反渗透技术处理模拟核电站放射性废水中的钴

选用聚酰胺反渗透膜处理模拟核电站中低放射性废水。考察了核电站中低放射性废水中主要存在的金属离子Na+、Ca2+在不同pH值及不同操作压力下对废水中钴离子的截留率及膜通量的影响。研究表明,核电站放射性废水中含有的Na+、Ca2+会降低反渗透对钴的截留率,且Ca2+对钴截留率的影响要大于Na+对钴截留率的影响。得到较优的实验条件为:在pH=10、压力大于1 MPa时,对模拟废水中钴的截留率稳定保持在98%以上。反渗透技术可以有效地去除核电站放射性废水中的钴元素,并且可以获得稳定的膜通量。     

低放废液组合膜分离工艺研究

针对核设施运行和退役产生的低放废液源项情况和反渗透膜分离技术处理工艺,在反渗透技术处理放射性废液的研究和应用基础上,提出采用由叠片式过滤器加上超滤或微滤组成的预处理系统取代传统的反渗透预处理系统,设计了废液组合膜分离工艺系统。     

放射性废水膜处理工艺中试实验研究

采用处理量为200L/h的膜处理中试实验装置研究了硅藻土过滤器+两级反渗透膜+离子交换系统在放射性废水处理中的应用,重点考察了各级出水电导率和放射性活度的去除效率,并比较了不同进水水质时出水的电导率和放射性活度变化。实验结果表明,第一级和第二级反渗透膜对放射性核素的去除效率为95%～98%,两级反渗透膜的总去除效率大于99.9%。实验结果同时表明,对于放射性活度浓度为32290Bq/L的原水经上述系统处理后其放射性活度浓度低于1.1Bq/L。     

核技术应用与安全评价

安全评价作为安全管理的一个重要部分和核设施设计、建造和运行中安全性保证的重要步骤在核技术应用的发展过程中发挥着越来越重要的作用。民用核技术与军用核技术的发展过程中存在的一个很大不同是安全性直接决定着民用核技术的应用与发展，所以保证民用核技术的安全性是...     

一种基于AES和RSA的核应急安全数据通信系统

实时数据通信系统作为核应急中非常重要的技术支撑,为核应急现场和指挥中心提供了重要监测数据以及指挥决策信息等实时通信和交互的渠道。考虑到核应急中数据信息的重要性,本文提出基于对称加密算法AES和非对称加密算法RSA的核应急安全数据通信系统。该系统通过高效安全的AES对称加密技术对通信数据进行加密,以彻底保证核应急数据信息网络传输的安全性。RSA的公钥加密机制可以实现高效、安全的密钥共享。本文通过分析,证明了该系统能在不降低核应急通信系统效能的基础上,提供安全、高效的核应急数据信息交互安全解决方案。     

反渗透对模拟放射性废水中镍的截留性能研究

为了研究反渗透对放射性废水中核素的截留性能,配制含镍的模拟废水在小型装置上进行处理实验。结果表明:反渗透对于镍的截留率受操作压力和回收率的影响甚小,且与反渗透脱盐率之间也没有直接的关系,在实验条件下反渗透对废水中镍的截留率在95%以上,能够满足压水堆放射性废水处理的要求。     

反渗透处理模拟含硼放射性废水的实验研究

采用小型反渗透装置,对反渗透处理模拟含硼放射性废水的性能进行实验研究。结果表明:提高废水的pH值、增大操作压力和降低回收率都可以改善反渗透对硼酸、放射性核素和盐分的截留效果,尤其以提高pH最为显著。当调节模拟废水的pH至9.0以上时,反渗透处理能够将出水中的硼浓度降低到5 mg/L以下,同时对模拟放射性核素铯和钴有很好的截留效果。     

核应急指挥系统安全技术探讨

核电厂应急指挥系统能为应急人员提供有价值的数据,如机组数据、气象数据、环境辐射数据等。在应急响应过程中为指挥人员提供快速辅助决策支持,有效控制和减轻核事故造成的后果,避免和减少工作人员、公众所接受的剂量,保护环境、保护公众。系统对安全性及数据传输安全性能要求较高。基于以往的项目经验及福岛事件后应急的新需求,本文对核电厂应急系统的安全技术设计进行探讨。结果表明,引入信息安全技术可有效保证应急系统的安全,增强核电厂应对核事故的能力。     

核电厂反渗透脱盐率下降预防措施

反渗透在水处理当中得到广泛运用,由于反渗透成本造价高,延长反渗透运行寿命至关重要。反渗透脱盐率下降是反渗透运行寿命降低的重要因素,该文以海南核电反渗透运行为例,介绍反渗透脱盐率下降的根本原因和脱盐率下降的预防措施。     

HTR-10安全负压通风系统的设计

由于高温气冷堆具有固有安全性，因此在高温气冷堆的设计中采用通风式包容体替代了密封承压式安全壳，在供暖，通风与空调（HVAC）系统中相应采用了安全负压通风系统，以保证包容体在正常工况或事故工况下都能满足与安全相关的一切功能，本文介绍了10MW高温气冷实验堆（HTR－10）安全负压通风系统的设计与评价。     

核事故与国内现役核电机组核安全措施

根据核电厂核安全和辐射安全的设计防御准则,对核电史上三次重大事件进行分析,挖掘出核电事故主要因素：人因因素和超过设计值的自然灾害。同时结合国内核电厂的设计参数和运行参数,对发生类似事故进行研究比较,提出必要的预防方案。国内现役核电厂在运行安全技术上,已经可以充分预防人因事故的发生,对于超过设计值的自然灾害及外在因素引起的事故,还应重新考虑安全标准。核电厂在建设和运行过程中,需要充分考虑在极端环境下,如何将核辐射和泄漏的危害程度降低至政府以及公众能够接受的水平。     

反渗透对模拟放射性废水中钴的截留性能研究

为了研究反渗透对放射性废水中核素的截留性能,在小型装置上对配制的含钴模拟废水进行处理实验.结果表明,反渗透对钴的截留率受操作压力和回收率的影响甚小,与反渗透脱盐率也没有直接的关系.在实验条件下,反渗透对废水中钴的截留率达95％以上,能够满足处理核动力装置放射性废水的需要.     

一体化核供热堆Ⅱ型的开发及应用前景初步分析

在NHR-200的基础上,清华大学核能与新能源技术研究院开发了一体化核供热堆Ⅱ型(NHR/Ⅱ-200).本文主要阐述NHR/Ⅱ-200的一体化技术、自稳压原理、全功率自然循环冷却、非能动安全系统等一体化核供热堆的主要技术特征及核供热堆的安全特性.NHR/Ⅱ-200通过适度提高一体化核供热堆的参数,在三回路提供1.5 MPa蒸汽.NHR/Ⅱ-200不仅可应用于区域供热、热法海水淡化,还可提供工业蒸汽,并与膜法海水淡化相耦合进行海水淡化.     

某研究堆寿期后控制棒取样过程中的辐射防护

分析了某研究堆寿期后控制棒的源项及取样过程中存在的辐射危害,制定了操作过程中的辐射监测和防护方案。监测结果表明,整个取样过程中,操作人员个人累积剂量最大为61 μSv,集体剂量为229 人·μSv,采取的辐射防护措施有效地保证了取样过程中工作人员的辐射安全。     

用于γ辐射成像系统的60Co源容器的设计

放射性同位素是辐射成像中常用的射线源,具有输出射线强度稳定、空间分布均匀恒定、操作维护简便、射线能量较单一、节能等优点,但是也存在防护和安全方面的问题,因此设计和开发功能完善、防护适当、安全可靠的放射源工作及储存容器十分重要。在⁶⁰Co高精度工业CT系统中,依据相关国家标准,采用特殊的结构、屏蔽及安全设计,制作了⁶⁰Co射线源的工作及储存容器。经实际测量,距容器表面5 cm和1 m处空气吸收剂量率分别为170 μGy/h和5 μGy/h。该容器功能完善、操作便利、结构坚固,具有多重安全设计,很好地满足了系统的检测要求,保障了人员的辐照安全。     

2013—2018年山西省放射性废物库库区环境γ辐射水平监测

为了进一步加强对放射性废物库的安全管理,确保辐射环境安全,对2013—2018年山西省放射性废物库库区环境γ辐射剂量率的监测结果进行了分析。结果表明,库区环境γ辐射水平满足《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术要求(试行)》中有关库房内源坑盖板上方0.5 m处γ辐射剂量率不超过20 μGy／h、源库墙外表面0.2 m处γ辐射剂量率不超过2.5 μGy／h的规定要求,各年度间环境电离辐射水平处于本底涨落范围内,未对周围环境产生辐射影响,辐射环境质量总体良好。此外,健全的库区安全防范也为促进我省核技术利用和安全、健康、可持续发展提供了坚强保障。     

基于蒙特卡罗方法的新型乏燃料干式贮存容器辐射安全仿真验证

针对自主设计的贮存24组燃耗深度为45 GWD/MTU的乏燃料组件的CHN-24型专用容器临界及辐射屏蔽问题,采用蒙特卡罗程序MCNP,建立CHN-24容器临界及辐射屏蔽计算模型。研究结果表明:正常贮存条件下容器内乏燃料的有效增殖因数(k_(eff))为0.283,发生浸水事故时,k_(eff)随着容器内水位升高逐渐增大,注满水时keff达到最大值0.706;容器表面剂量当量率随浸水量增大而减小;正常贮存条件下,即无水浸入时,容器表面及距表面1 m处的最大剂量当量率值分别为0.42 m Sv·h~(-1)、0.08 m Sv·h~(-1)。以上均符合国际原子能机构规定的临界及剂量安全标准,同时表明蒙特卡罗方法可应用于乏燃料容器的临界及辐射屏蔽安全验证。该研究为我国研发具有自主知识产权的核电乏燃料贮存专用容器提供了一定的参考依据。     

从奥运辐射安全保障看北京今后辐射安全监管

简要回顾了奥运会期间的辐射安全保障工作,总结了成功经验和存在问题,结合国家相关法规,对进一步做好北京辐射安全监管工作提出建议。     

Lessons learnt from ITER safety & licensing for DEMO and future nuclear fusion facilities

One of the strong motivations for pursuing the development of fusion energy is its potentially low environmental impact and very good safety performance. But this safety and environmental potential can only be fully realized by careful design choices. For DEMO and other fusion facilities that will require nuclear licensing, S&E objectives and criteria should be set at an early stage and taken into account when choosing basic design options and throughout the design process.Studies in recent decades of the safety of fusion power plant concepts give a useful basis on which to build the S&E approach and to assess the impact of design choices. The experience of licensing ITER is of particular value, even though there are some important differences between ITER and DEMO. The ITER project has developed a safety case, produced a preliminary safety report and had it examined by the French nuclear safety authorities, leading to the licence to construct the facility. The key technical issues that arose during this process are recalled, particularly those that may also have an impact on DEMO safety. These include issues related to postulated accident scenarios, environmental releases during operation, occupational radiation exposure, and radioactive waste.     

核电建安工程辐射安全风险分析及管理实践

建立了核电工程施工领域射线探伤辐射安全故障树模型,采用故障树分析方法全面分析了射线探伤作业过程中发生辐射安全事件的风险。结合我国辐射防护相关法律、法规和标准的具体要求,参考Bechtel和FA3等公司的做法,按照作业工艺流程,制定了一套完整的核电施工现场射线探伤控制措施,从管理制度上和技术手段上杜绝安全事件的发生,规范核电工程施工领域射线探伤的辐射安全防护管理。