高放废液贮槽气镇器脉冲搅拌系统研究

采用液-液脉冲射流技术,建立了高放废液贮槽气镇器脉冲搅拌系统实验装置。以水和模拟料液为介质,研究了不同液位条件下气镇器脉冲搅拌系统的几何参数、操作参数及控制条件等,确定了搅拌效果好、经济、安全的最佳工艺参数。实验结果表明气镇器脉冲搅拌器是用于搅拌含有不溶性固体颗粒的高放废液、防止其在贮槽中沉积和板结的安全可靠、免维修的新型搅拌装置。     

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。     

高放泥浆研究Ⅳ.高放泥浆的性能研究

研究了兰州核燃料厂1号高放废液贮槽内高放泥浆层中不同层面泥浆及其离心后高放废液的物理性质和化学组成;探讨了高放泥浆的形成机理及溶解方法;推测了兰州核燃料厂1号高放废液贮槽内泥浆的数量,为高放泥浆的处理处置提供了基础数据。     

从中国高放废液中分离超铀元素

认为从中国高放废液中分离超铀元素是可行的,中国发展的TRPO流程可得到适合于地表贮存需要的去污系数值。概述了TRPO流程的研究和发展,给出了流程简图。中国现有的浓缩高放废液具有很高的盐分,当它和TRPO萃取剂接触时会出现三相。若把浓缩高放废液稀释2～3倍,再用TRPO萃取便可消除三相,并已在初步实验中显示出很好的效果。从高放废液中分离锶和铯也是可行的,分离流程正在研究中。从废液中分离超铀元素和长寿命放射性核素,为中国高放废液的处置提供了一种新的替代方法。这种分离处置方法,可以大大减少需要玻璃固化、深地层处置的高放α废物量,进而能大大节约废物的处置费用。     

从中国高放废液中分离超铀元素(英文)

认为从中国高放废液中分离超铀元素是可行的,中国发展的TRPO流程可得到适合于地表贮存需要的去污系数值。概述了TRPO流程的研究和发展,给出了流程简图。中国现有的浓缩高放废液具有很高的盐分,当它和TRPO萃取剂接触时会出现三相。若把浓缩高放废液稀释2～3倍,再用TRPO萃取便可消除三相,并已在初步实验中显示出很好的效果。从高放废液中分离锶和铯也是可行的,分离流程正在研究中。从废液中分离超铀元素和长寿命放射性核素,为中国高放废液的处置提供了一种新的替代方法。这种分离处置方法,可以大大减少需要玻璃固化、深地层处置的高放α废物量,进而能大大节约废物的处置费用。     

后处理设施放射性液体贮罐泄漏事故环境释放源项估算

放射性液体泄漏事故是后处理设施典型的事故,泄漏事故通常发生在设备室。高放废液贮槽泄漏后气载放射性核素生成包括两个过程:一是在泄漏放射性液体的过程中惰性气体从溶液中释放,以及与空气、地板相互作用产生的气溶胶;二是泄漏后的蒸发过程(包括冲洗前稀释前和稀释后)。气溶胶在设备室内生成后会发生沉积,同时随着设备室排风系统,经过滤后向环境排放。本文给出了一种放射性溶液贮槽泄漏事故源项估算方法,实现了事故泄漏质量、泄漏活度、设备室气载放射性活度浓度及积分浓度、环境释放源项估算,为事故应急决策和响应行动提供数据支持。     

基于多孔介质模型的钾热管数值模拟

为研究钾热管内传热传质机理,对钾热管进行了数值模拟。建立了固液气三相耦合数学模型。其中对吸液芯液体流动区域采用了多孔介质模型,该模型考虑了液体流动对热管传热性能的影响。利用PHOENICS3.6对数学模型进行数值计算,得到了热管内的稳态工作参数。分析模拟结果得到了钾热管内部各相工质传热、传质机理,并与试验数据进行了比较。结果表明,模拟结果与试验数据符合较好。     

分离法处理高放废液全流程热实验系统的建立与实验运行

分离法处理高放废液全流程热实验系统的建立与实验运行刘秉仁，焦荣洲，何向明，韩升印，孟照■，宋崇立（清华大学核能技术设计研究院）关键词热实验，分离流程，ＨＬＬＷ，离心萃取器高放废液的最终处置，是影响世界核能发展的关键技术之一。经过多年的研究，我国独立开...     

称量法测定高放废液总蒸残物,总氧化物和密度

建立了称量法以测定高放废液总蒸残物、总氧化物和密度。定量移取高放废液原始样品于古英盘中,小心转入微型马弗炉。先于≤100℃下加热除去湿成水。接着升温至180℃除去结晶水,再于700℃灼烧。分别称重并计算总蒸残物和总氧化物。方法精密度(RSD)优于3%。定量取高放废液原始样品于称量瓶中称量,计算高放废液密度。方法精密度优于1%。     

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。     

中放废液罐车运输系统分析与改进

中放废液罐车为货包式装置,具有对废液接收、转运和暂存的功能。装置配备有真空、压空系统,液位测量、泄漏报警系统,气体净化系统,搅拌系统以及自控系统等,通过真空抽吸方式实现中放废液的装卸。本工作通过对系统方案分析发现其存在的不足,对接口系统、装卸料和冲洗系统及牵引系统进行了改进,并进行了试验验证。试验结果表明,改进后的运输系统能更好地满足中国原子能科学研究院的实际需求。     

福岛事故废液滞留和循环处理进程分析

日本福岛事故后,东京电力公司利用福岛第一核电厂原有的反应堆厂房、汽轮机厂房、高温焚烧厂房、工艺主厂房以及新设置的废液净化处理装置和废液贮槽,在现场建立了事故后废液滞留和循环处理系统,基本实现了事故废液的贮存、净化和循环利用。自2011年6月29日开始,东京电力公司约以周为间隔实时发布现场废液积存量/处理状况报告。本文统计了2011年6月29日—2014年1月8日期间先后发布的132份状况报告中有关现场各相关厂房和贮槽内废液积存量的数据,分析了福岛事故后废液滞留和循环处理进程,研究了福岛事故后建立的废液滞留和循环处理系统的组成、功能和运行特点及将其应用于废液滞留和循环处理中的经验与不足,并提出了关于事故后废液包容滞留的若干建议,为我国开展核电厂事故废液包容滞留措施研究提供借鉴。     

高放废液储罐氢气爆炸事故试验研究

高放废液在贮存过程中会产生氢气,若未能及时排出或被稀释,当混合气体中氢气的浓度达到爆炸临界点时,有可能发生爆炸,导致放射性物质释放。本文利用建立的高放废液储罐氢气爆炸事故试验装置,通过试验研究了氢气在储罐内的爆炸压力及壁面温度。测试结果表明,氢气浓度为30%,点火位置在储罐顶部中心附近时,约在点火后70 ms达到最大爆炸压力,最大爆炸超压值约为0.596 5 MPa,最高壁面温度约为110 ℃。     

秦山核电二期扩建工程废液排放系统的排放阈值分析

分析了核岛废液排放系统(TER)和常规岛废液排放系统(SEL)的废液排放在线监测阈值和槽式排放活度浓度,论述了废液排放系统的放射性总量控制和废液排放浓度的再线监测要求,最终分析确定了秦山核电二期扩建工程的废液排放浓度指标.     

补水箱内的直接接触冷凝模型研究

补水箱是核反应堆安全系统中的重要设备。事故工况下补水箱内可发生剧烈的直接接触冷凝过程,导致补水箱内压力的迅速降低乃至振荡,影响补水箱的安全注入功能。为提高对补水箱安注行为预测的准确性,本文基于射流速度分布理论和假想管嘴分析方法,考虑液相的温度分层对传热温差的影响,结合补水箱内直接接触冷凝的一般过程,建立了针对性的冷凝传热计算方法。利用该模型对现有实验数据进行了预测,符合良好,初步验证了模型的有效性。相关研究有助于提高补水箱安注过程和相关事故安全分析的准确性。     

ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

为研究先进非能动（AP）型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）开展了非能动余热排出（PRHR）管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明,ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故（SBLOCA）进程基本一致,再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统（ADS）喷放阶段和安全壳内置换料水箱（IRWST）安注阶段的安全特性;在不同破口位置的试验中,非能动堆芯冷却系统（PXS）均可保证堆芯得到补水,堆芯活性区始终处于混合液位以下;破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统（RCS）初期降压速率、PRHR热交换器（HX）流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响,对堆芯补水箱（CMT）和蓄压安注箱（ACC）安注流量的影响较小。      

Diameter deviation calculation for UO2 kernel by sol-gel process

UO₂ kernels for HTR (High Temperature Gas-cooled Reactor) fuel element are produced using a sol-gel method. The size of UO₂ kernels was controlled strictly by minimizing the dispersion of the UO₂ kernel diameter during the casting process. A relationship between the filling gas tank pressure and solution level in the tank was developed to keep a constant solution mass flow rate in the nozzles. Based on equation of flow energy conservation, a formula about jet velocity, solution level and gas tank pressure on solution was established. Using the formula, the minimum pressure and maximum pressure were calculated. During the casting process, the decline of solution level will lead to the decreasing of jet velocity and the solution mass flow rate that can cause the increasing of diameter deviation. By compensating the pressure on the liquid gradually during the casting process, the flow fluency was kept in an acceptable range stably, the standard deviation of kernel diameter was less than 12 μm.     

华龙一号非能动安全壳冷却系统循环水箱的热分层现象数值研究

华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计算流体力学（CFD）技术对循环水箱升温过程进行了三维流动传热的数值模拟。研究表明,循环水箱中存在较为明显的热分层现象,总体上呈现水池顶部温度波动大,而底部等温层较为平缓的特点,系统循环功率和循环流量均会对水箱的升温过程产生影响：功率增大、流量减小均会促使水箱内产生较明显的热分层现象,同时也会使水箱平均温度偏高,出口水温也相应较高。2列循环系统出现循环功率或流量不均衡对水箱平均温度以及出口温度的升高过程基本无明显影响,因此非能动安全壳冷却系统水箱对系统循环能起到一定的自稳定的效果。     

非能动余热排出热交换器半液位换热性能研究

非能动余热排出热交换器（PRHR HX）是先进反应堆非能动堆芯余热排出系统的关键设备之一,置于内置换料水箱中。水箱内水蒸发或水箱泄漏等故障失水后液位降低,PRHR HX与管外水传热面积和管外流场均发生变化,导致堆芯非能动余热排出能力下降。为分析半液位下PRHR HX换热性能,建立半液位PRHR HX实验装置和数值计算模型,获得稳态和瞬态升温过程的换热量、温度分布和流场特性。实验结果表明,稳态沸腾换热阶段半液位结构的总换热量较全液位时的下降12%～22%,仍具有较强的换热能力。瞬态升温过程中管外换热模式从纯单相对流换热开始,先后逐渐出现局部过冷沸腾和局部饱和沸腾,并最终迅速由局部饱和沸腾转变为全管长饱和沸腾。水箱内逐渐升温过程中出现显著的热分层现象,结合数值模拟分析发现此时管外流体在高度上呈现多层回流流动结构。     

具有压力流量同步控制功能的高压水射流去污装置设计

在核动力装置检修或者退役过程中,常常会应用高压水射流对现场的放射性污染进行去除。在常规高压水射流去污装置的基础上,提出了一种基于比例-积分-微分（PID）的电动调节控制,研究压力与流量单独控制在高压水射流去污中的应用。经过理论分析结合去污实验验证,结果表明:采用改进的流量与压力同步控制方法,在高压水射流去污过程中,在其他影响因素相同的情况下,采用较大的水流量,去污因子反而较小,但是这种变化趋势是趋于平缓的。因此,采用改进后的高压水射流去污装置在相同压力下达到相同的去污效果,可以明显减少二次放射性废液产生量,具有较高的市场应用价值。