cs+浸出率的影响。实验表明:废液在H1预处理工艺下,即:在脱硝后,pH值为0.2时,按摩尔比n(Cs+):n(Ni2+):n([Fe(CN)6]4-)为1:1:1加入NiSO4和K4[Fe(CN)6],然后碱化至pH=12,采用GB7023-86方法.计算得到在25℃.第42 d的固化体中,Cs+浸出率为未经预处理的1/790.达到10-7m·d-1。采用MCC-I方法,90℃,第28 d的固化体中.Cs+浸出率为未经预处理的1/385,也达到10-g·cm-2·d-1。并通过X射线衍射.扫描电镜及能谱分析、差热及热重分析等方法分析并验证了固化结果:经H1预处理工艺后,废液中大部分Cs+与NiSO4,K4[Fe(CN)6]生成难溶固溶体Cs2Ni[Fe(CN)6]和Cs4Ni4[Fe(CN)6]3而被固化体固封持留。

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

^(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。

高含盐放射性废水膜处理技术研究进展及可行性分析

放射性废水高效处理是制约核能行业发展的重要问题,其中高含盐放射性废水处理是直接影响放射性废水最终处理处置效果安全性和经济性的一个关键环节。目前,在高含盐放射性废水处理方面,国内外在技术先进性和经济性方面差距仍然非常明显。膜处理技术由于自身的技术特点,在非放射性高含盐废水处理和国外放射性高盐废水处理方向有一定应用。因此,本文系统地就膜技术的特点、在非放射性行业以及目前在国内外高含盐放射性废液的应用进行调研、分析和论证。对膜处理技术在放射性高含盐废水的应用的可行性进行了初步的判断,并对后续研究提供了一定的初步建议,以期为后续的高含盐放射性废液处理提供一定的理论指导。

模拟高放废液中Fe（Ⅲ）的还原

对模拟高放废液中Ｆｅ（Ⅲ）的还原与还原剂类型、用量、还原时间，支持还原剂类型及用量的关系进行了初步研究。抗坏血酸（Ｃ６Ｈ８Ｏ６）是较合适的还原剂，硝酸肼（Ｎ２Ｈ４·ＨＮＯ３）和氨基磺酸（ＮＨ２ＳＯ３Ｈ）可以作为支持还原剂。模拟高放废液酸度为１ｍｏｌ／Ｌ时，采用Ｇ６Ｈ８Ｏ６作还原剂，Ｎ２Ｈ４·ＨＮＯ３作支持还原剂，可使模拟料液中９０％以上的Ｆｅ（Ⅲ）还原成Ｆｅ（Ⅱ）。当用３０％ＴＲＰＯ—煤油溶液与上述溶液萃取平衡１小时后，８０％以上的铁仍处于Ｆｅ（Ⅲ）状态。由于３０％ＴＲＰＯ不萃取Ｆｅ（Ⅱ），采用还原Ｆｅ（Ⅲ）为Ｆｅ（Ⅱ）的方法，可用３０％ＴＲＰＯ—煤油直接萃取模拟高放废液（［ＨＮＯ３］＜１．４ｍｏｌ／Ｌ），萃取体系也不会产生第三相。

放射性废料玻璃化用电炉耐火材料的选择

熔铸含铬耐火材料最有希望作为下一代玻璃电炉和小型熔炉的炉衬材料。为确保熔炉的长使用寿命(最长10年),其侵蚀严重的部位,如液态玻璃液位处的熔池壁段、隔板、溢流区和底梁,应采用高铬含量的KhPL-85型耐火材料;其他部位的炉衬材料可采用低氧化铬熔铸KhATs-26M型耐火材料。

DHDECMP从强放废液中分离和回收锕系-镧系元素的研究

文章在单级萃取实验的基础上,以串级萃取的实验方法,用30%DHDECMP-DEB从模拟动力堆核燃料后处理1AW强放废液中,进行了分离和回收锕系-镧系元素的工艺研究。串级实验是在共萃取槽R-A;分离槽R-B;反萃取槽R-C三个槽进行的。经过共萃取槽后,从强放废液中提取了全部α-放射性核素;经过分离槽后,使Pu,Am,Gd等三价锕系-镧系元素与U,Np分离;经过反萃取槽后,回收了Np和U。

碱矿渣水泥固化高放射性废液的研究

水泥固化高放射性废液的机理有三个方面：机械固化、吸附固化和化学固化（固溶固化）。从这三个方面出发，通过对碱矿渣水泥固化高放废液的研究，并结合国内外水泥固化高放废液的研究现状，初步分析和阐述了碱矿渣水泥固化高放废液的理论依据，指出碱矿渣水泥比硅酸盐水泥更适用于高放废液的固化。

三烷基氧膦革取──由高放射性废液回收锕系元素的有效方法

介绍了我国特有的三烷基氧膦（ＴＲＰＯ切革取剂的组成、物性、辐射稳定性及从高放射性废液中萃取锕系元素的过程化学。给出了ＴＲＰＯ流程参数设计和验证的结果，表明了 ＴＲＰＯ流程的良好功能。

封闭式ICP-AES装置光谱测量范围的扩展

为扩展封闭式ＩＣＰ－ＡＥＳ装置的光谱测量范围，为其加配１台ＷＤＰ－５００－２Ａ型平面光栅单道扫描光谱仪。更换了光谱仪外光路元件，并加装了光电检测系统。试探了光电信号的计算机采集和处理的可能性。以模拟核废液中碱金属元素为对象测试了仪器的分析性能。结果表明，加装单道扫描光谱仪使封闭式ＩＣＰ－ＡＥＳ装置的波长测量范围由４００ｎｍ扩展至８００ｎｍ。

TRPO中Am^(3+),Pu(Ⅳ),UO_2^(2+),TcO_4^-的反萃及其红外光谱和裂解色谱分析

研究了硝酸、草酸、碳酸钠和碳酸铵对 4种不同来源的TRPO/煤油中Am3 + ,Pu(IV) ,UO2 2 + 和TcO-4的反萃 ,观察了碳酸钠溶液反萃铀时的乳化现象 ,比较了上述 4种TRPO的红外光谱、裂解色谱。结果表明 ,不同来源的TRPO具有相似的基团 。

三烷基氧化膦萃取稀土元素的研究

研究了国产三烷基氧化膦 (混合 )对稀土元素 L a～ Gd及 Y硝酸盐的萃取。试验了 30 %三烷基氧化膦(TRPO)—煤油—硝酸体系中水相酸度 0 .5 m ol/L～ 7mol/L 范围内轻稀土元素的分配比和相邻两稀土元素的分离因子 ,测定了 TRPO稀土萃合物的组成 ,探讨了

γ辐照对三烷基氧化膦萃取Fe(Ⅲ)的影响

三烷基氧化膦具有优越的锕系元素萃取性能和较高的辐照稳定性。 30 %TRPO -煤油已被用作高放废液 (HAW )处理的萃取剂 ,HAW中常含有大量的Fe(Ⅲ )。研究了辐照 30 %TRPO-煤油溶剂的萃取和反萃取性能。萃取剂吸收剂量为 0 .1× 10 5— 10 .0× 10 5Gy。研究结果表明 ,在吸收剂量 0 .1× 10 5— 1.0× 10 5Gy时γ辐照对萃取分配比没有影响 ,当吸收剂量达到 3.0×10 5Gy时Fe(Ⅲ )的萃取分配比显著增加。试验表明用 0 .

HNO_3-H_2C_2O_4体系中Np和Pu的分离研究

研究了 3 0 %TBP -煤油在不同的硝酸 -草酸混合溶液中对Np ,Pu各价态的萃取分配 ,在HNO3-H2 C2 O4 体系中 ,通过加入HNO3抑制草酸的电离 ,从而基本上消除草酸对 3 0 %TBP -煤油萃取Np ,Pu的影响。根据所得数据研究了 3 0 %TBP -煤油萃取分离Np ,Pu的工艺流程 ,并给出了各工艺参数。

HBTMPDTP对^(244)Cm萃取行为的研究

研究了二(2,4,4 三甲基戊基)二硫代膦酸(HBTMPDTP)从NaNO3 HNO3介质中萃取示踪量244Cm的行为。考察了搅拌时间、离子强度、平衡水相pH值、萃取剂浓度和温度等因素对萃取平衡的影响,给出了萃取反应方程式。计算得到萃取平衡常数Kex=10-7.84±0.09,萃取反应焓ΔH0=17.4kJ/mol,熵ΔS0=-95.2(J·mol)/K。

核废弃物处理方法

问：核废弃物处理方法有哪些？ 答：通常所说的核废弃物包括中低放射性核废弃物和高放射性核废弃物两类，前者主要指核电站在发电过程中产生的具有放射性的废液、废物；后者则是指从核电站反应堆堆芯中换出来的燃烧后的核燃料，因为其具有高放射性，