含硝酸放射性废液蒸发调试问题分析及改进

蒸发浓缩技术是处理放射性废液常见的、主要方法之一,本文介绍了含硝酸放射性废液蒸发试验台架在验证中出现的二次蒸汽冷凝液酸度超标、废液量大等问题;并对问题产生的原因进行了分析,最后结合现场实际提出了现场的改进措施或者后续的优化建议。

压水堆核电站产生的硼酸废液和浓缩废液的水泥固化研究

本文介绍了压水堆核电站产生的硼酸废液和浓缩废液水泥固化的实验室研究结果。硼酸废液在水泥中有良好的分散性和缓凝作用，水泥浆的泌水和终凝时间太长限制了水泥固化体中废液的包容量。推荐的含砂水泥固化体中硼酸废液的包容量为２３％（ｗｔ），纯水泥固化体为２８％（ｗｔ）。浓缩废液与水泥等组分搅拌形成的水泥浆又粘又稠，凝结很快。推荐的含砂水泥固化体中浓缩废液的包容量为２８％（ｗｔ），纯水泥固化体为３８％（ｗｔ），上述固化体的性能均符合技术指标的要求。

基于水文条件的内陆核电厂放射性液态流出物动态排放模拟研究

以某内陆核电厂址为例,选取90%频率环境来流作为设计基准,建立放射性液态流出物排放量与环境流量等比分配的动态排放模式,采用EFDC数学模型作为模拟手段,分析基准年逐月来流过程放射性液态流出物排放分配方式与环境水体中核素浓度变化的关系,模拟常态化实际来流过程中放射性液态流出物动态排放控制条件和水域浓度规律。应用于典型案例,提出瞬时排放量控制上限与环境流量等比例动态分配相结合的动态排放控制方式,并提出瞬时排放量上限的合理取值为3倍年均排放速率。结果表明,该动态排放控制方式可有效降低受纳水域高浓度出现时间,并实现最大峰值浓度合理控制,削弱放射性液态流出物排放对环境水体的影响。这对内陆核电厂排水管理具有重要指导意义。

基于ERICA框架的放射性核素环境安全浓度限值的计算

本文采用欧盟ERICA框架下评估电离辐射生态风险的ERICA综合法,选用ERICA工具数据库中的参数数据,计算了我国大亚湾等核电站液态放射性流出物中主要的18种放射性核素的环境安全浓度限值。当核电站排水口附近海域中放射性核素浓度低于推荐的环境安全浓度限值时,放射性核素造成的辐射风险被认为是在海洋生态环境所能承受的范围之内。

桶内干燥处理浓缩液尾气中核素的载带试验

在不同温度下对模拟浓缩液进行桶内干燥试验,以研究该干燥方法处理核电站产生的放射性浓缩液尾气中核素的活度浓度及分布。结果表明,107℃(沸腾状态)干燥,Sr、Cs、Co的载带率为5.14%、0.06,0.05%,且大部分在洗涤液中;90℃(非沸腾状态)干燥,Sr、Cs、Co的载带率分别为2.38%、0.03%、0.02%。

低放液体放射性浓度测量系统的响应系数计算

针对核电站排放废水放射性浓度在线探测装置的设计结构,采用蒙特卡罗方法计算研究了该探测装置对液体放射性浓度的响应系数,给出了NaI探测器计数率与废水排放管道中单位浓度137Cs的响应关系,得到其响应系数为1.249×10 4s 1 Bq 1 m3。并根据环境辐射本底计算分析了测量系统的最低可探测放射性浓度,当铅屏蔽层厚度为80mm时,其最低探测限可达(4–5)×103Bq m 3。为了验证计算方法并校准NaI探测器结构模型,计算了离线测量系统对137Cs溶液放射性浓度的响应系数,与实验标定结果符合较好,两者相差不到3%。

温度对放射性含氟浓缩液磷酸盐水合陶瓷固化体的性能影响

以KH_(2)PO_(4)、重烧MgO、硼砂、硅灰等为原料,20~1000℃下制备磷酸盐水合陶瓷并固化模拟放射性含氟浓缩液,研究固化体的物相组成、微观形貌、力学性能、孔隙率和元素浸出等。结果表明:随着温度升高,固化体内部最初的结构发生坍塌,抗压强度降低、孔隙率增大;温度达到800℃后,磷酸盐水合陶瓷固化体生成新矿相Mg_(7)F_(2)(SiO_(4))_(3)、Mg_(2)SiO_(4)、Mg_(3)B_(2)O_(6)等,组成了光滑致密的网络框架,抗压强度回升,孔隙率降低;生成的陶瓷矿相有助于增加元素滞留能力,对Cs主要是物理阻碍作用,对F主要是化学作用。

放射性蒸残液水泥固化配方研究

以某设施内放射性废液蒸发处理后产生的蒸残液为源项,对其水泥固化配方进行试验研究。首先检验分析其源项p H值、电导率、含盐量、化学成份、放射性核素和总β的活度浓度等特性,并分别利用冷、热试剂,按照不同配比制作固化样品。在此基础上,对样品的抗压强度、抗冲击性、抗浸泡、抗冻融性及游离液、核素浸出率等7项性能参数进行试验检验。根据试验数据分析结果,筛选确定水泥和蒸残液的最佳配比为0.5。按照确定的配方开展蒸残液水泥固化工程验证结果表明,固化体各项性能参数满足国家标准要求。