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先进后处理技术研究进展
1
作者 张虎 林如山 +13 位作者 唐洪彬 乔璐 高子腾 罗方祥 肖松涛 王辉 刘方 于婷 王博 常志远 晏太红 何辉 郑卫芳 叶国安 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期1851-1869,共19页
本文系统综述了国内外核燃料后处理技术的最新进展,重点剖析了水法与干法后处理的技术特点、面临的挑战及未来发展趋势。水法后处理以Purex流程为核心技术,目前已实现工业化应用,但在处理高燃耗燃料时仍存在能力不足的问题,同时还面临... 本文系统综述了国内外核燃料后处理技术的最新进展,重点剖析了水法与干法后处理的技术特点、面临的挑战及未来发展趋势。水法后处理以Purex流程为核心技术,目前已实现工业化应用,但在处理高燃耗燃料时仍存在能力不足的问题,同时还面临溶剂辐解、废物最小化等技术挑战。干法后处理凭借耐辐照、适配快堆金属燃料等显著优势,成为当前的研究焦点。美国、俄罗斯、韩国、日本等国家已开展工程验证,相关技术成熟度已达到7级。在我国,水法后处理领域提出了新一代先进无盐二循环流程(APOR),该流程采用二甲基羟胺为还原剂,有效提升了钚分离的效率与安全性;同时在首端环节研发高温氧化挥发、激光剪切等技术,可实现氚的高效捕集及包壳的精准分离。干法后处理领域确定了熔盐电解技术路线,建立了主工艺概念流程,成功实施了铀钚物料的电解分离、蒸馏纯化、废盐处理等关键技术验证。未来需进一步增强技术对高燃耗燃料的适应性,推动APOR流程的工程化应用,加快干法后处理热实验及工程化设备研发进程,并积极探索人工智能在工艺优化中的应用,为我国“热堆-快堆-聚变堆”的核能“三步走”战略提供有力支撑。 展开更多
关键词 乏燃料 后处理 水法后处理 干法后处理 分离
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蒸发浓缩装置在镀铀工艺废水处理中的应用 被引量：3
2
作者 刘啸尘 初旭阳 +2 位作者 刘啸晨 干雨航 张谦 《铀矿冶》 2025年第1期138-143,共6页
为解决电极镀铀工艺废水的处理问题,开发了适合该工艺特殊要求的蒸发浓缩装置。该装置通过微负压蒸馏原理将废水中的水分汽化,冷凝水经检测合格后外排;蒸发器产生的残渣和固体作为放射性固体废物处理。在装置间设置了防渗基坑,用来处理... 为解决电极镀铀工艺废水的处理问题,开发了适合该工艺特殊要求的蒸发浓缩装置。该装置通过微负压蒸馏原理将废水中的水分汽化,冷凝水经检测合格后外排;蒸发器产生的残渣和固体作为放射性固体废物处理。在装置间设置了防渗基坑,用来处理设备失效或应急淋浴问题;蒸发浓缩装置采用中和罐调节废水酸碱性,并加装检测口,确保冷凝水符合标准后排放。 展开更多
关键词 废水处理 镀铀工艺 蒸发
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放射性废过滤器芯减容装置的研制
3
作者 徐卫 李欢 +2 位作者 阮佳晟 张禹 郑博文 《辐射防护》 北大核心 2025年第S1期52-56,共5页
针对废弃的放射性高效过滤器芯(以下简称废滤芯)处理需求,开发了两套废滤芯减容装置。第一套装置采取“整体破碎压缩”的工艺,对废过滤器进行整体破碎压缩处理,大幅减少了废物体积,为废物最小化提供了技术支持。鉴于过滤器在使用过程中... 针对废弃的放射性高效过滤器芯(以下简称废滤芯)处理需求,开发了两套废滤芯减容装置。第一套装置采取“整体破碎压缩”的工艺,对废过滤器进行整体破碎压缩处理,大幅减少了废物体积,为废物最小化提供了技术支持。鉴于过滤器在使用过程中,大部分带有放射性的粉尘和气溶胶被截留在过滤器的滤材(芯材)上,而金属壳体主要为表面轻度沾污,可通过去污实现解控再利用,在此基础上开发了第二套减容装置,对金属框架和芯材采取差异化的处理措施,采用“分离-压缩”的分步处理工艺,即先将芯材和金属框架分离,滤材通过压缩实现减容,而金属框架通过除胶、擦拭等工艺清洁外表面后进行解控或整备。芯壳分离再压缩式废滤芯减容装置能够实现对废滤芯的有效减容处理,且具有自动化程度高、减容效果好、辐射防护程度高等优势。 展开更多
关键词 高效过滤器芯 减容比 破碎 分离 压缩
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核空气净化系统高效过滤器效率试验及性能研究 被引量：1
4
作者 郭俊材 《模具制造》 2025年第5期144-146,共3页
借助荧光素钠法对核空气净化系统方形、圆筒形高效过滤器进行效率试验及性能研究,不仅介绍了排风净化装置结构、试验方法及原理,也对试验过程中关键点进行说明,更对试验中出现的问题进行了详细分析和处理。试验结果表明:核空气净化系统... 借助荧光素钠法对核空气净化系统方形、圆筒形高效过滤器进行效率试验及性能研究,不仅介绍了排风净化装置结构、试验方法及原理,也对试验过程中关键点进行说明,更对试验中出现的问题进行了详细分析和处理。试验结果表明:核空气净化系统过滤效率满足要求,达到试验目的,荧光素钠法可对核空气净化系统高效过滤器进行高效检验,试验研究结果对核空气净化系统方形和圆筒形高效过滤器效率试验具有一定的借鉴意义。 展开更多
关键词 方形高效过滤器 圆筒形高效过滤器 效率试验
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锆石基复相陶瓷固化体化学稳定性研究
5
作者 旦辉 江正迪 丁艺 《非金属矿》 2025年第3期64-67,共4页
以锆石基复相陶瓷(SiO_(2)/ZrSiO_(4))为固化基材,Nd^(3+)为三价模拟锕系核素替代物,开展了锆石基复相陶瓷固化体(0.2SiO_(2)/Zr_(1-x)Nd_(x)SiO_(4-x/2))的制备及其化学稳定性研究,重点研究Nd^(3+)固溶量和烧结温度对固化体物相结构及... 以锆石基复相陶瓷(SiO_(2)/ZrSiO_(4))为固化基材,Nd^(3+)为三价模拟锕系核素替代物,开展了锆石基复相陶瓷固化体(0.2SiO_(2)/Zr_(1-x)Nd_(x)SiO_(4-x/2))的制备及其化学稳定性研究,重点研究Nd^(3+)固溶量和烧结温度对固化体物相结构及化学稳定性的影响机制。结果表明,当x为0.01时,固化体为单一ZrSiO_(4)相;x为0.04或0.07时,为ZrSiO_(4)和Nd_(2)Si_(2)O_(7)两相共存结构。此外,化学稳定性随烧结温度的升高而增强,随Nd^(3+)固溶量的增加而降低。锆石基复相陶瓷固化体化学稳定性良好,Nd和Zr的归一化浸出率数量级分别为10^(-4)和10^(-6)g·m^(-2)·d^(-1),是一种潜在的高放废物陶瓷固化基材。 展开更多
关键词 锆石 复相陶瓷 锕系核素 陶瓷固化 化学稳定性
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低中水平放射性废液水泥固化材料研究进展 被引量：1
6
作者 刘新凤 李春光 +3 位作者 刘龙成 姚志猛 刘振中 张生栋 《核科学与工程》 北大核心 2025年第1期176-184,共9页
核电的快速发展导致大量放射性废物产生,运行期间以低中水平放射性废液为主,对其进行经济高效固化是确保核电安全的关键。水泥固化成本低廉、工艺简单,已成为国内外公认应用最广泛的中低放废液固化方法。综述了水泥固化方法的理论基础,... 核电的快速发展导致大量放射性废物产生,运行期间以低中水平放射性废液为主,对其进行经济高效固化是确保核电安全的关键。水泥固化成本低廉、工艺简单,已成为国内外公认应用最广泛的中低放废液固化方法。综述了水泥固化方法的理论基础,探讨了核素稳定固化机制,对比了硅酸盐水泥、铝酸盐水泥、硫铝酸盐水泥和碱激发水泥4种水泥在处理放射性废液方面的优缺点,并分析了添加剂对水泥固化过程的影响。综合研究表明,开发新型水泥品种和添加剂是提升水泥固化方法经济性和高效性的主要途径,为核电低中放废液水泥固化技术的发展指明了方向。 展开更多
关键词 核电 低中放废液 水泥固化 水泥基材 添加剂
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氧化镨对高钠硼硅酸盐废物玻璃结构的作用及化学性能的影响 被引量：1
7
作者 张华 王长福 +3 位作者 贺诚 孙惠琳 毛潇梵 王志恒 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第8期1621-1629,共9页
随着反应堆乏燃料燃耗的升高,高放废液中镧系和锕系元素含量增多。本文针对高燃耗乏燃料高放废液中含量较高的氧化镨对高钠硼硅酸盐玻璃结构和性能的影响进行研究。结果显示,在废物包容量10wt.%条件下,氧化镨添加量10wt.%的玻璃样品仍... 随着反应堆乏燃料燃耗的升高,高放废液中镧系和锕系元素含量增多。本文针对高燃耗乏燃料高放废液中含量较高的氧化镨对高钠硼硅酸盐玻璃结构和性能的影响进行研究。结果显示,在废物包容量10wt.%条件下,氧化镨添加量10wt.%的玻璃样品仍可维持均匀的玻璃无定形结构。拉曼分析结果显示,随着氧化镨的添加,1065 cm^(−1)附近的峰有向左偏移的趋势,玻璃结构Q^(3)占比出现减少趋势。^(29)Si固态核磁分析结果显示,随着废物添加量的增加和氧化镨的加入,Q^(4)和Q^(3)占比呈先减少后增加的趋势,同时Q^(2)和Q^(1)占比呈先增加后减少的趋势,表明废物添加量的增加和氧化镨的加入使得玻璃网络结构聚集度呈先降低后提高,氧化镨主要充当网络结构调节剂。化学稳定性测试结果显示,在废物包容量0wt.%条件下,随着氧化镨的加入,元素浸出率升高;在废物包容量10wt.%条件下,随着氧化镨的加入,元素浸出率逐步下降。表明废物包容量的增加和氧化镨的添加能够促进玻璃网络结构趋于聚集和稳定化,提高化学稳定性。 展开更多
关键词 高放废液 玻璃结构 氧化镨
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偏高岭土基地聚合物在处理低水平放射性废液中的应用研究 被引量：1
8
作者 成建峰 张奇 +3 位作者 宗自华 董艳辉 曹胜飞 彭立园 《世界核地质科学》 2025年第1期123-133,共11页
随着核能的快速发展,放射性废液的有效处理与处置是目前亟需解决的问题,地聚合物是一种很有前途的放射性废物固化材料。^(137)Cs是低放废液中主要的辐射源,用偏高岭土作为基材,合成偏高岭土基地聚合物,通过抗压强度、孔隙度、微观结构... 随着核能的快速发展,放射性废液的有效处理与处置是目前亟需解决的问题,地聚合物是一种很有前途的放射性废物固化材料。^(137)Cs是低放废液中主要的辐射源,用偏高岭土作为基材,合成偏高岭土基地聚合物,通过抗压强度、孔隙度、微观结构和浸出行为等试验研究地聚合物对Cs的固化行为。在探明偏高岭土基地聚合物对Cs固化行为的基础上,将所制备的偏高岭土基地聚合物用于真实放射性废液的固化,通过在真实地下水环境中的浸出试验,评价偏高岭土基地聚合物在放射性废液固化领域的应用。研究结果表明:偏高岭土基地聚合物具有较高的抗压强度,孔隙度较小,微观结构稳定,并且对Cs有较好的固化性。在42 d时,真实低水平放射性废液地聚合物固化体中的^(137)Cs在去离子水和真实地下水中均具有较低的浸出率和累积浸出分数,且优于国标中规定的值。说明偏高岭土基地聚合物在固化核素方面是一种非常有应用潜力的材料。 展开更多
关键词 偏高岭土 地聚合物 放射性废液 浸出率 累积浸出分数
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冷冻浓缩法处理含碘模拟放射性废液
9
作者 杜晓慧 苗彩霞 +6 位作者 张光辉 吕海雷 韩红臣 孙琦 初丽丽 吴杰 庞洪超 《核化学与放射化学》 北大核心 2025年第5期577-584,I0004,共9页
冷冻浓缩法是一种基于物理化学中的固液相平衡原理,在低温条件下实现物质浓缩及分离的水处理方法。含挥发性核素的放射性废液对人体健康威胁较大,研究其可行的处理方法具有重要意义。采用冷冻浓缩法处理含I^(-)的模拟放射性废液,建立了... 冷冻浓缩法是一种基于物理化学中的固液相平衡原理,在低温条件下实现物质浓缩及分离的水处理方法。含挥发性核素的放射性废液对人体健康威胁较大,研究其可行的处理方法具有重要意义。采用冷冻浓缩法处理含I^(-)的模拟放射性废液,建立了冷冻浓缩处理的过程模型,推导出对于特定冷冻温度和核素浓度的溶液,净化因子和浓缩减容比呈反比关系。研究了对处理效果的影响因素,探讨该方法工程化应用的可行性。结果表明:降低I^(-)浓度导致净化因子提高,对浓缩减容比影响不大;升高冷冻温度导致净化因子提高,浓缩减容比降低;缩短冷冻时间导致净化因子提高,浓缩减容比降低。通过多级冷冻方式,可以有效提高处理效果。对于I^(-)质量浓度为0.100 g/L的模拟放射性废液,在-6℃下进行三级冷冻浓缩处理,净化因子为108.69±9.80、浓缩减容比为5.81±0.48,同时该方法不产生二次废物。该方法可为处理含挥发性核素的放射性废液提供一种新的思路。 展开更多
关键词 挥发性核素 I^(-) 冷冻浓缩法 放射性废液 净化因子 浓缩减容比
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含铀洗消废水处理膜通量超声强化恢复研究
10
作者 郭丽潇 蒋可为 +2 位作者 李智强 武明亮 崔安熙 《辐射防护》 北大核心 2025年第3期279-284,共6页
针对含铀洗消废水表面活性剂含量高、含放射性、成分复杂等特点,采用超声强化膜分离技术处理含铀洗消废水,研究了超声波对陶瓷膜通量恢复的作用,及超声时间、超声频率、膜污染时间等因素对陶瓷膜通量的影响规律,并与传统的清洗技术进行... 针对含铀洗消废水表面活性剂含量高、含放射性、成分复杂等特点,采用超声强化膜分离技术处理含铀洗消废水,研究了超声波对陶瓷膜通量恢复的作用,及超声时间、超声频率、膜污染时间等因素对陶瓷膜通量的影响规律,并与传统的清洗技术进行了对比分析。研究结果表明,超声时间6 min、超声频率35 kHz时清洗效果较好。针对不同污染程度陶瓷膜通量可恢复至原通量的70%~95%,同时较普通冲洗技术有明显的优势,在较低浓度时超声清洗效果较水冲洗提升30%以上,较高浓度时仍可提升15%左右,膜通量可提升15%~30%。综上,超声强化陶瓷膜可以有效的进行含铀洗消废水的处理,可提升膜通量并降低膜污染,有较好的应用前景。 展开更多
关键词 超声 膜清洗 陶瓷膜 洗消废水 铀
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我国乏燃料后处理分析技术研发与应用
11
作者 左臣 张丽华 +1 位作者 常志远 叶国安 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期1898-1913,共16页
作为乏燃料后处理领域不可或缺的核心技术之一,后处理分析技术的研发与应用水平直接反映了我国在该领域的分析能力。本文旨在系统梳理和总结我国后处理分析技术的发展现状。在水法后处理分析方面,首先综述了我国在后处理分析方法上的研... 作为乏燃料后处理领域不可或缺的核心技术之一,后处理分析技术的研发与应用水平直接反映了我国在该领域的分析能力。本文旨在系统梳理和总结我国后处理分析技术的发展现状。在水法后处理分析方面,首先综述了我国在后处理分析方法上的研究成果及实际应用情况;其次,梳理了封闭式专用分析装置、自动分析装置、在线分析装置的研制历程与应用成效;同时,阐述了我国在后处理分析标准物质研制方面取得的进展。在干法后处理分析方面,由于分析样品的状态、组分与水法后处理存在显著差异,相关分析技术需进行针对性研发,本文对此类技术的研究进展进行了总结与分析。最后,结合当前发展现状,提出了我国后处理分析技术的优化改进路径及未来研究方向。 展开更多
关键词 乏燃料 后处理 分析技术
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中国原子能科学研究院高放废物处理处置技术研究进展
12
作者 谭盛恒 包良进 +4 位作者 张华 郄东生 周舵 商澄铭 鲜亮 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期1870-1883,共14页
高放废物处理处置是制约我国核能可持续发展的重要因素。中国原子能科学研究院(简称原子能院)放射性废物处理处置研究团队长期致力于高放废物固化处理技术和高放废物处置技术研究,本文主要介绍了研究团队近年来在高放废液玻璃固化、高... 高放废物处理处置是制约我国核能可持续发展的重要因素。中国原子能科学研究院(简称原子能院)放射性废物处理处置研究团队长期致力于高放废物固化处理技术和高放废物处置技术研究,本文主要介绍了研究团队近年来在高放废液玻璃固化、高放固体废物固化和高放废物深地质处置等领域取得的研究进展。在高放废液玻璃固化方面,自主化发展了两步法冷坩埚玻璃固化技术,完成了玻璃固化主工艺开发、关键设备研制和初步数字化模拟仿真,并针对不同高放废液源项开发了与之相适应的玻璃固化配方。在高放固体废物固化方面,自主化发展了针对干法后处理氯化物废盐的玻璃-陶瓷复合固化技术和针对干法后处理金属阳极泥的金属熔炼固化技术,目前已完成固化配方体系、制备工艺研究以及原理实验装置研制。在高放废物深地质处置方面,研发了多套核素迁移研究试验装置,建立了针对地下水中低浓核素的CE-ICP-MS形态分析方法,获得了各关键核素在不同模拟深地质处置环境下的吸附、扩散、弥散数据,并开发了核素在处置环境中迁移行为的初步预测模型。 展开更多
关键词 高放废物 玻璃固化 玻璃-陶瓷固化 处置化学 核素迁移
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钍基熔盐堆核石墨中的氚含量定量估算
13
作者 曾林林 程文宇 +5 位作者 王晨旭 李磊 曾友石 刘文冠 邓珂 刘卫 《核技术》 北大核心 2025年第9期176-185,共10页
钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)核石墨中氚的含量直接影响TMSR中氚的分布、氚的控制方式、氚的释放量估算以及TMSR退役时核石墨的去污方案。为了准确得到TMSR核石墨中氚的含量,本研究对2 MWt液态燃料钍基熔盐堆(Li... 钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)核石墨中氚的含量直接影响TMSR中氚的分布、氚的控制方式、氚的释放量估算以及TMSR退役时核石墨的去污方案。为了准确得到TMSR核石墨中氚的含量,本研究对2 MWt液态燃料钍基熔盐堆(Liquid-Fueled Molten Salt Experimental Reactor,TMSR-LF1)所用NG-CT-50核石墨在其实际运行温度下(650℃)对氘的吸附和解吸行为进行了实验研究。实验结果表明:650℃下NG-CT-50核石墨对氘气的吸附量为(2.34±0.13)×10^(-6)g·g^(-1)。由此得到,在不考虑同位素效应的基础上,2 MWt的TMSR-LF1核石墨中氚含量占TMSR-LF1氚总产量的14.44%,10 MWt、2250 MWt的TMSR中核石墨中氚含量分别占氚总产量的7.10%、11.60%。 展开更多
关键词 钍基熔盐堆 核石墨 吸附 解吸 氘 氚
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模拟含氟放射性废液的地质聚合物固化配方
14
作者 张丽 何小平 +7 位作者 闫晓俊 郭喜良 席亚慧 韩旭 高凯 秦翔 樊丽阳 高超 《核化学与放射化学》 北大核心 2025年第1期58-67,I0003,共11页
采用地质聚合物固化技术处理钍基熔盐堆运行过程中产生的含氟放射性废液。以水玻璃(硅铝酸钠水溶液)和粉煤灰为固化基材对模拟含氟放射性废液进行固化处理。通过设计四因素四水平的正交实验,形成16组不同的地质聚合物固化配方,在60℃条... 采用地质聚合物固化技术处理钍基熔盐堆运行过程中产生的含氟放射性废液。以水玻璃(硅铝酸钠水溶液)和粉煤灰为固化基材对模拟含氟放射性废液进行固化处理。通过设计四因素四水平的正交实验,形成16组不同的地质聚合物固化配方,在60℃条件下养护28 d,对制得的地质聚合物固化体进行抗压强度、抗浸泡性和抗浸出性能测试。实验结果表明:当固化配方为水玻璃模数1.5、水灰比0.35或0.40、碱激发剂质量分数30%、F-质量分数4%时,制备得到的地质聚合物固化体的抗压强度为47 MPa,在(25±5)℃、去离子水条件下浸泡90 d后的抗压强度损失为13.75%,Co^(2+)、Sr^(2+)和Cs^(+)第42天的浸出率和42 d累积浸出分数均满足GB 14569.1—2011要求;F-第42天浸出质量浓度为2.81 mg/L,低于GB 5083.3—2007的限值要求(100 mg/L)。可见,该配方实现了对模拟含氟放射性废液的有效固化,后续可进一步探究养护条件(包括温度、湿度和时间)对地质聚合物固化体性能的影响,以期为含氟放射性废液的稳定化处理提供一条行之有效的技术路线。 展开更多
关键词 含氟放射性废液 地质聚合物固化 F-的浸出
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含^(137)Cs、^(90)Sr双核素的土壤废物测量分拣限值的确定
15
作者 施海江 朱欣研 +6 位作者 杜晓慧 韩红臣 吕海雷 初丽丽 苗彩霞 王辰宇 孙琦 《辐射防护》 北大核心 2025年第S1期67-70,共4页
针对多种核素共存且各核素废物分类比活度指导值不同的情况,以^(137)Cs、^(90)Sr为代表核素制备放射性土壤标准样品确定测量分拣限值。详细介绍了方法原理、实现步骤、该方法的检验判断以及应用实践。
关键词 含^(137)Cs、^(90)Sr双核素土壤标准样品 测量分拣限值 比活度
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放射性重金属浓缩液的水泥固化配方设计及性能稳定性评价
16
作者 丁芸 周东升 +4 位作者 谢华 汪栋 王烈林 黄小书 周杨潇 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第7期1465-1473,共9页
为对铅铋快堆运行过程中产生的放射性重金属浓缩液进行安全、稳定的处理,本文开展了水泥固化配方设计及性能稳定性评价。实验以模拟重金属废液为研究对象,通过改变水泥种类及水泥添加剂种类,设计并制备出15组水泥固化体。通过对比分析... 为对铅铋快堆运行过程中产生的放射性重金属浓缩液进行安全、稳定的处理,本文开展了水泥固化配方设计及性能稳定性评价。实验以模拟重金属废液为研究对象,通过改变水泥种类及水泥添加剂种类,设计并制备出15组水泥固化体。通过对比分析各类固化体的抗压强度、抗浸出性及耐γ辐照等性能,最终遴选出最佳水泥固化体配方。初筛实验结果表明:PⅡ-S(PⅡ+矿渣)、PSA-S(PSA+矿渣)和PSA-F(PSA+粉煤灰)3个配方的抗压强度和TCLP(毒性浸出实验)性能表现更优。综合性能评价数据显示:PⅡ-S因耐γ辐照损失率>25%、Sr的累积浸出分数P_t>0.17 cm而被筛除;相同条件下,PSA-S的抗浸出性优于PSA-F。因此,针对放射性重金属浓缩液的固化处理,本实验推荐的最佳水泥配方为PSA-S,即P.S.A42.5水泥+矿渣添加剂,质量配比为熟石灰∶矿渣灰∶水泥=1∶2∶20。该实验结果有望为铅铋快堆产生的放射性重金属浓缩液实施水泥固化提供配方借鉴和性能参考。 展开更多
关键词 铅铋快堆 重金属 放射性废液 水泥固化 性能稳定性
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铀矿采冶放射性废水治理技术研究进展
17
作者 李存增 彭阳 +3 位作者 周磊 肖锐 胡鹏华 徐乐昌 《铀矿冶》 2025年第2期151-160,共10页
铀是核电发展的重要原料,在铀矿资源开采、加工等过程中均有放射性废水产生,放射性废水的治理问题备受关注。从物理法、化学法及生物法等方面,介绍了铀矿山放射性废水治理技术的研究进展,探讨了各种方法治理放射性废水过程中去除放射性... 铀是核电发展的重要原料,在铀矿资源开采、加工等过程中均有放射性废水产生,放射性废水的治理问题备受关注。从物理法、化学法及生物法等方面,介绍了铀矿山放射性废水治理技术的研究进展,探讨了各种方法治理放射性废水过程中去除放射性核素的氧化还原、吸附、配合沉淀等相互作用机制、发展状况及其优势和局限性,并对铀矿采冶放射性废水治理技术的应用提出合理化建议和展望。 展开更多
关键词 铀矿 采冶 放射性废水 放射性核素 废水治理
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基于超临界水氧化技术处理十二烷基苯磺酸铵
18
作者 张玉钏 冯亚鑫 +3 位作者 刘刈 尹文续 张生栋 张振涛 《当代化工》 2025年第7期1642-1646,1665,共6页
核电站排放的低水平放射性洗衣废水中含有一些阴离子表面活性剂,会对生态环境构成潜在危害。通过选取典型的阴离子表面活性剂十二烷基苯磺酸铵作为研究对象,采用废液中的硝酸钠作为氧化剂,探究其在超临界水氧化技术不同工况参数下的去除... 核电站排放的低水平放射性洗衣废水中含有一些阴离子表面活性剂,会对生态环境构成潜在危害。通过选取典型的阴离子表面活性剂十二烷基苯磺酸铵作为研究对象,采用废液中的硝酸钠作为氧化剂,探究其在超临界水氧化技术不同工况参数下的去除率,分析了反应温度(250~500℃)、压力(16.5~24.5 MPa)、氧化剂过氧倍数(1.0~2.0)及停留时间(35~76 s)等对目标污染物降解效率的影响规律。结果表明:在反应温度为450℃、压力为22.5 MPa、氧化剂过氧倍数为1.5停留时间为41.8 s的条件下,有机物去除率可达85%,实现了以废治废的目标。 展开更多
关键词 表面活性剂 十二烷基苯磺酸铵 超临界水氧化 硝酸钠 反应动力学 废物处理
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双膜法和吸附组合工艺深度处理高盐低放废液
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作者 杨文文 郭浩城 +2 位作者 赵宇伦 高鸽 陈凌 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第4期793-802,共10页
为有效处理核医药行业中的高盐低放废液,本文提出了一种反渗透-膜蒸馏+吸附组合工艺。实验中选择稳定核素配制含ReO_(4)^(-)、Cs^(+)和Ru^(3+)及0.9%NaCl的混合料液,探讨了操作条件对膜通量的影响,并分析了料液pH和离子浓度对核素截留... 为有效处理核医药行业中的高盐低放废液,本文提出了一种反渗透-膜蒸馏+吸附组合工艺。实验中选择稳定核素配制含ReO_(4)^(-)、Cs^(+)和Ru^(3+)及0.9%NaCl的混合料液,探讨了操作条件对膜通量的影响,并分析了料液pH和离子浓度对核素截留性能的影响。结果表明:反渗透通量与进料压力线性相关,膜蒸馏通量随料液温度和流量的增加而升高,最高达27.07 kg/(m^(2)·h)。在pH=3~9范围内,反渗透截留性能受进料pH影响较大,而膜蒸馏对各核素的截留率均超过99.9%;膜蒸馏对各核素的截留率随核素浓度的增加呈显著上升趋势,去污因子达10~4以上;反渗透-膜蒸馏-吸附组合工艺对Re、Cs和Ru的总去污因子均超过10~4,且体积浓缩倍数达40,显示出其在处理钼锝发生器高盐低放废液方面的高效性。 展开更多
关键词 高盐低放废液 ^(99)Mo-^(99)Tc^(m)发生器 反渗透 膜蒸馏 吸附 去污因子
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碳封存工艺处理C14可行性探讨
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作者 高东亮 徐卫 +3 位作者 张禹 赵世杰 袁永太 郑博文 《广东化工》 2025年第14期55-57,47,共4页
石墨因其良好的综合性能被广泛用于核工业,截至目前全球现存放射性废石墨超过25万吨,但各国并未开发出能被广泛接受的处理方式。放射性废石墨焚烧处理被广泛研究并已验证该工艺可行,但焚烧过程中会产生^(14)CO_(2),而^(14)CO_(2)的处理... 石墨因其良好的综合性能被广泛用于核工业,截至目前全球现存放射性废石墨超过25万吨,但各国并未开发出能被广泛接受的处理方式。放射性废石墨焚烧处理被广泛研究并已验证该工艺可行,但焚烧过程中会产生^(14)CO_(2),而^(14)CO_(2)的处理成为当前制约废石墨焚烧技术发展的主要问题之一。随着碳中和目标的提出,碳捕集与封存技术有了长足发展,有学者提出可使用碳封存工艺处理^(14)CO_(2),本文主要针对各碳封存技术应用于处理^(14)CO_(2)可能面临的风险因素进行探讨。表明:海洋封存^(14)CO_(2)现阶段不具备合法性;工业利用的封存周期过短,不适宜处理^(14)C;矿石碳化能将^(14)CO_(2)固定为稳定的碳酸盐,但存在增容增重的问题;地质封存中深部咸水层封存埋藏深度最深能至地下数千米,在理论上存在一定可行性,但仍需开展深入研究。 展开更多
关键词 放射性废石墨 C14 焚烧 碳封存 地质封存
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