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。     

AP1000核电厂氢气点火器功能分析

采用集总参数分析程序对AP1000核电厂安全壳内氢气点火系统功能进行了分析和验证。在定义的包络事故工况下,氢气最大瞬时释放速率达300kg/min。计算表明：在无点火措施情况下,AP1000安全壳局部隔间的氢气浓度较高,隔间内的气体处于可燃状态,且接近爆燃向爆炸转变（DDT）状态;在实施点火措施情况下,氢气浓度得到有效控制,氢气点火系统能消除严重事故下氢气所引起的风险。     

高放废液贮存安全分析

核设施乏燃料处理过程中产生的高放废液,含有超铀元素和大量的裂变产物,由于其具有放射性强、毒性大、含长半衰期放射性核素自释热以及释放可燃性气体等特点,从而成为核废物处理的重点。本文重点对高放废液在贮存过程中的辐射水平、自释热和氢气释放进行计算,计算方法和结果可以为高放废液贮存过程中的辐射防护安全分析、热积累安全分析和可燃气体安全分析提供参考。     

MELCOR2.2氢气点燃浓度限值敏感性分析

严重事故工况下,堆芯燃料包壳和其他金属构件的蒸汽氧化以及熔融堆芯-混凝土相互作用是最重要的氢气释放源项。为避免安全壳内氢气爆燃和爆炸现象,有必要对氢气点火浓度的敏感性进行研究。研究使用最新版MELCOR2.2程序对大功率非能动压水堆安全壳进行系统建模,对安全壳内氢气点燃浓度限值进行了敏感性分析。分析结果表明:1)氢气可燃浓度限值设置越高,单次燃烧产生的压力峰值越明显,超过设定的可燃浓度限值,可能引起氢气爆燃和爆炸;2)氢气点燃一定程度上受其他不凝气体浓度影响,其中一氧化碳会加速氢气点燃,而二氧化碳和蒸汽的摩尔浓度增加则会稀释可燃气体。因此,氢气点燃受氢气点燃浓度限值影响较大,但安全壳内其他不凝气体组分的影响也不可忽略,应该及时做好安全壳内可燃气体的复合和稀释,有效消除可燃气体的潜在威胁。     

高放废液中^(137)Cs的萃取去除北大核心CSCD

高放废液的处理处置是影响核能可持续发展的重要因素之一。从高放废液中萃取分离高释热放射性核素^(137)Cs不仅有利于实现高放废液的安全处置,也可满足^(137)Cs在诸多工业领域的应用需求。研究提出了以杯芳烃冠醚衍生物为萃取剂从高放废液中萃取分离Cs的工艺流程,并分别采用模拟和真实高放废液对流程进行了验证实验。结果表明,模拟高放废液实验中Cs(Ⅰ)的萃取率达到99.9%,热实验中^(137)Cs的萃取率达到99.95%。该工作所提出的工艺流程为进一步开展我国动力堆高放废液处理及^(137)Cs分离提取提供了参考数据。     

超临界氢气在弯管中的流动换热计算

为探究超临界氢气流经喷管喉部时的流动换热特性,通过ANSYS FLUENT软件模拟超临界氢气在180°弯管中的流动换热现象,得到了氢气在弯管中的流场分布以及不同位置处的壁面温度分布。研究发现:由于离心力作用,管内氢气流动在弯管段向外侧径向偏移,产生了垂直于主流方向的二次流现象,使得内侧氢气流速低于外侧;由于弯管段的流量分布不均,导致弯管外侧换热得到强化,内侧则出现传热恶化现象。在本文研究工况下,弯管段出口附近的内侧壁面区域,壁面温度达到最高,传热恶化最为显著。      

高放废液玻璃固化体和矿物固化体性质的比较

对高放废液玻璃固化体和矿物固化体的性能作了比较和分析。矿物固化体较玻璃固化体有下列优势 :体积小、高放废液组分掺入量高、核素浸出率低。高放废液矿物固化体的稳定性分析表明 ,它们十分适合于地下处置库的潮湿和温度变化的环境。虽然单种矿物只能处理部分高放废液组分 ,但多种矿物集合起来可荷载高放废液的全部组分     

定PH法测定高放废液1AW中的游离酸

前言玻璃固化处理高放废液1 AW时,要求预先了解废液中游离酸的浓度,为此,需要建立一个简便,快速,准确测定高放废液中游离酸的方法。由于高放废液1 AW中存在着UO_2~(2 ),Fe~(3 ),Al~(3 )等多种可水解离子,致使一般的酸碱滴定法无法适用。     

高放废液自动取样装置设计

高放废液贮存设施运行及退役期间往往需要获得代表性的废液样品,分析废液物理特性、化学组分、放射性核素等,满足高放废液安全贮存要求。但以往在高放贮存设施设计时,未充分考虑可靠的废液取样系统,造成在实际的取样过程中多采用直接吊取法、泵直接提取等方式来完成废液取样。吊取法、泵提取等取样方式都存在直接或间接接触高放废液的风险,对人体健康带来危害,且取样量无法精准控制、无法远距离操作等不足之处。本文论述了为使贮罐高放废液取样变得简单易行,对高放废液取样装置进行自动控制设计,从原理、结构进行了详细阐述,实现了集远距离操作、自动清洗一体,降低放射污染,减少人员受照剂量的目标。     

高放废液玻璃固体化和矿物固化体性质的比较

对高放废液玻璃固化体和矿物固化体的性能作了比较和分析。矿物固化体较玻璃固化体有下列优势；体积小、高放废液组分掺入量高、核素浸出率低。高放废液矿物固化体的稳定性分析表明，它们十分适合于地下处置库的潮湿和温度变化的环境。虽然单种矿物只能处理部分高放废液组分，但多种矿物集合起来可荷载高放废液的全部组分。     

液态铅铋合金回路氧输运特性的数值研究

为研究液态铅铋合金（LBE）冷却剂系统气态氧控装置——膨胀箱中覆盖气体的氧输运特性,利用计算流体动力学（CFD）软件ANSYS Fluent对氧输运进行了数值计算。根据覆盖气体流动特性和混合气体中低氧分压特点,对膨胀箱气相空间进行简化,将气-液交界面视为氧浓度恒定的自由表面边界,采用组分输运模型计算气体和液态LBE之间传质后的液态LBE氧浓度。结果表明,传质系数随液态LBE入口流速增大而增大,液态LBE入口流速增大则膨胀箱内气-液对流强度增加,有利于增强膨胀箱的氧输运;膨胀箱中液态LBE温度越高,则氧输运的平均传质系数越大;在液态LBE入口流速一定时,平均传质系数可表示为温度的递增函数。在饱和氧浓度阈值内,入口氧浓度和气-液交界面氧浓度不影响膨胀箱的传质系数,对液态LBE回路的氧浓度控制有利。本研究定量获得了使液态LBE回路处于合理氧浓度范围内的操作条件,为实验及系统设计提供数据参考。     

Experiments on the leak path factor of ruthenium volatilized from high-level liquid waste tanks in a reprocessing plant in case of the boiling and drying accident

In case of the boiling and drying accident of a high-level liquid waste (HLLW) tank, a large amount of ruthenium (Ru) will be volatilized. In order to suppress the release of radioactive materials to the environment, the vapor may be led to the neighboring cells in which it will contact with the cell walls to be partially condensed. To understand the behavior of Ru in this situation, we have prepared an experimental apparatus. It consists of a small tank in which 60 mL simulated HLLW is heated to dryness, a 9.6 L stainless steel box which mimics the neighboring cell accepting the vapor from the small tank, and a condenser where the vapor coming out from the box is cooled to collect the condensate. The results show that more than 99% of the volatilized Ru is removed from the vapor in the box if its temperature is below about 120 °C.     

Separation of Technetium with Active Carbon

As a fundamental study on separating technetium from high-level liquid waste, the adsorption behavior of technetium for the active carbon was discussed in terms of its distribution coefficient. The adsorption of Tc on the active carbon previously treated with 4 M PINOS was also studied for the purpose of a recycle use of the active carbon.

Technetium was separated withKd above 100 from HN0₃ below 0.5 M, and therefore this adsorption method was considered to be applicable to a partitioning process. The value ofKdwas inversely proportional to nitrate ion concentration in the hydrogen ion concentration up to 0.5 M. The amount of Tc adsorbed on the active carbon can be expressed by Freundlich equation. When the Tc concentration was 0.015 M, corresponding to the estimated concentration in high-level liquid waste, the adsorbed amount for the active carbon was 0.60 meq/g, while it decreased to about 1/2 by the treatment with HN0₃. The change of chemical structure of the active carbon resulting from the treatment was also discussed.     

Vitrification and testing of a Hanford high-level waste sample. Part 1: Glass fabrication, and chemical and radiochemical analysis

The Hanford radioactive tank waste will be separated into low-activity waste and high-level waste that will both be vitrified into borosilicate glasses. To demonstrate the feasibility of vitrification and the durability of the high-level waste glass, a high-level waste sample from Tank AZ-101 was processed to glass, analyzed with respect to chemical composition, radionuclide content, waste loading, and the presence of crystalline phases and then tested for leachability. The glass was analyzed with inductively coupled plasma-atomic emission spectroscopy, inductively coupled plasma-mass spectrometry, γ-energy spectrometry, α-spectrometry, and liquid scintillation counting. The WISE Uranium Project calculator was used to calculate the main sources of radioactivity to the year 3115. The observed crystallinity and the results of leachability testing of the glass will be reported in Part 2 of this paper.     

秦山核电二期扩建工程废液排放系统的排放阈值分析

分析了核岛废液排放系统(TER)和常规岛废液排放系统(SEL)的废液排放在线监测阈值和槽式排放活度浓度,论述了废液排放系统的放射性总量控制和废液排放浓度的再线监测要求,最终分析确定了秦山核电二期扩建工程的废液排放浓度指标.     

废树脂热态压实废物包自辐照产气的初步计算分析

本文通过Microsheild软件和文献报道的气体辐射化学产额(G值),采用偏保守参数和模型计算了废树脂热态压实废物包的吸收剂量以及产气量.结果表明,废物包约100年后的吸收剂量趋于稳定,预期和最大累积吸收剂量分别约为3.6×105 Gy和1.4×106 Gy,累积压力分别约为1.0×106 Pa和2.5×106 Pa...     

模块式高温气冷堆进水事故后的氢气行为分析

蒸汽发生器两根传热管双端断裂是模块式高温气冷堆（HTR-PM）典型的超设计基准事故,事故可能会导致氢气在反应堆舱室内的聚集,产生爆燃甚至爆轰的风险。本文使用反应堆流体计算程序GASFLOW,模拟了两根传热管断裂后排放到蒸汽发生器舱室以及反应堆舱室内的气体的输运及分布,并利用氢气燃爆分析程序COM3D进行了舱室内的氢气燃烧分析。计算结果表明,两根传热管断裂事故排放的氢气含量很小,舱室内氢气浓度最大不超过0.1%,如此低浓度的氢气不会发生燃烧爆炸。     

高水平放射性废物处理处置标准分析

本文阐述了我国高水平放射性废物处理处置标准的重要性,对国内外高水平放射性废物处理处置标准现状进行了阐述和分析,针对高放废物处理处置标准体系、高水平放射性废液成份分析、高放废液固化体性能要求及检验方法、高放废物处理处置工程经济及深地质处置等方面的标准化问题进行了研究分析,提出了开展高水平放射性废物处理处置标准化工作的意见和建议。     

100MeV强流质子回旋加速器主真空室辐射剂量的数值研究

中国原子能科学研究院正在设计研究的100MeV强流质子回旋加速器中真空室内的残余气体和磁场中的洛仑兹剥离将导致部分负氢离子束流损失，并在真空室内产生辐射剂量。本工作采用蒙特卡罗方法模拟计算该加速器运行时真空室外壁上沿圆周方向的辐射剂量分布，计算得出其最大值约为143Sv/h。同时，研究了在加速器停机后真空室内部的剩余辐射剂量场分布及其随时间的衰减规律。 