基于核废料起重机起升机构冗余系统的实现

由于核废料具有一定的放射性,中低放核废料吊运起重机必须具有高可靠性和高安全性,故其关键机构和零部件均应通过冗余设计达到提高系统的安全可靠性。为满足核废料起重机起升机构的冗余设计需求,实现作业持续性目标,避免因电动机端故障导致主用起升机构出现怠机的现象,文中通过借鉴铸造起重机起升机构的冗余设计思路,结合核废料起重机特殊工况需求,开发了一种安全可靠、结构紧凑、便于维护的新型备用起升机构,从而实现机构冗余,提高起重机的作业连续性和系统可靠性,该冗余机构具有一定的推广价值。

核电工程中的核废料处理与处置技术研究

核电工程的安全运行管理在现代能源领域具有重要地位。随着核电技术的不断发展和应用,对核电工程安全、质量和效率等方面的要求在不断提高。为解决核电工程中核废料处理与处置的复杂问题,本文深入研究了核废料的来源、分类及其处理技术。通过分析气体、液体和固体废料,提出了一系列综合处理技术,包括过滤、净化、蒸发浓缩等方法。在处理技术的基础上,探讨了不同废料的综合处理与处置策略,包括长期贮存和废料转化等方面。本文对当前技术面临的挑战进行了分析并提出了解决方法,以期为相关人员提供参考,促进核废料处理与处置技术的发展。

基于离散元法的高放核废料储罐静动力稳定性初步研究

核废料储罐是核废料处理工程屏障的核心部分,其静动力学稳定性至关重要。基于碳化硅材料的核废料储罐,考虑深部岩石—储罐的相互作用特点,采用试验与模拟相结合的方法开展研究。首先对碳化硅的抗拉强度特征进行了研究,分析了深埋条件下的储罐受力特点和规律;其次,研究了自由落体与岩石撞击条件下储罐的动态受力规律和基本破坏形式,并考虑岩石破碎所带来的影响。结果显示:碳化硅是相对脆性材料,其抗拉强度存在一定变化区间;在深埋条件下,埋深、水平与竖向地应力比对储罐受力有较大的影响;运输时自由跌落的高度和倾角对储罐局部集中拉应力有较大的影响;岩石撞击时储罐内的拉应力受岩石质量和撞击发生时岩石—储罐接触类型的控制,考虑岩石撞击破碎会大幅削弱撞击附加应力,岩块间黏聚力和内摩擦角越大,岩石撞击力也越大,岩块间抗拉强度对撞击力的影响相对较小。虽然在自由跌落与岩石撞击的工况下会发生局部破坏,但通过外附一定厚度缓冲层并合理安置,可保证储罐的静动力稳定性。

先进耐材制品为我国核废料处理工程技术进步提供重要材料支撑

“我国首次攻克,具有完全自主知识产权!”日前,作为耐材央企的瑞泰科技股份有限公司教授级高级工程师、博士生导师、享受国务院政府特殊津贴专家袁林,谈及该单位首次攻克核废料高放废液玻璃固化焦耳炉炉衬材料关键技术和工艺时,充满了兴奋之情。

作为核废料载体锆石缺陷结构的能量学研究

用原子模拟技术拟合锆石某些物理性质的实验值获得了锆石平衡结构模型的势能参数。在锆石平衡结构的基础上 ,结构中基本点缺陷及其形成能和结构无序态及其形成能得到了详细研究。锆石中Pu、U和Th与Zr的类质同象替代方式及其类质同象形成热的研究发现 ,组分为Pu75mol%—Zr2 5mol%处存在一不混溶间隔 ,这表明锆石中放射性核素的荷载量应小于5 0mol%

核废料处理已成为全世界无法摆脱的危险重负

如果说重大核事故只是小概率的极端恐慌事件，那么核废料污染则是一直伴随人类的难以卸掉的危险重负。目前全世界443座核反应堆已积累了36×10^4t致命的高放射性核废料（致命放射性污染可持续10万年以上），而且还在以每年1．2×10^4t的速度增长。目前全世界没有一个国家找到了绝对安全、永久处理高放射性核废料的方法。核废料泄漏事故更是时有发生。2014年2月14日美国位于地下655m深处的军用中、低放核废料储藏室就发生了一起严重的泄漏事故。

原地应力测量对某核废料处置场场地评价的应用

为研究在某核废料处置场用深地层注浆固化方法处置中放核废液的可行性,我们在该处置场的两口钻井中进行了水压致裂法原地应力测量。通过原地应力测量,发现处置场区的水平主应力和铅直主应力随深度的增加而线性增加,且σ_H>σ_h>σ_r,说明处置场的地应力状态有利于水平或近水平裂缝的产生和扩展,对用水力压裂法处置核废料是有利的,方法是可行的。

纳米材料和纳米技术在核废料处理中的应用研究进展

核废料的妥善处理和安全处置是世界各国关注的热点和焦点。近年来,寻求环境友好的污染物高效修复材料逐步成为各国环境科学领域研究的热点。随着环境分子科学的迅速发展,被誉为"21世纪最有应用价值材料"的纳米材料在环境污染治理中的应用越来越受到重视,纳米材料比表面积大,反应活性高,可促进多种界面反应,如对重金属离子及放射性核素的界面吸附及增强氧化-还原反应等,有望在重金属离子及放射性核素等污染治理中发挥重要作用。本文综述了国内外纳米金属材料、纳米金属氧化物材料、碳纳米材料与碳纳米材料复合物以及其他纳米材料在核废料处理中的应用研究进展,探讨了该研究领域的不足,展望了其研究前景,以期为该领域的进一步深入研究拓展新的思路。

锆石的结构与化学稳定性 :核废料处置矿物类比物研究

锆石可作为核废料处置矿物类比物的重要矿物 ,近年来对此开展了大量的研究。在综合前人研究成果的基础上 ,文中对天然锆石遭受放射性照射所导致的晶格破坏、蜕晶质化以及锆石在各种热液条件下的稳定性、表面反应特性等几个方面进行了总结研究 ,特别是对各种热液条件下锆石的溶解动力学及元素传质进行全面讨论 ,进一步阐明了锆石作为核废料处置矿物类比物的优越性 ,指出今后一方面应着重对锆石的放射性破坏机制及蜕晶质化过程中的元素扩散、迁移和聚集进行系统的研究 ,另一方面着重研究不同变质程度锆石的淋滤机制和不同条件下淋滤溶液 (不同 pH值、无机溶液组分、有机溶液等 )对锆石中各种元素的影响。

核废料贮库围岩介质不可逆过程热力学和热弹性

根据热力学的基本原理 ,导出了核废料贮库裂隙岩体介质热 -液 -力耗散过程的定解方程。探讨了非等温条件下 ,体系不可逆热力学过程 。

核废料处置库近场热-水-力耦合性状

采用高放射性核废料处置库模型试验,以核废料处置库近场的膨润土及岩石为研究对象,建立轴对称模型,选用适当的热、水、力本构方程,运用有限元软件code-bright对核废料处置库关闭后处置库近场的温度场、渗流场、应力场进行考虑TH,HM,TM部分耦合与THM完全耦合的数值模拟分析。得到处置库关闭后近场膨润土及岩石内温度、液体饱和度、应力的变化规律及不同耦合对这些性状影响的敏感度。结果可为核废料处置库的规划、设计以及数值分析时耦合类型的选择提供参考。

盐岩矿床内油气储备和核废料处置

在对盐岩矿床内油气储备和核废料处置现状分析研究的基础上,提出了在盐岩矿床内进行储库建造应重点解决的储库长期稳定性,储库结构及建造等的研究问题及解决方法,对我国盐岩矿床内建造油气储库和核废料处置具有重要的指导意义。

膨润土在核废料处置环境中的膨胀衰减规律研究

利用Phreeqc软件模拟了核废料处置库中高压实膨润土中发生的化学反应,建立了K+、Ca^(2+)、Na^+、Mg^(2+)4种阳离子的离子交换和矿物溶解沉淀的一维运移反应模型。模拟了核废料处置环境中,膨润土化学组分在不同流体环境下随时间和空间的变化规律,验证了膨胀性的衰减主要是由Na基蒙脱石转变为Ca基蒙脱石引起。结合膨润土化学组分变化结果,对膨润土膨胀性衰减程度进行了评估。得到1万年后海水和地下水环境下的高庙子膨润土膨胀性衰减系数分别达到0.83和0.92,MX80膨润土达到0.79和0.90。

抛物体核废料容器自埋过程中传热问题的研究

对装有核废料的抛物体容器在地球引力的作用下，依靠其放出的热量将其周围介质熔化而进行的自埋过程进行了研究。利用边界层理论，对熔化区的液体传热与运动进行了分析，求得容器的自埋速度与表面温度，并对影响它们的诸因素进行了讨论。

Cr_2O_3对高放核废料磷酸盐玻璃固化体的影响

在含高放核废料的玻璃固化体中添加了不同含量的Cr2O3,以考察其对玻璃固化体的结构和性质的影响.对添加Cr2O3的玻璃固化体进行了各种方法(溶出速率法,蒸汽水化侵蚀和试样坚固性法)的化学稳定性的测试.测试结果表明,Cr2O3的引入不会对玻璃固化体的化学稳定性产生不良的影响.与此相反,Cr2O3能抑制各种离子自玻璃固化体中沥析出来, 改善玻璃固化体的化学耐蚀性. XRD内标法测定,Cr2O3在铁磷酸盐玻璃中的溶解度可达4.1%,是其在硼硅酸盐玻璃的3倍. FTIR和DTA的结果表明,不同含量的Cr2O3的引入, 不会对玻璃固化体的网络结构造成显著的变化. Mossbauer谱表明,Fe2+/Fe3+的比值随着Cr2O3的含量的增加而增大,说明Cr离子和Fe离子在玻璃熔制过程中发生氧化还原反应, 形成的Cr+6有利于提高玻璃固化体的化学耐蚀性.

核废料储罐近域环境中温湿度长期演变预测

为获得核废料储罐与周围环境界面的温湿度信息,以便模拟不同地质处置时期储罐表面的腐蚀环境,通过对一些典型核能利用国家在高放核废料安全处置研究中对储罐表面温度的长期演变计算进行调研,结合不同埋藏模式推测出适于我国的核废料储罐表面温度演变规律。同时根据国内外对核废料储库中缓冲/回填材料饱和度的变化情况推测我国核废料储罐表面环境中膨润土含水量的时间演变趋势。研究表明,储罐表面初始时温度快速升高,至温度峰值后逐渐下降,为安全起见,最高温应设计低于100℃。膨润土的饱和度受到核废料衰变释热及地下水入渗的双重影响,早期以核废料衰变主导,后来受地下水入渗影响显著。一般认为储罐表面膨润土在3年左右含水量明显增加,约10年左右达到饱和。温湿度长期演变预测将为我国核废料储罐表面腐蚀演变研究奠定基础。

高放核废料磷酸盐玻璃陶瓷固化研究进展

磷酸盐玻璃陶瓷是固化“难溶”核废料的优异基材,具有高的废料包容量和优异的稳定性,因而,磷酸盐玻璃陶瓷固化是高放核废料固化处理的重要研究方向之一。本文简要综述了高放核废料磷酸盐玻璃陶瓷固化体的类型、固化机理、固化体设计、稳定性及其制备,并对其研究做了展望。其今后研究方向主要包括:(1)磷酸盐玻璃固化体的中长期化学稳定性、蚀变规律和抗腐蚀机制的研究;关注其物理性能、热稳定性和辐照稳定性;(2)磷酸盐玻璃陶瓷固化体的简洁制备工艺技术及其工艺原理,及其对设备和电极的侵蚀和寿命的影响。

热源对核废料处置库近场性状的影响

采用高放射性核废料处置库模型进行试验,以核废料处置库近场的膨润土及岩石为研究对象,建立轴对称模型.选用适当的控制方程,运用有限元软件Code-Bright对核废料处置库关闭后处置库近场的温度场、渗流场、应力场进行热一水一力(thermo_hydro-mechanic8l,THM)耦合的数值模拟.通过比较不同初始热源,得到了处置库关闭后近场膨润土及岩石内温度、液体饱和度、吸力及应力的变化规律.结果表明,初始热源较小时膨润土和岩石的性质更为稳定.

地下盐穴处理核废料的方法

核废料对环境和人类安全具有较大危害,如何安全高效处理常常是困扰人类的棘手问题,目前认为有效的处理方式是深部埋藏处理,利用盐穴进行核废料的深埋处理是一种较为安全的方法。盐穴就是在地下盐层中通过钻井,利用水循环的方法,将盐层溶解,最终形成一个体积较大的空洞。利用地下盐穴可以进行各种工业废料的埋藏处理,特别是对具有放射性污染的核废料。建设埋藏放射性核废料的盐穴需要选择地质条件好,具有良好封闭性的盐层中,造穴方式主要是通过水溶洗盐形成地下溶洞。埋藏核废料需要通过一系列的特定工艺才能完成,放射性核废料埋藏处理后需要进行监测以防止产生污染事故。一般来说,由于地下盐穴埋深大、盐穴封闭性好,具有较高的安全性。利用盐穴进行核废料的埋藏具有费用低、容量大、占地少、安全性高等优点,是一种可以推广应用的核废料处理新方法。

核废料地下处置过程中相关动力学问题及控制措施

深地层地下处置是目前首选的核废料处置方案。由于放射性核素的长期的衰变和辐射导致的某些不可预见性因素,综合评估和预测核废料处置场的安全性是至关重要的。本文从理论上分析了核废料地下处置过程中温度场、应力场、渗流场三场相互影响、相互作用的力学机理,并提出了核废料泄漏的防治措施,为核废料地下处置过程中环境评价提供了基础理论依据。