CN106531273A - 一种吸收核事故释放物质的水溶液 - Google Patents

一种吸收核事故释放物质的水溶液 Download PDF

Info

Publication number
CN106531273A
CN106531273A CN201610998503.1A CN201610998503A CN106531273A CN 106531273 A CN106531273 A CN 106531273A CN 201610998503 A CN201610998503 A CN 201610998503A CN 106531273 A CN106531273 A CN 106531273A
Authority
CN
China
Prior art keywords
aqueous solution
water solution
naoh
percent concentration
mass percent
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
CN201610998503.1A
Other languages
English (en)
Inventor
杨理烽
朱京梅
李嫦月
王晓江
李军
吴明
刘长亮
丁亮
闫昌琪
孙中宁
谷海峰
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Original Assignee
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China Nuclear Power Engineering Co Ltd filed Critical China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority to CN201610998503.1A priority Critical patent/CN106531273A/zh
Publication of CN106531273A publication Critical patent/CN106531273A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/02—Treating gases

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Abstract

本发明属于核安全防护领域，涉及一种吸收核事故释放物质的水溶液。所述的水溶液含有质量百分比浓度为0.1‑0.5％的Na2S2O3和质量百分比浓度为0.2％‑1.0％的NaOH。所述水溶液具有良好的稳定性且模拟实验表明当核电站发生严重事故，熔融堆芯熔穿压力容器并与混凝土底板接触时，用所述的水溶液可有效过滤吸收由此释放出的气溶胶、无机碘和有机碘。

Description

一种吸收核事故释放物质的水溶液
技术领域
本发明属于核安全防护领域，涉及一种吸收核事故释放物质的水溶液。
背景技术
当核电站发生严重事故时，熔融堆芯熔穿压力容器并与混凝土底板接触时，会有大量放射性物质以及惰性气体、无机碘、有机碘和气溶胶释放到安全壳中。其中的不凝结气体在安全壳内的不断积聚可能导致安全壳超压破坏。为确保安全壳的完整性，核电站采用安全壳过滤排放系统，通过主动卸压的方式，将安全壳内积聚的气体过滤后进行释放。只有运行可靠、过滤效率高的安全壳过滤排放系统，才能保证在排放过程中有效地去除气溶胶和碘，从而不会对环境造成危害。尤其是碘，不仅产额高、挥发性强，释放份额大，而且化学性质活泼，形态复杂，较难去除。
参考核电站中对于去除气溶胶、碘主要用的是沙床过滤器，即在过滤器中装入一定量的沙子来过滤核电站发生事故时释放出的放射性物质及有毒气体。但是这种方法无法过滤粒径小于1μm的气溶胶，而且对无机碘只能起延迟作用，对有机碘去除没有作用，同时也不易去除裂变产物释放出的衰变热。
发明内容
本发明的首要目的是提供一种水溶液，以当核电站发生严重事故，熔融堆芯熔穿压力容器并与混凝土底板接触时，用所述的水溶液可过滤吸收由此释放出的惰性气体、气溶胶、无机碘、有机碘和放射性物质，尤其有效地去除气溶胶和碘。
为实现此目的，在基础的实施方案中，本发明提供吸收核事故释放物质的水溶液，其含有质量百分比浓度为0.1-0.5％的Na2S2O3和质量百分比浓度为0.2％-1.0％的NaOH。
在一种优选的实施方案中，本发明提供吸收核事故释放物质的水溶液，其含有质量百分比浓度为0.15-0.3％的Na2S2O3和质量百分比浓度为0.3％-0.9％的NaOH。
在一种优选的实施方案中，本发明提供吸收核事故释放物质的水溶液，所述的水溶液中Na2S2O3与NaOH的质量比为1:1-1:5。
在一种优选的实施方案中，本发明提供吸收核事故释放物质的水溶液，所述的水溶液中Na2S2O3与NaOH的质量比为1:2-1:3。
在一种优选的实施方案中，本发明提供吸收核事故释放物质的水溶液，所述的水溶液中Na2S2O3与NaOH的质量比为1:2.5。
在一种优选的实施方案中，本发明提供吸收核事故释放物质的水溶液，所述的水溶液的pH为12.2-13.5。
本发明的另一个目的是提供核事故释放物质的去除方法，其是将前述的水溶液与核电站发生严重事故，熔融堆芯熔穿压力容器并与混凝土底板接触时释放的，包含气溶胶与碘的物质相接触进行处理。
附图说明
图1为本发明的水溶液吸收核事故释放物质的模拟实验装置图。
具体实施方式
以下结合实施例对本发明的具体实施方式作出进一步的说明。
实施例1：水溶液的配制
按如下表1的配方配制用于吸收核事故释放物质的水溶液。
表1用于吸收核事故释放物质的水溶液的配方
实施例2：水溶液稳定性考察
将按如上表1的配方配制的水溶液进行稳定性考察，考察项目及结果如下表2至表4所示。
表2水溶液常温密闭静置5个月稳定性考察
配方编号 外观 Na2S2O3含量 pH
1 透明，无沉淀 无变化 12.3
2 透明，无沉淀 无变化 13.0
3 透明，无沉淀 无变化 12.9
4 透明，无沉淀 无变化 13.0
5 透明，无沉淀 无变化 13.2
6 透明，无沉淀 无变化 13.0
7 透明，无沉淀 无变化 13.4
表3水溶液常温敞口静置3个月稳定性考察
配方编号 外观 Na2S2O3含量 pH
1 透明，无沉淀 无变化 12.3
2 透明，无沉淀 无变化 13.0
3 透明，无沉淀 无变化 12.9
4 透明，无沉淀 无变化 13.0
5 透明，无沉淀 无变化 13.2
6 透明，无沉淀 无变化 13.0
7 透明，无沉淀 无变化 13.4
表4水溶液40℃敞口静置3个月稳定性考察
实施例3：各配方的水溶液吸收核事故释放物质的模拟实验
按如下方法，利用图1的装置进行如上实施例1制备得到的各配方水溶液吸收核事故释放物质的模拟实验。
建立图1所示的水溶液吸收核事故释放物质的模拟实验装置进行实验。
该模拟实验装置由依次连接的电锅炉1、减压阀2、蒸汽过热器3及相应的管路、阀门组成空气供给系统，用于高温实验条件下加热空气，满足实验对空气温度的要求；由依次连接的空压机11、储气罐10、空气预热器9及相关的管路和阀门组成蒸汽供给系统，该系统可以模拟不同的蒸汽湿度环境，用于满足实验对空气湿度的要求。
混合罐8分别连接蒸汽过热器3和空气预热器9，用于将空气供给系统和蒸汽供给系统提供的空气、蒸汽以及气溶胶、碘和甲基碘混合均匀，然后在经过膨胀节7后先后经过文丘里试验罐体6和金属纤维过滤器4。整个装置最末端设有限流孔板5，用于控制实验装置的流量处于临界状态，维持流量不变。通过从混合罐8出口以及文丘里试验罐体6、金属纤维过滤器4出口进行取样，可对吸收前后的混合气体的相关成分进行浓度检测，从而得到整个实验装置中水溶液对气溶胶、无机碘和有机碘(甲基碘)的吸收过滤效率。
气溶胶浓度采用滤膜计重法测量，即在实验回路的取样设备中设置滤膜，携带气溶胶的气体通过滤膜后，气溶胶被过滤附着在滤膜上，然后通过分析天平测量滤膜初始质量和过滤后的滤膜质量的差值来计算气溶胶浓度。
无机碘浓度采用分光光度法测量。
有机碘浓度采用气相色谱法测量。
记录相应的测量结果，取三次测量结果平均值作为最终测量结果。所得结果列于如下表5。
表5各配方的水溶液吸收核事故释放物质的模拟实验结果
上述实施例只是对本发明的举例说明，本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施，而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此，描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明，任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。

Claims (7)

1.一种吸收核事故释放物质的水溶液，其特征在于含有质量百分比浓度为0.1-0.5％的Na2S2O3和质量百分比浓度为0.2％-1.0％的NaOH。
2.根据权利要求1所述的水溶液，其特征在于含有质量百分比浓度为0.15-0.3％的Na2S2O3和质量百分比浓度为0.3％-0.9％的NaOH。
3.根据权利要求1所述的水溶液，其特征在于所述的水溶液中Na2S2O3与NaOH的质量比为1:1-1:5。
4.根据权利要求1所述的水溶液，其特征在于所述的水溶液中Na2S2O3与NaOH的质量比为1:2-1:3。
5.根据权利要求1所述的水溶液，其特征在于所述的水溶液中Na2S2O3与NaOH的质量比为1:2.5。
6.根据权利要求1所述的水溶液，其特征在于所述的水溶液的pH为12.2-13.5。
7.根据权利要求1-6任一所述的水溶液吸收核事故释放物质的方法，其特征在于将所述的水溶液与核电站发生严重事故，熔融堆芯熔穿压力容器并与混凝土底板接触时释放的，包含气溶胶与碘的物质相接触。
CN201610998503.1A 2016-11-08 2016-11-08 一种吸收核事故释放物质的水溶液 Pending CN106531273A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201610998503.1A CN106531273A (zh) 2016-11-08 2016-11-08 一种吸收核事故释放物质的水溶液

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201610998503.1A CN106531273A (zh) 2016-11-08 2016-11-08 一种吸收核事故释放物质的水溶液

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN106531273A true CN106531273A (zh) 2017-03-22

Family

ID=58351588

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201610998503.1A Pending CN106531273A (zh) 2016-11-08 2016-11-08 一种吸收核事故释放物质的水溶液

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN106531273A (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112862148A (zh) * 2020-12-21 2021-05-28 中国辐射防护研究院 后处理厂高放废液蒸发器红油爆炸事故释放源项估算方法

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101700450A (zh) * 2009-11-13 2010-05-05 核电秦山联营有限公司 一种安全壳过滤排气系统
CN102728174A (zh) * 2012-06-16 2012-10-17 武安市晶天工贸有限公司 核电站安全壳氢气过滤系统

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101700450A (zh) * 2009-11-13 2010-05-05 核电秦山联营有限公司 一种安全壳过滤排气系统
CN102728174A (zh) * 2012-06-16 2012-10-17 武安市晶天工贸有限公司 核电站安全壳氢气过滤系统

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112862148A (zh) * 2020-12-21 2021-05-28 中国辐射防护研究院 后处理厂高放废液蒸发器红油爆炸事故释放源项估算方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Haste et al. Phébus FPT3: Overview of main results concerning the behaviour of fission products and structural materials in the containment
CN108062984A (zh) 安全壳卸压过滤排放综合性系统
CN107828379A (zh) 一种腐植酸降霾抑尘剂及其制备方法和应用
CN106531273A (zh) 一种吸收核事故释放物质的水溶液
CN103344981A (zh) 试验检测核电站脱气塔除气因子的试验检测方法及装置
CN105910934A (zh) 一种适用于固体颗粒状催化剂的强度性能评价装置
Gupta et al. Experimental investigations on containment spray performance under severe accident conditions
Leroy et al. Trapping measurements of volatile iodine by sand bed and metallic filters
CN103240061B (zh) 改性花粉的制备方法及吸附处理水体EDCs的应用
CN112473340A (zh) 核电厂安全壳过滤排放系统
Bruffey et al. Initial Effects of NOx on Idodine and Methyl Iodine Loading of AgZ and Aerogels
CN205177419U (zh) 一种使用乏燃料的池式常压供热堆的废气处理系统
Tranter et al. Evaluation of ionsiv™ IE-911 as a cesium removal option for ineel acidic tank waste
CN102479564A (zh) 新型核电站高放废气常温延滞处理成套装置
CN110277182B (zh) 用于铁基材料表面的腐蚀性自脆型放射性去污剂制备方法
Wang et al. Evaluation of chemical effects on fuel assembly blockage following a loss of coolant accident in nuclear power plants
CN113252539B (zh) 模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法及模拟料液
Clark et al. Modeling and Simulation Activity Sodium Fire Analysis (Task 2-a).
Bessonov et al. Granular sorbents for passive environment protection system during severe accidents with total loss of power supply at NPPs
McCabe et al. Comprehensive scale testing of the ion exchange removal of cesium and technetium from Hanford tank wastes
Repetto et al. Viktoria experiments investigating the filtering system in the sump of a pwr after a loss of coolant accident: Part I Physical/chemical effects on strainer head loss evolution
Zhang et al. Experimental Basis
Adu-Wusu et al. Sorption of cesium from aqueous waste solution on a SuperLig Ò 644 resin
Han Study on Material Corrosion Resistance of Flue Gas Waste Heat Exchanger
JP2022074625A (ja) ヨウ素捕集装置及び原子力構造物

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
RJ01 Rejection of invention patent application after publication
RJ01 Rejection of invention patent application after publication

Application publication date: 20170322