导读:本文包含了废液后处理论文开题报告文献综述及选题提纲参考文献，主要关键词:高放废液,釜式蒸发器,蒸发浓缩
废液后处理论文文献综述
胡彦涛,卢金成[1]（2018）在《后处理厂高放废液釜式蒸发器的设计及问题探讨》一文中研究指出本文简要介绍了乏燃料后处理厂放射性废液蒸发器的生产调试经验,比较了外加热式蒸发器与釜式蒸发器的结构设计与生产运行,建议我国乏燃料后处理厂采用釜式蒸发器对高放废液进行蒸发浓缩处理。在釜式蒸发器热交换面积的计算基础上,考虑了泡罩塔和其它设备的设计,提出了高放废液釜式蒸发器初步的设计思路。(本文来源于《产业与科技论坛》期刊2018年12期）
高巍,乐宇航,孙雪梅,矫海洋[2]（2015）在《核燃料后处理放化实验设施高放废液贮槽氢气检测手套箱的调试》一文中研究指出核燃料后处理放化实验设施(CARAL)是我国重要的乏燃料后处理热试验平台。后处理实验产生的高放废液在暂存过程中会发生辐解产生氢气。适时精确测量贮槽上部空气的氢气浓度,是能够及时稀释呼排气中氢气浓度保证设施安全的必要条件。设施设有3个高放废液贮槽,运行规定每个高放废液贮槽均具有两套氢气检测系统,(本文来源于《中国原子能科学研究院年报》期刊2015年00期）
宋凤丽,吕丹,阙骥,刘志辉,赵善桂[3]（2015）在《乏燃料后处理厂高放废液和废有机溶剂处理系统典型安全问题分析》一文中研究指出乏燃料后处理过程会产生大量的放射性废液,需要对其进行净化处理。本文介绍了高放废液处理系统、高放废液贮存系统和废有机溶剂处理系统,分析了需要关注的安全问题,并讨论相应的预防措施、探测手段和纠正措施,为商用后处理厂废液处理系统的设计和事故分析提供了参考和建议。(本文来源于《核科学与工程》期刊2015年02期）
Julie,SCHNEIDER,Philippe,BRETAULT,Michel,MASSON,Alain,JUVENELLE,Emilie,BOSSE[4]（2014）在《法国后处理厂采用甲醛脱硝工艺浓缩高放废液》一文中研究指出核燃料后处理厂产生的高放废液的主要组成是铀/钚萃取工序一循环产生的萃余液。该萃余液含有大量最终需玻璃固化的裂变产物和次锕系元素。高放废液浓缩主要是为了减少萃取工序和玻璃固化之间的中间贮存废物体积,同时减少玻璃固化工序自身所需的蒸发过程。浓缩过程中潜在的困难是与处理酸性溶液相关的腐蚀危险,及可能形成固体颗粒沉淀物带来的麻烦。另外,对于这种高放工艺,热试运行后,绝不能直接进行维修操作,所以经久耐用的设计是一个关键要求。在阿海珐集团公司(AREVA NC)阿格厂,采用甲醛脱硝工艺来浓缩高放废液,即20世纪50年代前马库尔厂首次使用的工艺。工艺流程原理如下:1)高放废液在一个恒定蒸发速率、半连续蒸发模式的釜型蒸发器中浓缩。2)蒸发过程中,通过与甲醛反应,废物中的硝酸被还原,还原产物进入含氮尾气中。在该过程中维持浓缩物中游离酸度接近2.5 mo1/L,对于减少腐蚀危险及固体化合物沉淀最小化来说,该值足够低。3)含氮尾气用硝酸吸收。吸收了含氮尾气的硝酸进一步净化、浓缩,最终送至主工艺的高放工序循环使用。文章详细描述了包括化学反应在内的脱硝设备和工艺运行模式。同时,从设备寿命、工艺效率和化学安全等方面总结了这50年来的操作经验。(本文来源于《国外核科技文献选编——核科技译丛十周年文集》期刊2014-12-01）
Syoichi,TACHIMORI,王邵,黄莹[5]（2014）在《真空冷冻蒸馏法测定乏燃料后处理废液中的氚浓度》一文中研究指出真空冷冻蒸馏法成功用于放射化学纯水样本的制备。该纯水样本用于核燃料后处理高放废液中的氚测定。该方法对放射性钌和其他长寿命裂变产物的去污因子超过10~5。同位素对氚浓度的影响采用在实验中测定的富集因子进行校正。高放废液中的一小部分取自日本原子能研究所后处理厂,用2 mol/L的氢氧化钠将其中和,作为真空冷冻蒸馏的料液。然后由液体闪烁计数分析馏出物中的氚。分析结果表明,废液中氚浓度约为4 810 Bq/mL,相当于原始乏燃料棒中总氚量的约70%。(本文来源于《国外核科技文献选编——核科技译丛十周年文集》期刊2014-12-01）
孙斌[6]（2012）在《某乏燃料后处理厂高放废液贮存安全分析和技术研究》一文中研究指出核安全问题一直是社会关注的重点，特别是3.11日本福岛核事故发生后，核设施、核废物的安全管理被提升到了一个更高的层次。动力堆乏燃料后处理工厂产生的高放废液，在所有放射性废液中由于放射性含量高、毒性强、成份复杂，始终是核废物安全治理的重点。在没有实现最终治理之前，高放废液的贮存过程需要特殊的防护和安全可靠的技术手段，来保障高放废液的安全，将放射性废液与环境隔离开来，以避免对环境的任何污染。目前，我国高放废液贮存期较长，贮存设施大多数超过设计服役期限，安全运行状况较差，对超期服役高放废液贮存安全状况作适当的分析、评价是一个迫在眉睫的问题。同时，鉴于高放废液安全管理的等级较高，在整个放射性废物管理系统几乎占据核心位置，因此本课题研究的成果在一定程度上可以对中、低放射性废物同类安全问题起到借鉴作用。本文首先介绍了开展高放废液贮存安全分析的研究背景和目的意义，介绍了国内外高放废液贮存设施的运行状况，确定了以我国后处理某工厂作为本课题研究的对象。然后介绍了后处理高放废液贮存设施的基本概况和历史运行状况。在此基础上认真分析了该设施各系统现阶段的安全保障能力、分析了与国家标准要求的差距，最后对高放废液贮存设施的安全进行了评价。上世纪70年代前苏联南乌拉尔核电站高放废液贮槽冷却系统失效，液位、温度指示误差，并由于人员失误造成高放废液蒸干，发生高放废液贮槽气体爆炸事故，成为世界第二大核事故。因此，高放废液的安全因素控制是保障其安全运行的关键条件。本文通过对高放废液自释热、释氢、蒸发、沉积、腐蚀和核临界等主要影响贮存安全的风险因素分析，认为高放废液贮槽超期服役后存在一定的安全隐患，应加强每个环节安全管理，做到防患于未然，防止污染物扩散到生物环境中去。本文还对这些风险因素可能引发的事故和后果进行了计算和评估，对防范事故的发生和控制事故的扩大提出了预防措施。对于不可确定的事故，文章中建立了假想临界事故景象，考虑了临界事故发生后周边公众群体吸入气载放射性物质后的总吸入待积剂量和发生高放废液泄漏事故后对周围环境的影响。本文在对高放废液贮存设施、内在风险因素分析和事故后果评价的基础上，针对性地研究了保障高放废液安全贮存的关键技术，认为及早开展高放废液倒出技术和搅拌技术研究，并投入应用对于保障废液安全是十分必要的。本文最后对某工厂高放废液贮存设施安全状况进行了总结，并对工程实践活动提出了建议。(本文来源于《南华大学》期刊2012-12-01）
陈树明[7]（2011）在《美国军用后处理厂及放射性废液大罐的退役埋藏技术》一文中研究指出由于军用乏燃料后处理厂子项多,厂房大、设备多、管道密、主工艺设备厂房污染严重,成为世界性的退役难题。而在军用乏燃料后处理厂贮存放射性废液大罐数量多、体积十分庞大、经多年运行,有些大罐已出现渗漏现象,操作条件苛刻,给核设施退役带来很多困难,为了解决这些问题,美国先行了一步,从节省费用和减少退役困难角度考虑,美国开展研究了军用后处理厂及放射性废液大罐的退役埋藏技术。本文重点介绍美国开展军用后处理厂和放射性废液大罐就地埋葬处置技术,解决军用乏燃料后处理厂、高放废液、中放废液和低放废液大罐退役难题,为我们以后开展军用乏燃料后处理厂的退役工作作为借鉴。(本文来源于《中国核学会核化工分会放射性叁废处理、处置专业委员会学术交流会论文集》期刊2011-08-15）
侯学锋[8]（2011）在《乏燃料后处理高放废液蒸发系统设计重点问题考虑与见解》一文中研究指出乏燃料后处理Purex流程产生的高放废液在玻璃固化之前通常采用蒸发浓缩处理。高放废液蒸发浓缩是乏燃料后处理厂房一个重要的生产工序。由于具有放射性水平高、腐蚀性强、成分复杂等特点,因此对高放废液的蒸发浓缩系统的设计与运行要进行认真研究。本文对高放废液蒸发浓缩系统的几个设计重点问题包括蒸发器的材料及选型、二次蒸汽净化及甲醛脱硝方式的选择等进行了分析探讨并提出了解决措施和建议。(本文来源于《中国核学会核化工分会放射性叁废处理、处置专业委员会学术交流会论文集》期刊2011-08-15）
吴杰[9]（2008）在《膨润土制备活性白土及废液后处理研究》一文中研究指出本文以某白土厂现有的工艺条件和设备为基础,在不改变原生产工艺温度的条件下,主要研究了膨润土湿法制备活性白土的某些工艺参数,制备出较高活性度的活性白土。对所合成的活性白土进行了XRD和比表面积分析,并对活性度和脱色率等性能进行了测试,确定了膨润土制备活性白土的最佳工艺参数:酸度为15%～17%,活化温度为90℃～100℃,固液比为1:2,活化时间为4h。经过活性度、脱色率、比表面积等表征及性能分析,内蒙古通辽地区膨润土所得活性白土的活性度为228m·mol/100g,脱色率高达99.71%,游离酸均小于0.20%,比表面积为178.8m2/g。本文在最后还研究了废酸液的循环利用,将废液循环应用于生产活性白土,制备出了符合行业标准的白土产品;对不能再循环利用的废液进行蒸发结晶和加入氧化钙,提取出了硫酸铝,制备了石膏的粗制品。(本文来源于《吉林大学》期刊2008-04-03）
华梅芳,杨建文[10]（2007）在《大型核燃料后处理厂放射性废液处理技术若干问题的探讨》一文中研究指出本文根据大型核燃料后处理厂主工艺生产过程中产生的放射性废液特性、废液处理技术路线,分析国内现有的废液处理技术以及科研成果,提出放射性废液处理技术尚有待解决若干问题并进行探讨,为下一步的工作提供参考。(本文来源于《放射性废物处理处置学术交流会论文集》期刊2007-10-01）
废液后处理论文开题报告
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
核燃料后处理放化实验设施(CARAL)是我国重要的乏燃料后处理热试验平台。后处理实验产生的高放废液在暂存过程中会发生辐解产生氢气。适时精确测量贮槽上部空气的氢气浓度,是能够及时稀释呼排气中氢气浓度保证设施安全的必要条件。设施设有3个高放废液贮槽,运行规定每个高放废液贮槽均具有两套氢气检测系统,
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
废液后处理论文参考文献
[1].胡彦涛,卢金成.后处理厂高放废液釜式蒸发器的设计及问题探讨[J].产业与科技论坛.2018
[2].高巍,乐宇航,孙雪梅,矫海洋.核燃料后处理放化实验设施高放废液贮槽氢气检测手套箱的调试[J].中国原子能科学研究院年报.2015
[3].宋凤丽,吕丹,阙骥,刘志辉,赵善桂.乏燃料后处理厂高放废液和废有机溶剂处理系统典型安全问题分析[J].核科学与工程.2015
[4].Julie,SCHNEIDER,Philippe,BRETAULT,Michel,MASSON,Alain,JUVENELLE,Emilie,BOSSE.法国后处理厂采用甲醛脱硝工艺浓缩高放废液[C].国外核科技文献选编——核科技译丛十周年文集.2014
[5].Syoichi,TACHIMORI,王邵,黄莹.真空冷冻蒸馏法测定乏燃料后处理废液中的氚浓度[C].国外核科技文献选编——核科技译丛十周年文集.2014
[6].孙斌.某乏燃料后处理厂高放废液贮存安全分析和技术研究[D].南华大学.2012
[7].陈树明.美国军用后处理厂及放射性废液大罐的退役埋藏技术[C].中国核学会核化工分会放射性叁废处理、处置专业委员会学术交流会论文集.2011
[8].侯学锋.乏燃料后处理高放废液蒸发系统设计重点问题考虑与见解[C].中国核学会核化工分会放射性叁废处理、处置专业委员会学术交流会论文集.2011
[9].吴杰.膨润土制备活性白土及废液后处理研究[D].吉林大学.2008
[10].华梅芳,杨建文.大型核燃料后处理厂放射性废液处理技术若干问题的探讨[C].放射性废物处理处置学术交流会论文集.2007