放射性污染土壤分拣减容装置研发

放射性污染场地整治及修复工作是保障核工业健康可持续发展的重要支撑。针对某典型区域放射性污染土壤的处理需求，开展源项分析和分拣机理实验，确定放射性污染土壤分拣减容工艺方案及装置设计指标，设计了一种新型放射性污染土壤分拣减容装置。该装置可实现放射性污染土壤的烘干、筛分、在线检测及按处置需求分离等功能。性能验证结果表明，其对放射性污染土壤中137Cs的理论检出限为20.7 Bq/kg，处理能力可达106 kg/h，满足设计指标。该装置有望在后续工程实施中实现某典型区域部分污染土壤从低放射性废物向极低放射性废物或极低放射性废物向免管废物的降级。本研究可为放射性污染土壤处理工作的工艺设计及工程验证提供理论指导和实验基础。      

核废物所含剩余能量的综合利用

核反应堆产生的核废物带有大量的剩余能量，目前其不仅很少被利用，而且造成存放的困难。文章探讨了综合利用核废物的剩余核衰变能发电、发光和其它应用途径。简介了各种核衰变能发电机制、自发光光源的制作方法和同位素热源用于制氢及融解重油的应用设想，报道了有关辐射伏特效应发电机制研究结果。     

锶在土壤中的吸附动力学

用动态法测定了锶在核废物处置预选场址土壤中的平衡吸附容量,研究了水相pH值、流速、土壤粒度和锶溶液的初始质量浓度对土壤吸附锶的影响。水相pH值、流速、溶液的初始质量浓度越大,土壤平衡吸附容量越大;土壤粒度越小,土壤平衡吸附容量越大。用常用的吸附动力学方程对实验数据进行了拟合,并对吸附机理进行了探讨。实验结果表明,该放射性废物处置预选场址土壤对锶的最大吸附率为48.8％,吸附性能较差。     

火星表面环境对核反应堆屏蔽性能的影响分析

针对核反应堆电源在火星表面运行时对周边工作人员和系统设备产生辐照问题,提出人员和设备的剂量限值要求及计算条件,并结合火星表面环境情况,计算分析了火星土壤、大气等对核反应堆屏蔽性能的影响。计算结果表明,火星土壤对核反应堆可起到很好的屏蔽作用,火星大气对中子和γ射线具有一定的散射作用,影响核反应堆的屏蔽效果。核反应堆置于火星坑中时,火星表面大气的散射作用对外围剂量的影响较大。火星坑回填土壤密度的增加可减小核反应堆外围剂量。核反应堆置于1.5 m深的火星坑中,采用相对密度为0.9的土壤进行回填时,距离核反应堆100 m处的年剂量值以及斯特林发动机下表面的剂量值均可满足剂量限值要求。     

火星表面环境对核反应堆屏蔽性能的影响分析

针对核反应堆电源在火星表面运行时对周边工作人员和系统设备产生辐照问题,提出人员和设备的剂量限值要求及计算条件,并结合火星表面环境情况,计算分析了火星土壤、大气等对核反应堆屏蔽性能的影响。计算结果表明,火星土壤对核反应堆可起到很好的屏蔽作用,火星大气对中子和γ射线具有一定的散射作用,影响核反应堆的屏蔽效果。核反应堆置于火星坑中时,火星表面大气的散射作用对外围剂量的影响较大。火星坑回填土壤密度的增加可减小核反应堆外围剂量。核反应堆置于1.5 m深的火星坑中,采用相对密度为0.9的土壤进行回填时,距离核反应堆100 m处的年剂量值以及斯特林发动机下表面的剂量值均可满足剂量限值要求。     

某城市放射性废物库退役的辐射影响评价

为了使城市放射性废物库退役后可无限制开放,本研究探讨废物库退役辐射影响评价的关键问题,评价人员和周围环境的辐射影响。对比源项调查和控制限值,判定污染区域;按退役实施方案得到放射性废物的产生量和整备前的活度水平;利用经验公式估算职业人员的外照射、内照射剂量,分析公众的辐射影响。选取退役要执行的放射性指标和适宜场地的控制限值,提出退役施工中实现废物最小化的具体措施。经估算得到退役实施的最大个人剂量为3.9 mSv,低于剂量约束值5 mSv。剂量实测值比评价结果低约2个数量级,退役活动中工作人员受到的辐射剂量满足国家标准的要求,退役辐射环境影响在可接受范围。     

低放废物近地表岩洞处置实践

利用辽宁兴城退役铀矿山废矿井的＋43m中段处置退役的镭厂低放废物.对该处置设施基本情况、需处置的废物来源、整备设施及运输、废物处理处置方法及环境影响进行了分析.该处置设施已接受8 747m3废物、尚有2 000m3的容量空间,待剩余空间接受其他来源的废物后实施处置场封闭.     

核废物地质处置

一、核废物的形式及最终处置 1.问题的提出核电站生产的电能和热能,都是对人类有用的能源形式。在这种能源的生产过程中,铀燃料的成分发生变化,重元素和剩余裂变产物的含量随时间增大,其中某些元素和剩余产物的放射性危险可保持成千上万年之久。铀燃料产生的热带动气轮机发电,其发电能力经过一段运行时间后就会减小;此时,应把它从反应堆中取出,并把这种乏燃料放于水池中冷却贮存。因此,数十年后,如何处理这些乏燃料或核废物将成为问题。美国、加拿大、瑞典、联邦德国以及其它拥有核电站的国家,在过去10年里,已经发展了处置核废物的科技项目,并提出了一些方     

四川省城市放射性废物库放射源自动抓取与安防联动系统的开发与应用研究北大核心CSCD

以实现四川省城市放射性废物库自动化抓取、提高安防水平为目的,开展了城市放射性废物库放射源自动抓取系统和安防联动系统的设计及开发。通过设计放射源装卸系统和自动抓取软件系统,并将其与废物库剂量监测系统、射频系统、车辆通道监测系统等进行联锁,实现了放射性废物库放射源自动存取和安全联动管理功能,达到了有效减少工作人员受照剂量,提高废物库安全防范水平的效果。验证了放射源自动抓取系统及库房安全联动技术的可行性,为放射性废物的贮存管理提出了新的思路,为核技术应用的进一步发展提供了有力的支撑。     

放射性污染金属废物包装容器的屏蔽设计

针对活度较高的放射性污染金属废物包装容器的屏蔽设计进行了研究。重点阐述了计算废物货包外γ剂量率的圆柱体源模型,推导了圆柱体源剂量场分布的计算公式。通过圆柱体源模型对Ⅷ型钢箱废物货包的计算值与监测数据对比分析,表明圆柱体源模型计算结果能较准确地反映废物货包外γ剂量率分布。基于圆柱体源模型的计算结果,对废物包装容器进行了合理的屏蔽设计,满足了放射性物质运输和处置标准的有关要求。圆柱体源模型对单体货包外剂量率的计算方法简单易实现,而且其计算值比监测值稍大,提供了一定的安全裕度,适合应用于放射性工程实践中。     

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。