压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究_吕炜枫

第七章 压水堆核电站的二回路系统及设备

第七章压水堆核电站的二回路系统及设备 7.1 主蒸汽系统 主蒸汽系统将蒸汽发生器产生的新蒸汽输送到主汽轮机和其他用汽设备及系统。与主蒸汽系统直接相关的设备是：主汽轮机高压缸、汽轮机轴封系统(CET)、汽水分离再热器(MSR)、蒸汽旁路排放系统(GCT)、主给水泵汽轮机(APP)、辅助给水泵汽轮机(ASG)、除氧器(ADG)和蒸汽转换器(STR)。 三台蒸汽发生器顶部引出的三根外径为Φ812.8mm主蒸汽管，分别穿过反应堆厂房(安全壳)；进入主蒸汽隔离阀管廊，并以贯穿件作为主蒸汽管在安全壳上的锚固点。穿过主蒸汽隔离阀管廊后进入汽轮机厂房，然后合并为一根外径为Φ936mm的公共蒸汽母管，再将蒸汽引向各用汽设备和系统。如图7.1所示。 在主蒸汽隔离阀管廊中的每根主蒸汽管道上装有一个主蒸汽隔离阀，其下游安装了一个横向阻尼器。主蒸汽隔离阀上游的管道上装有7只安全阀，一个大气排放系统接头和一个向辅助给水泵汽轮机供汽的接头。大气排放系统接头和辅助给水泵汽轮机供汽接头之所以要接在主隔离阀的上游，是考虑到当二回路故障蒸汽隔离阀关闭时大气排放系统和辅助给水系统还能工作。 在主蒸汽隔离阀两侧还接有一条旁路管，其上装有一个气动隔离阀，在机组启动时平衡主蒸汽隔离阀两侧的蒸汽压力，并在主蒸汽管暖管时提供蒸汽。 在汽轮机厂房内，从蒸汽母管上引出四根Φ631mm的管道与主汽轮机的四个主汽门相连，向汽轮机高压缸供汽。此外，从蒸汽母管两头还引出二条通往凝汽器两侧的蒸汽旁路排放总管。管上各引出6条通往凝汽器的蒸汽排放管，去主给水泵汽轮机、除氧器、蒸汽转换器、汽水分离再热器和轴封的供汽管。两条蒸汽排放总管由一根平衡管线连接在一起。 (1)主蒸汽隔离阀 主蒸汽隔离阀为对称楔形双闸板闸阀。正常运行时全开，但在收到主蒸汽管线隔离信号后能在5秒内关闭。 隔离阀的执行机构是一个与氮气罐相连的液压缸。氮气进入液压缸活塞的上部，其名义bar a。氮气的膨胀力使隔离阀关闭。为开启阀门，设有一套汽动油压泵液压系压力为198. bar a液压油进入液压油缸活塞的下部，克服氮气的压力和开启阻统，产生名义压力为329. 力使阀门开启，见图7.2。快速关阀是由快速排泄液压油缸活塞下部的油液实现的。 控制分配器用于关闭主蒸汽隔离阀。它们由电磁阀操纵。当电磁阀通电时，分配器开启，将液压油缸活塞下部的液体通过常开隔离阀排出，主蒸汽隔离阀在氮气压力作用下迅速关闭。两条排油管线是冗余的，单独一条管线就足以使阀门在5秒内关闭。

先进压水堆核电站核岛通风空调系统设备鉴定研究

先进压水堆核电站核岛通风空调系统设备鉴定研究 文章通过对第三代先进压水堆核电站核岛通风空调系统核级设备样机鉴定进行分析，总结出适用于核岛通风空调系统核级关键设备包括风机类、风阀类、空调类和净化类的样机选择原则、鉴定方法的选择、包络性地震载荷的确定、鉴定的实施和鉴定结论。该鉴定总结对于其他核电站通风空调系统核级设备的鉴定具有较高的参考价值和指导意义。 标签：通风空调系统；设备鉴定；环境鉴定；抗震鉴定；鉴定方法 引言 核电站核岛通风空调系统对于核电站正常运行和环境保护起着重要的作用，是反应堆重要的辅助屏障系统，也是核电站的纵深防御措施之一。通风空调设备是核岛通风空调系统的重要组成部分，对于核安全级（简称核级）的通风空调设备，需要进行鉴定以验证其在规定的使用条件下具备所要求的功能能力。核岛通风空调系统的主要设备包括风机类、风阀类、空调类和净化类，因设备功能不同，这些设备类别又分为多种系列、型号和规格，选择有代表性的样机进行鉴定成为必然。文章在目前国内在建的某第三代先进压水堆核电站核岛通风空调系统关键设备的研制基础上，对鉴定样机的选择原则、鉴定方法的选择、鉴定输入条件、鉴定内容、鉴定结论进行了分析总结。 1 设备鉴定 1.1 设备鉴定的目的 根据NB/T 20036.1[1]，设备鉴定的目的是证明被鉴定设备在规定的使用条件下具备所要求的功能能力，并产生相应的证据。 1.2 设备的分级 HAF102[2]在设计总准则一章中针对核电厂的设计提出了“必须明确规定构筑物、系统和部件的全部安全功能。构筑物、系统和部件必须按其安全的重要性进行分级。”从而根据其安全级别对物项的设计和评定提出相应的鉴定要求。根据TS-X-NIEP-TCYV-DC-20001[3]，第三代先进压水堆核电站核岛通风空调设备功能安全分级、电气分级、地震分级之间的对应关系如表1所示。 1.3 设备鉴定的内容 设备鉴定包括设备的环境鉴定和抗震鉴定，只有经过设备鉴定合格的设备，才能用于核设施。环境鉴定是验证设备在正常与事故环境条件下的性能，环境鉴定包括长期正常运行工况下的老化鉴定和事故环境工况下的LOCA鉴定；抗震鉴定是验证设备在地震载荷的作用下能否正常工作，保持其要求的性能，以履行

压水堆核电站组成资料

压水堆核电站组成 上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护 enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次 压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。 2-1 压水堆主要部件 2-1-1 堆芯 堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。 压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。 图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图

图2-1(b) 压水堆燃料组件 燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。 堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。 2-1-2 控制棒组件

核电厂放射性废物处理技术的应用

核电厂放射性废物处理技术的应用 发表时间：2018-01-19T21:17:49.150Z 来源：《电力设备》2017年第28期作者：刘宁 [导读] 摘要：核能是社会应用最多的一种能源，可是核能在发电期间，会产生大量有毒气体，比如固体废弃物，严重影响了环境，危害了人们群众自身健康，为了建设稳定性社会，必须对这种情况加大重视，不断改进和完善。 （山东核电有限公司山东省烟台市 265116） 摘要：核能是社会应用最多的一种能源，可是核能在发电期间，会产生大量有毒气体，比如固体废弃物，严重影响了环境，危害了人们群众自身健康，为了建设稳定性社会，必须对这种情况加大重视，不断改进和完善。本文主要介绍了放射性废物处理技术在核电厂的应用情况。 关键词：核电厂；放射性废物处理技术；应用 引言： 当前，核电厂发展较快，它是一种安全、可靠的资源。可是，核电站除了生产一般废物以外，还会产生特有废物，比如放射性废物，根据自然形态将其划分为液体废物、固体废物和气体废物。其中，放射性废物对人们身体健康危害极大。因此，在设计核电站期间，尽可能将废物最小化，采取科学合理的方式处理废物，将废物对人体伤害降到最小。 1 放射性废物来源 1.1 核工业产生的放射性三废 核工业在生产应用过程中，处理放射性材料的时候，必定会参数放射性气体、叶体和固体废弃物，这三种被称之为三废。因此，这些放射性废物是生成生态放射性污染的主要原因。 1.2 核武器试验产生的废物 一般来讲，实行核武器爆炸试验，一般会在大气层中进行，爆炸期间，气体和温度较高的蒸汽会形成蘑菇云，呈现上升状态，然后和空气混合在一起，传递热量，最后变成微粒粘附在灰尘中，降落在地面。其成本是半衰期比较长的-90（T1/2=28a），影响较大。 1.3 地质勘探过程中产生的废物 在进行地质勘探和开采期间，因为技术水平不高、质量达不到要求，一般会产生放射性的废物，特点是第一矿上通风的时候，含有氧的空气逸散。 1.4 其它反射性污染废物 医疗、工业等机构研究放射性核素，对居民自身安全产生巨大的威胁，主要原因在于反射性物质一旦遇到事故，便会失去原来的掌控。其中，医疗使用的放射源是主要的污染状况。 2 放射性气体废物的处理 2.1 气体废物的主要成分 核电站中的放射性气体废物主要包含气载放射性微粒、放射性隋性气体等。因为核电站规模大，工作流程比较复杂，所以产生的气体废物类型较多。比如，在核反应堆中进行裂变的时候，会产生裂变产物。反应期间，照射空气形成放射性核素，在有的元件出现受热情况时，会自主释放碘-131。以上这些都属于放射性气体废物的成分。 2.2 放射性废气主要处理技术 核电厂放射性废气的主要处理方法如下图所示： 表一核电厂废气主要处理方法 2.3 典型的放射性废气处理过程 在处理放射性气体废物的时候，核电厂一般采用活性炭延迟技术进行，这种技术性能高，不需要过多复杂设备便可以处理气体废物，输出成本低下。活性炭自身吸附功能强，核电厂将气体废物通入活性炭延迟系统，便可以分离所有有害成分，从而再次应用到气体废物处理系统中去。通过活性炭吸附以后，废气还要经过吸附过滤器，才可以将系统完全排出。 3 放射性液体废物的处理 3.1 核电厂废液主要组成部分 在核电厂废水中，主要的因素有60CO、137CS、3H、58CO等。一般，核电厂放射性废液类型分为化学、工艺、地面、其它类型。

放射性废物的处理

题目放射性废物的处理最新进展姓名胡家刚 班级地质0901

摘要： 环境污染是人类面临的一大公害，放射性污染对人类生命安全和地球上生物的生存有严重的威胁，所以特别为人们所关注。和平利用原子能，为人类造福不浅，但是核废物处置不好，又将对人类是一大危害。放射性废物如何处置为好，必须进行科学论证。 所以处理放射性废物的发展特别引起我们的关注，新方法新技术的引入将更好的处理这些废物所带来的问题。 关键词：放射性废物，新方法，处理

1．放射性废物 放射性废物为含有放射性核素或被放射性核素污染，其浓度或活度大于国家审管部门规定的清洁解控水平，并且预计不再利用的物质。 1.1放射性废物的来源大致可分为四类： 1.1.1核燃料生产过程：主要包括铀矿开采、冶炼和燃料元件加工等。 1.1.2反应堆运行过程：反应堆中生成的大量裂变产物，一般情况下保留在燃料元件包壳内，当发生元件包壳破损事故时，会有少量裂变产物泄漏到冷却循环水中。 1.1.3核燃料后处理过程：大量裂变产物是核燃料后处理过程的主要废物。 1.1.4 其他来源核工业部门退役的核设施，核武器生产和试验以及其他使用放射性物质的部门如医院、学校、科研单位、工厂等产生的各种废物。 1.2放射性废物的分类 1.2. 1 放射性废物radioactive waste 为审管的目的，放射性废物为含有放射性核素或被放射性核素污染，其浓度或活度大于国家审管部门规定的清洁解控水平，并且预计不再利用的物质 1.2.2 放射性气载废物 radioactive gaseous waste 含有放射性气体和气溶胶，其放射性浓度超过国家审管部门规定的排放限值的气态废弃物。 1.2.3 放射性液体废物 radioactive liquid waste 含有放射性核素，其放射性浓度超过国家审管部门规定的排放限值的液态废弃物。

压水堆基础思考题

一回路复习题 绪论概述 1.简述压水堆核电站的基本组成。 答：以压水堆为热源的核电站。主要由核岛（NI），常规岛（CI），电站配套设施（BOP）三大部分组成。 （1）核岛：蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯等四大部件。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。 （2）常规岛：主要包括汽轮发电机组、变压器、冷凝器、加热器、主给水泵及二回路系统等，其形式与常规火电厂类似。 （3）电站配套设施：除核岛和常规岛以外的配套建筑物、构筑物及其设施的统称。 2.压水堆核电站如何将核能转化为电能？ 答：压水堆核电站将核能转变为电能的过程分为四步，在四个主要设备中实现的。 （1）反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）； （2）蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变； （3）汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。 （4）发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。 3.核岛厂房主要有哪些？分别布置哪些系统？ 答：核岛厂房主要有反应堆厂房（RX1、RX2），燃料厂房（KX），核辅助厂房（NX），电气厂房（LX）。分别布置的系统有： （1）反应堆厂房又称安全壳，其内主要有反应堆和其他一回路主要设备以及部分专设安全系统和核辅助系统设备。 （2）燃料厂房是一个平顶方形混凝土结构，其内主要有乏燃料水池，用以贮放堆芯中卸出的乏燃料。 （3）核辅助厂房为两机组共用。厂房呈矩形，主要布置核辅助系统（如化学容积控制系统、硼和水补给系统等）、废物处理系统及部分专设安全系统设备。 （4）电气厂房布置有主控室和各种仪表控制系统及供配电设备。 4.常规岛主要有哪些厂房？分别布置哪些系统？ 答：常规岛厂房主要由汽机厂房和辅助间（1MX 2MX）及联合泵站（1PX 2PX）所组成。汽机厂房布置有二回路及其辅助系统的主要设备，如汽轮机、发电机、冷凝器、除氧器、给水泵等。毗邻的建筑物还有通风间、润滑油传送间、主变压器区等。联合泵站位于循环冷却水（海水）的取水口处，其内主要设置循环水泵和旋转滤网，为汽轮机组的冷凝器提供冷却水源（海水）。 5.厂房及房间的识别符号如何定义？ 6.设备的识别符号如何定义？ 答：答： 7.工程图纸的识别符号如何定义？ 答： 第一章反应堆结构 1.压水型反应堆由哪几大部分组成？ 答：反应堆的组成：由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。 2.堆芯内有多少束燃料组件？试述燃料组件的组成？ 答：堆芯有157各结构完全相同的燃料组件。燃料组件的组成：由骨架和燃料棒组成，呈17×17正方形栅格排列，总共有289个栅格，其中264个装有燃料棒；24个装有控制棒导向管，它们为控制棒的插入和提出导向；1根通量测量管位于组件中心位置，为机组运行过程中测量堆芯内中子通量的测量元件提供通道。 3.控制棒组件按材料和功能各如何分类？其作用如何？ 答：按材料分类：（1）黑棒组：由24根吸收剂棒组成，吸收能力强；（2）灰棒组：由8根吸收剂棒和16根不锈钢棒组成，吸收能力弱。 按功能分类：分为功率调节棒、温度调节棒和停堆棒三类，每类又分为若干组。正常运行时，功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度，用于调节反应堆功率；温度调节棒在堆芯上部一定范围移动，用于控制冷却剂温度的波动；停堆棒用于事故紧急停堆，正常运行时提出堆外。

PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告

PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告 一、预习报告 实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟 实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用； 2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象； 3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。 实验仪器设备： 电脑、仿真软件 实验内容： 1、启动电脑，打开PCTRAN仿真软件，熟悉操作界面和 方法。 2、加载运行工况，然后加载事故工况。 3、在事故工况稳定之后，导出事故流程记录，并对事故 中产生响应的参数进行图表记录。 实验原理和背景材料: PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。如堆芯熔化，安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。从1985引入以来，PCTRAN 已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的培训仿真软件。从1996年起，PCTRAN被国际原子能机构（IAEA）选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。 在核电站模拟方面，提供了正常运行时的仪表和控制显示。另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。组

合的放射物释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。PCTRAN 可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。它的图形用户界面使操作起来十分方便。所有的图标，文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。 PCTRAN现有的模型: · GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment · GE ABWR and ESBWR · Westinghouse 2-loop Chasma (300 Mwe) 与秦山一期同型, 600 MW Point Beach与秦山二期同型, and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah) · Westinghouse AP1000 三门或海阳 · Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400 · B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)· Framatome PWR’s 3-loop大亚湾或岭澳, Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR · ABB BWR’s (TVO) · Russian VVER 1000 田湾, 第三代 AES92

放射性废物处理方案[1]

放射性废物处理 1 、范围 本标准规定了对医用放射性废物管理的放射卫生防护要求。 本标准适用于医学实践中医用放射性废物的管理，不包括远距离治疗用GBq量级以上废弃密封放射源的管理。 2 、规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。 GB8703 辐射防护规定 GB9133 放射性废物的分类 3、术语和定义 下列术语和定义适用于本标准。 3.1 医用放射性废物 以下简称废物。系指在应用放射性核素的医学实践中产生的放射性比活度或放射性浓度超过国家规定值的液体、固体和气载废物。 3.2 废物管理

在废物处理或处置中所涉及的技术活动和管理制度。 3.3 贮存室 供放射性废物在处理或处置前临时存放的房间。 4、废物管理一般防护要求 4.1 根据GB8703废物管理原则和GB9133，确定各类医用废物的处理或处置方法。废物分类标准参见GB9133。 4.2 必须区分临床医用放射性废物与医学研究中产生的放射性废物，不可混同处理。医学常用的放射性核素见附录A（资料性附录）。 4.3 必须区分放射性废物与非放射性废物，不可混同处理。应力求控制和减少放射性废物产生量。 5 、液体废物的管理 5.1 放射性废气、物 使用放射性核素量，产生废弃物O3和NO X通风排放，排入大气，臭氧50分钟后自动分解为氧气。 6 固体废物的管理 6.1 废物收集 6.1.1剩余粒子源由提供粒子源公司回收处置；其他固废作普通医疗废物处置。

核电厂放射性废物处理技术的应用 刘宁

核电厂放射性废物处理技术的应用刘宁 发表时间：2018-01-19T21:17:43.863Z 来源：《电力设备》2017年第28期作者：刘宁 [导读] 摘要：核能是社会应用最多的一种能源，可是核能在发电期间，会产生大量有毒气体，比如固体废弃物，严重影响了环境，危害了人们群众自身健康，为了建设稳定性社会，必须对这种情况加大重视，不断改进和完善。 （山东核电有限公司山东省烟台市 265116） 摘要：核能是社会应用最多的一种能源，可是核能在发电期间，会产生大量有毒气体，比如固体废弃物，严重影响了环境，危害了人们群众自身健康，为了建设稳定性社会，必须对这种情况加大重视，不断改进和完善。本文主要介绍了放射性废物处理技术在核电厂的应用情况。 关键词：核电厂；放射性废物处理技术；应用 引言： 当前，核电厂发展较快，它是一种安全、可靠的资源。可是，核电站除了生产一般废物以外，还会产生特有废物，比如放射性废物，根据自然形态将其划分为液体废物、固体废物和气体废物。其中，放射性废物对人们身体健康危害极大。因此，在设计核电站期间，尽可能将废物最小化，采取科学合理的方式处理废物，将废物对人体伤害降到最小。 1 放射性废物来源 1.1 核工业产生的放射性三废 核工业在生产应用过程中，处理放射性材料的时候，必定会参数放射性气体、叶体和固体废弃物，这三种被称之为三废。因此，这些放射性废物是生成生态放射性污染的主要原因。 1.2 核武器试验产生的废物 一般来讲，实行核武器爆炸试验，一般会在大气层中进行，爆炸期间，气体和温度较高的蒸汽会形成蘑菇云，呈现上升状态，然后和空气混合在一起，传递热量，最后变成微粒粘附在灰尘中，降落在地面。其成本是半衰期比较长的-90（T1/2=28a），影响较大。 1.3 地质勘探过程中产生的废物 在进行地质勘探和开采期间，因为技术水平不高、质量达不到要求，一般会产生放射性的废物，特点是第一矿上通风的时候，含有氧的空气逸散。 1.4 其它反射性污染废物 医疗、工业等机构研究放射性核素，对居民自身安全产生巨大的威胁，主要原因在于反射性物质一旦遇到事故，便会失去原来的掌控。其中，医疗使用的放射源是主要的污染状况。 2 放射性气体废物的处理 2.1 气体废物的主要成分 核电站中的放射性气体废物主要包含气载放射性微粒、放射性隋性气体等。因为核电站规模大，工作流程比较复杂，所以产生的气体废物类型较多。比如，在核反应堆中进行裂变的时候，会产生裂变产物。反应期间，照射空气形成放射性核素，在有的元件出现受热情况时，会自主释放碘-131。以上这些都属于放射性气体废物的成分。 2.2 放射性废气主要处理技术 核电厂放射性废气的主要处理方法如下图所示： 表一核电厂废气主要处理方法 2.3 典型的放射性废气处理过程 在处理放射性气体废物的时候，核电厂一般采用活性炭延迟技术进行，这种技术性能高，不需要过多复杂设备便可以处理气体废物，输出成本低下。活性炭自身吸附功能强，核电厂将气体废物通入活性炭延迟系统，便可以分离所有有害成分，从而再次应用到气体废物处理系统中去。通过活性炭吸附以后，废气还要经过吸附过滤器，才可以将系统完全排出。 3 放射性液体废物的处理 3.1 核电厂废液主要组成部分 在核电厂废水中，主要的因素有60CO、137CS、3H、58CO等。一般，核电厂放射性废液类型分为化学、工艺、地面、其它类型。

第三代核电站的要求

第三代核电站的要求 美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站（即第三代核电站）的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计。 第三代压水堆核电站有两种类型：改进型电厂（如EPR）和非能动型电厂(如 AP1000)。URD对两种类型的核电厂又分别提出了专用要求，其要点如下： 改进型核电厂：更简化的专设安全系统；至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连；至少三十分钟时间内，不考虑操纵员的干预；在丧失全部给水，至少在2小时内不应有燃料损坏；在丧失厂内外交流电源的8小时内，燃料没有损坏等。 非能动型核电厂：不要求安全相关的交流电源；至少72小时内，不需要操作员干预；严重事故条件下，安全壳有足够的设计裕量；不需要厂外应急计划等。 第三代主要先进堆型介绍：按照URD和和其他相关文件要求，近十年来世界主要核电国家开发了一系列第三代核电堆型，这些堆型按其设计特征可以分为改进型和革新型。主要有三种核电堆型：AP1000、EPR、ABWR。 3.1 AP1000 AP1000是美国西屋公司开发的一种双环路，电功率为1117MW的第三代先进型PWR机组，他是1999年12月获得NRC设计许可证的AP600的设计，主要特征是高水平非动能安全系统的设计，并通过提高功率输出水平，降低发电成本。AP1000主要有以下几个特点：a.采用了既先进又成熟的技术，如反应堆采用Model 314技术和IFBA燃料组件，反应堆冷却剂泵采用全密封泵（屏蔽泵）等； b.采用非动能的安全系统，如非能动的堆芯冷却系统、非能动的安全壳冷却系统、主控室可滞留系统和安全壳隔离系统也通过非动能安全设计和实施实现其功能； c.反应堆冷却系统进行了若干改进以使其更可靠和便于维修； d.采用先进的全数字化仪控系统设计； e.设计改进大大简化了AP1000核电厂。使建造周期大大缩减。 3.2 欧洲先进压水堆EPR 1993年5月，法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法，通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性，从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。1998年，完成了EPR基本设计。2000年3月，法国和德国的核安全当局的技术支持单位IPSN和GRS完成了EPR基本设计的评审工作，并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。 EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。2001年1月，法马通公司与西门子核电部合并，组成法马通先进核能公司（Framatome ANP，AREVA集团的子公司）。

《安全环境-环保技术》之放射性废物的收集与处理

放射性废物的收集与处理 在核医学实践过程中，产生固体、液体、气载三种放射性废物，他们的收集与处理方式各不相同。首先射性废物管理需要注意的三个问题：①注意必须区分临床医用放射性废物与医学研究中产生的放射性废物，不可混同处理；②必须区分放射性废物与非放射性废物，不可混同收集和处理；③应力求控制和减少放射性废物产生量，即废物的最小量化。核医学实践的良好计划，包括放射性核素的半衰期、射线的种类、活度等选择，考虑操作的数量和制备的材料、污染的风险性等良好工作程序，都将减少放射性废物的体积。在放射性废物产生的地方，应当备有各种收集容器，分别分类存放，容器必须适合目的（体积、屏蔽、防渗漏）要求。并在标明核素名称、物理性状、活度和外照射剂量率。由于核医学实践中的放射性核素的半衰期多数小于一周，因此可以把放射性废物收集起来后放在特定的容器里衰变，直至达到规定的豁免水平。不同性质的放射性废物贮存和处理的方式有所不同。固体放射性废物收集与处理首先应按废物分类标准和废物的可燃与不可燃、有无病原体和毒性分开收集废物于具有外防护层和电离辐射标志的污物桶内，其内应放置专用塑料袋直接收纳废物，放置地点应避开工作人员作业和经常走动的地方。注意装满后的废物袋及时转送特殊贮存室，其建造结构应符合放射卫生防护要求，且具有自然通风条件或安装通风设备，出入处设电离辐射标志；废物袋或废物包、废物桶及其他存放废物的容器必须在显著位置标有废物类型、核素种类、比活度范围和存放日期的说明；内装注射器及碎破璃等物品的废物袋应附加外套。最后处理废物，一般根据规定，比活度小于或等于7.4×104Bq/kg（2μCi）的医用废物或经过存放衰变，比活度降低到7.4×104Bq/kg以下可作为非放射性废物处理。注意：1、GBq量级以下且失去使用价值的废弃密封放射源必须在具备足够外照射屏蔽能力的设施里存放和待处理。2、可燃固体废物必须在具备焚烧放射性废物条件的焚化炉内进行；同时污染有病原体的固体废物，必须先消毒、灭菌，然后按固体放射性废物处理。对于含有放射性核素的动物尸体，应防腐、干化、灰化，

我国核电站放射性化学废水的处理工艺

Water Pollution and Treatment 水污染及处理, 2019, 7(2), 73-76 Published Online April 2019 in Hans. https://www.360docs.net/doc/0710501314.html,/journal/wpt https://https://www.360docs.net/doc/0710501314.html,/10.12677/wpt.2019.72011 The Treatment Process of Radioactive Chemical Waste Water Coming from Nuclear Power Plant in China Ruoxia Ma, Bin Yang Chongqing Science and Technology Branch, SPIC Yuanda Environmental Protection Co. Ltd., Chongqing Received: Mar. 1st, 2019; accepted: Mar. 14th, 2019; published: Mar. 28th, 2019 Abstract The waste water which is produced by the nuclear power plant adheres to the principle of classi-fied collection and processing. This wastewater mainly includes the coolants, chemical waste wa-ter, the ground drainage and the drainage from nonradioactive region. The chemical waste water’s quality is poorer, contains many impurities, and has high electrical conductivity. And the activity concentration may be higher, such as chemical cleaning waste water, the drainage of chemical de-contamination and the waste water from radioactive chemical analysis laboratory, etc. This paper describes the treatment process of chemical waste water in typical nuclear power plants in China, and analyzes and summarizes various technological processes. Keywords Nuclear Power Plant, The Chemical Wastewater, Treatment Processing 我国核电站放射性化学废水的处理工艺 马若霞，杨彬 国家电投远达环保工程有限公司重庆科技分公司，重庆 收稿日期：2019年3月1日；录用日期：2019年3月14日；发布日期：2019年3月28日 摘要 在核电站中产生的废水都遵循分类收集和处理的原则，我国的核电站产生的废水主要包括工艺废水、化

放射性废物的处理问题

§17.2 放射性废物的处理问题 [学习目标] 1. 能建立放射性废物的处理问题的数学模型； 2. 会求解放射性废物的处理问题的数学模型； 3. 能用放射性废物的处理问题的数学模型解决一些实际问题。 环境污染是人类面临的一大公害，放射性污染对人类生命安全和地球上生物的生存有严重的威胁，所以特别为人们所关注。和平利用原子能，为人类造福不浅，但是核废物处置不好，又将对人类是一大危害。核废物如何处置为好，必须进行科学论证。 曾经有一段时间，美国原子能委员会为了处理浓缩的放射性废物，他们把废物装入密封的圆桶，然后扔到水深为91.5m 的海里。一些生态学家和科学家为此表示示担心，圆桶是否会在运输过程中破裂而造成放射性污染？美国原子能委员会向他们保证:：“圆桶绝不会破裂”。并作了许多种试验证明他们的说法是正确的。然而又有几位工程师提出了如下的问题：圆桶扔到海洋中时是否会因与海底碰撞而发生破裂？美国原子委员会仍保证说：“决不会”。这几个工程师进行了大量的实验以后发现：当圆桶的速度超过12.2m/s ，就会因碰撞而破裂。下面我们计算圆桶同海底碰撞时的速度，是否会超过12.2m/s ？ 如图17.6选取坐标系，记W 表示圆桶重量，使圆桶向下，W ＝239.46kg ，W=mg ，m 表示质量，g 表示重力加速度，g=9.8m/s 2。 B 表示水作用在圆桶上的浮力，推园桶向上。原子能委员会使用的是 250.25L 的圆桶，体积为0.208m 3，1m 3海水重量为1026.52kg ，所以B=1026.52×0.208=213.5kg 。 D 表示水作用在圆桶上的阻力，它阻碍圆桶在水中的运动，与物体运动方向相反，通常与速度v 成正比．D = cv ，c>0为常数．通过大量实验得出如下结论：圆桶方位对于阻力影响甚小，可以忽略不计．且 D=0.119kg ·s/m ．则作用 在圆桶上的力为 F = W-B-cv 由牛顿第二定律：物体的加速度同作用在它上面的合 力F 成正比，即F = m a ．而22dt y d a =。所以得： d y dt m W B cv g W W B cv 221=--=--()() (1) 这是二阶常微分方程，作代换 dt dv dt y d dt dy v ==2 2 图 17.6

核电厂放射性废物控制探讨 路建伟

核电厂放射性废物控制探讨路建伟 摘要：在现今社会发展当中，核能是一项重要的能源类型，广泛的应用在发电 事业当中。在核能发电的过程中，其也将产生大量固体、气体以及液体等废弃物，并因此对环境存在较大的威胁。在本文中，将就核电厂放射性废物控制进行一定 的研究。 关键词：核电厂；放射性废物；控制 1 引言 近年来，较多的核电站在我国得到了建设。在实际运行当中，其通过核聚变 以及核裂变能量发电。在实际运行当中，受到发热效率的影响，其在实际发电当 中也将产生一定的废热，并可能排放到周边的环境当中，对环境生态具有污染隐患。对此，即需要能够对该问题引起重视，做好日常运行当中的废物控制工作。 2 废弃物控制方式 2.1 气体废物控制 在核电站运行当中，其产生的放射性气体废物包括有气载放射性微粒、气载 放射性碘以及放射性惰性气体等。在实际运行当中，核电站具有着工作环节多以 及流程复杂的特点，并因此差生多样的气体废物。如核反应堆在裂变当中，则将 产生一定的裂变产物，在反射当中，种子在照射空气时形成发射性核素等，且部 分元件在受热时也将产生碘-131等，都是放射性气体废物成分。为了能够做好这 部分气体废物的控制，避免其进入到大气当中，目前几种经常应用到的处理方式 有除尘、过滤、洗涤、吸收塔吸收以及滞留衰变等方式。其中，过滤方式即是根 据过滤器安放要求以及气体特点通过高效过滤器、碘过滤器、进风预过滤器以及 金属烧结过滤器等设备的应用对废物进行净化去污处理。滞留衰变方式则是在存 储设备当中对气体废物进行加压处理，以此使其中的惰性成分能够发生衰变。就 目前来说，核电厂较多使用活性炭延迟技术对生产当中形成的气体废物进行控制。对于该技术来说，在不需要复杂设备的情况下即能够处理气体废物，且在具体花 费成本方面不高。在实际应用当中，活性炭对气体废物当中的氙、氪等进行分离。之后，通过一定方式的应即能够从活性炭当中对废物进行分离，以此实现活性炭 的重复利用。具体流程方面，在活性炭完成对相关气体的吸附之后，需要在经过 高效过滤器之后才能够从排风系统当中排出气体。 2.2 液体废物控制 在放射性液体废物当中，其中存在的废物类型有地面排水、洗涤废水、化学 废水以及工业废水等，其中包括有氢、铯等元素。为了做好这部分废物的控制， 避免其进入到环境当中，目前较为常用的方式有离子交换法、吸附法、膜处理法 以及化学沉淀方法这几种方式。在实际与液体废物处理当中，需要根据具体液体 废物特点的不同对不同的方式进行选择。通常来说，化学以及工业废液具有着盐 类成分低以及活跃度高的特点，可以通过蒸发或者离子交换的方式进行处理。洗 涤废水以及地面排水则具有着较低的盐类成分以及较低的活跃度，在实际工作当中，可以通过吸附以及沉淀方式的应用进行处理。在核电厂运行中，其所产生的 液体废物通常为工业废液类型，在这部分废液排除后，需要向其中对高分子絮凝 剂进行添加，以此实现液体废物当中酸碱值的调整。通过该过程的应用，液体当 中的部分金属元素即能够发生中和反应，形成细小的固体颗粒。之后，液体废物 则将流向活性炭床，通过活性炭床的应用将上个处理环节当中形成的固体颗粒进

压水堆核电站工作原理简介.

压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备,是产生核能的源泉。在压水反应堆中,能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中,核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间(10-14s的极不稳定激化核阶段,然后开裂成两个主要碎片,同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素,如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质,它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说,目前已发现的裂变碎片有80多种,这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中,俘获1个中子会产生2~3个中子,只要其中有1个能碰上裂变核,并引起裂变就可以使裂变继续进行下去,称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损,根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系,质量的亏损相当于系统的能量变化,即ΔE=Δmc2。对铀-235来说,每次裂变释放出的能量大约为200Mev(1兆电子伏=1.6×10-13焦耳。这些能量除了极少数(约2%随裂变产物泄露出反应堆外,其余(约98%全部在燃料元件内转化成热能,由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂,用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆,由下至上流动,吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆,流进蒸汽发生器,通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水,使二回路水变成蒸汽,而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复,形成一个封闭的吸热和放热的循环过程,构成一个密闭的循环回路,称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量,从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀

放射性废料的处理问题

放射性废料的处理问题 (一)．实验类型：综合型 (二)．实验类别：基础实验 (三)．每组人数：1 (四)．实验要求：选修 (五). 实验学时：3个学时 (三)．实验目的：巩固和理解微分方程理论及其应用。 (四)．预备知识：常微分方程理论和Mathematica 解方程的命令。 (五)．【实验内容与要求】 美国原子能委员会以往处理浓缩放射性废料的方法，一直是把它们装入密封的圆桶里，然后扔到水深90多米的海底。生态学家和科学家们表示担心，怕圆桶下沉到海底时与海底碰撞而发生破裂，从而造成核污染。原子能委员会分辩说这是不可能的。为此工程师们进行了碰撞实验，发现当圆桶下沉到海底时的速度超过12.2 m/s ，圆桶与海底碰撞会发生破裂。为避免圆桶碰裂，需要计算圆桶沉到海底时的速度是多少？这时已 知圆桶重为239.46 kg ，体积为0.2058 m 3,海水密度为1035.71 kg/m 3。如 果圆桶下沉到海底时的速度小于12.2 m/s ，就说明这种方法是可靠的；否则就要禁止用这种方法来处理放射性废料。假设水的阻力与速度大小成正比，其正比例常数为0.6。 （1）根据问题建立数学模型。 （2）根据数学模型求解的结果，判断这种处理废料的方法是否合理？ (六)．实验解答 一、问题分析及建立模型 圆桶运动规律： f F G F --=合 (1) 22dt s d m dt dv m ma F ===合 （2）

其中mg G =，gV F ρ= dt ds k kv f == 由题设可得圆桶的位移和速度分别满足如下微分方程： ???? ?????===--==0)0(0)0(022s v dt ds dt ds k gV mg dt s d m t ρ (3) kv gV mg dt dv m --=ρ (4) 2、若2 2?? ? ??==dt ds k kv f ，类似上面，可得到这时圆桶的速度分别满足如下微分方程： 2kv gV mg dt dv m --=ρ 二、计算过程 1、由（1）（2）（3）（4）以及题设的初始数据，通过如下Mathematica 程序就可以求出圆筒的位移和速度的方程。

海阳核电厂放射性废物最小化研究

海阳核电厂放射性废物最小化研究 发表时间：2019-03-13T14:34:15.453Z 来源：《电力设备》2018年第27期作者：王道全 [导读] 摘要：海阳核电厂离堆放射性废物处理设施（SRTF）为机组正常运行及设计事故工况产生的各类放射性废物提供了处理方案，主要包括技术废物处理、工艺废物处理、废液处理以及废物货包暂存等，每种废物的处理方案都设计独立的处理系统级相关工艺设备。 （山东核电有限公司山东海阳 265100） 摘要：海阳核电厂离堆放射性废物处理设施（SRTF）为机组正常运行及设计事故工况产生的各类放射性废物提供了处理方案，主要包括技术废物处理、工艺废物处理、废液处理以及废物货包暂存等，每种废物的处理方案都设计独立的处理系统级相关工艺设备。以实现放射性废物的最小化的目标。 1 放射性废物处理方案 1.1 技术废物处理方案 海阳核电厂核岛侧的放射性固体废物在厂房各收集点分类收集后，集中送到废物厂房进行暂存。SRTF、去污和热检修车间的技术废物也在相应的收集点分类收集。所有的放射性固体废物都通过废物转运车运至SRTF进行处理。 其中技术废物经初步分拣为可压缩和不可压缩废物分别进行处理。并将含水的放射性湿废物单独收集，送至SRTF，通过湿废烘干系统进行烘干处理。技术废物是通过SRTF的分拣和压缩系统（SCS）进行处理。 可压缩的废物装在200L钢桶中转运至固废分拣和压缩系统的辊道上。200L钢桶先经过RTR（实时射线成像装置）检测其中是否有不适合超压或在人工分拣和预压期间可能对人有危害的任何废物。如有则转运至分拣手套箱进行分拣。RTR检测合格的废物桶在预压机进行预压，将数桶废物倒入一桶进行预压和加盖。预压完毕的200L桶送到HRGS（高分辨率伽马谱仪）进行核素测量。废空气过滤器芯则经过挤压机挤压减容后装200L钢桶，经过HRGS（高分辨率伽马谱仪）进行核素测量。 200L钢桶核素分析后到超压机进行超压，超压饼在优选装桶台上进行优选装320L钢桶，装桶完毕的320L桶送到灌浆站进行灌浆，然后经过振动台振实。经过一段时间的养护后，对合格的320L废物桶加盖，并经过剂量率测量和表面污染测量后，使用数控吊车送入320L桶暂存库暂存。 1.2 工艺废物处理方案 核岛各工艺系统产生的废树脂和废活性炭通过输送管线收集在放射性固体废物处理系统（WWS）的贮罐里，当贮罐中的废树脂和废活性炭达到一定的容量后，需要对其进行处理。海阳核电厂的废树脂和废活性炭的处理工艺是通过HIC（High Intergrity Container ，高完整性容器）装料和脱水系统将其装入HIC中，然后脱水操作，使其中游离水的体积含量小于1%，以保证废物货包暂存的安全性。然后通过屏蔽容器将其转运至SRTF的暂存库，经过剂量率测量和表面污染测量后放入地上井式的HIC暂存库进行暂存。 1.3 移动式废液处理方案 移动式废液处理系统是通过化学预处理、深床过滤和离子交换清除废液中的放射性离子杂质和悬浮颗粒。系统的设备安装在一个标准的长6m的海陆集装箱里，集装箱放置在一个拖车上。在海阳核电厂的SRTF、核岛放射性废物厂房、去污和热检修车间均设置有移动式废液处理系统的停放位和相应的工艺接口。根据电厂放射性废水处理的需要，移动式废液处理系统可以通过牵引车移动到指定地点，在将相关的电源和工艺管线通过快接头连接之后，提供快捷和高效的废水处理能力。 移动式废液处理系统由以下主要部分构成：化学注入系统AIM；控制设备、升压泵/控制模块、进水收集容器、除盐/深床过滤容器、取样槽、屏蔽、连接到NPP管道系统和HIC装料和脱水系统的快速管道连接件。 2 海阳核电厂SRTF处理方案废物最小化分析 2.1 AP1000核电厂废物源项 AP1000 核电机组所产生的放射性废物主要包括：废树脂、废水过滤器芯、化学废液、异常工况一回路废液、可压缩干固体废物、不可压缩干固体废物、通风系统废过滤器芯等。与国内M310和VVER等一般压水堆比较，AP1000 核电机组在放射性废物产生及处理上的最大特点是：除化学废液和异常工况下一回路产生的放射性废液之外，其他废液均由核岛废液处理系统通过离子交换法进行处理，几乎没有浓缩液，减少了需要水泥固化的废物，从而大大减小了最终废物货包的体积。化学废液和异常工况下的一回路废液通过离堆的移动式处理系统处理，除产生极少的处理介质以外，没有其他废物产生。作为产生量最大的固体废物，可以经过分类后，采用合适的离堆处理方案进行处理。 2.2 海阳核电厂废物最小化分析 核电厂放射性废物进行处理后最终形成装载放射性废物的标准货包，统计每个核电厂每台机组放射性固体废物年产生量就以最终废物货包的体积进行计算，海阳核电厂的各类放射性废物最终形成标准的320L钢桶和高整体容器（HIC），现就各类废物的源项及整个处理过程的减容效果进行分析，最终成为应用海阳核电厂离堆放射性废物处理方案的废物最小化预期结果。 工艺废物最小化分析 海阳核电厂工艺废物主要包括机组和SRTF移动式废液处理系统产生的废树脂和废过滤器芯，AP1000 核电机组主要采用离子交换法处理废水，湿废物中废树脂所占比例较大，其中，机组废树脂的年产生量约为11.33m3，SRTF移动式废液处理系统年产生量为0.5 m3，总量约为11.83 m3，液体过滤器芯0.147 m3（10个AP1000标准尺寸滤芯）。 根据A型HIC装载设计要求，单个HIC可装约2.85m3的废树脂，即废树脂年产生的HIC数量为4个，根据美国ES公司所做的AP1000标准过滤器芯装填HIC试验，另外考虑过滤器芯放射性水平以及HIC处置300年所可以接收的累计最大剂量值，每个B型HIC可装载20个AP1000标准滤芯，即每年产生0.5个HIC。工艺废物的年产生数量为4.5个。HIC废物货包总体积为14.4m3（单个HIC体积为3.2m3）。经过计算可见海阳核电厂离堆放射性废物处理方案减容比为0.83，略增容。 技术废物最小化分析 在技术废物处理过程中，在设计源项固定的情况下，影响技术废物处理最小化效果的过程主要包括：废物的预压、超压、水泥灌浆固定。其中，根据运行经验，废物的预压过程减容比大致为3，经过预压的200L钢桶经超压后，减容比大致为3-5，而在将200L钢桶的压缩饼装入320L钢桶进行水泥灌浆后，减容比大致为0.5-0.8，在最保守的情况下，技术废物经预压、超压以及水泥灌浆固定后，总体减容比最小