核电厂管道的流体加速腐蚀及其老化管理

管道流体加速腐蚀(Flow Accelerated Corrosion)是核电厂和常规电厂碳钢或低合金钢材料汽水管道的一个重要的老化机理,历史上曾发生过美国萨里核电站2号机组和日本美滨核电站3号机组管道破裂等导致人员伤亡的严重事故;本文简要总结了核电厂管道流体加速腐蚀的经验教训、机理及其老化管理的一些方法和对策。

放射性废物热等离子体处理熔融炉温度分布数值模拟及熔渣玻璃化配方初步研究

目前核电厂放射性废物处理工艺具有高增容性的特点,为最终废物处置带来很大的压力。针对高增容的处理现状,介绍了放射性废物减容处理技术的研究重点——热等离子体技术;通过数值模拟分析热等离子体熔融炉内的温度分布,给出固定床熔融炉关键部位的最高可能温度约为1 445℃,结合可选耐火材料探讨了炉体建造的可实现性。选取核电站3种典型的放射性技术废物进行模拟玻璃化配方实验,在限定的熔融温度条件下,得到符合我国核行业标准要求的玻璃固化体。