光刻胶废剥离液中分离回收水和有机溶剂研究进展

光刻胶废剥离液中含有大量的水和有机溶剂,其中包含大量有回收价值的成分。从光刻胶废剥离液中回收水和有机溶剂可以减少对自然界的污染,实现资源化利用。综述了国内外几种从光刻胶废剥离液中回收水和有机溶剂常见分离方法及分离装置,并对不同情况下所产生效果进行分析比较。希望能为我国电子行业中光刻胶废剥离液的资源化处理提供借鉴。

脱除废剥离液中金属离子的研究进展

电子产品的废弃液晶面板是废弃物资源利用的重要组成内容,其中回收废剥离液中的金属离子不仅可以减少金属离子对于环境的污染,还可以实现资源的回收利用。综述了废剥离液中金属离子脱除的研究现状、方法和技术,重点介绍了固液分离法、化学沉淀法、电化学提取法、膜分离法等方法的原理、优缺点和应用,总结了目前废剥离液中的金属离子的分离回收装置。这些方法和装置在废剥离液中金属离子的脱除方面具有显著的效果,但是在处理金属离子时存在着部分局限与挑战,寻找高效、绿色环保且经济效益显著的脱除方法及装置显得尤为重要。因此,需要进一步的研究和技术创新,以期实现废剥离液中金属离子的高效脱除和资源化利用,为环境保护和可持续发展作出贡献。

国内外页岩气水平井分段压裂工具发展现状与趋势

页岩气作为典型的非常规油气藏资源,具有低孔隙度、极低基质渗透率等特征,实施水平井分段压裂改造已成为实现页岩气藏高效开发的关键技术。国外北美地区页岩气开发已实现商业化,并形成了一系列以实现"体积改造"为目的的页岩气压裂技术及配套工具。国内页岩气开发工艺和自主工具研制均取得了很大的进步。通过调研桥塞/球座+分簇射孔联作、套管固井滑套等页岩气水平井分段压裂技术,介绍了复合桥塞、可溶性桥塞、OptiPort、FracPoint等不同工具的工作原理及结构组成,简述了不同工具的国内外应用现状,对比分析了不同工具的性能特点,指出可钻式复合桥塞系列化研究、可溶性工具的技术攻关及无线智能滑套工具的先导性研究为今后研究的重点攻关方向。

基于SCALE的熔盐堆添料与后处理系统分析程序开发及验证

在线添料及在线去除中子毒物是熔盐堆区别于其他固体燃料反应堆的主要特征之一,能够实现较高的燃耗深度和燃料利用率。然而,现有的反应堆物理计算分析软件SCALE不能直接模拟熔盐堆的燃耗计算。因此,本文耦合SCALE中的截面处理模块、临界计算模块以及燃耗计算模块,开发了一套适用于多流体熔盐堆的添料与后处理系统分析程序MSR-RRS,实现熔盐堆的在线添料、裂变产物在线处理或离线批次处理等模拟功能。基于MSR-RRS对现有的单流熔盐增殖堆和双流熔盐快堆的燃耗性能进行了验证。结果表明,MSR-RRS计算结果与基准模型结果符合较好。MSR-RRS适用于多种堆型、多种燃料循环运行模式。

外围熔盐层堵塞状态下熔盐堆内部温度分布分析

出于冷却结构材料上的考虑,石墨慢化通道型熔盐堆通常在石墨反射层与反应堆容器间设置了外围熔盐层。针对2 MW液态燃料熔盐堆的概念设计,利用三维稳态热工水力学模型分析了外围熔盐层在不同堵塞情况下对反射层和合金温升造成的影响。熔盐堆内石墨慢化材料等固体区域的温度计算采用三维热传导模型,各个通道内熔盐采用一维单相流体模型描述。外围熔盐层在不同堵塞情况下分别采用一维单相流体模型和三维层流模型。计算结果表明:在外围熔盐层内总流量降低的堵塞情况下,外围熔盐层对反射层的冷却效果受到显著影响,在外围熔盐层的流量降低至堆芯额定流量0.365%时,反应堆容器的最高温度接近730°C,临近合金材料温度上的安全限值;当外围熔盐层内存在直径为4 cm的圆形局部堵塞(接近下熔盐通道半径)区域时,堵塞没有显著改变堆内的温度分布,堵塞区域的最高温度为621.74°C,未超过合金材料的安全限值。

石墨慢化通道式熔盐堆的稳态热工水力计算模型

针对石墨慢化通道式熔盐堆的堆芯结构,基于COMSOL Multiphysics程序和MATLAB程序建立了堆芯稳态热工水力学计算模型。该模型对堆芯内固体区域的温度分布采用三维热传导方程进行模拟,对通道内熔盐温度采用一维单相流体模型进行计算。固体区域与熔盐通过熔盐通道壁面的对流换热边界建立热耦合。该模型基于平行通道压力损失相等的原则,分配堆芯内各熔盐通道的流量。通过对比RELAP5程序的计算结果,验证了模型对温度和流量分配计算的正确性。针对2 MWt液态燃料熔盐堆的一种概念设计,分析了堆芯内三维温度分布和通道间流量分配。该模型可精确计算通道式熔盐堆堆芯内稳态温度分布和流量分配,对堆芯的热工水力学设计具有重要意义。

利用超铀核素启动的小型模块化钍基熔盐堆中子学性能研究

压水堆乏燃料中的超铀燃料(Transuranic isotopes,TRUs)含有大于50%的易裂变燃料,可作为熔盐堆钍铀循环的启动燃料。基于小型模块化钍基熔盐堆,采用TRUs和Th分别作为裂变燃料和增殖燃料,研究堆芯熔盐石墨比和初始重金属摩尔份额两个重要参数对堆芯中子能谱、233U产量、石墨寿命、温度反应性系数、TRUs消耗量等中子学特性的影响,为利用TRUs和Th的小型模块化钍基熔盐堆的堆芯参数选择提供依据。基于批处理周期及固有安全性等限值,给出满足要求的TRUs启动小型模块化钍基熔盐堆的燃料利用方案,分析其燃耗时间内的中子学特性。结果表明:采用压水堆中超铀核素作为易裂变燃料,是启动小型模块化钍基熔盐堆钍铀燃料循环的理想选择。在满足5 a石墨寿命和固有安全性(−5~−8 pcm∙K−1)等限值的条件下,选择重金属摩尔份额为6%、堆芯熔盐石墨比为25%的堆芯结构参数可得到较佳的燃料利用率。此时,热功率为150 MW、满功率运行5 a时,铀的年产量可达16.0 kg∙a−1,TRUs的年消耗量约36.1 kg∙a−1,可有效减少当前超铀乏燃料的储存。

某混凝土拱坝水平位移异常原因分析

从地质条件、坝基扬压力、坝体温度场及运行工况等角度,对某混凝土拱坝水平位移异常原因进行综合分析,得出异常水平位移主要为不利工况(包括低温季节水位骤升、气温骤降+水位上升)导致的测值突变,实测径向位移未超过设计计算结果,为日常运行管理提供优化建议。

大型氯盐快堆中钍铀及铀钚循环分析

氯盐快堆具有核燃料溶解度高和快中子能谱的优势,为实现高增殖性能和高嬗变性能提供了可能。基于2500 MWth的氯盐快堆,研究了Th-U循环和U-Pu循环的中子学特性,包括临界参数、燃耗演化、增殖性能和嬗变性能。钍铀循环(U3+Th)和铀钚循环(Pu9+DU)的点火燃料分别为233U和239Pu,它们的可转换材料分别为232Th和贫铀(Depleted Uranium,DU)。同时,也分析了TRU作为点火燃料的过渡模式,即TRU+Th和TRU+DU。结果表明:对于大型氯盐快堆:1)考虑堆内锕系核素的中子吸收率、堆内平均裂变中子数(ν)和转换比,U3+Th需要不定期添料才能维持临界,Pu9+DU、TRU+DU和TRU+Th不需要添料即可连续运行的时间分别为46 a、50 a和29 a;2)相比其他三种核燃料循环模式,TRU+Th具有较优的自持增殖性能和较高的嬗变性能。

后处理效率对熔盐堆燃料循环性能的影响

化学后处理是液态熔盐堆的重要特征之一,其后处理效率将会影响堆芯燃料循环的中子学性能,因此,有必要研究不同后处理方案对熔盐堆燃料循环性能的影响。本文基于65 MW熔盐堆堆芯结构,重点研究后处理模式对熔盐堆中子学性能的影响。采用批处理方式,选取不同的后处理方案及效率,借助熔盐堆后处理耦合程序,对剩余反应性、低富集铀添加量、重金属摩尔比和燃耗深度等中子学性能进行研究。研究结果表明:裂变产物的分离效率对燃料循环性能的影响最为明显,当裂变产物分离效率从0%增加到100%,该熔盐堆运行40年时低富集铀的添加量节省约520 kg,重金属摩尔比降低约9.6%,燃耗深度提高约10%。相对于裂变产物,超铀核素由于具有裂变特性且累积量小等特点,其去除效率对中子学特性的影响较小。本研究的理论模拟计算可为核素去除及其效率的选择提供参考依据。

FLi/FLiBe盐中~7Li富集度对熔盐快堆钍铀转换性能的影响研究

锂(Li)元素是液态熔盐堆中冷却剂熔盐的重要组成成分,由于^6Li相对^7Li具有较大的中子吸收截面,其在冷却剂熔盐中的摩尔含量会影响液态熔盐堆的钍铀转换性能,因此研究7Li富集度对液态熔盐堆钍铀转换性能的影响十分必要。基于熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,MSFR)的堆芯结构,分别采用FLi和FLiBe两种不同的冷却剂熔盐,选取范围在99.5%~99.995%的一系列^7Li富集度,借助熔盐堆后处理程序MSR-RS(Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence),针对能谱、^233U初装量、钍铀转换比、^233U净产量和倍增时间、Li的演化以及氚产量等一系列参数进行分析。研究结果表明:在MSFR的堆芯中,较FLiBe而言,采用FLi作载体盐能够获得更好的钍铀转换性能;当^7Li富集度由99.995%变为99.9%时,堆芯钍铀转换比降低约1.6%,氚产量增加约8%。综合考虑燃料制造成本和钍铀转换性能等因素,对于分别采用FLi和FLiBe作载体盐的熔盐快堆MSFR,推荐的^7Li富集度都为99.9%。

钍基氯盐快堆燃耗性能分析

与氟盐堆相比,氯盐快堆具有超铀核素(Transuranics,TRU)溶解度更高、中子能谱更硬、熔点更低等方面的优势。基于熔盐嬗变堆(Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter,MOSART)的堆芯结构,采用熔盐堆在线添料和后处理程序MSR-RS(Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence)进行分析,针对氯盐快堆的熔盐组成、后处理方式等方面进行了优化,以利于提升其增殖及嬗变性能。首先分析了不同载体盐和启动燃料对燃耗性能的影响,提出了熔盐成分优化方案;然后引入离线批处理和在线连续处理两种后方式来提升燃耗性能。结果表明:在氯盐快堆中,高重金属溶解度的Na Cl更适合作为载体盐;TRU中的次锕系核素(Minor Actinides,MA)有助于提升增殖性能;采用离线批处理能够达到较好的燃耗性能,降低对后处理系统的要求。优化后的堆芯燃耗时间延长到31 a,相应的燃耗深度提高至210 GW·d·t^(-1)左右,233U的积累量达到8 300 kg,并且最终消耗了约12 000 kg的TRU,嬗变率为62.1%。

钍基氟盐冷却高温堆TRISO包覆燃料颗粒结构优化分析

钍基氟盐冷却高温堆(Thorium-based Pebble Bed Fluoride Salt-cooled High-temperature Reactor,PBTFHR)作为第四代核反应堆的堆型之一,其燃料元件由TRISO(TRi-structural ISOtropic)包覆燃料颗粒组成,具有较好的中子性能和安全性。本工作采用 SCALE 6.1 程序开展 PB-TFHR 的临界和燃耗性能计算,结合PANAMA模型研究包覆燃料颗粒的破损率,分析了PB-TFHR中TRISO包覆燃料颗粒的kernel半径、包覆层的厚度和密度对堆芯中子学性能、裂变气体氪、氙和碘产量及包覆燃料颗粒破损率的影响,给出优化的包覆燃料颗粒结构,为其物理设计提供参考。研究发现:当保持包覆层的厚度和密度不变时,较大的kernel半径(≥0.01 cm)可使堆芯处于欠慢化区,且堆芯温度反应性系数均为负值;在相同的燃耗下,kernel半径越小,堆芯中裂变气体的生成量越少,且包覆颗粒的破损率越小;当保持包覆层密度不变,只改变包覆层的厚度时,疏松热解炭层和内致密热解炭层的厚度对keff有较大影响;而当保持包覆层厚度不变只改变包覆层的密度对keff影响较小。

小型模块化钍基熔盐堆防核扩散性能初步定量评估

核能的和平利用一直备受关注,防核扩散性能也是评价4代堆性能的4大指标之一,为建立满足4代堆核能系统标准的钍基熔盐堆核能系统,需对其防核扩散性能进行评价。因此,本文基于美国橡树岭国家实验室等机构提出的多属性效用分析(MAUA)方法,从材料性质、操作需求等14个方面,定量化评估了3种模式下小型模块化熔盐堆卸料的防核扩散性能,并与采用一次通过燃料循环的PWR进行对比,进而为燃料循环方案的优化提供核扩散风险参考。分析结果表明,小型模块化熔盐堆设计防核扩散性能指标——核安全测量值约为0.8,可比拟一次通过燃料循环的PWR,优于闭循环的CANDU堆。此外,本文还针对第3种连续后处理模式堆型的防核扩散性能进行了初步优化。以上分析结果可为进一步合理优化防核扩散性能提供参考,为燃料循环的选择提供合理、透明、可追溯的依据。

小型模块化增殖焚烧快堆MA嬗变性能分析

次锕系核素(Minor Actinides,MA)作为长寿命高放射性核废料,在乏燃料放射性中占据主导位置。乏燃料最小化是保证核能可持续发展的重要环节,而嬗变是安全处置乏燃料的有效途径。小型模块化增殖焚烧(Breed and Burn,B&B)快堆的中子经济性较好,燃烧寿期长,装料方式灵活多样,可用于增殖产生易裂变核燃料、嬗变长寿命核废料,从而解决核电发展中前端核燃料供给和后端乏燃料处理问题。本文分析对比了U3-MA和U5-MA燃料装载模式的临界、燃耗和安全性能,并系统研究了两种装料模式在B&B快堆上嬗变MA的性能。结果表明:两种装料方式均能达到较好的嬗变性能,且MA的添加还能使反应堆寿期更长,堆芯中子经济性更高;此外,从安全性能上来看,添加MA对钍铀燃料循环的缓发中子份额影响较弱,但是对其燃料多普勒系数影响较强,这为后续钍铀、铀钚燃料循环选取合理的MA装载份额提供了参考依据。

棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆中子学性能优化

氢化锆(ZrH)由于具有耐高温、抗辐照和慢化能力强等优点,是反应堆常用的慢化剂。本工作研究具有钍铀转换能自持运行和较低次锕系核素(MA)产量的ZrH慢化熔盐堆的堆芯物理设计方案。采用MOC程序分析了不同燃料盐对于启堆和增殖性能的影响,为提高钍铀转换性能,对堆芯结构和慢化棒设计进行了优化与分析。结果表明:当熔盐体积比处于0.5~0.9时,ZrH慢化剂可将临界所需要的233 U浓度降低至2%附近;采用含增殖层设计与FLi燃料盐装载的ZrH慢化熔盐堆,50a平均钍铀转换比(CR)可达到1.028;移动式ZrH慢化棒堆芯设计可实现38a的自持运行,且堆芯寿期末的MA产量比慢化棒不移动条件下采用FLi燃料盐和FLiBe燃料盐的MA产量分别减少约43%和8%,低于相同能量输出下石墨慢化熔盐堆的MA产量。

熔盐快堆稳态核热耦合程序开发及验证

无慢化罐式堆芯结构的熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,MSFR)中存在中子物理与热工水力的强耦合。应用耦合蒙特卡罗粒子输运程序OpenMC与计算流体力学软件OpenFOAM,建立了一套适用于熔盐快堆的三维稳态核热耦合计算程序。该程序基于python编程语言实现了OpenMC和OpenFOAM二者间的功率、燃料盐温度和密度分布等数据交互,可以获得堆芯内三维功率分布、中子通量密度分布、三维速度场和温度场分布。采用该耦合程序,建立了熔盐快堆的基准模型,研究了中子学区域划分数目和初始条件对keff、燃料盐速度和温度分布的影响。根据研究结果,推荐了一套合理的中子学区域划分方法与数目,表明了耦合程序设定的不同初始条件对keff结果无影响。最后,通过与熔盐快堆基准结果的对比验证了耦合程序的正确性,表明该程序适用于熔盐快堆的稳态核热耦合分析。

页岩气压裂用可溶性桥塞研制及性能评价

可溶性桥塞是页岩气水平井分段压裂领域的一项前沿技术,根据页岩气水平井泵送桥塞射孔联作分段压裂工艺技术原理,设计了可溶性桥塞结构,并对其关键部件性能进行了测试,获取了卡瓦锚定力、胶筒密封级别及丢手环螺纹剪切值等关键参数。为了验证自主研发的可溶性桥塞整体性能,开展了桥塞坐封丢手性能、高温承压密封性能及溶解性能测试,测试结果表明,桥塞丢手方式设计合理,高温承压密封性能稳定,溶解性能良好,能够满足现场压裂施工及后期测试对井筒条件的要求。

105 MPa抗硫井下节流器研制及数值模拟实验

针对西南油气田飞仙关、长兴组、茅口组等异常超高压含硫气藏,现有的抗硫井下节流器节流压差均小于70 MPa,不能满足超高压井的节流稳产需求。为此,研制了一种节流压差达到105 MPa的新型抗硫固定式节流器。节流器研制过程中进行了抗硫材料的优选,并开展了室内高温密封承压实验,确保了工具的密封性能及承压性能。节流器的节流效果通过数值模拟实验进行设计和验证,计算得到了井下节流器的流场压力分布、密度分布、速度分布、温度分布,并根据工具冲蚀磨损情况进行了结构优化。数值模拟结果显示工具节流效果满足现场需求,能够有效降低现场实验的风险。

深层长水平段页岩气井趾端压裂滑套的研制

为打破国外公司的技术垄断、解决国内深层长水平段页岩气井第一段储层改造面临的技术难题,在明确应用环境及施工要求的基础上,开展了结构设计、室内试验与评价、配套固井工艺研究,研制出了一种能够满足高温、高压固井及大排量压裂施工要求的趾端压裂滑套,并在四川盆地长宁—威远国家级页岩气示范区内的长宁H7-5井开展了现场试验。结果表明:(1)自主研发的趾端压裂滑套通过井口打压的方式打开,形成第一段压裂或泵送通道,可替代连续油管第一段射孔作业;(2)趾端压裂滑套采用内表面特殊涂层设计、内滑套上行开启结构以及压裂喷砂孔暂堵设计,可提高滑套在固井环境中的适应能力、降低固井水泥对滑套正常开启的影响;(3)趾端压裂滑套采用破裂盘破裂开启滑套的方式,可提高滑套的开启精度,保证在高温、高压条件下工具能够精确开启。结论认为,所研制的趾端压裂滑套现场工艺操作简单,工具性能稳定、可靠,开启精度高,各项指标均达到了页岩气水平井固井、压裂设计和施工的要求,提高了施工作业的效率,降低了作业的风险和成本,在深层长水平段页岩气井第一段储层改造中具有较好的推广应用前景,对于深层页岩气藏实现效益开发具有重要的现实意义。