基于流体体积模型的放射性废树脂蒸汽重整流态化数值模拟分析

放射性废树脂蒸汽重整反应器通常采用流化床结构。树脂在流化床中达到较好的流态化是保证反应持续、提高处理效率、实现树脂减容和核素包容的关键因素。为对流化床中树脂的流态化情况进行分析优化,建立了鼓泡流化床树脂蒸汽重整的计算模型,针对废树脂蒸汽重整中试流化床采用流体体积(volume of fluid,VOF)模型模拟流化床内树脂蒸汽多相流动状态。重点分析了不同流化操作气速下的床层压降、床高空隙率分布,获得了不同操作气速下的树脂流化状态。数值计算分析及后续测试结果表明,采用VOF模型可较好用于废树脂鼓泡流化床的计算模拟;操作气速增加,树脂的流化状态产生明显变化;当操作气速控制在0.7 m/s左右时,该中试流化床可达到最佳的流化状态。在此操作气速下开展了多组树脂蒸汽重整试验,最终获得的树脂重整平均减容倍数达到了6以上,在流化床内构件未发现树脂聚团,结焦现象,树脂在流化床形成了较好的流化状态。

反应堆退役三维辐射场实时计算及可视化

本文基于DELMIA和VIRTOOLS平台开发的反应堆退役三维仿真原型系统,提出了仿真系统、数据库和计算内核既相互独立又集成统一的三维辐射场计算和可视化技术方案。利用点核积分算法建立了三维辐射场计算模型,得到了能量的对数与转换系数的多项式拟合公式,考虑了设备屏蔽和自吸收效应。采用VS语言和SQL server软件平台编制了三维辐射场计算程序,经验证,在关键点处的辐射水平计算值与测量值的比值小于10,并嵌入了仿真系统,实现了退役场景三维辐射场的实时计算和数据更新。提出了基于行走路径的人员受照剂量计算方法,并实现了可视化显示。

基于吉布斯自由能最小原理的废树脂蒸汽重整平衡产物分析

放射性废树脂的高效稳定处理问题一直以来是业界关注的重点。蒸汽重整技术减容倍数高,形成的最终废物稳定,工艺过程对环境友好,是处理放射性废树脂的潜在选择。根据古布斯自由能最小原理提出能预测废树脂在蒸汽重整处理平衡产物分布以反应输入热量的计算模型,并选取苯基离子交换树脂为计算对象,主要分析了不同蒸汽比例、不同氧气比例、温度和压力对最终产物的平衡分布及反应输入热量的影响。分析表明,在采用蒸汽重整处理废树脂及其他有机废物时,应合理选择处理温度、净输入热功率。

海上核动力平台放射性废物管理方案研究

为建立适用于海上核动力平台的放射性废物管理策略及方案,根据平台的运行要求和“放射性废物最小化”原则,对放射性废物源项进行分析,确定了海上核动力平台放射性废物管理原则及目标,提出了放射性废液和废气就地处理、固体废物打包后送陆上基地处理的放射性废物管理的总体方案,并进一步明确废液、废气、固体废物处理的具体方案及工艺流程,然后对方案的技术可行性和技术难度进行了分析探讨,为海上核动力平台放射性废物管理提供了安全可行的方案,但尚有一些问题需要进一步研究。

基于柔性组合工艺的放射性废液处理技术研究与设计

针对复杂源项的放射性废液处理难题,研究一种柔性组合工艺的放射性废液处理技术,采用活性炭前置过滤、自然循环蒸发、多层复合纤维膜净化、离子交换等工艺柔性组合的方式,建立系统综合净化因子计算公式,经实验验证,处理后的废液放射性活度浓度平均值仅为3Bq/L,满足国家标准的排放要求,达到近零排放的目标,系统实际净化因子与理论计算值一致。

涂硼电离室中子灵敏度计算与验证

假设α粒子或Li离子探测器效率相同时,α粒子或Li离子对探测器输出电流相同,计算了10B丰度为90%,硼面密度为0.8mg/cm2,涂硼面积为2760cm2,电离室中子灵敏度为5.25×10-13A/(n·cm-2·s-1)。采用10B丰度为90%的硼粉制作了面密度为0.8mg/cm2的电极管,将其组装为电离室样件,工作气体介质为P10气体;在线性中子源上测试了工作气体压力为0.025MPa^0.3MPa,电离室样件的中子灵敏度,结果表明:气体压力达到0.16MPa时,电离室样件的输出电流饱和,硼层中出射粒子的能量完全沉积到工作气体中,此时的中子灵敏度为4.01×10-13A/(n·cm-2·s-1),试验结果与理论结果偏差约为25%左右。

基于蒙卡-点核积分耦合的核电厂退役辐射场计算

针对核电厂退役现场中复杂和简单几何区域并存的问题,以及退役过程对辐射场计算提出的快速、准确的要求,提出了蒙卡和点核积分耦合计算方法,并开发了耦合计算程序。对于单体源模型,由于模型简单,耦合方法、点核方法与蒙卡方法的计算结果均较接近,相对偏差小于10%,但耦合方法的计算速度比蒙卡方法提高了3.5倍;采用耦合方法和蒙卡方法分别计算了多体源模型的辐射场,结果表明耦合方法的计算准确度较高,相对蒙卡方法偏差小于40%,计算时间约为蒙卡方法的1/5。以秦山一期退役辐射场为例开展了计算分析,结果显示,耦合方法与蒙卡方法的计算结果相差不超过1个数量级,但前者计算速度比后者提高了约3倍,说明耦合方法可以满足核电厂退役辐射场计算需要。

工作气体对硼衬基正比计数管性能影响研究

硼衬基正比计数管的工作气体成分和压力在不同程度上影响其坪特性、中子灵敏度、工作电压等指标,通过实验研究了工作气体成分和压力对涂硼中子正比计数管性能的影响。研究结果表明:在实际运用过程中,可根据实际需要,选择特定的气体成分和压力作为制造硼衬基正比计数管参数,以达到预期的效果。

基于参数化-超单元法的HFETR乏燃料贮存格架抗震分析

为解决HFETR乏燃料贮存格架结构抗震设计中存在的结构迭代设计速度较慢、抗震计算时间较长、多格架分析困难等问题,提出将参数化方法和超单元法组合应用于HFETR格架抗震分析。基于超单元法建立了格架有限元模型;利用APDL和VB对有限元模型的建立和计算进行了参数化处理;对HFETR乏燃料贮存格架进行了多格架抗震计算,并对格架在满载、半载、空载3种装载情况下的应力、滑移和倾倒进行了分析。结果表明:所设计的HFETR格架抗震性能满足要求;参数化-超单元法可用于乏燃料贮存格架的迭代设计和多格架抗震分析。

反应堆退役技术现状与展望

反应堆退役是需要重点关注的核设施退役工作之一。本文总结了全球反应堆退役情况;提出了广义的退役技术概念,构建了由退役管理及总体技术、退役专用技术和共性支撑技术构成的反应堆退役技术体系;对政策法规和标准、技术路线、工程管理等退役管理及总体技术进行了论述;对安全停闭、特性调查、去污、切割拆除拆毁、废物管理、退役终态管理等退役专项技术进行了分析;对数智化退役、辐射防护与监测等共性支撑技术进行了探讨。经综合分析论证展望了具体退役技术的发展方向和未来反应堆退役技术的发展趋势。

热室退役重混凝土结构切割拆除研究

金刚石绳锯切割是一种新型无损静力切割技术,具有环保、高效、安全等特性,在核设施退役重混凝土结构切割拆除方面表现出了巨大潜力。本文介绍了某核设施重混凝土结构的拆除现状,并以热室的重混凝土结构为研究对象,开展了不同冷却方式和不同切割方式对切割拆除的影响研究。结果表明:采用水冷却金刚石绳锯、下压拉切的方式,切割比重为4.2 t/m^(3)的重混凝土,磨损系数最低为1.4×10^(−5),切割效率最高可达0.66 m^(2)/h。

HFETR考验回路沉积源项精细计算研究

计算高通量工程试验堆(HFETR)考验回路中活化腐蚀产物产生的沉积源项对于指导工作人员剂量估算及设施退役意义重大。在CATE程序输运机理模型及计算程序基础上,对HFETR考验回路进行节点划分及输运参数确定,建立了考验回路的9节点输运模型,模拟实际运行条件下考验回路活化腐蚀产物沉积源项的产生及分布,并与实际监测数据进行对比验证。研究结果表明,模型计算结果与活化腐蚀产物迁移方向的净效应一致,证明了计算结果的可靠性;模型中沉积源项的剂量率误差在30%内且计算结果偏保守,证明了计算结果的准确性。本研究证明了考验回路沉积源项的多节点计算方法在试验堆复杂的运行条件下是适用的,具有较大的工程应用价值。

基于层次分析法的核设施退役方案量化评价方法研究

针对核设施退役方案评价问题,采用层次分析法,构建核设施退役量化评价模型。该模型包含6项准则及20项评价指标,实现了对退役方案的整体以及安全因素、废物量、退役经费、退役周期、技术因素、公众认可度等方面的系统性量化评价。通过对某核设施退役工程的量化评价实践,验证了该评价方法的有效性,并为后续退役工程提供了一些建议。