重水堆废干燥剂解控脱氚方法探究

在重水堆机组中,氚是其产生的主要放射性物质之一,以氚化水的形状存在于重水系统中。在机组运行或设备检修中,免不了重水会由系统向外渗漏、泄漏或检修设备疏水时从系统中排出,泄漏的重水会有部分以水蒸汽的形式扩散到空气中,形成氚内照射剂量。重水价格昂贵,为了减少重水损失和净化空气降低辐射剂量的目的,在重水系统厂房设置了以分子筛干燥剂为吸附介质的重水蒸汽回收系统,当干燥剂使用一定的时间失效后,更换下来成为放射性废物而储存。废干燥剂中存在的放射性源项氚,如有效降低氚后废干燥剂即可解控为非放废物,可大量降低核电厂放射性废物储量,本试验拟通过直接加热及水分置换后加热的简单实用方法对放射性废干燥剂进行脱氚试验,探索放射性废物解控成非放射性废物可行方法,为核电厂放射性废物处理方法的一次有益尝试。

重水堆硼的测量优化

重水堆核电站正常运行期间使用硼调节机组反应性,硼浓度是计算机组反应性的核心指标。当下使用的实验设备及方法测量误差为±10%,无法达到重水堆低硼系统的验收标准。笔者通过调试电感耦合等离子光谱仪器观测高度、雾化器流速和RF功率三大参数,结合试验数据优化仪器设置及方法,将慢化剂系统硼浓度分析误差降低至3%。