核电厂TEP排放监测装置设计

针对核电厂硼回收系统大修期间放射性气体排放高放、易爆情况,提出了一种氮吹扫在线监测装置设计,结合核电厂大修期间硼回收系统放射性排放试验,给出了氮吹扫在线监测装置的排放阈值及排放时间。对监测装置的探测效率、可靠性、稳定性进行了测试并分析了测试结果。将所设计的监测装置用于核电厂硼回收系统实际测量,有效避免KRT通道误报警。     

放射性废液蒸发处理中pH值的在线监测与控制

采用具有前馈和反馈作用的分时分段复合控制方法,实现放射性废液蒸发处理系统上料废液pH值的在线监测和自动控制。介绍该系统的构成和工作方法,以及与pH值相关的控制算法。该复合控制方法可以有效地减少废液pH值控制特性非线性以及滞后的影响,较好地实现对放射性废液蒸发处理系统上料废液pH值的调节。     

存储式放射性能谱测量仪

本发明涉及一种存储式放射性能谱测量仪，适合在产液井长期监测其产出液体的放射性。存储式放射性能谱探测器包括放射性传感器、存储式放射性能谱测量电路板、铅屏蔽、高压电源、电路板支架、仪器外壳、指示灯、仪器插座。其测量电路板包括前置电路、放大电路、脉冲鉴别电路、峰值检测电路、A／D、CPU、高压检测、温度检测、电源检测、实时时钟、时钟电池、主机电源、测量电源管理、测量电源、数据存储器。存储式放射性能谱探测器采用一体化、低功耗设计，这种设计能使仪器结构紧凑，便于施工和长期作业；配有专用对话软件，计算机通过专用通讯电缆与存储式放射性能谱测量仪连接，用于下载数据和工作程序，具有仪器对话、编程、数据回放、绘图、检测、维修与标定等功能。     

存储式放射性能谱测量仪

本发明涉及一种存储式放射性能谱测量仪，适合在产液井长期监测其产出液体的放射性。采用的技术方案是：由存储式放射性能谱探测器、仪器电缆、电源组成。存储式放射性能谱探测器由放射性传感器、存储式放射性能谱测量电路板、铅屏蔽、高压电源、电路板支架、仪器外壳、指示灯、仪器插座组成。存储式放射性能谱测量电路板由前置电路、放大电路、脉冲鉴别电路、峰值检测电路、A／D、CPU、高压检测、温度检测、电源检测、实时时钟、时钟电池、主机电源、测量电源管理、测量电源、数据存储器组成。存储式放射性能谱探测器采用一体化、低功耗设计，这种设计能使仪器结构紧凑，便于施工和长期作业。配以专用对话软件，计算机通过专用通讯电缆与存储式放射性能谱测量仪连接，用于下载数据和工作程序，具有仪器对话、编程、数据回放、绘图、检测、维修与标定等功能。     

氚气标准气制备装置的建立

正空气中氚的实时监测仪表在测量过程中存在各种各样的影响因素,如氚本身发射β粒子的低能特性、环境γ本底、放射性惰性气体的干扰等。按GB/T 7165.5—2008(气态排出流放射性活度连续监测设备,第5部分:氚监测仪的特殊要求)中的规定,为保证氚气监测仪测量的准确性,需通过与待测对象相同的标准源对其进行校准。考虑到易用性和复现性,国际上氚监测仪的校准多选择易实现活度准确定值的氚气作为标准源。基于该目标,本项目建立了一套氚气标准气的制备装置,如图1所示。该装置以高比活度氚气为原始气,通过称量     

双道中子硼表

双道中子硼表是一种连续测量反应堆一次冷却剂中硼浓度的在线测量仪表。在测量机理上,创造了中子泄漏补偿方法。一次测量装置采用了小硼水环、两个测量道和中心刻度环。二次仪表能远程进行刻度环和硼水的恒温控制,应用微机处理数据,实现了硼浓度的自动在线测量和刻度。因此,双道中子硼表具有精度高、响应快、用途多、体小轻便与可靠方便的优点。     

西安脉冲堆源区测量仪表的研制

西安脉冲反应堆源区测量仪表是源区低端测量的关键仪表，同时也是反应堆堆外中子通量监测仪表系统的重要组成部分，该仪表在同类型反应堆仪表的基础上进行了研制改进和更新，使仪表在测量灵敏度、测量范围、抗干扰能力、可靠性及可维修性等主要性能指标方面有了较大提高。简要介绍了该仪表的设计思想、构成、工作原理、主要技术指标、应用效果及特点等。     

中放废液罐车运输系统分析与改进

中放废液罐车为货包式装置,具有对废液接收、转运和暂存的功能。装置配备有真空、压空系统,液位测量、泄漏报警系统,气体净化系统,搅拌系统以及自控系统等,通过真空抽吸方式实现中放废液的装卸。本工作通过对系统方案分析发现其存在的不足,对接口系统、装卸料和冲洗系统及牵引系统进行了改进,并进行了试验验证。试验结果表明,改进后的运输系统能更好地满足中国原子能科学研究院的实际需求。     

Improved Method of Measurement for Outer Leak

气载放射性监测仪都配备气体取样和输运管路,仪表性能检验包括气体管路的密封性和气体泄漏率试验,在ISO2889-2010中明确规定了气体测量仪取样管路气体泄漏率的技术指标,根据核设施辐射监测系统设计和检验的实践经验,提出了一套测量气体管路泄漏率的实用方法.     

基于现场总线的核燃料后处理全逆流混合澄清槽仪控系统研究与设计

针对核燃料后处理用全逆流混合澄清槽,提出了一种基于PROFIBUS DP现场总线和基金会现场总线(FF)的全总线式测控方法。给出了智能仪表选型方案和基于吹气装置的非接触式放射性参数测量方案;采用DeltaV系统设计了全总线控制系统,给出了PROFIBUS DP和FF总线的集成方案;分析了空气提升系统的特点,研究了前馈-反馈控制规律(FFC-FBC)并将其应用于恒液位的维持上,改进了原方案。     

放射性高盐废液干燥成盐技术研究

放射性废物处理中，放射性废液的体积和所含放射性总量在“三废”中占比较大，为使废物最小化，本研究围绕放射性高盐废液干燥成盐技术开展技术路线论证、工艺设计，研制放射性高盐废液微波干燥成盐工程样机，并完成样机加工制造、安装调试及性能验证。工程样机验证实验结果表明，装置运行过程稳定，干燥速率约6～8 L/h,产物不含游离水，桶内及桶壁温度最高约100℃,桶内压力在1～2 kPa之间。本研究结果可为放射性高盐废液干燥成盐技术及专用工装设计提供参考，并为后续工程应用奠定基础。     

放射性废水远红外蒸发处理装置研制

为解决现有可移动式废水处理装置无法处理含盐量高、含油量高的放射性废水, 以及净化系数不高等问题,基于远红外蒸发处理技术研发了一套移动式放射性废水处理装置。装置主要由运输车、保温舱、废水处理系统、控制系统及外部管路组成,具有可移动、净化系数高、 适用性强等优点。本装置设计处理能力为24 L/h,蒸残液最大含盐量为300 g/L。冷调试结果表明装置设计安全可靠,结构合理,性能稳定,满足设计要求。     

天然蒸发池技术处理低水平放射性废液的发展概况

天然蒸发池技术是利用太阳能对放射性废液中多余水分蒸发、去除的一种处理方法。由于其对运行设施要求简单,不需要过多的日常维护,并具有对低放射性废液净化系数较高、处理量大、节能等特点,因此天然蒸发池技术成为一种较为常用的低放射性废液处理方法。然而,天然蒸发池的运行设施占地面积较大,需要日照时间较长,该方法的应用受到一定限制。本文通过国内外具体实例和经验,介绍了天然蒸发池技术的改进及应用情况。     

核电厂放射性废液水泥固化体的制备北大核心CSCD

针对某核电厂复杂成分的中、低放射性废液水泥固化体制备过程中出现的流动度损失快、泌水分层、凝结时间难控制等问题,通过实验研究掺合料、保水增稠材料、投料顺序等因素对放射性废液水泥固化体流动度、保水性能、凝结时间、固化体性能的影响规律。研制出既满足国家标准GB 14569.1—2011又适用于现有工程装置的放射性废液水泥固化体专用添加剂及配方,即专用添加剂配方为粉煤灰∶稠化粉∶外加剂A质量比=1∶1∶0.15,水泥固化体配方为水泥∶专用添加剂∶废液质量比=1∶0.272∶0.585。     

无机离子交换材料在放射性废水处理中的应用

综述了用于放射性废水处理的各种无机离子交换材料及其应用,包括沸石、复合离子交换剂、金属亚铁氰化物及铁氰化物、杂多酸盐、多价金属磷酸盐、多价金属（过渡金属）的水合氧化物和氢氧化物、以及两种新型多孔材料——钛硅酸盐晶体和原子簇化合物。以期对我国新型无机离子交换材料的研究有所帮助。     

高放废液贮存的安全保障

后处理厂高放废液贮存安全管理至关重要。为保证高放废液贮存安全,需要严格控制工艺参数,采取相应的安全控制技术措施和管理措施。在工艺方面,需要严格控制液温、液位、氢气浓度和罐内负压等工艺参数;安全控制技术措施主要包括防止氢气燃爆,废液沉积,废液泄漏,贮罐腐蚀检测和辐射安全;安全管理措施主要包括核安全文化培养,建立经验反馈制度、巡回检查和现场测量制度,做好应急准备和加强辐射防护与监测等。     

几种高选择性无机离子交换剂在放射性废水处理中的应用

介绍了铯离子交换剂、锶离子交换剂和钴离子交换剂的特性、水处理运行条件、选择性吸附交换能力及其在放射性废水处理中的应用。     

高放废液煅烧工艺的研究现状

高放废液安全有效的处理与处置是世界各国关注的重要课题。常采用煅烧技术对高放废液进行预处理，达到实现减少高放废物的产生量、降低高放废物处置的风险的目的。本文主要以常见的几种预处理煅烧工艺技术（罐式煅烧法、喷雾煅烧法、流化床煅烧法和回转煅烧法等）为研究对象，分别从煅烧机理、研究现状及优缺点等多个方面进行较系统的分析探讨。     

放射性废液处理技术的现状与展望

放射性废液得到有效处理是世界各国核工业迅猛发展的前提，其关键技术的现状和发展方向也是我国核工业界关注的焦点。本文介绍了几种放射性废液处理的传统方法及涌现出的新技术，概述了各种方法的原理及优、缺点，同时讨论了放射性废液处理技术今后的研究方向及发展趋势。      

从多重故障角度探讨高放废液贮存系统DEC

设计扩展工况（DEC）分析是核电设施超设计基准事故分析的重要内容,目前后处理设施领域尚无这方面实践。以后处理设施高放废液贮存系统为研究示范对象,基于工程判断和确定论方法,从多重故障的角度识别DEC。研究结果表明:在高放废液贮存系统的29例工况中,14例不会造成放射性物质向外环境的超标释放,属于DEC;8例可能造成放射性物质向外环境的超标释放,如果混凝土浇筑层对废液具备包容功能、设备室具备泄爆或抗爆功能,则这8例工况不会对外环境造成超标释放,也可纳入DEC;剩余的7例会造成放射性物质向外环境的超标释放,应通过提高橙区过滤器间排风过滤、烟囱的设备可靠性,实现放射性气溶胶向外环境释放的量级不超过选址假想事故的释放水平。