減少核電站放射性廢樹脂產生量控制的研究和實踐

中圖分類號：TL941文獻標志碼：A

0 引言

減少放射性廢物是核電產業可持續發展的前提。根據我國核監管部門對放射性固體廢物的管理要求，在核設施設計、建造、運行和退役過程中，通過廢物的源頭控制、再循環與再利用、清潔解控、優化廢物處理和強化管理等措施，經過代價利益分析，使最終放射性固體廢物產生量（體積和活度）可合理達到盡量低。美國和歐洲核電廠的用戶要求文件對單臺新建百萬千瓦壓水堆核電機組固體廢物包年產生量要求不超過 50m³ 。據統計，一臺機組放射性廢樹脂的產生量約 5～10m³/a ，傳統水泥固化工藝的增容比約3倍，因此廢樹脂是放射性固體廢物的重要來源之一[]。近年來，科研人員在廢樹脂的減容處理方面做了大量的工作，新的處理技術有等離子體焚燒、蒸汽重整、超臨界水氧化和濕法氧化等[2-3]，但這些新技術可能導致廢樹脂中某些放射性氣體的釋放。延長樹脂的使用壽命，可從根本上減少廢樹脂固體廢物的產生量。

1核級樹脂的特性和失效機理

1. 1 核級樹脂特性

在核電廠中，核級樹脂主要用于選擇性地交換和吸附工藝系統中的離子。在壓水堆核電站，核級樹脂主要用于一回路冷卻劑的凈化和除鋰、換料水池和乏燃料池的凈化、硼回收系統的凈化和除硼、廢液處理系統去除放射性核素；在重水堆核電站使用場景更豐富，如慢化劑系統凈化、中子毒物硼和釓的控制、一回路冷卻劑凈化和除鋰、降級重水的凈化等等。各工藝系統核級樹脂的用途或功能可歸納為：調節鋰、硼和釓的濃度以控制ΔpH 值或反應性；去除氯、硫酸根等侵蝕性離子以降低設備的腐蝕；去除放射性核素以降低輻射場和減少排放，

與常規樹脂比較，核級樹脂應具有以下的特性：1）具有良好的動力學性能，可減少雜質從樹脂床的滲透；2）均一系數接近1.0，可避免小顆粒樹脂漏入高輻射區域而降解產生低分子帶電物質，被樹脂床吸附而飽和；3）具有極高的純度，樹脂中鐵、銅、鉻等金屬含量低，可降低重金屬對樹脂的催化降解作用；4）具有很高的穩定性，可減少因強輻射場或強氧化環境而引起的樹脂活性基團脫落和骨架降解；5）合適的交換孔道，可提高膠體形態放射性核素的去污因子。

核電站對水質要求很高，核級樹脂就地再生無法達到指標，同時產生大量的放射性廢液，因此核級樹脂多作為一次性用品使用，延長運行周期是降低廢樹脂產生量的有效途徑之一。

1. 2 核級樹脂的失效機理

目前核電站使用的離子交換樹脂均為苯乙烯系樹脂，是在苯乙烯中加入二乙烯苯（DVB）交聯劑聚合成體型高分子聚合物（即樹脂骨架），然后引入離子交換基團制備。其中，二乙烯苯重量占樹脂骨架的百分比稱為樹脂的交聯度（ ΔDVB% ）。

離子交換樹脂的交換反應是可逆的，可用 表達，該可逆反應的平衡常數 K 也稱為A型樹脂對 B^± 離子的選擇性系數。顯然，K 越大則A型樹脂對 B^± 離子的吸附能力越強，樹脂床后 B^± 離子的濃度越低。將陰、陽樹脂對 H⁺ 、OH^- 離子的選擇性系數定為1.0，則常用的交聯度8% 的磺酸型陽樹脂對 Li⁺ ） ΔNa⁺Ω，Cs⁺ 等陽離子的選擇性系數分別為 0.8，1.5，2.7 ，常用的強堿陰樹脂對硼酸、 Cl^- 、硫酸根的選擇性系數分別約0.5、22、85，膠體形態的放射性核素的電荷性較弱，選擇性系數一般小于 0.5^[4]

樹脂床運行一段時間后出水水質指標超出“控制值”時就需要立即更換，下面的三種情況會導致樹脂的失效度很低，樹脂需提前更換：一是除硼、除釓、除鋰樹脂的動力學性能差，交換速度慢導致離子滲透，交換容量利用率低；二是在輻射或氧化劑環境下樹脂的降解，交換基團脫落或樹脂骨架斷裂而產生的極性低分子物質被樹脂吸附而導致其飽和；三是膠體形態的活化腐蝕產物的直徑大于樹脂的孔道，不能進入樹脂內進行離子交換。

不同廠商或型號的樹脂，即使其全交換容量基本相同，但由于樹脂骨架的合成工藝差異而導致其交聯結構的均勻性差別較大，這直接影響到樹脂的動力學性能。動力學性能對除硼、除釓和除鋰樹脂的交換速度和失效度影響較大，因此用于除硼、除釓、除鋰的核級樹脂，初次使用時應分析其動力學性能，即采用樹脂的物質傳遞系數測試方式測量離子交換速率，選擇動力學性能優異的核級樹脂能延長運行周期[5-6] 。

凝膠型陰、陽樹脂的體積交換容量均在 1moL L以上，而核電站工藝系統中氯離子、硫酸根離子等雜質離子和放射性核素的濃度都非常低。以一回路冷卻劑系統為例，氯離子、硫酸根離子等的濃度通常低于 0.1mg/L ，鐵離子濃度 2～5μg/L 、鎳離子濃度 0.05～0.2μg/L 、鈷離子濃度約 0.002μg/L ，而放射性核素的濃度更低，總和很少超過 0.1μg/L 一個運行循環補水量約 800m³ ，因此對用于去除雜質離子和放射性核素的樹脂床，按其交換容量計算可長期運行，但實踐中樹脂失效度一般都很低。樹脂降解、樹脂孔道小于放射性核素直徑等都會導致樹脂床飽和或凈化因子下降而提前失效，因此用作凈化功能的樹脂，提高穩定性和對膠體形態核素的吸附能力是延長樹脂運行周期的重點。

2降低廢樹脂產生量的研究和實踐

2.1 樹脂穩定性對廢樹脂產生量的影響

樹脂的降解表現為交換基團的脫落和骨架結構的化學鍵被破壞，運行環境的水溫高、輻照和氧化性均會引起核級樹脂的降解。熱降解是樹脂在高溫條件下樹脂骨架結構的化學鍵逐漸被破壞的過程，氫氧型陰離子交換樹脂最易發生熱降解，有關樹脂熱穩定性的問題很早就有研究[7-8]；運行中的核級樹脂大多受到來自 ¹⁶N、³H、⁶⁰Co 等放射性核素的輻照，引起樹脂骨架和活性基團的降解[9]；核電站某些工藝系統的水化學呈強氧化性，同樣會導致樹脂化學鍵的破壞。高溫、輻射和氧化性都會產生羥基自由基OH’，激發態的OH‘將導致高分子鏈的骨架斷裂和交換基團的脫落，降解產物繼續氧化生成帶電荷的低聚物被樹脂的活性基團吸附，導致樹脂的飽和失效[10]

產生強氧化性OH’的反應為：

2. 1. 1 核級樹脂氧化穩定性試驗

樹脂穩定性試驗采用靜態模擬的方法，將樹脂用雙氧水進行強制氧化，以氧化前后樹脂的交換容量、含水量和浸泡液中降解產物濃度的變化作為核級樹脂穩定性的評價指標。

（1）試驗材料及設備

樹脂穩定性試驗所使用的化學試劑和測試設備列于表1。

（2）樹脂樣品及預處理

基于國內外核電站核級樹脂使用情況的調研，本試驗采用陶氏化學凝膠型核級樹脂作為試驗樣本。按表2準備好各型號的樹脂，其中AmberliteIRN78預先用 10% 的 NaHCO₃ 溶液轉換成 R-HCO₃ 型，以避免試驗時 Ω_oH^- 型交換基與H₂O₂ 反應而產生 H₂O 和 0₂ 0

（3）試驗方法

分別量取 100mL 各種樹脂樣本，用 ¹L 超純水沖洗樹脂約 ¹h 。準備兩組共14個 500mL 容量的玻璃試劑瓶，每組試劑瓶分別加入 50mL 表2中各型號樹脂，第一組試劑瓶中再分別注人400mL10mg/L 的 H₂O₂ 溶液浸泡，第二組試劑瓶中分別注入 400mL3mg/L 的 H₂O₂ 溶液浸泡，密封保存。分別浸泡 24，72，120，240，360，480，500， 620小時后，各取樣 15mL 分析總有機碳（TOC）和硫酸根離子濃度。每次取樣后及時補充對應濃度的 H₂O₂ 溶液 15mL ，試驗期間每2天分析浸泡液中 H₂O₂ 濃度，通過補充 H₂O₂ 維持其濃度不變。

（4）試驗結果

1）樹脂骨架的穩定性

氧化導致樹脂骨架高分子鏈斷裂而產生有機低聚物，浸泡液中有機低聚物濃度能反映出樹脂骨架的降解程度，TOC含量可衡量有機低聚物的溶出量。陰、陽樹脂在 10mg/LH₂O₂ 中浸泡后，TOC總量隨氧化時間呈線性增加，浸泡時間與TOC總量的關系示于圖1。可以看出，交聯度高的樹脂溶出的TOC量低；而交聯度相近的陰樹脂IRN78、陽樹脂IRN77，其TOC溶出量沒有很大的差別；樹脂的交聯度越高，骨架高分子鏈越不容易降解，氧化穩定性越好。

2）陽樹脂活性基團的穩定性

3）混合樹脂對有機低聚物的吸附能力

4）樹脂交換容量和含水量的變化

樹脂氧化后交聯結構斷裂引起含水量逐漸增加并出現溶漲，當老化到一定程度時樹脂軟化成水狀甚至壓實結塊，因此樹脂的含水量變化可評價樹脂的穩定性；陽樹脂降解引起活性基團聚苯乙烯磺酸基團的脫落，陰樹脂降解導致季胺基團成為叔胺基或季胺基直接損失。本試驗采取加速氧化的方式，用 10% 的 H₂O₂ 浸泡樹脂樣本，分析樹脂含水量和交換容量的變化以評估其降解程度。試驗結果列于表3。由表3可見，浸泡10天后陰、陽樹脂的含水量都有增加，其中交聯度 10% 的陽樹脂增加 11.8% ，交聯度越高，樹脂含水量增加值則越小；陰、陽樹脂的交換容量都有降低，其中陰樹脂下降 19.7% ，交聯度 10% 的陽樹脂下降5.0% ，陰樹脂的體積交換容量下降率比相同交聯度的陽樹脂高4倍

5）穩定性試驗結果和討論

樹脂的穩定性試驗表明：1樹脂骨架結構的穩定性受樹脂交聯度的影響，交聯度越高，結構越穩定，抗氧化能力越強，降解產生的低聚物分子量越小；2）陽樹脂活性基團對氧化劑的敏感性取決于樹脂的交聯度，低交聯度陽樹脂的活性基團對氧化劑更敏感，釋放的聚苯乙烯磺酸基化合物分子量大于高交聯度陽樹脂;3）混樹脂氧化降解釋放的硫酸根離子和大部分低聚物可以被樹脂相互吸收；4）樹脂氧化后會導致其含水量升高和體積交換容量下降，相同交聯度的陰、陽樹脂，陰樹脂交換容量下降率比相同交聯度的陽樹脂高出3倍。

2.1.2 提高樹脂交聯度減少廢樹脂產生量的 實踐

（1）慢化劑凈化回路改用高交聯度樹脂的效果

秦山某重水堆核電站慢化劑系統含有2.5～3.5mg/L 的 H₂O₂ ，機組運行初期慢化劑凈化床裝填了陰、陽樹脂交聯度分別為 6% 和 8% 的PurditeNRW37LC混樹脂，運行8周后凈化床出口的 ¹⁴C 比活度大于 200kBq/kg 。將樹脂變更為陰、陽樹脂交聯度分別為 7% 和 10% 的Amberlite IRN160混樹脂，運行26周后樹脂床出口 ¹⁴C 活度上升到200kBq/kg 。圖5為裝填不同交聯度的PurditeNRW37LC和AmberlieeIRN160混樹脂時，慢化劑凈化床出口 ¹⁴C 比活度的變化曲線。由圖5可見，樹脂氧化降解產生的有機低聚物被樹脂相互吸附而導致慢化劑凈化床的提前失效，高交聯度樹脂的抗氧化能力強，也就減少了廢樹脂的產生量。

（2）乏燃料池凈化回路改用高交聯度樹脂的效果

核電站乏燃料的 γ 照射導致冷卻水的輻射分解而產生 H₂O₂ ，重水堆核電站乏池的 H₂O₂ 濃度約 2.5～3.5mg/L ，壓水堆核電站由于燃料燃耗淺的原因 H₂O₂ 濃度更高。運行初期秦山某重水堆機組乏燃料池凈化床使用陰、陽樹脂交聯度分別為 6% 和 8% 的PuroliteNRW37LC混樹脂，乏池冷卻劑的硫酸根離子濃度均值約為 23μg/L ，運行三年后更換時樹脂已結塊，壓碎強度只有 90g/ 顆，低于PuroliteNRW37LC技術規格書壓碎強度高于300g/ 顆的要求；樹脂的水分含量為 69% ，高于含水量 ?54% 的要求，樹脂已變得非常軟[12]。將樹脂更換成AmberliteIRN160混樹脂后，乏池冷卻劑中硫酸根離子濃度均值約為 ，運行4年后樹脂的水分含量為 52% 。圖6是乏燃料池分別使用PurbliteNRW37LC和AmberliteIRN160混樹脂時，冷卻水中硫酸根離子變化曲線。由圖6可見，高交聯度樹脂可顯著減少乏燃料池廢樹脂的產生量。

（3）大修期間一回路凈化床不同樹脂的效果比較

壓水堆核電站大修熱停堆時通過熱力或化學方式除去一回路中的溶解氫，除氫后冷卻劑的輻射分解導致整個大修期間 H₂O₂ 濃度在3.0mg/L～12.0mg/L 之間，國內某壓水堆核電站化容樹脂床采用 8%DVB 的陽樹脂，機組重啟時發現硫酸根離子濃度超過 150μg/L 的控制限值而導致延期臨界，其原因是在強氧化環境下，低交聯度陽樹脂脫落活性基團的聚苯乙烯磺酸基分子量大且濃度高，而凝膠型陰樹脂對大分子量溶出物的吸附效率較低，聚苯乙烯磺酸基繼續氧化降解為硫酸根離子的時間較長，在機組啟動階段硫酸根離子濃度達到峰值。同一時期秦山核電站化容樹脂床使用 10%DVB 的陽樹脂，該樹脂床即使連續運行兩個循環也未在大修后重啟階段出現硫酸根離子高于 50 μg/L 的情況[13-14] 。

2.2 樹脂孔道對廢樹脂產生量的影響

2.2.1 活化腐蝕產物穿透樹脂的機理

核電站大部分放射性核素是以膠體形態存在的，典型核素如 ⁶⁰Co、⁵⁸Co、^110mAg、¹²⁴Sb 的化學形態分別為 Co_yNi_xFe_1-x-yO_4?Co_xNi_1-xO_ν，Ag2O_-Ag⁺ 膠核和 SbO₃^- 聚合成的膠體，這些核素的膠體直徑中位值分別約為 0.4，0.3，0.05，0.08μm ，呈正態分布[15-16] O

目前國內核電站核級樹脂普遍采用凝膠型樹脂，交換孔道只有 1nm ，遠小于膠體態放射性核素的直徑，進入樹脂孔道變得非常困難，因而放射性核素極容易穿透樹脂床，樹脂失效度一般都很低。大孔樹脂是在骨架高分子鏈聚合過程中加人致孔劑，孔道平均直徑約 100nm ，為加強骨架結構的強度，大孔樹脂交聯度高于凝膠型樹脂，穩定性也相應提高。大孔樹脂的孔道形成了網絡結構，內部充滿了水，粒徑較大的核素也可以自由地進入樹脂的內部孔道，縮短了與活性基團的距離，所以動力學性能優于凝膠型樹脂，對膠體和弱電荷物質也具有吸附作用。國外多個核電站的實際運行經驗表明，大孔強堿陰樹脂相對凝膠型強堿陰樹脂抗有機物性能要好，更容易除去膠體形態的放射性核素。盡管大孔樹脂的交換容量比凝膠型樹脂低 20% 左右，但凈化放射性核素的交換容量利用率大幅增加[17-18] 。

2.2.2 使用大孔樹脂對減少廢樹脂產生量的實踐

（1）廢液處理系統凈化樹脂改進的效果

秦山某壓水堆機組廢液處理系統曾出現凈化床出口 ^110mAg 偏高的問題，廢液經前置陽樹脂床AmberliteIRN77和混樹脂床AmberliteIRN160處理后， ^110mAg 的單次循環凈化因子均值僅為39% 。 ^110mAg 的化學形態主要為膠體，比表面積大，吸附溶液中的離子而帶有弱電荷，顆粒直徑約0. 02～0. 06μm ，遠大于凝膠型樹脂的孔道直徑，因而凈化因子較低。將前置陽床由原來的凝膠型陽樹脂AmberliteIRN77改為大孔陰樹脂AmberliteIRN9766和陽樹脂AmberliteIRN77雙層樹脂，按1：1 比例裝填，改進后廢液處理系統對 ^110mAg 單次循環的平均去除率達到 97% ，更重要的是交換容量的利用率明顯增加，廢樹脂產生量減少約 60%[19]

（2）一回路凈化系統樹脂改進的效果

核電站運行期間產生的放射性核素多以膠體形態存在，放射性核素主要吸附在凈化床凝膠型樹脂的外表面，大修停堆時冷卻劑水化學由還原性變為強氧化性，硼化和除鋰使pH值降低，導致沉積在設備表面的放射性核素大量釋放而進入凈化床。由于凝膠型樹脂對膠體形態放射性核素的吸附能力較弱，水化學瞬態引起附著在樹脂表面的放射性核素被重新置換出來，化容樹脂床至上充管線之間的輻射水平大幅上升。秦山某壓水堆核電站經過試驗和論證，214大修期間將凈化床AmberliteIRN217樹脂的填裝量由 950L 減少至625L ，余量用AmberliteIRN9766大孔樹脂替代，投運后對放射性核素 ^110mAg 的去除效率大于 98% ，比優化前的 68% 有明顯提升，化容系統凈化床下游設備房間ND460的環境輻射水平明顯降低，從優化前的 1800μSv/h 降低到 200μSv/h ，在整個燃料循環周期內保持連續運行，雙層裝填方式的實施解決了化容樹脂床放射性核素的釋放問題，其他各項指標也均達到了預期。大孔樹脂的使用滿足了長燃料循環的交換容量，提高了樹脂利用率，也減少了放射性廢樹脂的產生量。

3結論

核電廠放射性廢物管理遵從廢物最小化原則，根據工藝系統凈化目標和樹脂的性能選擇合適的核級樹脂，對降低廢樹脂產生量的作用是非常明顯的。

從樹脂的穩定性試驗和核電站實際運行情況分析，高交聯度樹脂具有更好穩定性。一般來說，樹脂的 DVB% 越高，其交聯結構就會變得硬且密集，離子的遷移速度就會減慢。但隨著離子交換樹脂技術的發展，在骨架合成過程中通過一些特殊工藝改進樹脂的孔隙度，交聯度即使達到 20% ，離子交換速度仍然不受影響。當前國內眾多科研人員正在研發核級樹脂，動力學性能的改進需引起特別的關注，放射性核素大多以膠體形態存在，孔道的設計也是研發核級樹脂時需要重點考慮的因素。

參考文獻：

［1］胡向盟，劉輝．核級樹脂的優化管理對放射性固廢體積最少化的貢獻[C]//2014年中國電機工程學會年會．合肥：中國電機工程學會，2014：1-5.

［2］郭喜良，馮文東，高超，等．廢樹脂濕法氧化減容處理技術路線及問題探討［J]．輻射防護，2015，35（5）：267-273.GUO Xiliang，FENG Wendong，GAO Chao，et al. A roadmap and key isues of spent resin wet-oxidation research[J].Radiation Protection，2015，35（5）：267-273.

[3］陳斌．核電廠低中放廢樹脂處理工藝[J]．輻射防護通訊，2010，30（1）：13-16.CHEN Bin.Process researchof spent resin treatment from NPP[J].Radiation Protection Buletin，2010，30（1）：13-16.

[4] 何艷紅.離子交換技術（ROHM AND HAAS離子交換指導手冊）[R]．上海：上海羅門哈斯化工有限公司，2006：8-60.

[5] 梁永江．秦山三期核級樹脂篩選及相關技術指標優化研究［D]．上海：上海交通大學，2007.

[6] Kunin R. Aber-Hi-Lites：50 years of ion-exchange technology[M]. Colorado：Tall Oaks Publishing，1996.

[7] 王為強，楊建明，李亞妮，等．強堿型陰離子交換樹脂的耐熱性改進研究進展[J]．化工新型材料，2013，41（7）：26-28.WANG Weiqiang，YANG Jianming，LI Yani，et al.Research progress inimprovement of heat-resistant strongly basicanion exchange resin[J]. New Chemical Materials，2013，41（7） ： 26-28.

［8］侯信，黃文強，何炳林．強酸性陽離子交換樹脂的熱穩定性[J]．離子交換與吸附，1995（5）：465-472.HOU Xin，HUANG Wenqiang，HE Binglin.Studies on the thermostability of strongly acidic cation exchange resins[J].Ion Exchange and Adsorption，1995（5）： 465-472.

[9]何艷紅，王鑫．AP1000化容系統離子交換樹脂輻照穩定性研究[J]．核科學與工程，2016，36（2）：251-256.HE Yanhong，WANG Xin. APlooO CVS resin radiation degradation research[J]. Nuclear Science and Enginering，2016，36（2）： 251-256.

[10]Couderc R，Ambrus P.Performance of ion exchange resins in the active circuits of PWR：COG-97-136[R].Canada：Atomic Energy of Canada Limited，1997：18.

[11]Izumi T，Hagiwara M H. Development of 14% crosslinked strong acid cation gel resin[C]//EPRI San FranciscoUSA，2004.

[12]Dalessandro J.NRW37LC nuclear grade ion exchangeresin technical data[Z]．ThePurolite Company，PuroliteInternational Limited.

[13]Jones N，SceniniF，LivensF.Assessmentoftheinteractionsofcationicandanionicionexchangeresins withtypicalPWRprimary circuit solution species[C]//2Oth NPC International Conference，2016.

[14] Palo Alto.Pressurized water reactor primary water chemistry guidelines，volumes1[R].Revision 7.EPRI，CA，2014：152-160.

[15] GarbettK，etal.Corrosion productbehaviour in thesizewell BPWR[C]//JAIF International ConferenceonWaterChemistryin NuclearPowerPlants.Japan：U.S.Departmentof Energy Offceof Scientificand Technical Information，1998：65.

[16]FruzztiK．Samplingconsiderations formonitoringcorrosion products inthereactorcoolant system inpressurizedwaterreactors[R]. EPRI，Palo Alto，CA，2006：1013668.

[17] 婁嵩，劉永峰，白清清，等．大孔吸附樹脂的吸附機理[J]．化學進展，2012，24（8）：1427-1436.LOU Song，LIU Yongfeng，BAI Qingqing，et al.Adsorption mechanism of macroporous adsorption resins[J].ProgressinChemistry，2012，24（8）：1427-1436.

[18] Palo Alto.Presurized water reactor primary water chemistry guidelines，volumes 2[R].Revision 7.EPRI，CA，2014：50-57.

［19］王東，張志強，秦建華．大孔徑陰樹脂去除核電廠 ^110mAg 核素研究［J]．科技視界，2015（11）：228-229.WANG Dong， ZHANG Zhiqiang，QIN Jianhua. Study on removal of ^110mAg nuclide from nuclear power plant with largepore size negative resin[J]. Science amp; Technology Vision，2015（11）：228-229.

Research and practice of reducing radioactive waste resins in nuclear power plants

GE Jian'an，SHEN Xiaohui，SHEN Zhaogen，ZENG Jinzhong，LU Liyan （CNNP Nuclear Power Operation Management Co. Ltd.，Zhejiang Haiyan 314300）

Abstract：Based on the characteristics of resin beds in various process systems of nuclear power plants，this article studies the effects of nuclear grade resin kinetic performance，oxidation stability，and exchange channels on the operational life of resin beds.It is concluded that the kinetic performance has a significant impact on the utilization rate of resinused to regulate the concentration of additives in process systems；The degradation of resin is manifested by the fracture of the skeleton and the detachment of exchange groups.The higher the crosslinking degree，the better the stabilityof the resin；The use of macroporous resin is beneficial for improving the purification factor of radioactive nuclei and the failure rate of the resin.Through the analysis of failure mechanisms and the summary of operational practices，the problems in the use of nuclear grade resins were explored and countermeasures were proposed.

Key words：nuclear resin;minimization of radioactive waste;crosslinking structure internal pores；lose ffcacy