中放废液深地层处置的热试验

开发了水力压裂深地层处置中放废液的技术。利用该技术进行了8次中放废液深地层处置热试验,共处置了中放废液约2×103m3。     

压水堆核电站废液处理系统的比较

本文从源项、系统主要处理流程及装置和处理结果三方面对AP1000、EPR和CPR1000三种压水堆核电机组的废液处理系统进行比较,分析了废液处理系统工艺流程及装置的改进和发展趋势。     

气力输送技术在放射性废液暂存设施中的应用

为确保放射性废液气力输送系统冷调试安全,验证设计的合理性和可靠性,利用伯努利方程,推算了冷调试的工艺操作参数,并对理论计算与实测值间的偏差原因进行了条件输入验证。结果表明,推算的工艺操作参数与冷调试试验结果符合较好,放射性废液气力输送系统工艺设计合理,本研究推荐的方法可用于同类系统工艺操作参数计算。通过分析管径和真空系统设计对放射性废液暂存设施安全运行的影响,提出了技术改进方法及建议。     

10 MW高温气冷实验堆燃料元件装卸系统研制

根据国际上类似系统的设计和运行经验，彻底改进了10MW高温气冷实验堆(HTR-10)燃料元件装卸系统的单列器、碎球分离器、提升器、控制系统，以使系统变得更为简单、可靠。改进后的设备均在全尺寸实验装置上进行过试验。系统的调试试验和初装料运行表明：该系统的性能满足HTR-10的要求。     

中国先进研究堆中放系统管道应力分析与评定

中放系统的功能是将重水净化、反应堆冷却剂净化、池水净化、重水浓缩和考验回路等系统所产生的放射性废液和废树脂进行分类收集、暂存，并安全可靠地将收集来的废液和废树脂分别输送到专用槽车。主要模型图示于图1。     

放射性废液综合处理车间正式启动运行

放射性废液综合处理车间建成于2003年，其主要功能是通过蒸发浓缩处理中放废液，并最终将废液转化为水泥固化体进行永久处置。该车间生产能力为每天蒸发处理废液12t，生产水泥固化体15桶。该车间建成后，先后进行了冷试验和整改，使该车间具备了设计的生产运行能力，在2004年底，顺利完成了车间的热试验，热试验完成处理废液约100m^3，产生水泥固化体约40桶。     

大型中放废液贮罐罐底残留物回取方法论述

本文通过阐述我国大型中放废液贮罐罐底放射性残留物回取工作背景,介绍国内外相关工作情况,对回取装置的研究思路和方法进行了论述并得出了回取装置的初步构想,结合目前国内相关工作的情况,给出了后续在该项目中需要开展的工作建议。     

中放废液沥青固化装置热试验

原子能院中放废液沥青固化装置采用蒸发予浓缩及双螺杆机混合蒸发处理流程,用本地区产生的中放蒸残液做料液进行了热试验,其中,蒸发器热运行191小时,双螺杆机热运行349小时,共处理中放蒸残液20.5吨,总放射性1.3×10~(11)贝可,得沥青固化产品45桶,主要技术指标基本达到设计要求,装置运行情况良好,产品出料温度控制在170℃以下是安全的。     

中放废液的远红外蒸发处理技术研究

本文研究了用远红外蒸发技术处理中放废液的工艺条件及影响因素。探讨了远红外加热器的加热距离、系统负压、废液的pH值对各种核素(~(137)Cs、90Sr、~(147)Pm、~(95)Zr-~(95)Nb)和1AW废液的蒸发速率和去污因数影响。并对本所0.7吨中放废液进行了实际处理,二次蒸汽冷凝液的放射性浓度为1×10~(-9)Ci/l,浓缩倍数35,蒸残液已近半固体状态,需要进一步固化处理。     

水泥固化体撞击影响研究

本文进行了三种类型模拟中放废液水泥固化体的撞击试验,研究了撞击能量、固化体组份和形状对碎粒尺寸分布的影响,估算了单位撞击能量所增加的表面积(A/E)值。     

土壤硝酸盐中15N同位素测定前处理自动化辅助装置设计和验证

随着稳定同位素质谱技术在土壤氮循环研究中的广泛应用,氮稳定同位素分析对样品前处理方法提出了更高要求,而合适的样品处理方法是确保分析结果准确可靠的关键。设计开发1种适用于土壤微量硝酸盐中氮稳定同位素分析前处理辅助装置,将基于光电感应装置的自动进样系统与注液、抽真空-气体置换系统相融合,将原前处理方法中液体试剂注入,反应体系抽真空及氦气置换等人为操作过程改为自动化处理环节。系统测试结果表明:该套辅助装置具有良好的自动抽真空、注气和加液重复性。装置抽真空系统的真空度绝对误差可控制在0.5 Pa以内,气体注入体积绝对误差可控制在0.2 mL以内,而注液系统的注液体积绝对误差也可控制在0.1 mL以内,变异系数(CV)均小于1%。使用标准参比样品测试整套系统的准确度和精密度,所有测试样品均获得了较好的准确度和精密度,CV<1%。研制的装置结合痕量气体预浓缩装置—稳定同位素质谱(PreCon-IRMS)联用仪,可以建立方便快捷的低样品量下硝酸盐中15 N同位素质谱检测方法,可为土壤氮循环过程研究提供关键技术支撑。     

液态金属反应堆湿式燃料贮存桶内部事件概率安全分析

液态金属冷却剂在给反应堆带来运行安全与热效率优势的同时,也给反应堆带来了复杂的换料系统,其中大型液态金属反应堆采用的湿式乏燃料贮存桶是乏燃料卸料过程的核心设备,临时装载了大量的乏燃料组件,具备一定的安全风险。本文采用概率安全分析（PSA）方法对乏燃料贮存桶进行风险评价,通过运行状态分析、始发事件分析、事故序列分析以及简单的定量化,初步获得其导致乏燃料组件发生损伤的事故序列和最小割集,识别了关键系统与设备。结果表明,相对于反应堆本身的风险,乏燃料贮存桶本身风险虽低但依然不可忽略,且风险评价结果对反应堆的运行方式以及清洗系统的可靠性较为敏感。此外还对该系统的设计改进与安全优化进行了讨论。     

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 ℃。     

高放废液贮槽气镇器搅拌系统的数值模拟研究

以后处理厂高放废液贮槽气镇器搅拌系统为模拟对象,其中气相、液相和固相分别为空气、硝酸钠水溶液和球磨后的钛白粉,基于颗粒动力学理论,建立适用于高放废液贮槽气镇器搅拌系统的气、液、固三相流动的数学模型,用CFD商用计算软件对其进行计算,得到了高放废液贮槽气镇器搅拌过程中气、液和固三相的速度、压力和相含率等详细数据。研究结果表明,计算值与实验值吻合较好,验证了建立的数学模型的正确性和适用性,为高放废液贮槽气镇器搅拌系统进一步优化设计和放大提供参考。     

Plasma position and current control system enhancements for the JET ITER-like wall

The upgrade of Joint European Torus (JET) to a new all-metal wall, the so-called ITER-like wall (ILW), has posed a set of new challenges regarding both machine operation and protection. The plasma position and current control (PPCC) system plays a crucial role in minimizing the possibility that the plasma could permanently damage the ILW. The installation of the ILW has driven a number of upgrades of the two PPCC components, namely the Vertical Stabilization (VS) system and the Shape Controller (SC). The VS system has been enhanced in order to speed up its response and to withstand larger perturbations. The SC upgrade includes three new features: an improved termination management system, the current limit avoidance system, and the PFX-on-early-task. This paper describes the PPCC upgrades listed above, focusing on the implementation issues and on the experimental results achieved during the 2011–12 JET experimental campaigns.     

微型反应堆卸料装置设计及可靠性分析

微型反应堆（简称“微堆”）低浓化及退役都包含乏燃料卸出的操作,而保证乏燃料安全卸出的关键设备之一就是卸料装置。现有的卸料装置在操作过程中会破坏微堆堆筒体密封性,并且无法恢复,但微堆低浓化后还需利用原有堆筒体进行装料运行,所以本文在此需求的基础上设计了一套新型的卸料装置,可在不分离筒节、不破坏筒体完整性及密封性的前提下完成卸料操作。新设计的卸料装置包含卸料操作工具和辅助机械装置两部分。卸料操作工具通过小盖开口即可实现燃料组件的抓取,实施吊装。卸出的微堆乏燃料具有很高的放射性,卸料操作工具配合辅助机械装置,可实现远距离起升平移的操作,这种设计便于屏蔽,同时可有效降低工作人员所受辐射剂量。对该卸料装置进行计算和可靠性分析,结果表明其强度远大于实际使用载荷,安全可靠,能较好地满足微堆使用需求。新型微堆卸料装置具有经济性好、易制备、易操作的特点,下一步将在国内外微堆低浓化卸料或退役中推广应用。     

基于光滑粒子与有限元耦合算法的放射性废液运输容器跌落分析

基于光滑粒子和有限元耦合算法,利用显式动力学分析软件LS-DYNA,对装载放射性废液的车载式废树脂接收装置在三种不同跌落方式下的跌落冲击过程进行了数值分析。以装置水平跌落为典型算例,对其在跌落过程中所受的动态激励、装置的压力变化和装置的应力状态进行了分析。结果表明,光滑粒子和有限元耦合算法对于解决装载放射性废液的运输容器在跌落冲击过程中流固耦合问题是有效的。同时,基于有限元分析结果,提出了一种按照RCC-M《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》等规范对放射性物质运输容器跌落冲击过程进行应力强度评定的方法,并依据该方法对装置的结构强度进行了评定,结果显示装置在三种不同跌落方式下的应力强度均满足要求。     

放射性废水远红外蒸发处理装置研制

为解决现有可移动式废水处理装置无法处理含盐量高、含油量高的放射性废水, 以及净化系数不高等问题,基于远红外蒸发处理技术研发了一套移动式放射性废水处理装置。装置主要由运输车、保温舱、废水处理系统、控制系统及外部管路组成,具有可移动、净化系数高、 适用性强等优点。本装置设计处理能力为24 L/h,蒸残液最大含盐量为300 g/L。冷调试结果表明装置设计安全可靠,结构合理,性能稳定,满足设计要求。     

悬挂式储液罐抗震分析

针对悬挂式储液罐建立了2种有限元抗震分析模型。模型1为基于Housner模型和ASCE 4-98规则的质量-弹簧模型。该模型将液动压力对容器底部的弯矩等效为侧壁的压力,并通过提高侧壁压力的高度实现等效。模型2是对Housner模型的改进,是通过公式计算液动压力对容器底部的弯矩,并将弯矩直接施加在容器底部。对所建立的2种模型进行了模态求解和谱分析,并对结果进行对比。结果表明,模型1并不适用于悬挂式储液罐的抗震分析,它忽视了容器底部的弯矩在容器底部到支耳之间引起的应力,其应力结果不符合实际且不保守,而模型2的结果更可靠。     

The Swiss Concept—Container Design and the Transport of L/ILW to the Planned Final Repository

Abstract

The design of the Swiss final repository for short lived L/ILW is based on a Nagra container and package concept. The package handling operations have been restricted to a minimum through the design of special handling tools. e.g. a gripper for 9 drums. The routine transport weight by rail is 56 t, and for non-routine transport 80 t (maximum). The transport of drums and reprocessing waste will be in re-usable steel containers and that of decommissioning waste in dual purpose transport and disposal containers. Most of the containers have standardised dimensions and corner fittings which are based on the ISO dimensions. The modes of transport for the containers and packages within the repository include overhead cranes, an air cushion platform for precise manoeuvering in limited spaces and internal rail transport. The handling and transport will mostly be remotely controlled and monitored by video cameras from the control room. Hence, the exposure times of the operating personnel in the radiation environment is minimised.