反应堆退役数据系统的研究与实现

反应堆在建造、运行、关闭等各阶段会产生数量庞大的立项文件、运行记录以及设备仪器参数等相关技术文件,这些文件既是核反应堆退役方案确定的重要依据,也是核反应堆技术持续发展的重要基础,是我国核工业的宝贵资料,应当妥善保管。但由于早期大多以手写或单独建档的方式保存反应堆建造、运行等相关文件,文件易丢失且难以得到高效利用。随着计算机技术的普及与应用,以及我国核反应堆退役陆续提上日程,核反应堆全生命周期数据的数字化成为目前核工业界的研究热点。为了更好地管理反应堆相关数据,为反应堆退役提供重要的源项以及历史数据,同时为今后我国核反应堆的建造、退役保留有价值的参考资料,本研究开发了反应堆退役数据库系统,可实现反应堆从建造、运行至退役的文件、数据管理,为用户提供友好的管理界面,为反应堆数据库有效管理及利用提供便利。

反应堆退役仿真技术研究方案

在反应堆退役仿真系统功能需求的基础上,设计退役仿真技术研究的总体方案,包括系统的总体结构设计、软件开发平台方案设计、硬件方案设计等。在总体方案中分析提炼出5项关键技术,并给出概况性的设计方案,包括三维模型数据处理技术、辐射场的可视化显示技术方案、基于退役工艺的人员受照剂量计算方案、虚拟切割和拆除技术方案以及碰撞检测技术方案等。

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。

核反应堆退役放射性石墨处理处置技术

针对反应堆退役过程中大量放射性石墨的处理处置需求,阐述了目前应用最主要的陆地处置、海洋处置和焚烧三种方法,其中作为固体废物处置需要将放射性石墨进行预处理,方法包括水泥固化、涂层包覆、高温自蔓延;海洋处理等技术;焚烧技术主要有固定床和流化床焚烧、激光焚烧和蒸汽热解等技术。本文认为焚烧可以大幅降低放射性石墨处置量,如能同时实现^(12)C和^(14)C同位素的分离,提取富集获得丰度较高的^(14)C同位素,实现^(14)C核素的资源化利用,将极大的提高退役处理过程的技术经济性。

反应堆退役废物中~3H，^（14）C，^（36）Cl，^（63）Ni和^（55）

用液闪计数法测定了国内某退役反应堆堆芯石墨中的~３Ｈ、^（１４）Ｃ、^（３６）Ｃ，及不锈钢、碳钢锈垢和水池底泥中~３Ｈ、^（６３）Ｎｉ、^（５５）Ｆｅ，并对上述固体介质样品的制样与测量问题进行了讨论。

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。

反应堆退役封存监护期水系统的调整

反应堆Ⅰ级退役完成以后 ,如果不能立即进入Ⅱ级退役 ,就要进入封存监护期。反应堆退役工作在国内刚刚起步 ,国外亦无成熟经验 ,故对封存监护期堆体水系统如何调整提出一些初步看法。

西屋获得瑞典反应堆退役订单

【世界核新闻网站2020年12月21日报道】瑞典瓦腾福公司(Vattenfall)与西屋公司(Westinghouse)近日签订合同,后者将负责前者阿格斯塔核电厂的拆解。阿格斯塔是瑞典首座商业核电厂,拥有R3型重水堆,1964至1974年运行,是一座热电联供电厂。该厂在关闭之后,立即移除了核燃料和重水。根据合同,西屋公司负责拆解工具的设计和制造,并执行现场工作,包括对反应堆容器及其内部组件进行水下机械切割,并将碎片包装在容器中,以便从阿格斯塔转移。

欧盟报告批评前苏联反应堆退役进展

【欧洲核学会核新闻网（NueNet）2016年9月22日报道】欧洲审计法院（ECA）在2016年9月2013公布的一份报告中表示，8台前苏联核电机组的退役正面临许多“严峻挑战”。这8台机组分别位于保加利亚科兹洛杜伊核电厂（4台）、立陶宛伊格纳林纳核电厂（2台）和斯洛伐克博胡尼斯核电厂（2台）。关闭这些机组是上述三国加入欧盟的前提条件。

美即将启动SM-1A反应堆退役

【美国核学会网站2021年7月2日报道】美国陆军工程兵团(USACE)将于2022年启动SM-1A反应堆退役项目。该项目将耗时约6年。预计将在今年夏末之前发布招标书,征寻愿意参加退役项目投标的承包商。SM 1A位于阿拉斯加州格里利堡(Fort Greely),1958年启动建设,1962年实现首次临界。

欧盟反应堆退役和核废物管理费用将远超1000亿欧元

【普氏核新闻快报2016年9月29日报道】标普全球评级（S＆P Global Ratings）在2016年9月27日公布的一份报告中表示，欧盟反应堆退役和核废物管理费用将“远超”以前估计的1000亿欧元（1123亿美元）。

反应堆退役废物中影响α核素浸取率的因素

对反应堆退役固体废物中的水池底泥和锈垢进行浸取研究,研究了α核素的浸取方法、浸取剂、浸取时间、浸取体积比等因素对浸取率的影响。实验结果表明:淋洗法以HNO3-NaNO3为淋洗剂,溶浸法以7.5mol/LHNO3为浸取剂、固液比为6∶1、浸取时间40min时,均取得97%以上的浸取率。

SPRR-300反应堆生物屏蔽层剂量场三维仿真

反应堆生物屏蔽层的拆除是反应堆退役阶段的重要任务之一,生物屏蔽层辐射场的数字化可为反应堆退役中的辐射防护和废物管理提供重要信息。本文通过构建三维辐射场计算模型,采用粒子输运计算程序(MCNP)获得了SPRR-300反应堆生物屏蔽层三维辐射剂量场;运用3Dmax、Pro/E等建模工具建立了生物屏蔽层剂量场三维仿真场景和模型,直观地展示了生物屏蔽层活度状况和剂量分布,实现放射性水平分布可视化。

国外反应堆工程退役化学去污简介

去污是反应堆退役工作的三大任务之一,它贯穿于退役工作的全过程。去污从机理上概括为化学、电化学、机械和超声波四大类。化学去污的原理是用化学试剂溶解被污染设备、材料表面的油污及氧化膜,从而去除粘附在油污及氧化膜内的放射性核素,达到去污之目的。去污剂由氧化剂、还原剂、螯合剂、缓蚀剂和表面活性剂等组成。良好的化学去污剂应具有:①对去污表面浸润性好;②对腐蚀产物和放射性物质落解能力强;③不造成基体金属材料的显著腐蚀;

日本试验退役反应堆废物的浅地层处置

【美国《核子周刊》1995年11月30日刊报道】 日本原子力研究所(Jaeri)于1995年11月27日开始实施一项有关若干种放射性废物浅地层处置方法的试验计划,约2000吨低放废物来自日本首座退役的动力堆。 一官员说,Jaeri希望论证若干能够用于处置未来退役的核动力堆产生的类似废物的安全方法。

西屋将牵头开展伊格纳林纳核电厂退役工作

【美国西屋公司网站2023年1月11日报道】根据近日与立陶宛伊格纳林纳核电公司(IAE)签署的协议,一个由美国西屋公司(Westinghouse)牵头的联合体将负责开展伊格纳林纳核电厂2座反应堆的拆解工作。这将是全球首个RBMK-1500反应堆退役项目。

美国核管理委员会公布压水堆退役费用研究结果

【美国能源了解委员会《新闻电讯》1993年 10月 22日报道】美国核管理委员会公布了对核电站退役费用重新分析的结果,以征求公众意见。

俄即将建立RBMK退役技术中心

【世界核新闻网站2020年7月23日报道】俄罗斯原子能工业公司(Rosenergoatom)即将建立RBMK反应堆退役技术研究中心。该中心位于列宁格勒核电厂,并在别洛雅尔斯克设有分支机构。RBMK是一种大功率沸腾管式堆,又被称为轻水石墨堆(LWGR),衍生于苏联时期用于产钚的反应堆设计。最早的LWGR是1954年投运的30 MWt/5 MWe奥布宁斯克机组以及分别于1964年和1968年投运的别洛雅尔斯克1号和2号机组。俄目前拥有10台在运RBMK机组。