贫化UF_6管理策略分析与安全监管要求探讨

对目前世界上贫化UF6管理策略进行了分析。通过6种管理策略的安全风险比较,认为在一定时间范围内,各管理策略风险相当,稳定化处理并没有明显降低贫化UF6管理的风险。通过法律法规要求分析,提出了各管理策略实施核与辐射安全监管需要解决的关键问题。

基于DOE-STD-1027的核燃料循环设施危险分类方法的改进与应用

简要介绍了DOE-STD-1027规定的非堆核设施危险分类方法,分析了其应用于核燃料循环设施时存在的问题:用于计算存量阈值的释放因子取值不具有保守性,以及剂量转换因子取自较早版本的ICRP出版物,而ICRP在后续的出版物中更新了这些因子。针对以上问题,提出了用DOE-HDBK-3010-94或NUREG/CR 6410提供的释放因子以及最新的ICRP出版物提供的剂量转换因子,修正DOE-STD-1027中危险分类放射性物质存量阈值的计算方法。采用此方法计算了采用天然铀和回收铀原料的危险2类重水堆核燃料元件制造设施与UF_6处理设施的存量阈值。

核燃料元件制造厂UF_6气化工序风险分析

多种危险并存于核燃料元件制造厂,因此有必要对核燃料元件厂进行风险分析。目前有多种风险评估方法适用于核燃料元件制造厂风险评估,本文选取HAZOP和LOPA方法,对核燃料元件制造厂风险评估中的最重要工艺UF6气化工序进行了分析。HAZOP分析得到了可能产生严重后果的工艺偏离。LOPA分析得到了针对工艺偏离所采取的独立保护层措施所降低的风险和UF6气化工序的残余风险。

核电站堆外核测量系统的原理及工程实践

介绍了堆外核测量系统的原理和组成,比较了AP1000与二代加改进型压水堆核电站堆外核测量系统的异同,分析了各自的优缺点,并提出了堆外核测量系统的一个发展方向。

乏燃料后处理厂高放废液和废有机溶剂处理系统典型安全问题分析

乏燃料后处理过程会产生大量的放射性废液,需要对其进行净化处理。本文介绍了高放废液处理系统、高放废液贮存系统和废有机溶剂处理系统,分析了需要关注的安全问题,并讨论相应的预防措施、探测手段和纠正措施,为商用后处理厂废液处理系统的设计和事故分析提供了参考和建议。

LaNi4.25Al0.75吸氕、氘、氚热力学同位素效应

采用自制的全金属氢化物吸放氢实验装置,恒温等容条件下测定LaNi_(4.25)Al_(0.75)材料吸氕、氘、氚单质气体的压力-组成等温线(P-C-T曲线),并根据Van’t Hoff(范特霍夫)方程得到LaNi_(4.25)Al_(0.75)吸氕、氘、氚形成氢化物相的热力学参数焓变ΔH分别为:-44.5、-45.0、-47.1kJ·mol-1,熵变ΔS分别为:-118.0、-121.8、-127.5J·mol^(-1)·K^(-1)。结果表明:LaNi_(4.25)Al_(0.75)材料吸收氕、氘、氚单质气体,在温度较低时,同位素效应不明显;温度高于100℃时,热力学同位素效应显著。相同温度、吸气容量条件下,吸气平衡压力从低到高依次是氕、氘和氚,其反应焓变和熵变从小到大依次是氚、氘和氕。结果表明,LaNiAl合金吸氢的热力学同位素效应依赖于温度的变化。

环境介质中^(210)Po的分析测定

提出环境样品中210Po的分析方法:对环境水样采用直接蒸发银片自沉积法;对其他环境样品(如土壤、稻谷),采用硝酸和H2O2进行湿法氧化处理后,在盐酸体系中银片自沉积法。叙述了样品前处理、分离、制源以及测量等程序。分析结果表明,该方法能应用于环境介质中210Po的分析测定。

核燃料循环设施事故分析方法探讨

为推动我国核燃料循环设施的事故分析方法不断发展完善,对国内外核燃料循环设施事故分析方法的应用现状进行了研究和比较,对不同事故分析方法进行了对比和分析,并结合我国工程实践对事故分析方法的发展提出了建议。研究表明,国外核燃料循环设施事故分析已逐渐使用概率风险评价方法,由此,我国核燃料循环设施领域逐渐引入概率风险评价方法可能成为事故分析的发展方向。ISA(综合安全分析)方法既参照确定论方法进行了单个(类)事件序列的情景假设和后果分析,又参照概率论方法进行了事件序列的概率估算,具有较好的适用性和可操作性,因此,我国核燃料循环设施领域可优先采用融合了确定论和概率论两种方法特点的ISA方法。

加强放射性物品运输安全管理的几点建议

介绍了我国放射性物品运输安全监管法规建立的背景和意义,总结分析了《放射性物品运输安全管理条例》实施后我国放射性物品运输中存在的问题,并针对性地提出了几点建议。

放射性物质运输线路优化方法的研究

在放射性物质运输的活动中,为了使所选取的放射性物质运输线路相对最优,本文在给定的运输起点和终点并且具有时间窗约束的情况下,对运输活动的运输时间、运输成本和运输风险3个关键因素进行综合考虑,将其确立为3个目标向量。根据实际的运输任务,利用灰色关联度分析方法,从3个目标量中确定一个理想化的最优样本,以此为参考样本,通过计算各样本序列与该参考序列的关联度,对被评价对象做出综合比较和排序,选取最优的运输线路。本文为放射性物质运输线路的选择提供了一种分析方法。

AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定

针对AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定进行了总体研究.首先分析了AP1000核电厂设备鉴定的环境条件、鉴定合格期限、事故后可运行时间等基本要素,随后在环境鉴定、抗震鉴定和电磁兼容性鉴定三个方面分析了AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定.环境鉴定方面主要分析了所参考的标准、鉴定要求和所采取的试验项目.抗震鉴定方面分析了所参考的标准,不同设备、不同标高需满足的抗震响应谱要求.电磁兼容性鉴定方面分析了所参考的标准、发射试验和抗扰度试验的具体要求.研究表明,AP1000核电厂的1E级仪表鉴定对试验要求、试验方法等都提出了更高的要求.

北京正负电子对撞机重大改造工程的竣工验收辐射监测

北京正负电子对撞机重大改造工程(BEPCⅡ)于2009年5月顺利完成,北京市辐射安全技术中心对其进行了竣工验收辐射监测。结果表明,在BEPCⅡ正常运行时,职业人员和公众所接受的最大年有效剂量分别为2.03 mSv和11.7μSv,低于规定约束值;对撞实验区内外的电磁环境敏感点测得的功率密度值均低于国家标准规定限值0.4 W/m2;土壤样品中的天然放射性核素含量均在相关标准规定的范围内;BEPCⅡ直线加速器二次循环冷却水总α和总β活度浓度分别为0.03 Bq/L和小于0.014 Bq/L,低于标准限值;地下水的总α和总β活度浓度均小于0.1 Bq/L,为Ⅰ类地下水。

退火对LaNi_(4.25)Al_(0.75)合金储氢性能的影响研究

研究了退火热处理对LaNi_(4.25)Al_(0.75)合金吸放氢性能和晶体结构的影响。研究表明,退火处理具有降低合金吸放氢P-C-T曲线平台区斜率的作用。在1273K退火,合金的晶体结构并没有改变,热处理前后都属于六方晶系CaCu_5型,但晶格常数和晶胞体积发生了变化,随着退火温度升高,晶格常数a增大,晶胞体积V增大。退火热处理可显著改善LaNi_(4.25)Al_(0.75)合金吸放氢性能,1273K下12h热处理条件有望成为LaNiAl系列储氢合金工业应用热处理的工艺规范。

加强低比活度物质运输安全管理

低比活度物质是放射性物品运输中重要的一类物品。本文根据《放射性物质安全运输规程》对低比活度物质的运输管理要求,分析了我国低比活度物质运输中存在的问题,针对这些问题,提出了几点安全管理的建议。

美国能源部《非反应堆核设施安全分析编制指南》分析及对我国相关工作的启示

为规范和指导非反应堆核设施安全分析报告的编制,美国能源部发布了《非反应堆核设施安全分析编制指南》,分析该指南的主要技术内容,并给出借鉴该指南修订我国相关法规、导则及开展概率安全评估(Probability Safety Assessment,简称PSA)的建议。

分离铯的吸附剂焦磷酸氧锆的合成与表征

合成了分离铯的吸附剂焦磷酸氧锆,比较了不同条件下制备的焦磷酸氧锆对铯的吸附性能,并对吸附性能好的焦磷酸氧锆进行了分析与表征。结果表明,在不同条件下制备的焦磷酸氧锆对放射性铯的吸附率相差不大。焦磷酸氧锆化学式为[3ZrO·2HP2O7]n·8.6nH2O,为无定型物质,具有良好的热稳定性,最可几孔径约为1.5nm,比表面积为180.7m2/g。

铀纯化和铀转化废物再循环再利用工艺途径探讨

铀纯化、转化是核燃料循环其中一个环节,其生产过程中会生产生一些副产物和大量的废物,本文通过对我国现有铀纯化、转化设施的工艺技术进行分析,探讨对其废物进行再循环再利用的途径,实现低消耗、低排放。

高温气冷堆核材料衡算方法研究

高温气冷堆(HTR)采用球形包覆颗粒燃料元件,采用不停堆换料运行方式。因此,其运行方式、燃料元件的形式、换料方式等与压水堆核电站差别较大。HTR的特点决定了其核材料的监管方式既不同于传统压水堆,也不同于散料核设施,不易采用传统压水堆的件料管理模式和散料核设施的散料管理模式进行核材料衡算管理。为此,本文针对HTR核材料管理,提出一种适于HTR核材料衡算及其不明损失量(MUF)评价的方法。该方法根据HTR的燃料元件、运行方式和换料方式的特点,综合考虑件料和散料衡算两种模式,通过对HTR核材料衡算平衡区合理划分、关键测量点设置和实物盘存方式选取等的研究,最终选取件料+散料的衡算模式进行核材料衡算管理和评估,为HTR核材料监管提供技术基础。目前,该方法已应用于我国HTR的核材料管理,取得了预期的效果。

典型泵类失效数据对核燃料循环前端设施的适用性研究

为推动我国在核燃料循环前端设施领域的概率安全评价工作,有必要开展前端设施共有的通用泵类设备的失效频率研究。本文以美国核电领域、美国化工领域和我国核电领域的泵类设备失效频率为参考,通过对不同类型泵的失效模式和失效频率进行比较和分析,提出了我国核燃料循环前端设施泵类设备失效频率的取值建议。研究结果表明,从保守计算角度出发,泵类设备失效频率优先采用美国《工艺设备可靠性数据参考》相应数据;如果我国核燃料循环前端设施安全重要级别的泵类设备的设计规范、加工制造厂商及运行环境与我国核电泵类设备类似,泵类设备失效频率可考虑采用我国《中国核电厂设备可靠性数据报告(2015版)》相应数据;有必要在我国核燃料循环前端设施尽早启动泵类设备失效原始数据的采样和统计工作,以获得适合我国工程实践的泵类设备失效频率及其置信区间。

液化均质系统两种工艺改进方案的安全性及适用性分析比较与建议

在铀浓缩厂,由于UF6是液态正压操作,存在UF6泄漏风险,国内外普遍认为UF6液态泄漏事故的危害较大,所以液化均质系统一直是安全分析的重点。本文对两种改进工艺方案进行了分析并对技术参数进行比较,根据比对结果,对可能存在的问题提出意见与建议。