围岩水中玻璃体关键元素动态浸出特性研究

为了获得地下水侵入深部围岩裂隙所致高放玻璃固化体核素释出与迁移参数的变化规律,本研究以高放玻璃固化体中核素在石英石水岩饱和水中的迁移行为为研究对象,开展了动态浸出试验,重点分析研究了元素B、Re和Si在浸出液中的浓度变化以及玻璃的腐蚀情况。结果显示,动态浸出试验150 d后,离子浓度均随反应时间的增加而增大。反应温度为90℃时,地质处置库中流速为40 L/(m^(2)·a)的石英石水岩饱和水中,玻璃柱的腐蚀速率为540 nm/a,3000年后,长1350 mm、直径440 mm、质量400 kg、表面积17 m^(2)的玻璃柱腐蚀深度为1.62 mm,B、Re和Si分别释出元素总含量的12.24%、10.41%和0.18%。

箱装废物γ核素的直接测量方法及验证

在获取γ放射性核素活度信息时,常规技术难以对放射性固体废物钢箱进行有效、全面分析,需利用非破坏性测量分析技术在钢箱处置前对其整体测量,国内目前尚无可对废物钢箱进行直接测量的方法及系统。本文通过对γ射线光谱测量分析算法的离散处理,结合传统CT原理,将放射性固体废物钢箱离散为2×5×3个体素,应用蒙特卡罗模拟结合代数重建技术建立了检测效率校准模型,完成了体素间串扰修正,解决了FA-Ⅳ型钢箱内γ放射性核素的直接测量问题,建立了相应的测量系统。为验证系统的可靠性,对钢箱内废物取样,送实验室进行γ射线光谱测量分析,并将两种方法的测量结果进行对比分析。结果显示,二者的相对偏差小于35%,验证了此系统的箱装废物直接测量方法可满足放射性固体废物钢箱测量分析和处置场废物接收数据测量误差在50%范围内的要求。

混凝剂预处理非工艺低放废水研究

我国后处理工业示范厂和后处理大厂产生的非工艺低放废水具有年产生量大、成分复杂、污染核素种类多等特点。针对后处理非工艺低放废水的特点,初步探究了使用混凝剂处理非工艺低放废水的可行性。研究用非离子型聚丙烯酰胺(NPAM)为助凝剂,比较了聚合氯化铝(PAC)、聚合硫酸铁(PFS)、阴离子型聚丙烯酰胺(PAM)3种混凝剂对模拟非工艺低放废水中总有机碳(TOC)的去除效果。通过正交实验探讨了混凝效果的影响因素。结果表明:聚合氯化铝对模拟非工艺低放废水的混凝效果最佳,混凝剂的投加量是影响混凝效果的主要因素。当混凝剂和助凝剂的加入量分别为348 mg/L和24μg/L、混凝时间为30 min、pH=5时,得到去除模拟非工艺低放废水中TOC的最优方案,TOC去除率达到24%。

核设施退役三废信息跟踪与管理系统结构设计

核设施退役工程会产生数量巨大的各类放射性性废物,这些废物从产生、分拣、预处理、包装、暂存、运输到最终处理的全部过程都需要严格管理,因此废物管理贯穿了整个退役工程。这些废物的信息是退役工程重要资料,必须妥善保管。因此,根据我国核设施退役废物监管的要求,设计核设施退役三废(废物、废液、废气)信息跟踪与管理系统十分必要。该系统可实现对三废的数据管理功能。

反应堆厂区视频监控系统建设方案研究设计

本文综合介绍了某反应堆退役厂区视频监控系统的组成、功能和设计原则。根据厂区分布以及退役工程要求,提出了视频监控系统的初步设计方案,包括控制中心、前端控制点以及监控室的设计。该系统还能作为安防系统的一部分在反应堆退役工程中发挥重要的作用。

核设施退役项目全面风险管理探索

核设施退役项目与其他工程项目存在差异,不仅面临工业安全风险,同时也面临辐射安全风险。随着我国核设施退役问题越来越突出,提升核设施退役项目安全管理水平越来越重要。为了有效防控风险,必须重视和加强核设施退役项目的风险管理。通过系统全面识别、评估和分析风险,并以此为依据制定风险应对和处理措施,确保核设施退役科学管理和安全实施。针对核设施退役工程风险特点,在风险管理一般过程的基础上对核设施退役项目风险管理方法进行了初步探索,提出了在退役项目编制初步计划阶段开展关键假设筛选,在项目方案设计阶段筛选假想事件,并以分级方法评估事件发生的概率及导致后果的严重性,建立风险谱,对高风险事件进行分析、制定应对策略的方法开展风险管理。并对我国核设施退役项目全面风险管理提出了建议。

反应堆退役放射性固体废物暂存库初步设计

介绍了反应堆退役放射性固体废物暂存库及工艺系统的初步设计方案。根据反应堆退役预计产生的放射性固体废物的种类、放射性水平、数量以及废物包装体的类型,并结合法规标准要求,提出了放射性固体废物暂存库及配套工艺系统的初步设计方案。对起重机、辐射监测系统、通风系统等配套系统提出了参数要求。为进一步开展施工设计提供基础。

大型放射性废液贮罐顽固沉积物回取装置设计的仿真模拟研究

为获得大型放射性废液贮罐顽固沉积物回取装置的选型参数,采用Solidworks建立三维实体模型,使用EDEM软件对装置中用于破碎盐饼层的旋耕刀进行离散元仿真分析;使用ANSYS软件在吸尘过程中对不同吸力、吸尘口形状进行有限元仿真分析,并对拟采用的主要受力零部件进行强度校核。结果表明,旋耕刀平均受力最大为330 N、最佳吸力19 kPa,最佳的吸尘口形状为扁平入口、圆形出口,主要受力零部件在仿真分析中未产生明显变形。研究结果可为后续装置的现场验证实验提供技术支持。

高放玻璃多重屏障介质多因素耦合处置方法研究

地下水透过多重屏障介质与高放玻璃固化体直接接触后,放射性核素会从固化体中释放,因此成为高放废物处置库安全评价的源项。为更精确地预测玻璃固化体长期处置行为,本文考察了围岩、回填材料等因素对模拟高放玻璃固化体中各关键元素浸出的影响,实验处置温度为90℃,模拟高放玻璃固化体依据德国配方制备。结果表明,围岩对玻璃体中不同元素的阻滞作用有所差异。B、Re和U的浸出浓度在二长花岗岩中最大;膨润土含水量高时,玻璃体中元素释出量大;而含水量低时,释出量小;在膨润土中添加5%的素玻璃粉,对玻璃的腐蚀有抑制作用。

气力输送技术在放射性废液暂存设施中的应用

为确保放射性废液气力输送系统冷调试安全,验证设计的合理性和可靠性,利用伯努利方程,推算了冷调试的工艺操作参数,并对理论计算与实测值间的偏差原因进行了条件输入验证。结果表明,推算的工艺操作参数与冷调试试验结果符合较好,放射性废液气力输送系统工艺设计合理,本研究推荐的方法可用于同类系统工艺操作参数计算。通过分析管径和真空系统设计对放射性废液暂存设施安全运行的影响,提出了技术改进方法及建议。

模拟高放废物地质处置条件下锝在去离子水体系中的胶体行为

^(99)Tc是高放废物地质处置中重点关注的关键核素,深地质处置条件下其在地下水中的胶体行为对其迁移行为可能存在较大影响,亟需系统开展研究。本文在模拟高放废物地质处置的低氧和低浓(氧气含量小于5 ppm、^(99)Tc初始浓度10^(-9)~10^(-5) mol/L)条件下,首先探讨了用膜过滤法研究锝胶体行为的可行性,发现pH值和离子强度等对^(99)Tc的液闪测定无明显影响,且过滤器对Tc(Ⅳ)和Tc(Ⅶ)均无显著吸附行为,基于此初步建立了锝胶体行为研究的膜过滤实验方法,并采用该方法研究了去离子水体系中锝的胶体行为。结果表明:Tc(Ⅶ)不易发生水解反应,在低氧条件下无明显胶体行为,并能长期稳定地存在于体系中,可能具有较强的迁移能力;Tc(Ⅳ)易水解而聚集为胶体,在较宽pH值范围内(pH=4~11)以真胶体形式在398 d实验周期内较长期地稳定存在于体系中,其浓度高于以离子形态存在的Tc(Ⅳ)的数倍甚至1个数量级,所形成的胶体可能会提高地质处置条件下Tc(Ⅳ)的迁移能力,但体系离子强度升高会使Tc(Ⅳ)胶体易凝聚为大颗粒物质甚至沉淀,导致锝以真胶体形态存在和迁移的可能性降低,因此高放废物处置中,锝胶体行为对其迁移行为的影响应予以足够重视和研究。

含碘废物固化基材及固化方法综述

核燃料后处理厂是目前环境中129 I的主要来源,其产生的二次废物分为碘洗脱液和固体吸附剂两类,通常含碘废物的固化方法有三种,即水泥固化、玻璃固化和陶瓷固化等。本文综述了各方法的研究进展和应用现状,并对我国后处理厂产生的含碘废物未来处理路线提出了建议。

基于物联网技术的核设施退役作业管理系统设计

由于核设施退役过程数据采集难度大,导致传统核设施退役作业管理系统存在管理效果不佳的问题,引入物联网技术,从硬件、数据库和软件三个方面,实现核设施退役作业管理系统的优化设计。在传统硬件系统的基础上,安装辐射监测仪表、数据采集器、收发器等传感器设备,形成无线传感器物联通信网络,并将物联网采集的实时数据按类型存储到系统数据库中。以实时采集的退役实施过程中的各种数据作为原始数据,在核设施退役作业管理制度的约束下,划分核设施退役作业区域,在各个区域下实现源项调查、去污、拆除解体、辐射监测、废物清理、整备运输等核设施退役作业的管理。该系统与传统作业管理系统相比在工作效率、数据采集能力等方面具有明显优势。