针对不锈钢表面60Co污染的电化学去污研究

核设施退役与三废治理过程中会产生大量表面被沾污的不锈钢金属部件,作业环境和人员将面临潜在的放射性污染和受照剂量问题。针对不锈钢金属表面的60Co污染问题,设计了手持式电化学试验装置对不锈钢表面污染进行合理有效的原位去污;采用正交实验法优化电解液浓度、电流密度和电极间距等电化学工艺参数,并对不锈钢表面60Co污染进行去污验证。研究结果表明,本文建立的电化学原位去污方法具有去污时间短、效率高等优点;在电解时间为30 s、电解液为10 mol/L硝酸、电流密度为0.3 A/cm2、电极间距为0.4 cm的条件下,此方法对不锈钢表面60Co污染的去污效率可达99.9%以上,腐蚀深度大于10 μm,可使污染降低至环境本底辐射水平。      

电化学去污工程应用的现场验证试验

采用电化学去污技术对放射性污染金属进行了现场验证试验.结果表明:在前期研究得出的电解液及工艺参数下,电化学去污技术与去污剂擦洗、酸液循环两种常用去污方法相比,可快速、高效地对放射性污染金属表面进行去污;电化学去污技术对于不同污染类型、不同污染程度的金属设备均能有效去污,在电解5 min内,放射性水平可降至仪器探测限以下;在电化学去污过程中,金属的污染水平随电解时间增加呈对数下降趋势,去污系数DF值成线性变化.     

悬浮电解去污配方的去污能力及电化学性能测试

利用自制的悬浮电解去污装置对碳钢/不锈钢模拟污染样片进行电解去污。去污结果表明：H₂SO₄-Na₂SO₄体系的悬浮电解去污配方对碳钢/不锈钢模拟污染样片能有效去污。在电解电压6V时,碳钢模拟污染样片经过2h去污,表面放射性活度可降低到本底水平;不锈钢模拟污染样片经过3h去污,去污系数可以达到180。电化学性能测试表明,该电解去污配方能有效防止阳极极化,并且在电解去污过程中具有良好的稳定性。     

核设施退役去污技术的现状及发展

介绍了核设施退役期间放射性污染物的来源及类型,重点阐述了目前主要的四类退役去污技术——物理去污技术、化学去污技术、电化学去污技术和熔炼去污,分析了各自的优缺点及适用条件,并对各类退役去污技术的发展方向进行了分析与讨论。合理、有效地将物理去污、化学去污、电化学去污、熔炼去污等去污技术结合使用,已经成为未来核设施退役去污技术发展及应用的主要方向。     

在线悬浮电解去污电化学性能和去污效果

在悬浮电解去污前期实验研究中,建立了24L实验室在线悬浮电解去污装置,并且确定了悬浮电解去污配方。利用前期的实验结果,对碳钢、不锈钢模拟样品进行电化学去污实验,确定了最优的悬浮电解液配方和去污工艺。同时通过电化学工作站对其去污过程中的电化学性能进行研究,确定了电化学性能和去污效果的关系。在优化的电解液配方即0.6mol/L H2SO4、0.8mol/L Na2SO4、100g/L石墨颗粒、60g/L SiC颗粒,循环流速26mL/s、电解电压8V、传输距离5m等工艺参数和电流密度250A/cm2条件下,对碳钢和不锈钢模拟样片进行1h去污,去污因子为257和191。     

干冰喷射去除表面放射性污染技术研究

为有效去除需复用部件表面放射性污染,开发了一种去污效率高、对基材损伤小且二次废物产生量小或二次废物易于处理的去污装置和方法。将干冰清洗技术移植用于放射性表面污染的去除,对干冰去污技术从喷射去污到去污后二次废物收集、处理进行闭环设计,形成了一整套干冰去污—气体净化的系统装置。采用该系统装置开展了去污条件实验,获得了既可实现高效去污又不损伤基材的去污参数,通过测量被去污物件表面温度、压力变化,干冰喷射后表面形貌表征等方法验证了去污过程对基体材料损伤轻微。将干冰喷射+尾气净化这一新型去污技术应用于现场复用金属部件去污,验证了该技术既具有高效的去污及气溶胶净化效果,同时又具有二次废物产生量小的特点。     

硝酸体系中Ag（Ⅱ）在铂电极表面的电化学行为研究

Ag（Ⅱ）的间接电化学氧化技术已成功应用于难溶PuO2的催化电解氧化（CEPOD）工艺中,此外,Ag（Ⅱ）还可应用于不锈钢装置的表面去污及含钚有机废物的电化学破坏等。本工作主要研究硝酸体系中Ag（Ⅱ）／Ag（Ⅰ）在铂电极表面的电化学行为,为实现Ag（Ⅱ）在工艺中的应用提供基础数据支持。     

中国实验快堆粘钠设备动态去污技术模拟试验研究

采用硫酸和磷酸的混合酸作为去污剂,以530℃钠中浸泡3 700 h的304和316不锈钢为试样,进行了快堆设备去污模拟试验,并在去污试验后对试样进行去污深度、微观形貌以及力学性能等分析。结果表明:304和316不锈钢最大去污深度分别可达约10μm和4μm;材料去污深度随去污温度、时间、去污剂流速的增加而增大;相同条件下,304不锈钢的去污深度大于316不锈钢。去污后,材料均保持较好的延伸率,抗拉强度略有降低,不影响材料的整体力学性能。以12.5 g/L硫酸和30 g/L磷酸的混合酸一步法去污作为快堆粘钠设备的去污法具有操作简单、去污快、产生废液量少的特点,说明该混合酸是一种高效去污剂。     

中国实验快堆粘钠设备动态去污技术模拟试验研究

采用硫酸和磷酸的混合酸作为去污剂,以530 ℃钠中浸泡3 700 h的304和316不锈钢为试样,进行了快堆设备去污模拟试验,并在去污试验后对试样进行去污深度、微观形貌以及力学性能等分析。结果表明：304和316不锈钢最大去污深度分别可达约10 μm和4 μm;材料去污深度随去污温度、时间、去污剂流速的增加而增大;相同条件下,304不锈钢的去污深度大于316不锈钢。去污后,材料均保持较好的延伸率,抗拉强度略有降低,不影响材料的整体力学性能。以12.5 g/L硫酸和30 g/L磷酸的混合酸一步法去污作为快堆粘钠设备的去污法具有操作简单、去污快、产生废液量少的特点,说明该混合酸是一种高效去污剂。     

赴法国技术培训概况

根据与法国STMI公司的技术引进协议,中国辐射防护研究院(以下简称“中辐院”)派出王旭东、刘志辉、董毅漫、马鹏勋及梁宇5人,于2005年4月1日至5月1日赴国法参加了凝胶去污、化学去污、电化学去污、泡沫去污和无机离子交换剂等5项技术的培训。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

田湾核电站冷却剂泵工作叶轮端部缺陷处理过程的核安全监督

江苏核电有限公司在对1号机组进行役前检查时,发现主泵工作叶轮的叶片端面与盖板连接处的焊接区域有缺陷.本文描述了北方监督站在缺陷的处理过程中所进行的核安全监督.     

VLSI老化模型参数热阻的研究

从老化筛选模型人手,阐述了老化模型参数热阻的重要性。基于热阻测量原理,给出了常见的热阻测量方法．同时分析了各测量方法的优缺点。在此基础上提出了一种新颖的封装热阻估计实验方法。虽然不能精确地测量出国产VLSI的热阻值．但给出了一种国产VLSI封装热阻数据的获取方法。实验证明其具有较强的实用性,不失为一种国产VLSI热阻参数快速确定的工程技术。     

纳米结构锆合金组织氧化膜结构演变的XRD分析

利用X射线衍射（XRD）方法研究了纳米结构锆-4合金在400℃水腐蚀过程中氧化膜结构的演变特征，进而考察组织纳米化对锆-4合金抗腐蚀性能的影响。研究结果表明，纳米组织锆-4合金的氧化膜结构演变趋势类似于普通锆-4合金。然而，纳米化处理使合金表层组织向（101）、（102）等低指数面产生了显著的择优取向；纳米面形成的氧化膜中，其ZrO2的晶粒尺寸小于普通粗晶面形成的氧化膜中的ZrO2晶粒尺寸；实验结果还显示，纳米化后锆-4合金组织氧化膜中四方ZrO2向单斜ZrO2转变的速率小于普通组织形成的氧化膜中的转变速率。本文对纳米化处理导致锆-4合金腐蚀动力学过程和结构演变细节的变化进行了初步的分析和讨论。     

Theory of Chromatographic Separation of Isotopes

A fundamental equation for chromatography is derived starting from a very simple concept that the chromatographic movement of species can be expressed as the sum of the movement caused by the external force and the movement caused by the internal concentration gradient and its transformations into appropriate forms are discussed in the cases of ion exchange (or gas) chromatography and ionic migration, without or with a counterflow.

By solving the fundamental equation, making appropriate assumptions, a comprehensive expression which describes the concentration profile is derived for two-isotope systems in any kind of chromatography.     

Reaction Rate of Hydrolysis of Iodine

Absorption rates of dilute iodine vapor contained in air by aqueous mixtures of sodium hydroxide and boric acid were measured using a laminar liquid jet column absorber at 298 K. Absorption rates in this system are controlled by a series of complex reactions taking place in the liquid phase. The reaction rate constant of iodine hydrolysis in the aqueous phase was determined from the absorption rates observed under the conditions that the base-catalytic hydrolysis reaction of iodine can be considered to be irreversible and that other reactions can be neglected. The absorption rates calculated theoretically with the rate constant value obtained above were in good accordance with the whole experimental data observed for a wide range of experimental conditions.     

固体气泡损伤探测器阈起源的实验判别

用500MeV/u^56Fe,650MeV/u^40Ar,600MeV/u^28Si和180MeV/u^4He对固体气泡损伤探测器（T－12型）进行了实验研究，实验结果表明，固体气泡损伤探测器的阈特性可用临界能量损失率表征，在一般条件下，限定能量损失率在不同重离子产生径迹时不具有相同的临界值，因此，不能作为径迹形成的判据。     

中国实验快堆负荷跟踪能力分析

以中国实验快堆(CEFR)主工艺系统为对象,利用MATLAB/Simulink软件建立仿真模型。在负荷阶跃变化且无调节系统参与的条件下进行仿真计算,研究CEFR及类似工艺的池式钠冷快堆的负荷跟踪能力。分析关键环节在负荷阶跃变化的极端情况下的运行特性,探究此类工艺负荷跟踪运行模式的可行性,为未来大型快堆在运行模式和工艺设计上提供参考。仿真结果表明,CEFR及其类似工艺的池式钠冷快堆负荷跟踪能力有限,其中直流式蒸汽发生器是限制其负荷跟踪能力的最大瓶颈。     

急性放射损伤小鼠血清蛋白质组分析

为寻找急性放射病早期诊断指标和新的治疗靶点，探讨辐射损伤的发病机理，采用蛋白质组学的双向电泳和蛋白质氨基酸序列分析技术研究了8Gy γ射线照射后24h小鼠血清蛋白质的变化，鉴定有差异的蛋白质，并用蛋白质印迹(Western blotting)方法进行验证。结果显示，双向电泳发现8Gy照射后24h小鼠血清有一显著变化蛋白点，分子量约为15ku，经氨基酸序列分析发现为结合珠蛋白(Haptoglobin，Hp)的α亚单位。Western blotting方法进一步验证了双向电泳的结果。结果表明，经8Gy γ射线照射后24h小鼠血清中结合珠蛋白发生显著增加，可能在辐射损伤中发挥着一定的作用，此结果为探索急性放射损伤的发病机理提供了新的线索。     

核电项目工程量概念解析

在市场化大趋势的推动下,核电项目的成本管理意识空前强化。在众多成本管理的影响因素中,工程量是决定性因素。本文从概念区分的角度划分了核电项目实施过程的活动层次,进行了相应分析,找出了各个层次活动量的不同测量方式,通过对这些方式的本质解析和整合,既澄清了施工项目工程量概念本身,也澄清了一些模糊认识,为工程量的管理和成本管理的改进奠定了必要的基础。