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公开(公告)号：CN113061006A
公开(公告)日：2021-07-02
申请号：CN202110270839.7
申请日：2021-03-12
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 中国辐射防护研究院
IPC: C04B28/12
Abstract: 本发明具体涉及一种含硼废液水泥固化配方及其固定方法，包括普通硅酸盐水泥、熟石灰、添加剂、分子筛、浓缩废液和氯化钙，所述普通硅酸盐水泥、熟石灰、添加剂、分子筛、浓缩废液和氯化钙的重量比例为1:0.174～0.194:0.008～0.012:0.02:0.696～0.787:0.005。本发明适用于含硼浓缩废液的固化，具有以下显著特点：向配方中添加分子筛，用于吸附放射性核素，从而降低放射性核素浸出率；因核素浸出率降低，单位体积可以包容更多的放射性浓缩废液，即提高了浓缩废液固化体积包容率，浓缩废液固化体积包容率达56.93％；采用PO42.5水泥作为固化基材，PO42.5水泥有本地供货，可以提供散装水泥，满足水泥固化系统自动化装卸料要求。
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公开(公告)号：CN112479664A
公开(公告)日：2021-03-12
申请号：CN202011307929.0
申请日：2020-11-20
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山核电有限公司 , 中国辐射防护研究院
Abstract: 本发明具体涉及一种含硼废树脂水泥固化配方及其固化方法，包括普通硅酸盐水泥、石灰、分子筛、添加剂、废树脂和水，所述普通硅酸盐水泥、石灰、分子筛、添加剂、废树脂和水的重量比例为1:0.06～0.1:0.04～0.08:0.36:0.01～0.04:0.22～0.32。本发明适用于含硼废树脂的固化，具有以下显著特点：提高了废树脂固化体积包容率，废树脂固化体积包容率达49％；向配方中添加分子筛，用于吸附放射性核素，从而降低放射性核素浸出率；采用PO42.5水泥作为固化基材，PO42.5水泥有本地供货，可以提供散装水泥，满足水泥固化系统自动化装卸料要求。
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公开(公告)号：CN112489830A
公开(公告)日：2021-03-12
申请号：CN201910857966.X
申请日：2019-09-11
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山核电有限公司
Abstract: 本发明涉及放射性废物管理技术领域，具体公开了一种核电厂蒸汽发生器排污系统废树脂清洁解控方法，包括以下步骤：步骤1：源项调查；步骤2：判断放射性是否无异常；步骤3：单独收集评估去向；步骤4：取样测量γ核素；步骤5：计算统计样本数量；步骤6：判断样本数量是否符合要求；步骤7：计算样品γ活度浓度之和，判断是否≤0.01Bq/g；步骤8：3H、14C、90Sr测量；步骤9：解控评估；步骤10：解控；步骤11：不予解控。本发明方法实现了放射性废物最小化目标，降低了废物处置成本，减轻了废物对环境的影响。
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公开(公告)号：CN106782725A
公开(公告)日：2017-05-31
申请号：CN201611231921.4
申请日：2016-12-28
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山核电有限公司
Abstract: 本发明属于核电站放射性废物管理技术领域，具体涉及一种废过滤器芯子更换、暂存、回取装置，目的在于尽量减少人员的近距离操作，并且所有的近距离操作都在有效的屏蔽下进行，以达到过滤器芯子的更换、暂存、回取等操作过程风险可控、人员受照剂量合理可行尽量低。其特征在于，它包括定位支架、定位筒和工作舷梯；定位筒位于定位支架的内部；工作舷梯位于定位支架的一侧。本发明的成功投入，使操作人员实现了远距离操作，而少量的近距离操作时，过滤器芯子都在屏蔽容器内，操作过程风险可控、人员受照剂量很低。
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公开(公告)号：CN112489830B
公开(公告)日：2022-10-21
申请号：CN201910857966.X
申请日：2019-09-11
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山核电有限公司
Abstract: 本发明涉及放射性废物管理技术领域，具体公开了一种核电厂蒸汽发生器排污系统废树脂清洁解控方法，包括以下步骤：步骤1：源项调查；步骤2：判断放射性是否无异常；步骤3：单独收集评估去向；步骤4：取样测量γ核素；步骤5：计算统计样本数量；步骤6：判断样本数量是否符合要求；步骤7：计算样品γ活度浓度之和，判断是否≤0.01Bq/g；步骤8：3H、14C、90Sr测量；步骤9：解控评估；步骤10：解控；步骤11：不予解控。本发明方法实现了放射性废物最小化目标，降低了废物处置成本，减轻了废物对环境的影响。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112349445B
公开(公告)日：2023-04-07
申请号：CN202011031186.9
申请日：2020-09-27
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山核电有限公司
Abstract: 本发明涉及一种核电站高剂量率杂项干废物暂存衰变处理方法，包括如下步骤：1、将高剂量率杂项干废物进行核素分析与测量，确定放射性核素种类和初始活度；2、根据步骤1确定的放射性核素种类和初始活度，计算出所述高剂量率杂项干废物的表面剂量率达到2mSv/h所需的衰变时间t1；3、将所述高剂量率杂项干废物装入桶中暂存，所述暂存时间大于衰变时间t1；4、达到暂存时间后，取回步骤3的桶，并测量桶表面剂量率；5、根据步骤4的测量结果，如果桶表面剂量率超过2mSv/h，则回到步骤1，循环操作直至桶表面剂量率小于2mSv/h。本发明的处理方法标准化、可操作性强、安全裕度高。
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公开(公告)号：CN112435769A
公开(公告)日：2021-03-02
申请号：CN202011312763.1
申请日：2020-11-20
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山核电有限公司
Abstract: 本发明具体涉及一种放射性废滤芯水泥固定配方，包括普通硅酸水泥、水、添加剂和硅粉，所述普通硅酸水泥、水、添加剂和硅粉的重量比例为1:0.26:0.01～0.02:0.1～0.2。本发明的放射性废滤芯固定配方成本低，满足自动化运行需求，其主要性能指标均满足EJ1186‑2005要求，实验结果表明，水泥浆流动度395mm；固定体28d抗压强度92.4MPa。
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公开(公告)号：CN112349445A
公开(公告)日：2021-02-09
申请号：CN202011031186.9
申请日：2020-09-27
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山核电有限公司
Abstract: 本发明涉及一种核电站高剂量率杂项干废物暂存衰变处理方法，包括如下步骤：1、将高剂量率杂项干废物进行核素分析与测量，确定放射性核素种类和初始活度；2、根据步骤1确定的放射性核素种类和初始活度，计算出所述高剂量率杂项干废物的表面剂量率达到2mSv/h所需的衰变时间t1；3、将所述高剂量率杂项干废物装入桶中暂存，所述暂存时间大于衰变时间t1；4、达到暂存时间后，取回步骤3的桶，并测量桶表面剂量率；5、根据步骤4的测量结果，如果桶表面剂量率超过2mSv/h，则回到步骤1，循环操作直至桶表面剂量率小于2mSv/h。本发明的处理方法标准化、可操作性强、安全裕度高。
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公开(公告)号：CN106782725B
公开(公告)日：2018-07-03
申请号：CN201611231921.4
申请日：2016-12-28
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山核电有限公司
Abstract: 本发明属于核电站放射性废物管理技术领域，具体涉及一种废过滤器芯子更换、暂存、回取装置，目的在于尽量减少人员的近距离操作，并且所有的近距离操作都在有效的屏蔽下进行，以达到过滤器芯子的更换、暂存、回取等操作过程风险可控、人员受照剂量合理可行尽量低。其特征在于，它包括定位支架、定位筒和工作舷梯；定位筒位于定位支架的内部；工作舷梯位于定位支架的一侧。本发明的成功投入，使操作人员实现了远距离操作，而少量的近距离操作时，过滤器芯子都在屏蔽容器内，操作过程风险可控、人员受照剂量很低。
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公开(公告)号：CN206421833U
公开(公告)日：2017-08-18
申请号：CN201621451048.5
申请日：2016-12-28
Applicant: 中核核电运行管理有限公司 , 秦山核电有限公司
Abstract: 本实用新型属于核电站放射性废物管理技术领域，具体涉及一种废过滤器芯子更换、暂存、回取装置，目的在于尽量减少人员的近距离操作，并且所有的近距离操作都在有效的屏蔽下进行，以达到过滤器芯子的更换、暂存、回取等操作过程风险可控、人员受照剂量合理可行尽量低。其特征在于，它包括定位支架、定位筒和工作舷梯；定位筒位于定位支架的内部；工作舷梯位于定位支架的一侧。本实用新型的成功投入，使操作人员实现了远距离操作，而少量的近距离操作时，过滤器芯子都在屏蔽容器内，操作过程风险可控、人员受照剂量很低。
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