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公开(公告)号：CN114638513A
公开(公告)日：2022-06-17
申请号：CN202210287394.8
申请日：2022-03-23
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明涉及一种放射性废物固化处理评估方法及替代核素的可行性评估方法。该替代核素的可行性评估方法，包括：获取放射性废物固化处理中的至少一种锕系核素；在放射性废物固化处理的模拟配位环境制备锕系核素的三价配位盐单晶；在相同的模拟配位环境制备镧系核素的三价配位盐单晶；比对锕系核素及镧系核素的三价配位盐单晶的晶体结构；根据比对结果，得到可行性评估的评估结果。通过在相同的条件制备锕系、镧系核素的三价配位盐单晶，比对单晶晶体结构，根据比对结果从而可以确定镧系核素是否可以替代锕系核素以用于放射性废物固化处理评估的研究之中。
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公开(公告)号：CN114068058A
公开(公告)日：2022-02-18
申请号：CN202111335279.5
申请日：2021-11-11
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21F9/30
摘要： 本发明涉及一种放射性废物的熔融处理方法，包括如下步骤：将待处理的放射性废物置于熔融炉中进行熔融处理；熔融处理包括依次进行的进料熔制阶段、加热熔制阶段、出料阶段及炉底冷却阶段；控制熔融炉中的底部物料在进料熔制阶段、加热熔制阶段、出料阶段的熔融温度依次升高，及在炉底冷却阶段的熔融温度低于进料熔制阶段的熔融温度；控制熔融炉的中部物料在加热熔制阶段、出料阶段的熔融温度高于在进料熔制阶段的熔融温度，及在炉底冷却阶段的熔融温度低于进料熔制阶段的熔融温度；在进料熔制阶段，底部物料的熔融温度低于中部物料的熔融温度；控制熔融炉的顶部物料在熔融处理中的各阶段形成冷帽层。该方法改善了熔制效果、降低了炉底堵塞风险。
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公开(公告)号：CN207883340U
公开(公告)日：2018-09-18
申请号：CN201820146841.7
申请日：2018-01-29
申请人： 岭东核电有限公司 , 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本实用新型公开一种核素零排放的铅铋堆放射性废液净化系统，该系统主要包括用于废液的混凝处理的前置废液贮存模块、用于对经混凝处理后的废液进行吸附处理的与前置废液贮存模块连接的无机吸附模块、用于初步过滤经吸附处理后废液中的无机盐类和有机物的与无机吸附模块连接的一级反渗透模块、用于对一级反渗透模块的浓水进行除盐处理后送至无机吸附模块的分别与无机吸附模块和一级反渗透模块连接的反渗透浓水除盐模块和用于进一步过滤废液的无机盐类和有机物并排放废液的分别与无机吸附模块和一级反渗透模块连接的二级反渗透与排放模块。本实用新型系统将无机吸附、反渗透和离子交换除盐技术进行有效的组合，以达到核素零排放、无浓缩液产生的处理效果。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利
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公开(公告)号：CN117165932A
公开(公告)日：2023-12-05
申请号：CN202311179036.6
申请日：2023-09-13
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： C23C22/73
摘要： 本发明公开了一种无硼核反应堆一回路系统预氧化方法，包括：S1、首次启堆前，在一回路冷却剂温度低于80℃时，将一回路冷却剂中的氧气含量控制在0.01mg/kg以下；S2、在一回路冷却剂升温至80℃～120℃时，加入pH控制剂；S3、在一回路冷却剂升温至180℃～290℃时，注入氢气；S4、在290℃恒温下钝化；S5、清除结构材料表面的疏松腐蚀产物，留下致密的钝化膜。本发明在pH控制调节过程中不添加硼酸，在清洗疏松腐蚀产物阶段不进行硼化，避免其他杂质离子的引入，在钝化过程中的加氢，保证预氧化阶段一回路系统结构材料表面钝化膜的完整性，保持一回路系统材料在预氧化阶段和功率运行阶段水化学环境的一致性。
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公开(公告)号：CN217627980U
公开(公告)日：2022-10-21
申请号：CN202221042126.1
申请日：2022-04-29
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： C02F9/10
摘要： 本实用新型涉及一种放射性高盐废水处理设备，包括沿管道分布的收集暂存单元、絮凝过滤单元、无机吸附单元、纳滤单元、蒸发单元；收集暂存单元包括废液暂存箱及输送装置；絮凝过滤单元包括加药装置、过滤装置，输送装置将废液暂存箱的废液向过滤装置输送，加药装置向废液暂存箱流出的废液添加助凝药剂以形成絮凝物，过滤装置对废液内的絮凝物进行过滤；无机吸附单元包括若干无机吸附件组成的无机吸附组件和监测箱，无机吸附组件对絮凝过滤单元净化后的废液进行无机吸附处理后流入监测箱；纳滤单元与监测箱之间还连接有循环管，监测箱中废液活度不达标时，废液进入纳滤单元进行处理，透过液返回放射性监测箱；活度达标时排向蒸发单元进行盐分分离。
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公开(公告)号：CN217933191U
公开(公告)日：2022-11-29
申请号：CN202221734331.4
申请日：2022-07-06
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本实用新型公开了一种放射性有机废液深度净化处理系统，包括超临界水氧化处理单元、高盐处理单元、低盐处理单元；所述高盐处理单元包括接收高盐废液的第一废液暂存箱、对高盐废水进行絮凝处理的加药机构、过滤去除絮凝物的活性炭过滤机构、去除高盐废水中核素的无机吸附机构；所述第一废液暂存箱、加药机构、活性炭过滤机构和无机吸附机构按高盐废水的流向依次连接。本实用新型的放射性有机废液深度净化处理系统，采用超临界水氧化技术对放射性有机废液进行无机化处理，针对超临界水氧化系统产生的放射性高盐废水，采用絮凝过滤+无机吸附进行处理，能够将放射性核素污染物有效的截留在过滤介质内，实现放射性高盐废水的达标排放，稳定可靠。
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公开(公告)号：CN216053899U
公开(公告)日：2022-03-15
申请号：CN202121854980.3
申请日：2021-08-09
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C19/307 , G21F9/06 , G21F9/12
摘要： 本实用新型公开了一种核电站反应堆冷却剂净化系统，其包括：暂存装置，用于冷却剂的收集暂存和冷却降温；除盐装置，与暂存装置连接，用于对降温后的冷却剂过滤和除盐；除气装置，与除盐装置连接，用于对净化后的冷却剂进行除气；真空泵装置，与除气装置连接，用于提供除气装置运行所需的负压；以及排放装置，与除气装置连接，用于收集/排放除气后的冷却剂。相对于现有技术，本实用新型核电站反应堆冷却剂净化系统设有除气装置，除气装置连接除盐装置和真空泵装置，除气装置可对净化后的冷却剂进行除气并通过真空泵装置排放，可有效脱除冷却剂中溶解的氧气、氢气和放射性惰性气体，显著降低冷却剂的放射性水平。
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公开(公告)号：CN212060095U
公开(公告)日：2020-12-01
申请号：CN202020076718.X
申请日：2020-01-14
申请人： 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G01N30/06
摘要： 本实用新型公开了一种核电站气态流出物中超低放射性氪和氙的分离提纯装置，包括载气瓶、进气瓶、干燥柱、浓缩柱、气相色谱分离装置、真空装置和收集装置；浓缩柱用于吸附氪和氙；气相色谱分离装置用于对浓缩柱吸附的氪和氙进行色谱分离；真空装置用于抽取整个装置中的气体；收集装置用于收集分离提纯后的氪气和氙气。该核电站气态流出物中超低放射性氪和氙的分离提纯装置，基于浓缩柱对于氪和氙的吸附性能，以及色谱分离原理，能够对气态流出物中氪和氙的分离提纯，用于气态流出物中惰性气体的准确测量。
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公开(公告)号：CN117198583A
公开(公告)日：2023-12-08
申请号：CN202311165719.6
申请日：2023-09-11
申请人： 阳江核电有限公司 , 中广核研究院有限公司
摘要： 本申请涉及一种钚离子吸附方法，该方法采用共价有机骨架材料作为吸附剂吸附离子，共价有机骨架材料为多氨基取代的苯醌单体和多羰基单体缩聚形成的吡嗪类共价有机骨架材料，钚离子的待处理溶液中，所述钚离子的浓度为10‑5mol/L～10‑4mol/L。上述钚离子的吸附方法采用具有特定结构的吡嗪类共价有机框架材料作为吸附剂，共价有机框架材料含有丰富的氮原子和氧原子，能够提供较多的配位点，故可与高配位数的钚离子发生配位反应，从而实现对钚离子的吸附，并且氮原子和氧原子可发生协同配位作用，提高吸附量和选择性。
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公开(公告)号：CN117612760A
公开(公告)日：2024-02-27
申请号：CN202311252515.6
申请日：2023-09-26
申请人： 阳江核电有限公司 , 中广核研究院有限公司
摘要： 本发明公开了一种核电厂高铁高铜放射性废液的熔融固化体及其制备方法，该熔融固化体由玻璃添加剂和煅烧物按质量比为(7‑8):(3‑2)混合制成，玻璃添加剂由以下质量份数的化学成分组成：SiO2 42.86‑50份、Al2O 37.14‑13.33份、B2O 313.33‑21.43份、Na2O 23.34‑28.57份，煅烧物由高铁高铜放射性废液煅烧制得，煅烧物由以下质量份数的化学成分组成：SiO2 14.17.2924‑‑21.21.5543份份、、AlF‑26.O39014.‑7.2914‑17.份24、Cl份‑6.、Fe902O‑37. 17.14份24、‑La21.2O433 份12.、CuO93‑ 14.29份；制备方法包括：将高铁高铜放射性废液进行蒸发煅烧，将煅烧物与玻璃添加剂混合搅拌并研磨，将混合物进行加热并保温、退火、冷却。本发明提高了核废物在固化体中的化学稳定性及包容量，具有明显的减容效果。
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