堆内压水试验回路离子交换树脂柱的分析

反应堆内试验压水回路在运行期间曾发生燃料元件破损,离子交换树脂柱投入净化的600小时之内,回路水的 pH 值能自动控制在9.5—10.5范围,去污因子从45降到6。对树脂柱分七段取样,混合树脂经丙酮-四氯化碳体系分离,分别测定阳、阴树脂的剩余交换容量和可恢复交换容量;测定阳树脂淋洗液中锂、铁和氨,并作光谱分析;测定阴树脂淋洗液中碳酸根、碳酸氢根、硫酸根和氯离子;对裂变产物碘-131和铯-137作放射化学分析。各种测量数据从交换柱顶到柱底呈均一分布,表明离子交换树脂柱已失效。     

中国先进研究堆冷中子源设备冷却水回路系统验收试验

正中国先进研究堆(CARR)冷中子源系统中设备冷却水回路系统为确保堆外氦制冷回路正常运行的保障系统,它是重要回路之一。冷中子源系统中氦制冷回路系统运行时,系统内压缩机和冷箱中的透平膨胀机因发热而需要冷却,其冷却源来自设备冷却水系统,以维持其机体在合适的温度范围内。设备冷却水回路系统验收试验包括:系统回路水压力试验;回路装置密封性试验;回路系统不带负荷运转试验;回路系统带负荷运转试验。系统回路水压力试验针对全冷却回路,包括压缩机、冷箱供水管路、换热器、冷却泵以及相关阀门仪表和接口,采用水为介质,打压方案为通过排水     

超临界水自然循环回路流动和传热特性数值模拟

正在国际原子能机构的协调研究计划项目的支持下,以超临界水自然循环试验回路为研究对象,采用计算流体软件ANSYS CFX对10个试验工况进行了数值模拟,分析了自然循环情况下超临界水的流动及传热特性。计算发现,整个计算工况范围内采用层流模型可以很好的模拟回路内的自然循环流动,计算得到回路循环流量、试验段内主流温度及内壁温度随加热功率的变化与试验值均符合较好,计算结果如     

乙醇胺在核电厂二回路水处理中的应用研究

乙醇胺(ETA)是一种碱性有机胺,碱度和挥发性优于氨。对ETA在二回路的应用进行研究,并对其在系统中的分布进行计算分析。经论证,采用ETA的水处理,能够有效提高蒸汽水分(液滴)和凝结水的pH值,减少流动腐蚀的危害,降低二回路材料的腐蚀速率,延长蒸汽发生器和二回路设备的使用寿命,提高在役核电厂的经济性。该工作对国产核电厂二回路水处理技术改进具有参考价值。     

碱金属离子及碱溶液对膨润土性能影响的研究进展

基于前人有关膨润土在碱性环境下的室内试验和数值模拟的研究结果,重点阐述了碱金属离子及碱溶液对膨润土矿物成分、微观结构、膨胀性和渗透性等方面的影响,讨论了温度、pH值与溶液浓度等对上述过程的影响.碱金属离子及碱性溶液不仪可交换膨润土中蒙脱石层间阳离子,而且可溶解膨润土中的蒙脱石,生成非膨胀性矿物,并随着温度和pH值升高,蒙脱石被溶解程度增加,从而导致了膨润土膨胀力减小,且随着温度、溶液浓度及pH值的增加,膨胀力削弱程度加强;同时,膨润土与碱金属离子及碱溶液接触时孔隙增多,进而渗透性增强,随着温度和溶液浓度增加,渗透性也明显增强.数值模拟可实现膨润土与碱性溶液长期接触时发生的矿物成分及渗透性变化的预测.高温、不同pH值的低碱性溶液及其耦合作用对膨润土的矿物化学成分、微观结构、膨胀力和渗透性的影响及机理研究应该是今后研究的重点.     

高温高压回路加氢试验

一、前言 目前,国外绝大多数压水堆,一回路载热剂水都带氢运行。因此回路系统设置相应的加氢系统,用高压或低压加氢方式,保证水中氢含量维持在水质指标范围内。 压水堆运行期间,由于一回路水有泄漏,氢浓度将随运行时间逐渐降低,为控制一回路水中氢浓度,需了解氢损失的规律。据现有文献报道,仅有希平港反应堆上试验和测定了主冷却剂水中的氢分布和泄漏速率。故进行堆外回路试验研究之。     

法国新型主泵在两相流下的试验研究

本文根据法马通的学术交流和法国电力公司（EDF）的试验研究报告整理而成,法国核安全当局要求EDF证明新型N4型核电站主泵在两相流情况下具有不被损坏的能力,因此,在试验回路上进行了三项全尺寸试验,试验回路完全按实际运行工况（温度290℃,压力15.5MPa,流量7m∧3/s,电功率7MW）设计,空泡份额最大值达到75%,试验结果是令人满意的,主泵的机械性能良好,即使是在高空泡份额的情况下也是如此。最大的振动幅值低于制造商规定的限值,同时,确定了主泵的机械性能与试验回路压力波动的关系。     

辐射法制备壳聚糖/聚丙烯酸水凝胶及其溶胀性能研究

采用电子束对壳聚糖和丙烯酸混合水溶液进行辐照，制得了壳聚糖／聚丙烯酸（CS／PAAc）共聚物水凝胶。研究了pH值、各组分配比和辐照剂量等因素对产物溶胀率的影响。结果表明，水凝胶具有pH敏感性，在强酸性（pH≈1）和碱性（pH〉7）条件下均表现出较好的溶胀性；而在pH2-5范围内溶胀率较小。同时，随着辐照剂量的增大，产物的溶胀率也随之增大，在酸性条件下表现并不明显，而当pH〉6时增大效果较显著。     

停堆氧化运行中主回路活化腐蚀产物的迁移与控制

核电站主回路中腐蚀产物的氧化净化是核电站大修的源项控制中最重要的一环.本文综合分析氧化净化过程中pH值、H2O2和溶解氢浓度对主回路活化腐蚀产物迁移的影响,结合大亚湾核电站的实践经验,提出了低pH值、低H2和集中引入适量氧的控制手段.     

高温气冷堆二回路加药系统工艺优化及自动控制方法研究

目前高温气冷堆（HTGR）的二回路水质指标无相关的成熟标准可以参考,加药控制指标也没有标准。本文通过对HTGR二回路的材质和运行工况的研究,参考压水堆（PWR）和火电直流炉的运行经验,确定二回路给水pH值控制标准在9.5~9.8之间,联氨的控制标准在80~120 μg/L之间可以使二回路取得较好的防腐效果;针对HTGR二回路加药系统设计现状,对加药系统设计工艺提出了优化和变更方案,用联氨表代替溶氧表,用电导率计算pH,避免了溶氧表和pH表的滞后性和不稳定性;最后,通过控制方法的改进,实现HTGR二回路加氨和加联氨系统的全自动精准控制。      

模拟高盐溶液中硫酸钛水解对Sr的去除研究

研究了硫酸钛在模拟高盐溶液中的水解反应对Sr²⁺的吸附能力并对其水解产物进行了分析。首先,通过电感耦合等离子体质谱（ICP-MS）对硫酸钛水解过程中对Sr²⁺的吸附能力进行了研究;其次,通过扫描电子显微镜（SEM）和X射线衍射（XRD）对硫酸钛水解产物的形貌及结构进行了表征;最后,对该工艺进行了放射性工程热试验验证,验证试验以100 L/h的废液处理规模,连续运行105 h。研究结果表明,随着溶液pH值的升高,硫酸钛水解对Sr²⁺的吸附能力逐渐增强。当pH=13时,吸附能力达到最大值,此时对Sr²⁺的吸附率达99.4%,对Sr²⁺的吸附量为1.67 mmol/g。另外,研究还证明,该吸附过程是短时间内完成的,反应时间对吸附率基本无影响。放射性工程热试验验证了工艺的可行性,试验中⁹⁰Sr的去污因子（DF）达215。     

1000MW机组凝结水精处理混床投停时跑树脂分析

凝结水精处理混床在投退过程中发生跑树脂的问题严重影响混床的安全、经济、稳定运行。文章简要介绍了某1 000 MW超超临界机组凝结水精处理混床系统,分析了凝结水精处理混床投退过程中发生的跑树脂问题及产生的原因,提出了相应对策,为大型电厂凝结水精处理系统解决类似问题提供了参考。     

热-水-力-化学耦合作用下Ca0.86Nd0.14Ti0.86Al0.14SiO5固溶体的化学稳定性

以CaCO₃、Nd₂O₃、TiO₂、SiO₂、Al₂O₃为原料,用固相法制备掺钕榍石固溶体（Ca_0.86Nd_0.14Ti_0.86Al_0.14SiO₅）。采用PCT法进行浸泡实验,借助X射线衍射（XRD）、扫描电镜（SEM）、电感耦合等离子体发射光谱（ICP-OES）等分析手段,研究掺钕榍石固溶体在热 水 力 化学（THMC）耦合作用下的化学稳定性。结果表明,在pH值为5～9、温度150～200 ℃、压强0.476～1.554 MPa的耦合作用下,Ca_0.86Nd_0.14Ti_0.86Al_0.14SiO₅固溶体具有良好的化学稳定性;pH值、温度（压力）对Ca_0.86Nd_0.14Ti_0.86Al_0.14SiO₅固溶体中Si⁴⁺、Al³⁺、Nd³⁺的归一化浸出率无明显影响;Ca²⁺在200 ℃（1 554 MPa）时的抗浸出性能较150 ℃时的好;在浸泡初期（1～21 d）Ca²⁺在pH值为9时的抗浸出性能优于pH值为5和7时的,浸泡后期（28、42 d）3种溶液中固溶体的Ca²⁺抗浸出性能趋于一致;Ti⁴⁺在pH值为9时的抗浸出性能较pH值为5和7时的好。     

絮凝-微滤组合工艺处理含钚废水

为了有效地应用絮凝沉淀与中空纤维膜微滤(CMF)组合工艺处理低放射性的含钚废水,对废水处理工艺中的关键运行条件进行了优化：硫酸亚铁的最佳加入量为ρ（Fe²⁺）=35～60 mg/L,出水pH控制在6.5～9.0,钚去除率大于99.9%。同时还对含U,Am的Pu废水处理实验条件进行了优化,建立了处理含铀、钚、镅的混合废水的实验工艺流程并进行了验证实验。结果表明,采用CMF工艺处理含铀、钚、镅的混合废水,单级处理的总α去除率达到99.87%。     

Direct Preparation of 35S-Labeled Copper Sulfate

A novel method was developed for preparing ³⁵S-labeled Cu³⁵SO₄·5H₂O directly from neutron irradiated KCl. One gram of neutron irradiated KCl was dissolved in water and passed through a cation exchange resin column in Cu²⁺-form for the purpose of converting KCl to CuCl₂. In the presence of carrier sulfate, the precipitates of ³⁵S-labeled sulfate were separated from the effluent by the addition of ethanol. Factors affecting the recovery and quality of the final products were studied and a standard procedure was devised at optimum conditions.     

CARR二回路冷却系统碳钢管道的腐蚀与防护

针对中国先进研究堆(CARR)的特殊性,以静态挂片实验与动态模拟实验相结合,采用挂片失重的方法计算腐蚀速率,着重从Cl-、SO2-4、Mg2+和Ca2+浓缩比,pH值,缓蚀阻垢剂浓度等方面开展了碳钢腐蚀影响因素的分析与研究。结果表明,在CARR二回路中,Cl-、SO2-4、Mg2+和Ca2+的浓缩比为2~3,pH值为8.0~8.5,缓释阻垢剂LJ-301的浓度为0.12g/L左右的水质为最佳状态,经24h浸泡或循环水冲击下,20#碳钢的防腐效果明显。     

ZSM-5分子筛表面酸碱性质及对Co~(2+)的吸附

采用XRD、FTIR和酸碱滴定等手段对ZSM-5分子筛性质进行研究。采用静态批实验方法研究pH值、离子强度、固液比、平衡时间和Co2+浓度等因素对Co2+在ZSM-5分子筛表面上吸附的影响。结果表明,ZSM-5分子筛对Co2+具有较好的吸附能力和吸附容量;在低pH值下ZSM-5分子筛表面吸附位是以XH、YOH、YO-、YOH2+和XNa形态为主;而在高pH值条件下以YO-和XNa两种形态为主。Co2+在ZSM-5分子筛上的吸附符合准二级动力学;吸附作用受离子强度和pH值影响比较明显。在低pH值下,Co2+主要与ZSM-5分子筛表面发生离子交换作用(X2Co);在高pH值下以表面络合吸附为主(主要形成YOHCo2+和YOCo+两种形态)。     

水合二氧化锰对Co2+的吸附行为研究

以KMnO₄为原料合成了水合二氧化锰（HMO）,采用XRD、BET、TG-DTA和FT-IR对HMO进行了表征。在此基础上,研究了各实验条件对HMO吸附Co²⁺的影响,并将其用于含⁶⁰Co废水的实际处理研究。结果表明：HMO对溶液中的Co²⁺具有良好吸附能力,在pH=7、T=298 K条件下,其最大吸附量达132.98 mg/g;溶液pH值能显著影响Co²⁺在HMO上的吸附,在实验pH值范围内,吸附量随pH值增大而增加;在钴初始浓度相同的条件下,吸附量随温度升高而增加;Na⁺、K⁺、Mg²⁺、Ca²⁺、Zn²⁺、Fe³⁺等离子的存在对HMO吸附Co²⁺具有一定影响。HMO对Co²⁺的吸附过程符合准二级动力学模型（R²＞0.99）,推测吸附过程中可能存在一定的化学吸附;吸附热力学行为可用Langmuir等温吸附方程进行描述（R²＞0.99）,表明Co²⁺在HMO上为单分子层吸附;由吸附热力学数据ΔH=46.96 kJ/mol、ΔG=-26.09 kJ/mol可知,此吸附行为是自发进行的吸热反应。另外,在实际处理含⁶⁰Co废水的动态柱实验中,HMO对初始放射性浓度为2.78×10⁵ Bq/L的⁶⁰Co废液的去除率可达56.90%。     

几种矿物材料对Cs+吸附性能的研究

通过几种矿物材料对Cs 吸附性能的研究,采用间歇法对优选出的合成沸石(ZF)研究其在不同环境条件下(浓度、温度、pH、模拟地下水)对Cs 的吸附性能,为评价中低放核废物处置效果提供一些参考数据。结果表明,ZF对Cs 的平衡吸附容量随Cs 溶液浓度的升高而增大,平衡吸附比随Cs 溶液浓度的升高而降低;平衡吸附容量、平衡吸附比随水相温度的升高而降低;在pH=5~9范围内,pH值对其吸附性能影响不大,但当pH=11时,ZF的吸附性能发生了明显的下降;在不同模拟地下水中,ZF的吸附性能随模拟地下水中化学组成不同而不同;其吸附平衡时间大约在10~15 d。     

Oxidation of aluminum alloy cladding for research and test reactor fuel

The oxide thicknesses on aluminum alloy cladding were measured for the test plates from irradiation tests RERTR-6 and 7A in the ATR (advanced test reactor). The measured thicknesses were substantially lower than those of test plates with similar power from other reactors available in the literature. The main reason is believed to be due to the lower pH (pH 5.1-5.3) of the primary coolant water in the ATR than in the other reactors (pH 5.9-6.5) for which we have data. An empirical model for oxide film thickness predictions on aluminum alloy used as fuel cladding in the test reactors was developed as a function of irradiation time, temperature, surface heat flux, pH, and coolant flow rate. The applicable ranges of pH and coolant flow rates cover most research and test reactors. The predictions by the new model are in good agreement with the in-pile test data available in the literature as well as with the RERTR test data measured in the ATR.