A comprehensive review on decontamination of irradiated graphite waste

人体净化 石墨 放射性废物 焚化 放射化学 材料科学 废物管理 核石墨 辐照 环境科学 化学 核化学 冶金 工程类 物理 核物理学
作者
Kun Fu,Meiqian Chen,S.H. Wei,Xiangbin Zhong
出处
期刊:Journal of Nuclear Materials [Elsevier]
卷期号:559: 153475-153475 被引量:10
标识
DOI:10.1016/j.jnucmat.2021.153475
摘要

The complete and safe disposal of large irradiated graphite waste from nuclear reactors has attracted worldwide attention. The core target for the treatment of irradiated graphite is to decontaminate the trace radioactive elements. The reviewed investigation mainly focused on the performance of the decontamination method of irradiated graphite based on the current available literature. Survey to fabrication, structure and radioactivity of nuclear graphite was first introduced. Several common treatment technologies (incineration, thermal treatment, electrochemical or chemical treatment, plasma technique, molten salt flameless oxidation and self-sustaining high-temperature synthesis) were summarized. The recommendations, standpoints and potential research on the decontamination method of irradiated graphite were highlighted. The work presented would contribute to the information and experience to build decontamination methods and develop new technologies.
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