核设施退役废石墨的处理与处置

石墨有成为核反应堆的慢化剂和反射层的较好的综合性能,早期发展核反应堆的国际原子能机构成员国拥有大量的石墨慢化反应堆,现在要安排退役,退役废石墨的处理和处置,成为人们共同关注的问题。由于废石墨存量大,放射性活度大,它的处理与处置有若干疑难问题有待解决。这些问题的解决关系到环境保护。我国有类似的疑难问题,为此应积极跟踪并开展必要的研究开发工作。

大型石墨反应堆退役策略研究

大型石墨反应堆由于废石墨放射性活度大,处理处置工艺不成熟,拟采用延迟拆除策略,而长期安全封存就得有效控制放射性物质外溢、抵御地下水浸入、堆芯支承可靠、便于检测和监督等。

水冷反应堆燃料元件的在役检测和处理

水冷反应堆包括轻水堆和重水堆,轻水堆分为压水堆和沸水堆;重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括:反应堆运行时的检测;换料时或换料后的检测;在燃料组件内鉴别破损的燃料棒;燃料组件的监测、拆卸和修复;破损燃料棒拆出后的检测,破损定位与修补。

反应堆退役放射性废金属的熔炼处理

反应堆退役将产生大量放射性废物金属,熔炼处理可使其减容、再循环再利用,以大量减少放射性废物处置量,回用绝大部分金属。熔炼处理有减容、整备、包容放射性核素、降低比活度、便于放射性监测等优点,但会产生二次废物、对一些放射性核素的去污效果不理想等缺点。因此采用这项工艺要预先用其他去污工艺去污,预计去污效果和落实再循环再利用的去向,还必须有效控制二次废物。

在线啜吸检测装置的研制

为检测秦山二期核电工程燃料破损情况，选用气体作检测介质、１３３Ｘｅ作显示核素、装卸料机套筒为隔离体，研制了在线啜吸检测装置。本文介绍了该装置的设计要求、设计原理及装置中几个重要系统的调试。经调试表明：本装置具有满意的性能，易于操作，可满足核电工程的需要。

压水堆燃料的检测、修复和重组

概要说明了压水堆辐照燃料的检测、修复和重组工作的原理和工序，啜吸技术的原理和发展．最后着重描述了在线啜吸检测装置的研制．

堆芯辐照燃料严密性鉴定装置的研究和开发

为鉴定核电工程堆芯辐照燃料的严密性,研发了堆芯燃料的严密性鉴定装置,选用气体作检测介质、^(133)Xe作显示核素、装卸料机固定套筒为隔离体,在反应堆换料操作同时对辐照过的燃料做逐束定性破损检测。调试结果表明:本装置具有满意的性能、易于操作,可满足核电工程的需要。

反应堆退役废金属高压水去污废水的再利用

用高压水射流去污将反应堆退役废金属再循环再利用,会产生相当数量的放射性废水。为了节省放射性废水处理费用并减少清水的消耗量,降低废金属去污的成本,应将这部分放射性废水回用。高压水去污废水中的放射性主要来自其中的固体颗粒。因此回用废水就要将水中固体颗粒去除。研究分析了各种可能的工艺,经过代价利益分析,选用了离心分离工艺。