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【英国《国际核工程》2000年2月刊报道】 英国原子能管理局(AEA)技术核工程部正在特劳斯菲尼兹从事两份重要的合同,其中包括设计和提供废物回取和包装设施,并进行操作。这两个项目是特劳斯菲尼兹电站退役计划的一部分。 第一个项目是回取以各种能动部件(MAC)形式贮存在位于1号和2号机组下方的处置室中的中放废物(ILW)。MAC废物流主要包括通量展平棒和导电弓架,但不包括从装料平台卸下的各种活化物项,例如热电偶和电缆。 第二个项目是回取以燃料元件碎片(FED)形式分别贮存在水池构筑物南端和北端的两个处置室中的ILW。FED废物流包括… 相似文献
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【英国《国际核工程》2003年7月刊报道】 哈维尔(Harwell)的放射性废物回取计划包含一系列回取、重包装、水泥固化和贮存中放废物(ILW)的设备和设施项目。英国原子能管理局(UKAEA)希望在决定建造国家ILW处置库之前增建一座废物封装和处置厂,以完全固化核废物。 UKAEA最初除了负责许多不同类型的研究堆之外,还参与研发工作。哈维尔最后一座在役反应堆于1990年关闭后,其工作中心开始转向退役和废物管理。 因此,UKAEA已制订了一项放射性废物回取计划(AWRP)。AWRP是一系列处理地下贮存管中的ILW项目,其中包括对ILW进行回取、重… 相似文献
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介绍了美国废物最小化法规标准、废物最小化评价手册和废物最小化评价实施程序等,以美国Hanford场址退役中废物最小化评价的应用为例,阐述了美国在核设施退役过程中的废物最小化评价方法。 相似文献
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某核技术利用废库(城市废物库)超期服役,设备老化,20世纪70年代因管理不规范而收贮的高放固体废物给周围环境带来极大的安全隐患,需尽快妥善回取、处置。中国原子能科学研究院放射性三废设施治理工程部根据现场实际工况,设计制订了利用“机器人-气帐”系统回取高放废物的工艺路线。通过现场污染水平和库坑“热点”检测分析,查找到了17号库坑内高放固体废物的具体位置。通过回取实施前的模拟验证试验工作,优化了回取的技术路线。采用远距离回取技术,成功地实施了高放固体废物的回取和包装整备工作。 相似文献
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本文主要针对陕西某三甲医院回旋加速器实施退役过程中,放射性废物最小化处理方法的分析和总结,旨在为今后类似回旋加速器退役治理过程中放射性废物处理提供良好的实践经验。本文中的回旋加速器主要用于生产医用放射性同位素,因设备老旧无法满足生产要求,故对其实施退役,以达到场所和设备清洁解控的目的。本次退役范围主要包括回旋加速器主体及主机房、药物合成室及其配套用房,需要进行清洁治理的为回旋加速器主体及主机房。在对回旋加速器进行拆解和大块部件切割之前和切割过程中,进行现场监测和实验室采样分析,通过现场监测结果和产生的放射性废物源项分析,按照废物最小化原则,对低放射性废物和极低放射性废物进行分类收集整备并送贮,对达到清洁解控水平的部件进行清洁解控与资源回收利用。本次退役共产生放射性废物约25吨,依据本文论述方法分拣出的可解控废物约12吨,实现了废物最小化。 相似文献
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介绍了美国Hanford场址罐贮高放废物的回取,包括废物回取标准,回取技术——改进型冲洗法、盐饼溶解法、真空回取法和移动回取法等,以及在实施罐贮废物的回取中的废物最小化方面的经验等。 相似文献
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中国原子能科学研究院现有两座放射性废物暂存库109^#和149^#。109^#废物库已装满废物停运封存,149^#废物库即将装满废物等待处理。为此,我院计划建成一套放射性固体废物回取、分拣、预压实、分类检测专用设备,为现有固体废物的回取与整备及今后新产生固体废物的处理提供工程应用装置,并为核工业固体废物处理提供示范。示范设施工程包括:109^#废物库整治;109^#废物库废物回取设施建设;160^#废物预处理车问建设;199^#超级压实车间改造完善。2004年对该项目进行初步设计,由于新的初设方案较原批复的可行性研究方案变化较大,且概算已超出可行性研究概算的10%,设计单位重新进行了初步设计,预计于2004年12月25目完成。 相似文献
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为满足热实验在线监测的需要,根据热室工艺设备台架及热室的具体情况,设计加工安装了一套1BP钚在线测量装置,该在线测量装置主要由探测系统、光路系统、样品流通池系统和控制及数据处理系统组成。采用C语言开发了控制及数据处理程序,应用无线模块使仪器和计算机之间实现无线信号传输及远程控制和数据处理。采用Pu标准溶液刻度仪器,建立了1BP溶液中钚在线分析方法。工作曲线的线性范围为0.1~5.0 g/L,R2=0.999。用该测量装置测量0.5 g/L的Pu标准溶液,结果的相对标准偏差为0.67%。该测量装置的热实验应用结果表明,其可实时监测工艺运行状况,监测结果可用于指导各相液流配比的调节。 相似文献
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段宏 《核工程研究与设计》2007,(6):27-29
热室是核工程中重要的、复杂的、多工种综合的昂贵系统设备,本文将论述在乏燃料后处理中试厂维修热室设计过程中通用部件的设计和选用工作,论述热室的基本设计方法及几个主要系统的设计技术要点,可为今后热室设计提供经验性的参数。 相似文献
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清洁解控和退役若干动向与新发展 总被引:2,自引:0,他引:2
对国际辐射防护协会第 1 0届大会 ( IRPA-1 0 )涉及的清洁解控和退役问题作了论述 ,包括排除、豁免、清洁解控和废物最少化 ;退役工程技术的发展 ,包括去污技术、切割解体技术、探测技术 ;介绍了一个研究堆退役例子和加速器退役 ;最后 ,还论及了退役中受关注的一些问题 ,如 :石墨废物、混凝土废物、重水堆退役的氚防护、退役时间和退役废物量等。 相似文献
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【英国《国际核工程》2006年4月刊报道】立陶宛伊格纳林纳核电厂与德国的Nukem公司签署了建设一座固体放射性废物处理中心的交钥匙合同。目前该电厂两台RBMK-1500机组产生的固体放射性废物都贮存于厂区内。这个总价值1.2亿欧元的项目将由立陶宛国际退役援助基金(IIDSF)提供资金。该基金目前由欧洲复兴开发银行(EBRD)负责管理。根据这份合同,Nukem将负责废物处置中心的规划、建设以及部件安装工作。这座将于2009年下半年投入使用的中心将包括废物回取和分类系统、废物整备设施(例如水泥固化装置、压缩装置或焚烧装置)以及贮存设施。此… 相似文献
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为分析反应堆退役废物石墨中的14C含量,设计制作了一套14C高温催化氧化制样实验系统,在实验室中对该系统的处理能力和运行功能进行了部份实验验证。结果表明:在标气流速为1L/min、催化氧化炉800℃时,对CO催化氧化能力为96%;2mol/L的NaOH溶液对CO2的吸收能力可达99%(其中,一级吸收为67%,二级32%);空气流速为1L/min、高温解吸室850℃,1h后石墨样品分解率为99.99%;使用CaCO3固体粉末悬浮液闪测量法时,CaCO3的化学回收率为99%。 相似文献