反应堆退役放射性废金属的熔炼处理

反应堆退役将产生大量放射性废物金属,熔炼处理可使其减容、再循环再利用,以大量减少放射性废物处置量,回用绝大部分金属。熔炼处理有减容、整备、包容放射性核素、降低比活度、便于放射性监测等优点,但会产生二次废物、对一些放射性核素的去污效果不理想等缺点。因此采用这项工艺要预先用其他去污工艺去污,预计去污效果和落实再循环再利用的去向,还必须有效控制二次废物。     

反应堆退役放射性废金属的熔炼处理

反应堆退役将产生大量放射性废金属。熔炼处理可使其减容、再循环再利用。以大量减少放射性废物处置量。回用绝大部分金属．熔炼处理有减容、整备、包容放射性核素、降低比活度、便于放射性监测等优点和产生二次废物、对一些放射性核素的去污效果不理想等缺点．因此，采用这项工艺要预先用其它去污工艺去污，预计去污效果和落实再循环再利用的去向，还必须有效控制二次废物．     

桶装固体废物α/γ分类检测装置研制

正1概述根据国家相关法规规定,放射性固体废物在通过减容、固定、整备等转型处理后,必须对废物中放射性核素的种类及含量进行检测分类,以便进行科学合理的处理处置。对于放射性固体废物常用的检测方法为γ射线测量和中子测量。对密度小的放射性废物的检测一般采用γ射线测量方法,对中高密度放射性废物的检测,通常用中子测量方法。废物分类测量采用γ射线和中子相结合的测量方法。     

放射性废物处置中核素迁移研究现状及展望

放射性废物根据分类标准采取不同的处置方式。放射性核素具有半衰期长、放射性强等特点,调研了国内、外低、中、高放射性核素处置研究的工作进展,并从核素种类、黏土类型、具体迁移研究方法、研究设备方面,总结了当前国内、外的研究现状,对我国放射性废物处置中的核素迁移工作提出了相应的建议。     

反应堆石墨废物最小化研究进展

反应堆中的石墨废物体积庞大并且含有长寿命放射性核素,是放射性废物管理的难点。本文介绍了国际上放射性石墨废物处理技术、部分国家石墨废物处置策略和替代方案研究的进展;分析总结了石墨分类处理处置策略、适用中等深度处置的废物最小化发展方向;最后对我国在反应堆石墨废物处置方面所面临的挑战和相关研究提出了展望和建议。     

岩石中核素迁移行为研究

一、前言随着世界性能源日益匮乏,大力发展核电已成为必然。然而发展核电的重要前提是必须安全处置核动力反应堆产生的大量放射性废物。要实现最终安全处置放射性废物,特别是高放废物,必须研究两方面的问题:一是放射性废物发热;二是放射性核素迁移。     

γ辐射场探测特征γ全能峰绝对效率的Monte Carlo计算

将HPGeγ谱仪应用于评估放射性管道内过滤器滞留量,需要知道探测器对过滤器内γ辐射的绝对效率。根据Monte Carlo模拟光子输运过程的理沦,对过滤器内γ辐射的自吸收因子、路径上物质吸收因子、几何因子和晶体中的能量沉积等进行了描述。研究表明,实验检验模拟结果不确定度小于10％。     

矿产资源开发利用放射性固体废物数据库管理系统

放射性核素会与一些矿产资源如锆、铁、独居石、钨、铍等伴生,随着矿产资源开采、精选、冶炼、加工过程,放射性核素会在不同的原料、中间产物、产品和废弃物中分离和富集,形成放射性废物。放射性废物会对人体和环境造成危害,为了保障放射性环境的生态安全,我们通过调研和实地检测后从基本理论、技术和管理等方面考虑,总结出矿产开发利用相关企业放射性废物管理的要求,开发出了一套放射性固体废物数据库管理系统,跟踪废物来源、放射性固体废物处置和回收利用的全过程,从而使放射性废料安全可控。同时分析了废弃物产生流程、处置流程、回收流程的逻辑关系,开发了废弃物基本信息、处置回收数据库和操作系统,并实现多厂地同时管理使用以及有关人员对各个厂地数据的查询和管理功能。该系统有助于提高矿产资源开发利用相关企业的放射性废物管理水平,对防治核辐射污染、实现辐射防护的优化设计和放射性废物的最小化管理有重大意义。     

美国低中放废物陆地浅埋处置模拟试验简介

美国是世界上从事放射性废物处置活动最早、废物处置量最大、处置研究最为活跃的国家。截止1984年,美国六个商用场共处置了1,097,700m~3的废物;能源部所属处置场截止1986年1月共处置了2,276,000m~3的低放废物,并以每年100,000m~3的速度增长。迄今为止,世界上所有大规模的废物处置活动虽然没有造成影响人们健康的环境污染,但是放射性核素的泄漏和迁移曾多次发生。在美国东部,有五个处置场曾发生过不同程度的氚和其它活泼放射性核素的迁移。造成这些核素浸出和迁移的直接原因有如下几点。     

高放废物地质处置库的天然类似物研究

目前,将高放射性废物处置在地质体深部(至少距地表500m深)后,放射性核素如何从处置库泄漏,通过什么途径,以多大的速率移动,是否在万年或10万年期间能到达生物圈,尚缺乏实践知识。为了模拟一种类似于高放废物处置库的环境,研究高放废物处置库内的废物固化体一旦破坏,放射性核素向地质体     

对因工作人员走错机组隔间导致的核电厂人因事件的探讨

介绍了一起因走错机组隔间导致误操作继而引发反应堆停堆的运行事件。通过对这一类型事件的深入探讨,找出导致事件发生的原因,提出了改进建议。可为其他核电厂提供参考,以期避免类似事件的重复发生。     

Effect of the Discharge Voltage on the Performance of the Hall Thruster

In this paper,a two-dimensional physical model is established according to the discharging process in the Hall thruster discharge channel using the particle-in-cell method.The influences of discharge voltage on the distributions of potential,ion radial flow,and discharge current are investigated in a fixed magnetic field configuration.It is found that,with the increase of discharge voltage,especially during 250-650 V,the ion radial flow and the collision frequency between ions and the wall are decreased,but the discharge current is increased.The electron temperature saturation is observed between 400-450 V and the maximal value decreases during this region.When the discharge voltage reaches 700 V,the potential distribution in the axis direction expands to the anode significantly,the ionization region becomes close to the anode,and the acceleration region grows longer.Besides,ion radial flow and the collision frequency between ions and the wall are also increased when the discharge voltage exceeds 650 V.     

NSRL储存环真空系统的改进

为了达到储存环能量８００ＭｅＶ时储存流强３００ｍＡ时的束流寿命６００ｍｉｎ以上,详细分析了ＮＳＲＬ真空系统的现状和对真空系统改进设计。     

Calculation of the parameters of the field of a cylindrical absorbing radiator in the direction of the generator

The problem of determining the parameters of the field of a cylindrical absorbing radiator in the direction of the generator was solved for the case where the detection point lies outside the cylindrical surface of the radiator. A program of integrating the expression obtained numerically was developed. The results of calculations of the position of the dose rate isolines were presented for two radiators with relative heights 1 and 10. The maximum error was determined for the chosen numerical integration parameters relative to the exact solution: this error was found to be no greater than 2% for the interval of relative heights of the radiator 0.01–10. It was shown that the proposed scheme for obtaining the integral expression is much mor accurate than the scheme used previously for calculation of the parameters of the field in a range falling within the height of the radiator, 5 figures, 5 references. Affiliate of the North-West Civil Service Academy. Translated from Atomnaya énergiya, Vol. 88, No. 2, pp. 88–92.