[go: up one dir, main page]

CN113447614B - 放射性废液煅烧过程中脱硝率测量方法 - Google Patents

放射性废液煅烧过程中脱硝率测量方法 Download PDF

Info

Publication number
CN113447614B
CN113447614B CN202110684306.3A CN202110684306A CN113447614B CN 113447614 B CN113447614 B CN 113447614B CN 202110684306 A CN202110684306 A CN 202110684306A CN 113447614 B CN113447614 B CN 113447614B
Authority
CN
China
Prior art keywords
calcined product
waste liquid
nitrate
radioactive waste
measuring
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.)
Active
Application number
CN202110684306.3A
Other languages
English (en)
Other versions
CN113447614A (zh
Inventor
贺诚
张华�
洪业
李玉松
张克乾
汪润慈
李宝军
李扬
郄东生
朱冬冬
谭盛恒
常煚
鲜亮
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 Institute of Atomic of Energy
Original Assignee
China Institute of Atomic of Energy
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 Institute of Atomic of Energy filed Critical China Institute of Atomic of Energy
Priority to CN202110684306.3A priority Critical patent/CN113447614B/zh
Publication of CN113447614A publication Critical patent/CN113447614A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN113447614B publication Critical patent/CN113447614B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G01MEASURING; TESTING
    • G01NINVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
    • G01N33/00Investigating or analysing materials by specific methods not covered by groups G01N1/00 - G01N31/00
    • GPHYSICS
    • G01MEASURING; TESTING
    • G01NINVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
    • G01N23/00Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00
    • G01N23/22Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00 by measuring secondary emission from the material
    • G01N23/223Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00 by measuring secondary emission from the material by irradiating the sample with X-rays or gamma-rays and by measuring X-ray fluorescence
    • GPHYSICS
    • G01MEASURING; TESTING
    • G01NINVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
    • G01N30/00Investigating or analysing materials by separation into components using adsorption, absorption or similar phenomena or using ion-exchange, e.g. chromatography or field flow fractionation
    • G01N30/96Investigating or analysing materials by separation into components using adsorption, absorption or similar phenomena or using ion-exchange, e.g. chromatography or field flow fractionation using ion-exchange
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Analytical Chemistry (AREA)
  • Biochemistry (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Immunology (AREA)
  • Pathology (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Food Science & Technology (AREA)
  • Medicinal Chemistry (AREA)
  • Measurement Of Radiation (AREA)
  • Glass Compositions (AREA)

Abstract

一种放射性废液煅烧过程中脱硝率测量方法,包括以下步骤:测量放射性废液中的硝酸根含量N1;测量所述放射性废液经煅烧后获得的煅烧产物中的硝酸根含量N2;根据所述硝酸根含量N1和所述硝酸根含量N2,计算脱硝率。上述放射性废液煅烧过程中脱硝率测量方法,通过确定生成的煅烧产物中的硝酸根的量、利用物料守恒来计算损失的硝酸根的量,进而计算脱硝率,实现了脱硝率的准确计算,为脱硝效果的评价、煅烧产物与玻璃基料的投料比例的确定提供了可靠的参考或依据。

Description

放射性废液煅烧过程中脱硝率测量方法
技术领域
本申请实施例涉及放射性废液处理工艺技术领域,具体涉及一种放射性废液煅烧过程中脱硝率测量方法。
背景技术
乏燃料后处理产生的放射性废液具有比活度高、释热率高、含核素半衰期长和化学成分复杂等特点,如何安全有效地处理放射性废液是影响核事业可持续发展的重要因素之一。近年来,玻璃固化工艺已用于处理放射性废液。玻璃固化工艺先通过煅烧对放射性废液进行预处理,使其转化为氧化物(称之为煅烧产物),再将其与玻璃基材按一定配比在熔炉中混合、熔融、浇注,经退火后使放射性核素固定在玻璃网络中形成稳定的玻璃固化体。
放射性废液经煅烧工艺获得煅烧产物,煅烧工艺是指将放射性废液与添加剂按一定配比进行蒸发脱硝、干燥浓缩、除去挥发性组分(水和硝酸)得到的金属盐在高温条件下煅烧,金属盐中的不挥发氧化物进一步分解转变,得到非均质的含裂变产物、锕系元素和腐蚀产物的固相煅烧产物体系。
放射性废液中含有大量硝酸和硝酸盐,例如硝酸在高温下挥发具有较强腐蚀性,容易对设备腐蚀,通过脱硝可降低不利影响。目前用于脱硝的方法包括生物法、电化学法、煅烧法、水热法、化学法等。生物法是细菌在有机还原物存在下将硝酸根还原为N2、NO、N2O。生物法脱硝慢,不可控,且细菌对重金属离子敏感,易失去活性。电化学法脱硝容易控制、安全,且不需要添加其他试剂,但能耗高、电极寿命有限,限制了其大规模应用。化学法脱硝是利用甲酸、甲醛等还原剂在加热条件下与硝酸反应,生成氮氧化物、二氧化碳等易挥发气体来减少硝酸含量。
在放射性废液煅烧过程中进行脱硝,不仅能减少废液对设备的腐蚀,还便于通过脱硝的效果检验煅烧工艺条件是否符合需求或者为工艺优化提供指导,还影响后续玻璃基料的投料比例。
发明内容
有鉴于此,本申请实施例提出一种放射性废液煅烧过程中脱硝率测量方法,包括以下步骤:测量放射性废液中的硝酸根含量N1;测量所述放射性废液经煅烧后获得的煅烧产物中的硝酸根含量N2;根据所述硝酸根含量N1和所述硝酸根含量N2,计算脱硝率。
附图说明
图1是本申请实施例测量脱硝率的原理图;
图2是本申请一个实施例的测量脱硝率的流程示意图;
图3(a)是本申请一个实施例的用于确定煅烧产物走向的示意图;
图3(b)是本申请另一个实施例的用于确定煅烧产物走向的示意图;
图4是图2的方法中用于测量放射性废液中的硝酸根的含量的流程示意图;
图5是图2的方法中用于测量煅烧产物中的硝酸根的含量的流程示意图。
需要说明的是,附图并不一定按比例来绘制,而是仅以不影响读者理解的示意性方式示出。
具体实施方式
为使本申请的目的、技术方案和优点更加清楚,下面将结合本申请实施例的附图,对本申请的技术方案进行清楚、完整地描述。显然,所描述的实施例是本申请的一个实施例,而不是全部的实施例。基于所描述的本申请的实施例,本领域普通技术人员在无需创造性劳动的前提下所获得的所有其他实施例,都属于本申请保护的范围。
需要说明的是,除非另外定义,本申请使用的技术术语或者科学术语应当为本申请所属领域内具有一般技能的人士所理解的通常意义。若全文中涉及“第一”、“第二”等描述,则该“第一”、“第二”等描述仅用于区别类似的对象,而不能理解为指示或暗示其相对重要性、先后次序或者隐含指明所指示的技术特征的数量,应该理解为“第一”、“第二”等描述的数据在适当情况下可以互换。若全文中出现“和/或”,其含义为包括三个并列方案,以“A和/或B”为例,包括A方案,或B方案,或A和B同时满足的方案。此外,为了便于描述,在这里可以使用空间相对术语,如“上方”、“下方”、“顶部”、“底部”等,仅用来描述如图中所示的一个器件或特征与其他器件或特征的空间位置关系,应当理解为也包含除了图中所示的方位之外的在使用或操作中的不同方位。
请参阅图1,本申请描述的脱硝是指放射性废液在煅烧过程中,其组成中的硝酸和硝酸盐分解。脱硝率是指煅烧过程中硝酸和硝酸盐的损失量与放射性废液中初始硝酸和硝酸盐的含量的比值。其中,硝酸和硝酸盐经煅烧后存在于两部分产物中,一是分解生成的氮氧化物,另一是煅烧产物。
其中,硝酸和硝酸盐分解生成的氮氧化物被尾气吸收液吸收,然而,尾气吸收液的体积会发生变化,并且氮氧化物与尾气吸收液之间发生较复杂的化学反应(使得产物不易确定),这使得计算尾气吸收液中的硝酸根的含量以推算发生分解的硝酸和硝酸盐的含量十分困难,并且难以保证计算的准确度。
可以理解的是,根据物料守恒,氮氧化物中硝酸根的含量200与煅烧产物中硝酸根的含量300之和即为放射性废液中初始的硝酸根的含量100。由于前者不容易计算,可通过计算煅烧产物中硝酸根的含量,再根据物料守恒即可间接计算出氮氧化物中硝酸根的含量。
本申请实施例通过计算煅烧产物中硝酸根的含量,进而计算脱硝率,脱硝率可用于评价放射性废液的脱硝效果,还影响煅烧产物和玻璃基料的投料比例。在两步法冷坩埚玻璃固化工艺中,放射性废液经煅烧得到煅烧产物后,需要和玻璃基料一起进行熔融,计算煅烧产物和玻璃基料的投料比例时,煅烧产物依据氧化物形式计算,而脱硝率是计算氧化物含量的依据,即脱硝率将影响玻璃基料的投料比例。
图2示出了本申请一个实施例的测量脱硝率的流程示意图。
测量放射性废液煅烧过程中脱硝率的方法,包括以下步骤:
101、测量放射性废液中的硝酸根含量N1
103、测量放射性废液经煅烧后获得的煅烧产物中的硝酸根含量N2
105、根据硝酸根含量N1和硝酸根含量N2,计算脱硝率。
根据物料守恒,放射性废液中的硝酸根含量N1等于煅烧产物中的硝酸根含量N2和损失掉的硝酸根含量之和。由于损失掉的硝酸根含量不易测量,可通过测量煅烧产物中的硝酸根含量N2,再利用物料守恒来间接计算损失掉的硝酸根含量。
通过测量放射性废液中的硝酸根含量N1和煅烧产物中的硝酸根含量N2,采用如下公式计算脱硝率:
Figure BDA0003124048950000041
式(1)中,η为放射性废液煅烧过程中的脱硝率;N2为煅烧产物中的硝酸根含量;N1为初始放射性废液中的硝酸根含量。
可以理解的是,本申请通过确定生成的煅烧产物中的硝酸根的含量、利用物料守恒来计算损失的硝酸根的含量,进而计算放射性废液在转形过程中的脱硝率,实现了脱硝率的准确计算,为脱硝效果的评价、煅烧产物与玻璃基料的投料比例的确定提供了可靠的参考或依据。
本申请涉及的煅烧过程可在用于玻璃固化工艺的煅烧设备中进行。煅烧设备例如是煅烧炉。煅烧炉例如是回转煅烧炉。
对于两步法玻璃固化,放射性废液首先在煅烧设备中进行煅烧。煅烧工艺包括初始物料的进料。进料的一种情形是:放射性废液(以下简称废液)以一定速率进料。对于连续进行的煅烧工艺,可以通过确定一定时间内进入煅烧设备的废液的量,以作为脱硝率计算的基础。如废液在预设时间T以速率v进料,根据时间T和速率v可确定该时间段进料的废液的量。
图4示出了本申请一个实施例的测量放射性废液中的硝酸根含量的流程示意图。
如图4所示,步骤101测量放射性废液中的硝酸根含量N1包括:测量放射性废液投入煅烧炉经历的时间T;测量放射性废液投入煅烧炉的速率v;测量放射性废液中的硝酸根浓度C1;根据时间T、速率v和硝酸根浓度C1计算放射性废中的硝酸根含量N1
其中,时间T例如是从进料开始到进料结束所经历的时间。当煅烧工艺连续进行时,进料可能是连续进行、或者间歇进行。为了提高测量的效率,可以截取进料的其中一段时间作为计算基础。时间T例如可以是以进料开始一段时间之后的某个时间为起点,以进料过程中间某个时间为终点所经历的时间。废液的进料速率v例如是平均速率,如废液在时间T内进料的速率的平均值。废液中的硝酸根浓度C1例如可以采用离子色谱法测量。当然也可以采用其他方法测量。
在本实施例中,采用如下公式计算废液中的硝酸根含量N1
Figure BDA0003124048950000051
式(2)中,C1为废液中的硝酸根浓度,g/L或g/ml;T为进料时间,min;v为进料速率L/min或ml/min;M为硝酸根的摩尔质量,g/mol。
废液经煅烧生成固态的煅烧产物。煅烧产物的走向包括:进入尾气收集装置,残留在煅烧炉中以及进入储存料仓中。步骤103中为测量煅烧产物中的硝酸根含量N2,首先需要确定煅烧产物的量。
在一些实施例中,假设煅烧产物总质量为m,通过以下公式计算m:
m=m1+m2+m3 (3)
式(3)中,m1为进入尾气收集装置中的煅烧产物的质量,g;m2为进入储存料仓中的煅烧产物的质量,g;m3为残留在煅烧炉中的煅烧产物的质量,g。
由前可知,废液的进料时间T可以是在进料的中间过程中测量的时间。当煅烧炉达到平稳运行后,残留在煅烧炉中的煅烧产物的量可认为保持不变。因此当进料时间T发生在煅烧炉平稳运行期间时,可认为残留在煅烧炉中的煅烧产物的量为零。即在另一些实施例中,可通过以下公式计算煅烧产物的质量m:
m=m1+m2 (4)
式(4)中,m1为进入尾气收集装置中的煅烧产物的质量,g;m2为进入储存料仓中的煅烧产物的质量,g。
图3(a)和3(b)示出了不同的确定煅烧产物的含量的方式。通过结合实际的应用场景,按照废液不同的进料时间确定煅烧产物的走向,有助于提高煅烧产物质量测量的准确性和精确性,进而提高煅烧产物中硝酸根的测量效果。
图5示出了本申请一个实施例的测量煅烧产物中的硝酸根含量的流程示意图。
如图5所示,步骤103中,测量放射性废液经煅烧后获得的煅烧产物中的硝酸根含量N2包括:测量收集至尾气收集装置中的煅烧产物的质量m1;测量收集至储存仓中的煅烧产物的质量m2;测量煅烧产物中硝酸根的质量百分比f;根据质量m1、质量m2和硝酸根的质量百分比f计算煅烧产物中的硝酸根含量N2
其中,质量m1和质量m2可以通过称量获得。通过X射线荧光光谱法测量氮元素的质量百分比f1,从而可得硝酸根的质量百分比f(
Figure BDA0003124048950000061
式中M为硝酸根的摩尔质量,M1为氮元素的摩尔质量)。
当然也可以采用其他方法测量得到。
在本实施例中,采用如下公式计算煅烧产物中的硝酸根含量N2
Figure BDA0003124048950000062
式(5)中,m1为进入尾气收集装置中的煅烧产物的质量,g;m2为进入储存料仓中的煅烧产物的质量,g;f为煅烧产物中硝酸根的质量百分比;M为硝酸根的摩尔质量,g/mol。
在一些实施例中,当尾气收集装置中含有吸收液时,使得测量进入尾气收集装置中的煅烧产物的质量变得困难,此时可通过测量进入过滤装置中的煅烧产物的质量来获得上述m1。过滤装置可设在尾气收集装置的上游,进入尾气收集装置中的煅烧产物先经过过滤装置,根据煅烧产物进入过滤装置前后,过滤装置的质量变化,即可计算上述质量m1
根据上述式(1)、(2)和(5),可计算得脱硝率。
步骤103中煅烧产物中的硝酸根含量N2不限于采用上述方法测量。
废液经煅烧生成的煅烧产物中,包括氧化物和未分解的硝酸盐等。可通过将硝酸盐溶解来测量煅烧产物中的硝酸根含量。
在其他一些实施例中,测量放射性废液经煅烧后获得的煅烧产物中的硝酸根含量N2包括:溶解煅烧产物;过滤煅烧产物溶解后的溶解液,分离得到溶液部分,并测量溶液部分的体积和溶液部分的硝酸根浓度;根据溶液部分的体积和溶液部分的硝酸根浓度,计算煅烧产物中的硝酸根含量N2
其中,可将煅烧产物溶于去离子水中,充分溶解后离心过滤,得到上清液和沉淀,上清液的体积为V,测量上清液中硝酸根浓度为C2,通过如下公式计算煅烧产物中的硝酸根含量N2
Figure BDA0003124048950000071
式(6)中,C2为上清液中的硝酸根浓度,g/L或g/ml;V为上清液的体积,L或ml;M为硝酸根的摩尔质量,g/mol。
可选地,硝酸根浓度采用离子色谱法测量。
可以理解的是,当硝酸根组成复杂而不能完全溶解时,上述沉淀中可能含有一部分硝酸根,可同时计算沉淀中的硝酸根的含量,来降低测量误差。
将分离得到的沉淀经洗涤、干燥后测量沉淀中的硝酸根的含量。在一些实施例中,可利用X射线荧光光谱法测量这部分硝酸根。例如可通过如下公式计算沉淀中的硝酸根的含量:
Figure BDA0003124048950000072
上述式(7)中,N2′为沉淀中的硝酸根的含量;m′为沉淀的质量,g;f′为沉淀中硝酸根的质量百分比;M为硝酸根的摩尔质量,g/mol。
即煅烧产物中的硝酸根的含量N2可通过上述式(6)和(7)来计算,以提高测量准确性和精度。
上述公式中所计算的硝酸根含量N1和N2是以物质的量(mol)做计量来表示的,当然也可以通过质量(g)或其他计量方式表示,在此不作限定。
由上可知,本申请提供测量/计算脱硝率的方法,可通过公式(1)、(2)和(5)实现;或者通过公式(1)、(2)和(6)实现;或者还可以通过公式(1)、(2)、(6)和(7)实现。
本申请涉及的脱硝,可通过向废液中添加脱硝剂来促进硝酸和硝酸盐的分解。脱硝率例如包括甲酸或蔗糖。脱硝是指废液中的硝酸和硝酸盐分解成氮氧化物。脱硝的具体原理以及涉及的化学反应可参考现有技术,在此不再赘述。
煅烧是指废液和添加剂(如脱硝剂等)按一定配比在一定温度下进行蒸发、干燥浓缩、煅烧,得到非均质的含裂变产物、锕系元素和腐蚀产物的固相煅烧产物体系。煅烧产物的组成包括氧化物和一部分硝酸盐等。关于煅烧的机理、煅烧产物组成等可参考现有技术,在此不再赘述。
根据本申请实施例的测量脱硝率的方法,具有如下有益效果:
将损失的硝酸根的含量的计算转换为生成的煅烧产物的含量的计算,无需关注生成的氮氧化物的含量,以此计算脱硝率,提供了一种简单、实用性高的测量方法。
在不同场景下,确定生成的煅烧产物的量,有利于提高测量的准确性和精度。
利用不同方法测量煅烧产物中硝酸根的含量,以提供误差最小的方法。
通过测量脱硝率,为脱硝效果的评价、煅烧产物与玻璃基料的投料比例的确定提供可靠的参考或依据。
对于本申请的实施例,还需要说明的是,在不冲突的情况下,本申请的实施例及实施例中的特征可以相互组合以得到新的实施例。
以上,仅为本申请的具体实施方式,但本申请的保护范围并不局限于此,本申请的保护范围应以权利要求的保护范围为准。

Claims (12)

1.一种放射性废液煅烧过程中脱硝率测量方法,其特征在于,包括以下步骤:
测量放射性废液中的硝酸根含量N1
测量所述放射性废液经煅烧后获得的固态的煅烧产物中的硝酸根含量N2
根据所述硝酸根含量N1和所述硝酸根含量N2,计算脱硝率;
其中,测量所述放射性废液经煅烧后获得的煅烧产物中的硝酸根含量N2包括:
测量所述煅烧产物的质量,其中所述煅烧产物至少包括收集至尾气收集装置中的部分以及收集至储存仓中的部分。
2.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,
测量放射性废液中的硝酸根含量N1包括:
测量所述放射性废液投入煅烧炉经历的时间T;
测量所述放射性废液投入所述煅烧炉的速率v;
测量所述放射性废液中的硝酸根浓度C1
根据所述时间T、所述速率v和所述硝酸根浓度C1计算所述放射性废中的硝酸根含量N1
3.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,
所述煅烧产物还包括残留在煅烧炉中的部分。
4.根据权利要求2所述的方法,其特征在于,
当确定所述放射性废液投入煅烧炉处于所述煅烧炉的平稳运行期间时,用于测量的所述煅烧产物包括收集至尾气收集装置中的部分和收集至储存仓中的部分。
5.根据权利要求4所述的方法,其特征在于,
测量所述放射性废液经煅烧后获得的煅烧产物中的硝酸根含量N2包括:
测量收集至尾气收集装置中的煅烧产物的质量m1
测量收集至储存仓中的煅烧产物的质量m2
测量所述煅烧产物中硝酸根的质量百分比f;
根据所述质量m1、所述质量m2和所述硝酸根的质量百分比f计算所述煅烧产物中的硝酸根含量N2
6.根据权利要求5所述的方法,其特征在于,
测量收集至尾气收集装置中的煅烧产物的质量m1包括:
根据所述煅烧产物进入过滤装置前后,过滤装置的质量变化,计算所述质量m1
其中,所述过滤装置设置在尾气收集装置的上游。
7.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,
测量所述放射性废液经煅烧后获得的煅烧产物中的硝酸根含量N2包括:
溶解所述煅烧产物;
过滤所述煅烧产物溶解后的溶解液,分离得到溶液部分,并测量所述溶液部分的体积和所述溶液部分的硝酸根浓度;
根据所述溶液部分的体积和所述溶液部分的硝酸根浓度,计算所述煅烧产物中的硝酸根含量N2
8.根据权利要求7所述的方法,其特征在于,
采用离子色谱法测量所述溶液部分的硝酸根浓度。
9.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,
测量所述放射性废液经煅烧后获得的煅烧产物中的硝酸根含量N2包括:
研磨所述煅烧产物;
测量研磨后的所述煅烧产物中的氮元素的质量百分比;
根据所述煅烧产物的质量和所述煅烧产物中的氮元素的质量百分比,计算所述煅烧产物中的硝酸根含量N2
10.根据权利要求9所述的方法,其特征在于,
采用X射线荧光光谱法测量所述煅烧产物中的氮元素的质量百分比。
11.根据权利要求1-10中任一项所述的方法,其特征在于,
用于所述放射性废液脱硝的脱硝剂包括甲酸或蔗糖。
12.根据权利要求1-10中任一项所述的方法,其特征在于,
所述放射性废液中的硝酸和硝酸盐的部分经煅烧分解为氧化物。
CN202110684306.3A 2021-06-21 2021-06-21 放射性废液煅烧过程中脱硝率测量方法 Active CN113447614B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202110684306.3A CN113447614B (zh) 2021-06-21 2021-06-21 放射性废液煅烧过程中脱硝率测量方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202110684306.3A CN113447614B (zh) 2021-06-21 2021-06-21 放射性废液煅烧过程中脱硝率测量方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN113447614A CN113447614A (zh) 2021-09-28
CN113447614B true CN113447614B (zh) 2022-08-09

Family

ID=77811906

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202110684306.3A Active CN113447614B (zh) 2021-06-21 2021-06-21 放射性废液煅烧过程中脱硝率测量方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN113447614B (zh)

Citations (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1568627A (en) * 1976-03-06 1980-06-04 Kernforschungsz Karlsruhe Method and apparatus for processing aqueous radioactive wastes for noncontaminating and safe handling transporting and final storage
US4290967A (en) * 1980-06-16 1981-09-22 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Process for recovery of palladium from nuclear fuel reprocessing wastes
CN101571499A (zh) * 2008-05-04 2009-11-04 攀枝花新钢钒股份有限公司 一种对待测样品中的待测元素进行测定的方法
CN102265352A (zh) * 2008-12-30 2011-11-30 阿雷瓦核废料回收公司 通过煅烧和玻璃化处理含氮水性液体流出物的方法
CN103111242A (zh) * 2011-11-16 2013-05-22 斯塔德斯维克公司 在高温脱硝过程中使挥发性放射性核素稳定化的方法和系统
CN103420347A (zh) * 2012-05-17 2013-12-04 中国原子能科学研究院 一种硝酸蒸发回收过程中的除氟方法及装置
CN104028103A (zh) * 2014-06-05 2014-09-10 浙江工业大学 一种锅炉烟气二氧化氯催化氧化同时脱硫脱硝方法
RU2013125015A (ru) * 2013-05-30 2014-12-10 Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина Российской академии наук (ИФХЭ РАН) Способ переработки нитратсодержащих жидких радиоактивных отходов
CN105810276A (zh) * 2016-05-05 2016-07-27 青岛天和清原科技有限公司 一种放射性有机废物处理装置
CN107991428A (zh) * 2017-11-27 2018-05-04 攀钢集团攀枝花钢铁研究院有限公司 含氯气体中氯含量的测定方法
CN109237868A (zh) * 2018-08-22 2019-01-18 北京交通大学 一种放射性废物的干燥方法和系统
CN109273130A (zh) * 2018-08-07 2019-01-25 西南科技大学 一种高硫高钠高放废液玻璃陶瓷固化体的制备方法
CN110095461A (zh) * 2019-06-10 2019-08-06 成渝钒钛科技有限公司 钒钛烧结除尘灰中氯含量的测定方法
CN110108836A (zh) * 2019-05-30 2019-08-09 岭东核电有限公司 核电厂废液处理系统中氯离子浓度的测定方法及其应用
CN110345753A (zh) * 2019-07-18 2019-10-18 中国原子能科学研究院 回转煅烧炉
CN110736503A (zh) * 2019-10-17 2020-01-31 浙江高成绿能科技有限公司 一种持续测气体的装置
CN110853790A (zh) * 2019-11-21 2020-02-28 清华大学 高温气冷堆燃料元件生产废液的处理方法及处理系统
CN111229463A (zh) * 2018-10-22 2020-06-05 上海必修福企业管理有限公司 一种气体处理系统及方法
CN112216417A (zh) * 2020-10-14 2021-01-12 中国原子能科学研究院 用于处理放射性废液的回转煅烧炉进料区结构
CN112225304A (zh) * 2020-07-31 2021-01-15 中国人民解放军63605部队 一种用于处理硝基氧化剂废水的过氧化氢的投加量验证方法

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1462721A (en) * 1973-01-11 1977-01-26 Ebara Mfg Process and apparatus for removing pollutants from gases
CA1109856A (en) * 1976-06-14 1981-09-29 Robert H. Ebel Hydrodesulfurization catalysts based on supports prepared from rehydratable alumina
DE2726087C2 (de) * 1977-06-10 1978-12-21 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur endlagerreifen, umweltfreundlichen Verfestigung von" und mittelradioaktiven und/oder Actiniden enthaltenden, wäßrigen Abfallkonzentraten oder von in Wasser aufgeschlämmten, feinkörnigen festen Abfällen
FR2555566B1 (fr) * 1983-11-25 1989-02-17 Comurhex Procede de preparation d'oxydes metalliques pulverulents a partir de solutions aqueuses ou de melanges solides de nitrates metalliques
JP2001179050A (ja) * 1999-12-24 2001-07-03 Asahi Kasei Corp アンモニア注入による窒素酸化物の処理方法
WO2010113506A1 (ja) * 2009-03-31 2010-10-07 新日本石油株式会社 炭化水素用脱硫剤前駆体及びその製造方法、炭化水素用脱硫剤焼成前駆体及びその製造方法、炭化水素用脱硫剤及びその製造方法、炭化水素の脱硫方法並びに燃料電池システム
JP5677787B2 (ja) * 2010-08-31 2015-02-25 新日鉄住金エンジニアリング株式会社 脱硝制御装置及び脱硝制御方法
CN102305410B (zh) * 2011-09-02 2013-05-22 北京航天动力研究所 高n-s基含盐有机废液焚烧及尾气净化处理方法及系统
JP6400379B2 (ja) * 2014-08-08 2018-10-03 三菱日立パワーシステムズ株式会社 燃焼排ガスの脱硝方法
CN107282034A (zh) * 2017-06-22 2017-10-24 清华大学 一种宽温度烟气脱硝催化剂的制备方法及其应用
CN108206066A (zh) * 2017-12-19 2018-06-26 中国原子能科学研究院 一种处理放射性固体有机废物的方法
JP7130550B2 (ja) * 2018-12-26 2022-09-05 Dowaメタルマイン株式会社 重金属含有排ガスの処理方法
CN111672504B (zh) * 2020-06-03 2024-03-19 北京海顺德钛催化剂有限公司 一种用于移动床和/或流化床脱硝装置的催化剂及其制备方法和应用
CN112875770A (zh) * 2020-12-22 2021-06-01 中国原子能科学研究院 一种微波脱硝装置

Patent Citations (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1568627A (en) * 1976-03-06 1980-06-04 Kernforschungsz Karlsruhe Method and apparatus for processing aqueous radioactive wastes for noncontaminating and safe handling transporting and final storage
US4290967A (en) * 1980-06-16 1981-09-22 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Process for recovery of palladium from nuclear fuel reprocessing wastes
CN101571499A (zh) * 2008-05-04 2009-11-04 攀枝花新钢钒股份有限公司 一种对待测样品中的待测元素进行测定的方法
CN102265352A (zh) * 2008-12-30 2011-11-30 阿雷瓦核废料回收公司 通过煅烧和玻璃化处理含氮水性液体流出物的方法
CN103111242A (zh) * 2011-11-16 2013-05-22 斯塔德斯维克公司 在高温脱硝过程中使挥发性放射性核素稳定化的方法和系统
CN103420347A (zh) * 2012-05-17 2013-12-04 中国原子能科学研究院 一种硝酸蒸发回收过程中的除氟方法及装置
RU2013125015A (ru) * 2013-05-30 2014-12-10 Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина Российской академии наук (ИФХЭ РАН) Способ переработки нитратсодержащих жидких радиоактивных отходов
CN104028103A (zh) * 2014-06-05 2014-09-10 浙江工业大学 一种锅炉烟气二氧化氯催化氧化同时脱硫脱硝方法
CN105810276A (zh) * 2016-05-05 2016-07-27 青岛天和清原科技有限公司 一种放射性有机废物处理装置
CN107991428A (zh) * 2017-11-27 2018-05-04 攀钢集团攀枝花钢铁研究院有限公司 含氯气体中氯含量的测定方法
CN109273130A (zh) * 2018-08-07 2019-01-25 西南科技大学 一种高硫高钠高放废液玻璃陶瓷固化体的制备方法
CN109237868A (zh) * 2018-08-22 2019-01-18 北京交通大学 一种放射性废物的干燥方法和系统
CN111229463A (zh) * 2018-10-22 2020-06-05 上海必修福企业管理有限公司 一种气体处理系统及方法
CN110108836A (zh) * 2019-05-30 2019-08-09 岭东核电有限公司 核电厂废液处理系统中氯离子浓度的测定方法及其应用
CN110095461A (zh) * 2019-06-10 2019-08-06 成渝钒钛科技有限公司 钒钛烧结除尘灰中氯含量的测定方法
CN110345753A (zh) * 2019-07-18 2019-10-18 中国原子能科学研究院 回转煅烧炉
CN110736503A (zh) * 2019-10-17 2020-01-31 浙江高成绿能科技有限公司 一种持续测气体的装置
CN110853790A (zh) * 2019-11-21 2020-02-28 清华大学 高温气冷堆燃料元件生产废液的处理方法及处理系统
CN112225304A (zh) * 2020-07-31 2021-01-15 中国人民解放军63605部队 一种用于处理硝基氧化剂废水的过氧化氢的投加量验证方法
CN112216417A (zh) * 2020-10-14 2021-01-12 中国原子能科学研究院 用于处理放射性废液的回转煅烧炉进料区结构

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
后处理厂硝酸回收及放射性液体最小化的蒸发浓缩技术;刘金平等;《核化学与放射化学》;20150220(第01期);全文 *
巴伟伟等.温度及甲硝比对模拟动力堆高放废液甲酸及甲醛脱硝的影响.《中国核科学技术进展报告核化工分卷》.2019,第6卷 *
日本高放废液玻璃固化技术;卢嘉炜等;《辐射防护》;20200120(第01期);全文 *
温度及甲硝比对模拟动力堆高放废液甲酸及甲醛脱硝的影响;巴伟伟等;《中国核科学技术进展报告核化工分卷》;20190831;第6卷;第263-267页 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN113447614A (zh) 2021-09-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Anbar et al. The exchange of hypochlorite and of hypobromite ions with water
Atchison et al. Determination of trace impurities in magnesium by activation analysis
CN106872258A (zh) 消解钛基脱硝催化剂的方法及消解溶液的检测方法
CN113447614B (zh) 放射性废液煅烧过程中脱硝率测量方法
Shokrollahi et al. Flame atomic absorption determination of zirconium in glass and refractory bricks after coprecipitation with aluminium hydroxide
Bootharajan et al. Pyrohydrolytic separation of fluoride and chloride in U–Zr and U–Pu–Zr metallic fuel alloys through oxidation accompanied by estimation using ion chromatography
Nanda et al. Facilitated transport of Th (IV) across bulk liquid membrane by di (2-ethylhexyl) phosphoric acid
CN107037046A (zh) 一种核燃料Purex后处理流程中氨基羟基脲含量的分析方法
Hashmi et al. Simultaneous Colorimetric Determination of Iodate and Bromate.
Ganesh et al. Sequential determination of uranium (IV), free acidity and hydrazine in a single aliquot
Ustinov et al. Technetium in Gas Emissions of Radioactive Waste Vitrification Technology (Scientific and Technical Information Overview)
Chinnusamy et al. Analysis of uranium in dissolver solution of fast reactor carbide fuel reprocessing
Yamamura et al. Complexometric determination of fluoride with cerium (III)
Mathew et al. Synthesis and ion-exchange properties of zirconium antimonate: Separation of Hg 2+ from Zn 2+, Cd 2+, Pb 2+, and Bi 3+; Ca 2+ from Mg 2+; Sr 2+ from Rb+, Cs+, and Ba 2+; Ba 2+ from La 3+; In 3+ from Fe 3+, Ga 3+, and La 3+; and Ag+ from Tl+
Suba et al. Optimization of an analytical method for reducing the volume of radioactive waste generated during determination of uranium in presence of plutonium
Peng et al. Chemical Interactions between Thorium (IV) and O2-in the FLiBe and FLiNaK Molten Salt Systems
RU2733055C1 (ru) Способ переработки отработавших ионообменных смол
Grandjean et al. Determination of boron contained in a cementitous matrix used for the transport or the storage of radioactive waste
Sawant et al. Pyrohydrolytic separation technique for fluoride and chloride from radioactive liquid wastes
Horne Multiscale Evaluation of Acetohydroxamic Acid (AHA) Radiolysis Under Used Nuclear Fuel Reprocessing Solvent System Conditions
Rainey et al. Solubility of HI
Narayana et al. Characterization of uranium oxide aerosols
Selig The use of ion-selective electrodes in microanalysis: Comments on the determination of fluoride and sulfate or phosphate without separation
Dhamodharan et al. Determination of cerium concentration in samples obtained during dissolution of CeO 2 and (Ce, U) O 2 mixed oxide
Mukhopadhyay et al. Spectrophotometric analysis of uranium concentration at trace level in PuO 2 product

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant