重水研究堆热柱石墨潜能释放分析研究

重水研究堆堆内石墨构件在长期中子辐照下将会累积潜能，为确保重水研究堆堆内石墨构件安全退役及处理处置，本文采用差示扫描量热仪对重水研究堆3个不同位置所取热柱石墨样品进行了潜能测量，扫描温度范围为10～550 ℃、升温速率为10 ℃/min。结果表明：3个位置的样品在80～500 ℃温度积分区间内潜能释放量分别为70.690、42.167、18.158 J/g；潜能释放率曲线峰值温度均大于300 ℃，未辐照石墨样品的比热容较热柱石墨样品释放率dS/dT（S为潜能释放量（J/g），T为温度（℃））高，表明本实验所取石墨样品不会发生潜能释放导致石墨自身温度上升的情况；3个位置样品的快中子注量分别为6.75×10¹⁶、6.10×10¹⁴、1.89×10⁷ cm^-2；获得了潜能释放分数曲线与潜能释放速率曲线，1#和2#位置样品的潜能释放速率曲线具有至少2个释放峰，表明潜能释放过程中具有至少2个动力学过程。     

超声波+四价铈去污技术研究

针对核设施退役过程中产生的不锈钢废物,开展了超声波+四价铈去污技术研究。利用失重法,设计正交实验,研究了硝酸浓度、硝酸铈铵浓度、温度和超声时间对不锈钢的平均腐蚀速率及去污因子的影响。条件实验结果表明:温度、硝酸铈铵浓度为主要影响因素;当硝酸铈铵的浓度为0.15 mol/L,温度为85 ℃,硝酸浓度为0.1 mol/L时,不锈钢的平均腐蚀速率最高,达到8.07 μm/h,引入超声波后将极大提高四价铈去污技术的效率。扫描电镜观测结果表明: 去污后的不锈钢表面大部分区域出现了很多蚀孔,表明空化效应强化Ce(IV)去污技术具有强烈的空蚀作用;对乏燃料冷却套管开展了验证去污实验,去污因子达到158.8。     

101重水研究堆安全关闭过渡期放射性源项调查

针对我国第1座研究性反应堆（101重水研究堆）安全关闭过渡期的放射性源项调查,采用对可达部位取样分析与理论计算相结合的方法,给出了堆本体主要部件的中子活化源项。采用现场测量和对管道、设备内壁取样的方法获取了回路系统污染源项。另外,对反应堆厂房构筑物地面和墙面的污染水平、乏燃料保存水池和废树脂等进行了较为全面的现场测量和取样分析。通过源项调查,初步掌握了101重水研究堆退役的主要放射性源项的特点和存留量。     

热室退役机器人研制及废物回取台架实验验证

101反应堆热室在退役过程中存在辐射水平高、空间小、环境复杂等难题，为完成热室内放射性废物回取等工作，设计一套退役机器人系统，以模拟热室台架为平台，开展废物回取实验验证。结果表明，机器人采用液压驱动方式，为双层滑台结构，具有6个自由度，在最大臂展情况下负载能力>30 kg。台架实验中，退役机器人的可达性较好，可实现储存井及热室地面散存废物的回取。退役机器人系统整体设计合理，功能满足热室退役要求，台架实验结果可为实际的工程实施提供技术支撑。