美国研发出便携式辐射探测器

【英国《国际核工程》2002年5月刊报道】 健康与安全执行委员会(HSE)就2001年第四季度发生的一起事件发布报告。英国核燃料公司(BNFL)在其塞拉菲尔德场地的地下水中探测到锝-99之后,就报告了这起事件。在随后进行的几次分析中还探测到在该地区的其他地方也有浓度较低的Tc-99。在本地区以外探测到Tc-99,但其浓度远远低于本地区。 HSE要求BNFL确定放射性的来源并报告公司为防止进一步泄漏和放射性物质离开场地所做的工作。 厂房中的淤渣贮槽。多年来,一直怀疑这些贮槽发生泄漏,为防止泄漏,最近对其进行了改进。最新探测似乎可以证实,被…     

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。     

放射性物质个体自主安全智能

当前放射性物质主要依靠入侵报警系统、视频监控系统和出入口控制系统等外部手段来保障安全。当面临低空、水下等安全威胁或系统故障导致外部安保系统失效时,放射性物质将失去安全保障,致使放射性物质发生丢失或被盗等核安全事件。本文提出放射性物质个体自主安全智能的概念,赋予放射性物质感知和应对自身所面临危险的能力;提出内在安全智能与外在安保能力相结合的安保级别划分,为满足不同类型的放射性物质安全性需求提供新的实现方式。     

放射性物质活度及其运动速度对SPM报警数据影响

采用线性自动化移动系统携带特殊核材料和放射性物质对基于谱分析的门式车辆放射性物质监测系统(SPM)进行了多种研究试验。通过对SPM采集到的γ计数率数据进行分析,得到了特殊核材料和放射性物质的活度及其运动速度与SPM的γ计数率之间的关系,提出了一种改进SPM报警算法以提高报警准确率的方法。     

放射性物质的大气弥散

通过仿真计算,分析了核事故发生放射性物质泄漏期间,在各种大气稳定度条件下,相对于不同地理环境的烟羽弥散趋势,以及事故泄漏周围区域放射性物质的时间积分浓度分布情况。模拟的结果很好,符合放射性物质在近地面轴线上的浓度分布情况,为核事故应急提供了有利的依据。     

基于泄漏监测数据综合的核电厂反应堆一回路压力边界泄漏诊断技术研究

泄漏监测系统用于监测反应堆冷却剂系统压力边界（RCPB）完整性,也是破前漏（LBB）技术应用的先决条件。泄漏综合诊断是泄漏监测系统的核心功能。本文从系统可用性、数据可靠性、单仪表泄漏报警、泄漏综合诊断、报警响应策略、泄漏率定期试验自动计算6个方面构建泄漏综合诊断技术方案。泄漏监测系统的灵敏度和准确性是泄漏综合诊断技术的重要性能指标,也是监测RCPB完整性和LBB技术应用的关键要求。先确定触发单仪表报警的保守阈值范围,以保证检测的灵敏度,再经泄漏综合诊断技术方案复核并调整有效单仪表报警阈值,以保证报警的准确性。通过理论计算、数据分析、多信号的一致性判断,泄漏监测系统能及时准确地诊断出泄漏情况,充分应用智能化泄漏诊断技术,减少运行人员复核报警工作量。      

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。     

压水反应堆蒸汽发生器泄漏监测系统优化研究

为了优化蒸汽发生器泄漏监测系统性能,分析了放射性物质在二回路和蒸汽发生器内的迁移规律,建立了蒸汽发生器传热管发生破损后炉水和主蒸汽管道内放射性核素的计算模型,获得了利用排污水和主蒸汽管道两测点数据计算蒸汽发生器传热管破损部位和泄漏率的方法,并利用蒙特卡罗法仿真排污水γ能谱,确定了排污水放射性探测器的类型。     

后处理厂溶剂再生系统始发事件的FMEA评价

识别始发事件是事故分析的基础。目前后处理厂对始发事件的识别尚未形成通用方法。本文以后处理厂共去污分离循环的溶剂再生系统为研究示范对象,采用失效模式和影响分析(FMEA)的工程评价方法识别和筛选始发事件。分析结果表明,该系统始发事件的类型主要包括:包容放射性物料的边界(设备、管道、阀门)破损泄漏;酸、碱洗槽界面测量仪表失效;各贮槽和洗涤槽液位测量仪表失效;污溶剂接受槽有机相出口计量泵轴封泄漏。经与美国后处理厂安全分析报告和国外后处理事故实例比较,FMEA方法分析结果对于设备失效所致的事故具有良好的包络性和适用性。因此,该方法可作为选取始发事件的参考方法,并可推广应用到后处理厂的其他工艺流程系统。     

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。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.