1、技术与信息76|2023年02月环境污染风险。(3)去污过程宜为动态去污，去污液能够循环利用。(4)去污温度、去污时间应在合理范围内。(5)避免去污过程对设备、材料本体造成显著性损伤。核设施去污包括物理去污、化学去污、电化学去污及物理化学联合去污等四大类3-5。化学去污是利用某些溶剂对设备、材料表面进行腐蚀、溶解或剥离，使得被放射性核素污染的材料表层、油漆涂层或氧化膜(层)等与材料基体或基层发生分离，放射性污染物进入溶剂相，从而实现去除黏附在设备、材料表面的放射性核素的一类去污技术6-8。1 化学去污技术化学去污对无孔设备表面、管道、或无复杂内部构件的罐体、筒体的去污效果较好。因此，化学去污法
2、在管道、部件等设备、设施表面放射性污染物去除领域具有广泛应用。根据操作工艺或去污方法的不同，化学去污法可分为化学泡沫法、化学凝胶法、氧化还原法、络合法、电化学法、气相法等9。按照所使用的溶剂，还可分为有机酸法、无机酸法、氟硼酸法等10。常见化学去污剂及去污特点如表 1 所示。0 引言核设施去污是指从放射性粘污设备的表面，将放射性污染物全部或部分去除的一系列技术1-2。核设施去污的主要目的是尽量防止和减少放射性核素对人员和环境造成危害，并使去污后设备在一定程度上具有可重复利用性。一般而言，核设备去污应达到以下目的：(1)降低设备、材料的放射性水平，降低处置过程的风险，简化处置工艺，减少作业人员的
3、辐照剂量。(2)使受到放射性核素污染的材料、设备达到受限或不受限的再利用。(3)使受过放射性核素污染的材料、设备的废物等级降低，减少废物量，降低存储、运输及处置的难度和费用。(4)降低屏蔽或远距离操作的要求，便于人员开展维修、拆卸等活动。(5)去除松散的放射性污染物，防止污染扩大。去污效果通常以去污系数(DF)来评价。去污系数是指去污前、后，放射性污染物的活度比。除此以外，还应结合以下方面对去污效果进行综合经济技术评价：(1)去污液应方便易得，成本可控。(2)去污液应避免使用高毒物质，减少人员伤害、核设施化学去污技术研究进展冯策，张骁，董静雅，贾云腾，王密(中国原子能科学研究院，北京 1024
4、13)摘要：化学去污是核设备去污技术研究的重要领域。化学去污药剂配方灵活，可根据需要进行复配，具有较强的适用性。文章对核设备化学去污技术的研究进展进行调研，总结了常见去污剂、去污工艺的去污特点，对比了国际主要核电国家和国内部分研究机构化学去污技术的研究和应用，并对化学去污技术进行展望。关键词：核设备；核设备去污；化学去污；去污剂中图分类号：X53 文献标志码：A 文章编号：1008-4800(2023)05-0076-04DOI:10.19900/ki.ISSN1008-4800.2023.05.023Advance of Chemical Decontamination Technology
5、 for Nuclear FacilitiesFENG Ce,ZHANG Xiao,DONG Ya-jing,JIA Yun-teng,WANG Mi(China Institute of Atomic Energy(CIAE),Beijing 102413,China)Abstract:Chemical decontamination is an important branch of decontamination technology for nuclear equipment.The chemical decontamination agent can be composed acco
6、rding to needs thus the formula is flexibility and applicability.This article investigated the research progress of chemical decontamination technology for nuclear equipment,and summarized the characteristics of common decontaminants and decontamination processes,compared the research and applicatio
7、n of chemical decontamination technology in major nuclear power countries and some domestic research institutions,delivered the perspectivity of chemical decontamination technology.Keywords:nuclear equipment;decontamination of nuclear equipment;chemical decontamination;detergent2023年02月|77却回路的组件的表面去
8、污方法(201380069696.7)中23，针对冷却剂回路组件表面具有一定氧化层的特点，提出了主要针对镍、铬等元素的去污方法。该方法以 KMnO4为氧化剂，在酸性条件下破坏氧化层，使用抗坏血酸为还原剂，还原过量的氧化剂，再以草酸为去污剂。日本原子能研究所用红外激光照射凝胶涂层的方法，通过改变金属表面氧化层中部分元素的化学形态，进而改变氧化层的晶体结构，加速凝胶对氧化层的溶解，从而增强凝胶去污的效果。结果表明，激光照射凝胶涂层的方法对主要由铁的氧化物或铬的氢氧化物组成的氧化层去污效果显著。俄罗斯 BN-350 和 BN-600 都使用了两步法化学去污(APAC)。首先采用中性或碱性 KMnO4
9、溶液浸泡预处理，然后采用有机酸或无机酸溶液浸泡去污24。两步法的配方、温度、反应时间等参数视具体情况而定。加拿大针对CANDU(Canada Deuterium Uranium)重水堆设备的络合去污技术进行了长期研究25。在专利 反应堆去污方法和试剂(ZL201080068151.0)中，研究人员使用 EDTA 和柠檬酸的复配液作为去污剂，取得了很好的去污效果，且不会对反应堆设备造成显著腐蚀。2.2 国内研究现状我国对络合去污的研究较有限26-27。核工业八二一2 国内外研究现状2.1 国外研究现状国外对化学去污技术的研究较多，美国、法国等主要核电国家在化学去污工艺、去污剂研发、腐蚀机理或络合
10、腐蚀机理等方面做了大量工作，已有 20 余种去污方法应用于不同类型核设施的去污11-21。美国汉福特放射化学实验室采用氧化还原法对钚的生产设施进行去污，采用 57%HNO3+1%H3BO3及57%HNO3+6%AlF3+1%H3BO3的组合溶剂为初次去污剂，碱性高锰酸钾和 HNO3为二次去污剂的两步去污法，去污系数达 1.0104。采用配比为 2.5%乙醇酸+2.5%柠檬酸的混合溶液，在 7090 的去污温度下进行试验，发现在避免氧的存在而导致金属钝化的情况下，金属的剥离速度与去污试验的时间呈线性关系。英国研究人员对柠檬酸-柠檬酸铵、NaOH-KMnO4、乙酸、乙醇胺、草酸等体系进行筛选，发现
11、采用 10%的柠檬酸在 50 时的去污效果最好，浸泡 6 h 后用水淋洗，即完成去污过程22。德国贡德瑞明根核电站采用 HCl 和 H2O2混合液去污获得了较高的去污系数。在卡尔斯鲁厄，在HF-HNO3的混合体系中加入少量 HCl 时，去污时间可缩短 2 倍且去污更为有效。法国阿海珐有限公司在专利 用于核反应堆的冷表1 常见化学去污剂及去污特点类型去污剂、去污体系特点无机酸硫酸、硝酸、盐酸、磷酸等去污效果好，对设备腐蚀严重有机酸草酸、柠檬酸、酒石酸等对设备腐蚀小，作用缓和；通常与络合剂复配后使用碱类氢氧化钾、氢氧化钠去污效果好，对设备腐蚀严重；常与络合剂复配后使用；常与氧化剂、还原剂联合使用氧
12、化剂高锰酸钾、过氧化氢、过硫酸盐等通过改变材料表层部分元素的价态，改变晶相结构，增加溶解能力还原剂肼、连二硫酸钠、连二亚硫酸钠螯合剂EDTA、NTA、DTPA、HEDPA 等络合能力强，金属离子全部进入液相，基本无沉淀产生，去污效果好；常与酸复酸使用表面活性剂阴离子型表面活性剂：烷基磺酸盐等阳离子型表面活性剂：烷基胺盐等两性表面活性剂：氨基酸、氧化叔胺等非离子型表面活性：聚乙二醇醚等降低表面张力，增加去污剂的溶解程度；常作用添加剂使用缓蚀剂乌托洛品、脲及硫脲衍生物等在金属表面形成钝化层，减轻去污剂对金属基体的腐蚀氟化物三氟三氯乙烷等常用于电气设备的去污技术与信息78|2023年02月版社，19
13、97.2 钱锐.放射性核污染去除技术J.北方环境，2000(73)：44-45.3 陈敏.核设施退役中的物理去污新技术简介J.云南环境科学，2005(24)：32-35.4 何佳恒.核设施用去污技术J.辐射防护通讯，2007，27(5)：24-27.5 赵世信.反应堆工程退役去污J.化学清洗，1994，10(1)：12-16.6 谯华.核污染的危害及其去除方法J.后勤工程学院学报，2007(1)：66-69.7 黄秋龙.核电站的去污J.化学清洗，1997，13(2)：28-31.8 郑瑞堂.核设施化学清洗去污J.化学清洗，1998，14(3)：20-25.9 陆春海，孙颖.化学去污技术的发展及
14、其在核设施退役中应用J.环境技术，2002(1)：25-32.10 李江波.核设施化学去污技术的研究现状J.铀矿冶，2010，29(1)：41-44.11 马明燮.国外去污技术现状J.辐射防护通讯，1987(4)：4-14.12 Sodium Removal and Disposal from LMFRs in Normal Operation and in the Framework of DecommissioningJ.International Working Group on Fast Reactors,Technical Committee Meeting,1997(11):278
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