高放废物处置库近场剂量场及温度场的耦合计算

计算了高放废物处置库固化体内外的辐射剂量场,并将之作为热源叠加到温度场计算方程,使剂量场与温度场耦合起来,在温度场计算中,不仅考虑了固化体内存在的剂量场对其的影响。而且考虑了固化体外存在剂量场的影响。模拟结果表明,固化体外存在的剂量场对温度场有一定影响的．     

建造核废物国际处置库的方案

【澳大利亚铀信息中心网站2003年11月报道】目前关于建造核废物国际处置库方案的进展情况如下: 国际上已提出了几项有关建造高放废物的地区和国际最终处置库的建议。2003年,建造国际处置库的概念得到了国际原子能机构(IAEA)总干事的大力支持; 俄罗斯通过了允许进口高放废物的法案; Pangea资源公司(Pangea Resources)最近已经确定澳大利亚内地具有建造深层地质处置库的适当条件。废物处置的责任目前国际上一致认为每个国家在道义和法律上都应对自己的核废物负责,因此主张所有核废物都将在40个左右的相关国家中得到处置。目前大部分高放…     

高放废物处置库近场剂量场与温度场的耦合计算

计算了高放废物处置库固化体内外的辐射剂量场,并将之作为热源叠加到温度场计算方程,使剂量场与温度场耦合起来.在温度场计算中,不仅考虑了固化体内存在的剂量场对其的影响,而且考虑了固化体外存在剂量场的影响.模拟结果表明,固化体外存在的剂量场对温度场是有一定影响的.     

ANSYS软件对高放废物处置库温度场预测的可行性验证

为验证ANSYS软件对高放废物处置库温度场预测的可行性及准确性,采用基于自行设计加工的处置单元热效应装置及对应的实验参数,以ANSYS workbench为平台进行二维和三维模拟。结果表明,模拟值与实验结果吻合度较高,关注的3个传感器位置在升温阶段的模拟值和实验值的相对差值平均值分别为0.68%、0.60%和0.50%,平衡阶段的相对差值的平均值为1.34%,说明ANSYS热分析对释热废物的处置单元进行温度场预测是可行的。     

韩国开始研究高放废物最终处置库

【法新社汉城2005年11月3日电】韩国于2005年11月3日选定位于汉城东南370km处的庆州市(Gyeongju)作为韩国首个中低放核废物处置地。为确定该处置地,韩国在4个候选场址所在地(详见本刊2005年9月刊相关报道)进行了公民投票表决,结果庆州市的公民支持率达到90%,而其他候选地则只有67%～84%。作为接纳核废物处置库的回报,庆州市将获得包括一次性政府补助3000亿韩元在内的经济激励。此外政府还承诺将韩国水电核电公司(KHNP)的总部及其他研究设施迁至庆州市。韩国目前共有20台现役核电机组,核发电量约占全国总发电量的40%。韩国计划在2015年之前…     

丹麦缩减核废物最终处置库候选场址数量

[世界核新闻网站2011年5月5日报道]相关机构近日提交给丹麦内政和卫生部的一份研究报告表明,该国中低放废物最终处置库的候选场址数量已从最初的22个减少至6个.这意味着该国核废物处置库选址工作向前迈进了一大步.丹麦从未实施过商业核电计划.但在20世纪50年代后期至2000年期间,丹麦曾建设并运行过3座研究堆以及相关的核...     

高放废物处置库耦合过程简介

高放废物处置库耦合过程简介沈珍瑶（中国辐射防护研究院，太原，０３０００６）高放废物处置库建造主要在两个方面对地质介质进行扰动［１，２］：首先，由于废物体本身是一个较强的热源，必定引起周围温度场变化从而引起周围介质的热膨胀（或收缩）；同时，温度变化会引...     

我国放射性废物处置库场址预选的远景评价

一、概述随着我国核能的开发,与之相配套的放射性废物处置技术也进入了研究开发的阶段。在核工业部科技司的领导下,我们自1986年6月至1987年7月进行了“我国放射性废物处置库场址预选的远景评价”的研究。工作重点是处置库场址的区域筛选,为今后进一步完成场址筛选、工程地质、水文地质、核素迁移、安全评价等工作打下基础。     

瑞典核废物最终处置库计划得到支持

【英国《国际核工程》2004年7月刊报道】瑞典国家核燃料和废物管理公司(SKB)建设核废物最终处置库的计划得到公众支持。2个核废物最终处置库候选场址所在地区的最新民意调查表明,69%的奥斯萨玛(Osthammar)居民支持或全力支持在当地建设深层地质处置库,而奥斯卡港(Oskarshamn)的这一数字为72%。自从上一次民意调查以来,不但候选场址所在地区的公众对处置库计划的支持率一直在上升,而且周边地区的公众支持率也在增加。SKB总经理ClaesThegerstrom表示,民意调查结果表明,离候选场址越近的居民越支持处置库的建设。这可能是由于经过多年的宣…     

裂隙水流-传热对高放废物处置库近场温度影响的三维离散元分析

裂隙水流-传热是高放废物处置库行为的重要影响因素。为研究裂隙水流-传热对高放废物处置库近场温度的影响,采用3DEC离散元软件计算分析了完整岩体模型和裂隙岩体水流模型对处置库近场温度分布和演变的影响。计算分析表明:由于裂隙水流的吸热降温作用,裂隙岩体模型的废物罐表面膨润土温度低于完整岩体模型的废物罐表面膨润土温度,并缩短了达到稳态所需要的时间;裂隙水流上游区域废物罐表面膨润土温度显著低于裂隙水流下游区域废物罐表面膨润土温度;在设定条件下,裂隙岩体模型的废物罐表面膨润土最高温度约为完整岩体模型废物罐表面膨润土最高温度的75%,裂隙水流速度从0.2mm/s增大到0.5mm/s,废物罐表面膨润土最高温度降低约4%。     

矩形窄缝流道内窄边近壁区域流场和温场的数值模拟

矩形窄缝流道窄边附近流场和温场的分布对于优化设计宽边和窄边边角近擘区域的加热方式具有重要的意义,是设计者非常关心的问题之一。为了深入了解矩形窄缝流道内近壁区域的流场和温场的分布情况,采用商用计算流体动力学程序CFX对矩形窄缝内流场和温场进行了求解和分析,获得了矩形窄缝流道内宽窄边交界边角区域的流场和温场的分布情况,并对该区域的流场和温场及其影响因素进行了分析。     

2007—2011年广东省国家重点监管核设施辐射环境监测

报道了2007—2011年广东省国家重点监管的大亚湾/岭澳核电站和北龙处置场周围辐射环境的监测结果。监测结果表明,2007—2011年,大亚湾/岭澳核电站和北龙处置场周围辐射环境水平未见明显变化。     

田湾核电基地废物最小化

田湾核电基地目前有4台WWER核电机组和两台M310改进型核电机组。为了降低待处置固体废物包产生量,满足废物最小化管理目标,田湾核电基地在从源头减少放射性废物的同时,建造了6台机组共用的放射性废物处理中心。采用烘干、超级压实和水泥固定工艺处理放射性废物,配合采用混凝土高完整性容器,在废物包满足近地表处置要求的前提下,各机组每年需要处置的废物量不超过50 m³。具有良好的经济效益和社会效益,对多堆核电厂址的废物最小化有一定的借鉴意义。     

核废料地质处置天然类似物研究及其意义

深地层埋藏是目前首先的核废料处置方案。由于放射性核素的长半衰期和辐照导致的某些不可预见性因素，我们需要根据天然类似物研究的成果与理论分析和实验结果综合评估和预测核废料处置场的安全性。铜、铁等自然金属类似物的研究指出，壁厚１０ｃｍ的铜质包装在几十万年内都不会破裂；一定厚度的铁质容器至少也能保证核废料在１０００年内不与地下水接触。由于膨润土具有遇水即胀的特点和吸附阳离子的能力，因此是一种常用的核废料回     

某核电站放射性碘废气处理系统活性炭吸附剂测试

为实现某核电站放射性碘废气处理系统活性炭吸附剂的国产化,选取国产圆柱状煤质活性炭与椰壳活性炭,以一定比例混合,浸渍烘干,装填到碘废气处理系统中,现场试验结果表明其阻力≤3400Pa、除碘效率≥98％,性能满足工程使用要求。     

世界核电发展趋势与高温气冷堆

核能的发展面临经济竞争力、核安全、核废物的最终处置及防止核武器材料扩散的挑战。为改善公众的可接受性 ,核电厂的安全性进一步改进。电力市场体制的非管制化改革加剧了电力技术的竞争。环境保护意识增强使核废物的处置倍受关注。 80年代中期以来发展的先进轻水堆核电厂如ABWR ,System 80 ,EPR ,AP60 0等是今后一段时期内商用核电的主力堆型。进入 2 0 0 0年之际 ,美国能源部正在规划发展第四代先进核能系统 ,目标是在 2 0 2 0年或之前 ,向市场提供经过验证的成熟的第四代核电厂技术 ,以替代美国退役的核电容量。球床高温气冷堆被认为是第四代先进核能系统的优选技术。南非ESKOM电力公司选择了球床高温气冷堆作为今后核电发展的堆型。清华大学承担设计和建设的 10MW高温气冷实验堆计划在 2 0 0 0年内临界。通过10MW高温气冷堆的建造 ,我国已形成了高温气冷堆技术的自主知识产权 ,初步具备了自主设计、制造和建造的能力     

Temperature Effect on Plutonium Leach Rate of Nuclear Waste Glass

The two kinds of nuclear waste glass with similar composition, a ²³⁸Pu-doped and nonradioactive waste glass, were leached under the ISO-test conditions at temperature between 23 and 90°C. An activation energy of 22±10kJ/mole was obtained from the initial leach rates of Pu, which was much lower than the 78±9kJ/mole obtained from those of Si, Na, Sr and Cs, It is suggested that in the initial stages of leaching. Pu is not released from the waste glass with the same mechanisms as the releases of Si, Na, Sr and Cs, but the dissolution of hydrous plutonium dioxide PuO₂·_xH₂O formed on the glass surface becomes predominant. In the long duration tests (<32d), the release of Pu appears to be affected by the solubility of PuO₂·_xH₂O remaining in the leached surface layers.     

竖直振荡对密度锁内温度场影响的实验研究

对密度锁内界面竖直振荡情况进行了实验研究和分析。通过对比振荡前后温度场变化,分析了振幅和温差等因素在振荡过程中对温度场的影响。结果表明,竖直振荡使密度锁内温度场向上偏移,偏移量随振幅增加而增加,随温差的增加而减小;振荡停止后,温度场随时间逐渐恢复。     

基于自然对流的控制棒驱动机构温场研究

在新一代反应堆控制棒驱动机构耐温等级提升后,为分析取消控制棒驱动机构强制通风系统是否可行,建立了基于单台控制棒驱动机构流场的计算模型,合理确定了求解方法和边界条件,并通过与试验结果进行拟合,进行了控制棒驱动机构群全尺寸模型的温场和速度场计算,得到基于自然对流的控制棒驱动机构温场效应。研究结果表明,通过自然对流可以将控制棒驱动机构运行产生的热量完全带出堆坑,不存在堆坑窝热情况,并且随着控制棒驱动机构群总输出功率的增加,堆顶区域的自然循环强度也增加,可以达到冷却控制棒驱动机构的效果。因此,耐温等级提升后的控制棒驱动机构可以取消强制通风。