秦山核电站放射性废物处理系统的调试

简述了秦山300MW核电站放射性废物处理系统调试的主要项目、调试方法、调试过程发现的主要问题的处理、调试的结果和评价。放射性废气的处理采用压缩贮存和过滤的工艺流程。废气处理系统主要转动设备是膜式压气机。调试中,独创膜片充气法,在不损坏膜片的条件下,验证膜片破损报警和联锁停机的功能。放射性废液的处理采用蒸发和离子交换的工艺流程。系统试验项目比较多,主要有液位高值、低值报警;压力高值报警;液位、压力、温度与泵、阀门的联锁;蒸发序列的主要工艺控制参数的自动调节性能试验。调试中大量参数值采用模拟法试验,快速准确,节省大量试验时间和费用。水泥固化系统是将放射性浓缩液和水泥在200L固化物桶内混合并使之凝固。调试过程中,对水泥固化工艺参数进行大量对比试验和固化物性能测试,选择适宜的工艺参数值,改善了系统的运行性能。     

乏燃料后处理厂1AW暂存罐远距离取样系统设计及应用

根据乏燃料后处理厂1AW暂存罐内部有机废液放射性水平高、源项复杂的特点,设计了一套由三轴运动执行机构、液压机械臂、取样器组成的远距离取样系统。系统经过安装调试、冷试验后投入现场应用,成功获取了界面污物及底部沉积物样品。通过现场验证及对取样过程中的监测情况,结果显示系统取样能力及现场辐射防护措施得当,有效达到了设计目的。     

放射性高盐废液干燥成盐技术研究

放射性废物处理中，放射性废液的体积和所含放射性总量在“三废”中占比较大，为使废物最小化，本研究围绕放射性高盐废液干燥成盐技术开展技术路线论证、工艺设计，研制放射性高盐废液微波干燥成盐工程样机，并完成样机加工制造、安装调试及性能验证。工程样机验证实验结果表明，装置运行过程稳定，干燥速率约6～8 L/h,产物不含游离水，桶内及桶壁温度最高约100℃,桶内压力在1～2 kPa之间。本研究结果可为放射性高盐废液干燥成盐技术及专用工装设计提供参考，并为后续工程应用奠定基础。     

西安脉冲堆气力输送系统

西安脉冲堆气力输送系统是国内第一套采用负压气力输送方式进行中子活化分析样品传输工作的系统，其输送方式可以彻底地避免放射性气体逸出输送管。本系统独特的气体缓冲方式实现了管道中高速飞行的样品盒在辐照终端的快速安全缓冲。本文简要介绍了该系统的设计及调试结果。     

秦山核电站放射性废物处理系统的调试

简述了秦山300MW核电站放射性废物处理系统调试的主要项目、调试方法、调试过程发现的主要问题的处理、调试的结果和评价。放射性废气的处理采用压缩贮存和过滤的工艺流程。废气处理系统主要转动设备是膜式压气机。调试中,独创膜片充气法,在不损坏膜片的条件下,验证膜片破损报警和联锁停机的功能。放射性废液的处理采用蒸发和离子交换的工艺流程。系统试验项目比较多,主要有液位高值、低值报警;压力高值报警;液位、压力、     

秦山核电二期工程FSAR屏蔽设计问题的验证冷停堆放射性峰值效应对RCV系统过滤器和除盐器屏蔽设计的影响

本文的主要目的是为验证在秦山核电二期工程的辐射屏蔽设计中采用0.25%的燃料元件破损率计算化学和容积控制系统（RCV）、硼回收系统（TEP）和废液处理系统（TEU）的主要净化设备（过滤器和除盐器）的屏蔽,是能够满足冷停堆后出现的高放射性峰值所引起的更多放射性物质的积累所造成的辐照剂量。     

核电厂废液处理系统离子交换处理工艺研究

针对CAP1000系列核电厂废液处理系统(WLS)离子交换工艺树脂选型和运行参数设计开展非放射性环境下树脂运行寿命模拟试验研究。本文从树脂内部结构(交联度/粒径)角度进行选型试验,对运行流速、温度、装填层高等工艺参数造成的树脂工作交换容量差异性进行研究,并从整球率、好球率、压碎强度、体积全交换容量、含水量、TOC释放水平等指标评判辐照对树脂物化稳定性的影响。试验结果显示,高交联度均粒树脂在不同运行工况下表现出交换容量和使用寿命的优异性,工艺设计上优选其进行后续放射性验证试验以实现废物最小化。     

乏燃料后处理厂高放废液和废有机溶剂处理系统典型安全问题分析

乏燃料后处理过程会产生大量的放射性废液,需要对其进行净化处理。本文介绍了高放废液处理系统、高放废液贮存系统和废有机溶剂处理系统,分析了需要关注的安全问题,并讨论相应的预防措施、探测手段和纠正措施,为商用后处理厂废液处理系统的设计和事故分析提供了参考和建议。     

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。     

“华龙一号”常规岛废液收集系统改进项设计研究

"华龙一号"工程常规岛厂房中设置了废油和非放射性水排放系统(WOD)和常规岛废液收集系统(WLC)。WOD系统将非放含油废水归集在非放含油废水坑中,通过输送泵将含油废水排入位于厂区的下游处理构筑物—油水分离装置(FS子项);按照惯例,将常规岛热力系统的排水视为潜在放射性废液,需要通过常规岛废液收集系统(WLC)归集后排至位于厂区的常规岛液态流出物排放系统(WQB)。本文阐述了随着首台"华龙一号"堆型机组的设计提升,以及对三代技术的进一步认识,漳州一期工程对此系统的配置进行的改进,对WLC系统进行了简化设计,取消了潜在放射性油水坑和油水分离装置,并对取消该系统后对核安全、工艺系统设计和投资等方面的影响进行了分析。为我国后续"华龙一号"核电厂常规岛该系统的设计提供参考和借鉴。     

放射性废液蒸发系统的操作条件选择

在对放射性废液蒸发处理系统进行调试过程中,通过调节废液上料量、蒸汽发生器液位、一次蒸汽流量等系统参数来改变系统运行工况,得出各工况下的净化系数,分析系统净化效果的影响因素。调试结果表明:对于该系统,蒸汽发生器液位在500mm时净化系数最高;蒸发量为1m3/h时,净化系数最高;系统在变工况运行时产生波动,净化系数降低。系统原有两条控制联锁,为一次蒸汽流量与预热器出口温度、一次蒸汽流量与蒸汽发生器液位的联锁,仅此两条联锁对于系统的稳定性不够,且一次蒸汽控制液位的控制方式灵敏性差,滞后严重。文章通过分析系统运行各参数的关系,从系统运行稳定性和净化效果的角度,提出对该系统控制方式的合理改进——调整蒸汽发生器液位与上料量联锁控制。     

Design and verification test of the small absorber ball system of the HTR-10

A small absorber ball system is the second shutdown system of the 10 MW High Temperature Gas-cooled Reactor-Test Module. When the control rod system is out of operation, the small absorber ball system is required to emergently shut down the reactor by means of boron carbide balls totally dropping into channels in the side reflector by gravity. Before the reactor re-operates, these small absorber balls must be conveyed from channels in the side reflector back to the ball storage vessels below the head of reactor pressure vessel by a pneumatic conveying process. Detailed design of the small absorber ball system was carried out, and all the components were manufactured. In order to check the performances of the small absorber ball system, a pneumatic conveying experiment and a hot test were carried out in the laboratory, and also a pre-operation of the small absorber ball system was verified on the reactor site at room temperature. Test data of the small absorber ball system show that all the parameters, including time of ball dropping, time of ball conveying back, indication of ball level in the ball storage vessel, gas flowrate, and valve operation states, are acceptable and reasonable. The small absorber ball system has been shown to be capable of performing satisfactorily at operating temperatures of the reactor.     

秦山第三核电厂放射性废液处理系统性能改进

本文介绍了秦山第三核电厂(以下简称秦山三核)放射性废液处理系统的设计原理,并对系统在实际运行中出现的问题进行了分析;对实际变更改造中采取的改进措施进行了详实描述.在此基础上,提出了系统在初始设计中应该注意避免的几个问题,为新建核电站的系统设计和运行电站的变更改造提供了思路.     

研究堆放射性湿废物处理系统湿废物桶内处理工艺设计方案研究

通过对核电站放射性湿废物处理系统湿废物桶内处理工艺参数的比较，介绍了研究堆放射性湿废物处理系统废物桶内处理工艺设计方案以及在湿废物桶内处理工艺设计中遇到的重点、难点，并对这些重点、难点的解决方案进行了探讨。该方案在保证工作人员人身安全的前提下，更能适合研究堆的湿度物处理。     

高放废液贮槽的设计,建造和检验

综述了高放废液贮槽的设计、建造、质量检验以及运行经验。叙述了高放废液贮槽设计的一般考虑，包括贮槽、槽室、冷却系统、仪表、液体转移、通风、搅拌及腐蚀的考虑，并举典型实例加以说明。强调了按照美英标准规范对贮槽的建造进行质量检验。根据２０多年的运行经验，证明采用不锈钢贮槽是安全可靠的。     

HTR-10第二停堆系统的试验与调试

吸收球停堆装置是10MW高温气冷实验堆的第二停堆系统，控制棒失效时，碳化中子吸收球落入堆芯反层的吸收球孔道内，实现紧急停堆；反应堆再次临界前，利用气体输送装置将吸收球送回位于堆顶的贮球罐内，在实验室和高 温堆上先后进行了7套吸收球装置的热态试验和输送功能试验，试验数据表明，吸收球系统7套装置的落球和回球动作正常，所用的时间在要求的范围内；球位状态指示正常；气体回路流动正常，风机的流量，压升正常，12个阀门的开，闭功能正常。     

三种不同设计核电厂放射性废液处理系统差异性分析

核电厂启动、停运和功率运行期间产生的放射性废液在排放到环境以前,必须进行处理,从而保证液态流出物不会对公众、环境造成不利影响。国内运行核电厂和在建核电厂在设计上都严格遵守相关法律、法规和标准对于液态流出物排放的要求。在满足上述原则的基础上,各个核电厂对于放射性废液处理系统的设计存在一定的差异。通过对CPR1000、WWER-1000和APl000等三种国内比较有代表性、应用比较广泛的压水堆核电厂废液处理系统进行深入研究,归纳和总结出它们在废液分类、收集方式,废液处理原则,采用的设施、设备和工艺流程等方面的相同点和差异性,从而说明了三种设计各自的优、缺点。结合年度放射性核素排放量、湿废物的产生量和对工作人员的辐照影响等因素进行综合评价,证明了AP1000在废液处理系统设计上的优势。     

核电厂放射性废物重整流态化数值模拟研究

核电厂排放的放射性废物高温重整过程中会以流化态的形式存在,为获取这个过程中的详细参数,设计出更优秀的运行条件,提出了一种新的核电厂放射性废物重整流态化数值模拟方法。该设计数值计算模型建立了气-固流体力学控制方程以及湍流模型;建立了核电厂放射性有机化学废物几何模型、对象几何模型,并划分网格结构,设置边界初始条件。通过数值计算研究不同高径比对颗粒的径向速度、径向固含率、径向气含率的影响。计算结果表明,高径比为1.0时,流化床中气-固颗粒的流化效果最好。     

气力输送技术发展及其在高温气冷堆上的应用

气力输送是一种较为理想的输送方式.本文介绍近年来国内外气力输送技术的发展状况及趋势,概述了气力输送技术所涉及到的气固两相流、数值模拟和试验测量方法,总结了气力输送技术在现代工程上的实际应用情况,重点探讨了高温气冷堆HTR-10吸收球停堆系统、燃料球装卸系统上所使用的气力输送装置的设计分析方法与运行经验.     

矿产资源开发利用放射性固体废物数据库管理系统

放射性核素会与一些矿产资源如锆、铁、独居石、钨、铍等伴生,随着矿产资源开采、精选、冶炼、加工过程,放射性核素会在不同的原料、中间产物、产品和废弃物中分离和富集,形成放射性废物。放射性废物会对人体和环境造成危害,为了保障放射性环境的生态安全,我们通过调研和实地检测后从基本理论、技术和管理等方面考虑,总结出矿产开发利用相关企业放射性废物管理的要求,开发出了一套放射性固体废物数据库管理系统,跟踪废物来源、放射性固体废物处置和回收利用的全过程,从而使放射性废料安全可控。同时分析了废弃物产生流程、处置流程、回收流程的逻辑关系,开发了废弃物基本信息、处置回收数据库和操作系统,并实现多厂地同时管理使用以及有关人员对各个厂地数据的查询和管理功能。该系统有助于提高矿产资源开发利用相关企业的放射性废物管理水平,对防治核辐射污染、实现辐射防护的优化设计和放射性废物的最小化管理有重大意义。