压水堆核电厂退役放射性物项去污标准探讨

放射性物项去污是压水堆核电厂退役的重要活动,也是退役标准体系中的关键要素。本文章基于反应堆退役去污实践,通过对压水堆核电厂退役放射性物项去污时机、对象及方法进行梳理总结,提出了不同的对象适用的去污方法及可达到的去污因子。同时,对国内外核电厂退役去污法规标准进行了调研与要求分析,提出了压水堆核电厂退役放射性物项去污标准的相关要求,包括去污目标、应遵循的原则及限值以及去污技术的选择等。根据标准要求的分析结果,提出去污标准编制要素及文本内容。研究成果可为后续压水堆核电厂退役去污标准的建设提供参考。

海上核动力平台放射性废物管理方案研究

为建立适用于海上核动力平台的放射性废物管理策略及方案,根据平台的运行要求和“放射性废物最小化”原则,对放射性废物源项进行分析,确定了海上核动力平台放射性废物管理原则及目标,提出了放射性废液和废气就地处理、固体废物打包后送陆上基地处理的放射性废物管理的总体方案,并进一步明确废液、废气、固体废物处理的具体方案及工艺流程,然后对方案的技术可行性和技术难度进行了分析探讨,为海上核动力平台放射性废物管理提供了安全可行的方案,但尚有一些问题需要进一步研究。

放射性湿废物固定化处理技术发展现状与展望

放射性湿废物固定化处理是世界各涉核国家放射性废物处理的重要手段之一,其关键技术的现状和发展方向也是我国核工业发展关注的焦点。介绍了几种放射性湿废物处理的传统方法及目前正在研发、拟工程化应用的新技术和新工艺,概述了各种方法的原理及优缺点,同时讨论了放射性湿废物固定化处理技术今后的研究方向及发展趋势。通过调研分析总结,指出国内针对放射性湿废物固定化处理应多开展工程应用开发和工程设备研发等工作。

基于跌落冲击分析的10万居里放射性钴源运输容器安全性评估

放射性物品运输容器在运输过程中最主要的失效形式是在跌落工况下产生的变形和断裂。为评价放射性钴源运输容器在各跌落工况下的安全性,采用ANSYS对运输容器进行了跌落仿真、模拟以及计算分析:首先在Pro/E软件中建立运输容器模型,然后运用ANSYS模拟容器在不同高度下多角度跌落、贯穿冲击过程,得到其应力、应变等动态特征,最后进行分析并采用相应评价准则来评估该容器设计是否达到相关规范对其强度的要求。通过开展不同工况下的跌落仿真模拟,为运输容器的安全性评估提供了一定的依据。

高分辨电感耦合等离子体质谱法测量放射性废液中239Pu与240Pu

^(239)Pu和^(240)Pu含量对分析放射性废液来源、选择后续处理工艺十分关键。本研究应用高分辨电感耦合等离子体质谱法(HR-ICP-MS)直接测定放射性废液中的^(239)Pu、^(240)Pu含量。由于^(238) U与1 H结合产生的铀氢复合离子会对^(239)Pu、^(240)Pu造成同质异位素干扰,本研究通过测定铀氢复合离子产率进行质谱干扰修正,将^(239)Pu、^(240)Pu系列浓度标准扣除铀氢复合离子干扰后,分别绘制^(239)Pu、^(240)Pu质量浓度-计数率标准曲线。测量放射性废液样品时,先利用铀氢复合离子产率修正^(239)Pu和^(240)Pu的同质异位素干扰,再将样品计数率值代入标准曲线方程,计算得到放射性废液样品中^(239)Pu和^(240)Pu的质量浓度,最后计算^(239)Pu和^(240)Pu的活度。将质谱法与液闪法测量结果进行比对,结果表明,两者所测结果偏差小于4%,方法相对扩展不确定度为4.6%(k=2)。该方法制样简单,适用于辐射水平高、铀基体含量大的放射性废液中^(239)Pu和^(240)Pu的快速测量。

放射性浓缩液桶内干燥过程数学模型及动态仿真

为实现放射性浓缩液最大程度减容,设计了桶内干燥系统,基于物料衡算与热量衡算,建立了干燥过程动态数学模型,考察了不同的工艺条件对系统总体运行参数的影响,预测了桶内物料质量、含盐率、理论料面高度、温度、蒸发速率等关键参数随时间的变化规律。结果表明:干燥总时长随加热功率、浓缩液含盐率、浓缩液温度、最终干燥盐分湿含率以及第一阶段单次加料体积的增大而减小;干燥初期,新物料的加入对桶内含盐率有较为显著的降低作用;提高干燥强度将降低料面高度,间接降低热能有效利用率;在典型的工艺条件下,桶内干燥系统理论干燥总时长为281.19h,平均蒸发速率为3.43kg/h,平均处理能力为4.05L/h。为桶内干燥系统设计及试验提供理论指导。

聚乙烯醇基可剥离膜去除不锈钢表面放射性污染的研究

针对放射性热室去污难点,以聚乙烯醇(PVA)作为成膜基材,添加改性淀粉等成分制备可剥离膜涂料,通过改变成膜环境温度及模拟污染液pH值和初始浓度,研究了可剥离膜的稳定性及其对ASUS304钢板表面污染物的施工适宜性和去污性能。结果表明,聚乙烯醇基可剥离膜涂料具有良好的施工性和可剥性,对金属表面单一铀污染物和混合污染物(含钴、锶、铀)的去污率均大于90%。在工装配合下对热室进行去污,取得了极佳的效果,表明本文所研制可剥离膜涂料可用于热室或核设施金属表面的放射性污染去污。

我国核电厂退役过程监管要求及建议

核电厂安全退役是核设施全寿期管理的关键环节之一。我国已建立了一套接轨国际、符合国情的核设施退役国家监管组织体系,培育了一支具备审评、监督、执法、应急和监测等综合能力的监管队伍,形成了一套符合核安全规律、行之有效的监管理念和制度。本文在调研国际原子能机构和美国核电厂退役监管现状的基础上,结合我国民用核设施核安全监管体系具体情况,对我国核电厂退役过程的安全进行了分析,提出了适用于我国核电厂退役的安全监管要求,并根据现状给出了结论和建议。

浅谈我国核电厂退役安全监管现状

我国已成功实施了221厂退役、微堆退役、小型压水堆及其辅助设施退役等多项退役治理工作,部分早期建设的研究堆等也已处于退役状态。随着核能技术的快速发展,在当前和今后的相当长时期,我国可能面临日益增多的核设施退役活动,如秦山核电厂和大亚湾核电厂等。我国当前的核安全监管法规标准体系中,多数文件是在参考国际原子能机构和美国核管理委员会相关文件后,结合国内实际制定的。本文主要调研了我国核安全监管的法律法规、核安全监管的主要职责以及监管的主要方式。在此基础上,本文筛选了上述文件中关于我国核动力厂退役阶段安全监督管理相关的法律法规,分析了我国核电厂退役安全监管机构,该机构主要包括国家核安全局、核电厂主管部门以及核电厂营运单位,并给出了各部门的主要职责,提出了适用于我国核电厂退役安全监管的主要方式。本文所得结论属于核电厂退役预先研究内容,可为我国核电厂退役安全监管体系的建立提供参考和依据。

某同位素生产线放射性废气处理系统设计

为确保某同位素生产线项目产生的气态放射性流出物能满足排放标准,根据释放源项及气体流量,对比了加压衰变法与滞留床吸附法的优缺点。借鉴国内核电站放射性废气处理系统的工艺设计,提出了“碱洗+冷冻除湿+吸附干燥+活性炭滞留”联合工艺。文章中详细介绍了处理工艺流程、主要设备的参数设计及滞留床活性炭用量的优化计算,对废气处理装置的功能、系统流程、系统配置、布置方案等进行阐述,给出装置总体设计方案。装置设计完毕后进行了相应的试验,单床滞留时间4.6 h(以Kr-85计),优于设计值。干燥装置压降在216~274 Pa之间、滞留装置单床压降在183~310 Pa之间,均满足设计指标要求,在安全性、经济性和可实施性方面作到了较好的综合平衡。

高压二氧化碳载送干冰喷射去污流场分析及关键参数优化

为提升核设施退役去污能力,提出高压二氧化碳载送干冰喷射去污方法。基于Fluent软件建立了喷射去污系统中关于喷嘴与去污箱体内部流场的分析模型,通过流场分析获得了干冰颗粒速度分布。以靶距、喉半径、喷嘴长度、干冰粒径、压力为关键参数,以干冰颗粒对污染表面的冲击应力与分布直径的乘积为去污评价指标,分别开展了1.5、3 mm口径喷嘴流场分析的正交试验。通过均值响应分析和主效应分析掌握了各关键参数对去污性能的影响规律,获得最优参数组合。分析结果表明:关键参数优化后,1.5 mm口径喷嘴去污性能提升了5.64%,3 mm口径喷嘴去污性能提升了15.8%,后者去污性能是前者的1.3倍,但前者的二氧化碳利用率是后者的3倍,具有更好的经济性。该分析结果可为喷嘴选型和喷射去污系统参数计算提供支撑。

电沉积法制备镍-63放射源工艺研究

微型核电池用镍-63放射源要求放射源表面发射率高、镀层薄、衬底小,以小体积、高比活度、低镍浓度的镍-63溶液作为电沉积液,建立一种直流恒流电沉积制备镍-63放射源的方法。采用该方法,衬底为紫铜材质、Ni^(2+)浓度为1 g/L、电沉积液pH为3.5~4.5、氨基磺酸浓度为0.1 g/L条件下电沉积1 h,电沉积率可达95.8%。制备的镍-63放射源源片镀层紧密、光亮,厚度0.3~1.6μm,其表面发射率最高可达2.40×10^(7)s^(-1)·(2πSr)^(-1),活度最高可达1.89×10^(9)Bq,满足微型核电池的应用需求。同时,通过对剩余电沉积液进行回收、组分调节,实现了电沉积液的重复利用,减少了镍-63原料的浪费。

拉曼光谱技术在核燃料分析中的应用研究进展

对辐照前后核燃料的物理化学性质进行分析表征是实现核动力反应堆内燃料性能可靠预测的基础之一。拉曼光谱技术可以通过分析分子振动、转动方面的信息获知物质的分子形态及物相结构变化,因其具有微量、无损、原位、高效等优点的定性定量分析能力,被广泛应用于核燃料的表征中。本文简要概述了拉曼光谱技术的基本原理,从腐蚀分析、辐照损伤分析、温度监测及高放射性样品封装等4个方面介绍了近十几年来拉曼光谱技术在核燃料分析领域的应用现状及研究进展,指出了该技术目前存在的一些局限性,并针对核燃料分析,从联用技术、数据库建立等方面对未来拉曼光谱技术的研究与应用方向进行了展望。

辐照后铅铋靶材中钋-210分离提取技术研究进展

本文概述了钋-210的主要特性及用途,简要介绍了其制备的意义及难度,重点针对可实现钋-210批量化制备的核反应堆中子辐照技术路线,从高温蒸馏法、氢化提取法、碱提取法、稀土提取法、自电镀法、溶剂萃取法等方面综述了辐照后铅铋靶材中钋-210的分离提取技术研究现状,最后对有望实现批量化制备的钋-210分离提取技术进行了展望。

热室退役重混凝土结构切割拆除研究

金刚石绳锯切割是一种新型无损静力切割技术,具有环保、高效、安全等特性,在核设施退役重混凝土结构切割拆除方面表现出了巨大潜力。本文介绍了某核设施重混凝土结构的拆除现状,并以热室的重混凝土结构为研究对象,开展了不同冷却方式和不同切割方式对切割拆除的影响研究。结果表明:采用水冷却金刚石绳锯、下压拉切的方式,切割比重为4.2 t/m^(3)的重混凝土,磨损系数最低为1.4×10^(−5),切割效率最高可达0.66 m^(2)/h。

反应堆退役技术现状与展望

反应堆退役是需要重点关注的核设施退役工作之一。本文总结了全球反应堆退役情况;提出了广义的退役技术概念,构建了由退役管理及总体技术、退役专用技术和共性支撑技术构成的反应堆退役技术体系;对政策法规和标准、技术路线、工程管理等退役管理及总体技术进行了论述;对安全停闭、特性调查、去污、切割拆除拆毁、废物管理、退役终态管理等退役专项技术进行了分析;对数智化退役、辐射防护与监测等共性支撑技术进行了探讨。经综合分析论证展望了具体退役技术的发展方向和未来反应堆退役技术的发展趋势。

一种用于反应堆压力容器螺栓拉伸量测量的系统

核电厂在进行反应堆压力容器堆内构件检修时,通常使用螺栓拉伸机对压力容器进行开盖和盖闭操作。在压力容器开盖和闭盖的过程中,都需要对压力容器主螺栓进行拉伸。为了保证每根主螺栓载荷的均匀性和可靠性,需要对主螺栓的拉伸量进行测量。传统的液压螺栓拉伸量数据测量方式主要采用传统机械指针式百分表,人工进行监测并手工记录数据,这种方式往往造成测量数据存在误差和人为的不确定性因素,直接影响了螺栓紧固的质量和设备的整体性能。为了提高螺栓拉伸量数据测量的准确性,提升液压拉伸机的性能,本文研究一套用于反应堆压力容器螺栓拉伸量的自动测量系统。螺栓拉伸量自动测量系统采用位移传感器采集螺栓的拉伸量变化,通过数字式千分表实时显示螺栓拉伸量的测量数据,并通过数据传输线以及多通道数据采集器将多组数据传输到工控机或者电脑上,对测量的数据进行分析、处理、逻辑判断以及自动存储,指导操作人员进行螺栓紧固。此外,测量数据可以通过表格的形式导出,方便操作人员对数据进行核查和问题追溯。

燃料元件破坏性燃耗测量过程的质量控制

燃耗是核燃料元件最重要的性能指标之一,其准确测量对新型燃料元件研制和换料周期确定等具有重要意义。破坏性燃耗测量属于强放射性下的精细化学分析,需建立系统的方法对测量过程进行质量控制,确保测量数据准确可靠。本文从方法适用性分析、数据预估、质谱干扰分析、样品污染分析、多种方法验证等方面介绍了破坏性燃耗测量过程质量控制的方法。剖析了重同位素法、^(148)Nd监测体法、^(145)Nd+^(146)Nd监测体法、^(137)Cs监测体法等的优缺点和适用范围。介绍了由裂变产额比值预估钕同位素丰度比、由铀同位素丰度比预估燃耗值的方法。分析了质谱测量时由Ce和Sm同位素造成的同量异位素干扰及其检测、排除手段。针对天然本底污染和样品间的交叉污染,分别论述了两种污染源的判断和修正技巧。还探讨了对燃耗值、稀释剂浓度、同位素丰度比等关键数据进行对比验证的方法。

膜技术处理含重金属废水研究进展

废水处理是环保工作的重要组成部分,对微滤及超滤、纳滤、反渗透和电渗析等相对成熟的膜分离技术在处理含重金属离子废水方面的研究进展进行了总结。从分离原理、传质推动力、常用膜材料及种类等基础方面,以及从实际应用于该类废水处理的优缺点、问题及挑战方面进行了较为系统的概括和论述。此外,结合最新文献报导,概述了新兴的膜分离技术,包括吸附膜、金属-有机框架膜、电催化碳膜、纳米纤维素膜、电纺丝膜、膜电容脱盐和正渗透膜等在此领域的潜在应用前景,并就该领域后续研究方向进行分析。

碱法改性天然沸石对溶液中铯-137的吸附性能研究

铯-137(^(137) Cs)具有迁移性高和半衰期长(30.2a)的特点,核废液中^(137) Cs的安全有效地去除是十分有必要的。文章对产自新疆的天然沸石进行碱法改性,研究了pH值,吸附时间,沸石加入量,共存离子等因素对改性沸石吸附铯的影响,并开展了热试验。结果表明:该碱法改性沸石对铯的平衡吸附量最高可达224.75 mg/g,对铯的一次性去除率可达96.85%,同时该改性沸石对放射性溶液中^(137) Cs具有明显选择吸附能力。