放射性废油蒸汽重整工程试验研究

为达到放射性废物最小化、处置废物更安全等目的,本研究选择放射性有机废物蒸汽重整技术,在已研制成功的蒸汽重整工程样机上采用干净机油与模拟废油进行冷态试验。冷态试验主要对工程样机的减容效果进行验证,对尾气进行测量。试验结果表明,工程样机减容倍数大于7,废物处理量为5 kg/h;尾气处理系统处理后的尾气排放满足GB 18484—2020《危险废物焚烧污染控制标准》的一级排放要求。     

蒸汽重整反应器调研与分析

对国际上已有的废物蒸汽重整反应器形式,包括管式炉、固定床、流化床、喷射床、回转窑及螺杆反应器等进行了调研,比较分析了各种反应器的特点和局限性。在实际应用中,应根据具体的处理对象和工况,选择合适的蒸汽重整反应器形式。     

放射性废油焚烧处理的可行性研究

本文介绍了放射性废油焚烧处理的可行性研究试验 ,试验主要包括废油的物性测定、预处理及喷雾焚烧实验。对于可能混有汽油等低闪点成分的放射性废油 ,推荐采用添加煤油来降低粘度的预处理方法。喷雾焚烧试验表明 ,对于粘度小于 30 m Pa· s的废油 ,在燃烧炉容积热强度低于 1.6× 10 6k J/ (m3 ·h)时 ,可以实现完全燃烧。在很宽的空气过量系数范围内 ,烟气中 CO浓度均低于 0 .1%。     

高温气冷堆甲烷蒸汽重整制氢蒸汽重整器的初步研究

基于一维拟均相模型，针对高温气冷堆具有单根转化管的甲烷蒸汽重整器建立了动态数学模型，开发了相应的计算程序，并对日本原子能研究所设计的甲烷重整器进行了稳态计算与分析。研究结果表明：重整器氦气入口的散热损失对重整器性能有明显影响，而化学反应速度则不是影响其性能的主要因素。稳态计算结果与实验结果较好吻合。      

核电站辐射控制区放射性废油收集容器优化改进探索

核电站在日常生产及大修过程中,辐射控制区内系统设备检修会产生大量放射性废油和非放射性废油。废油收集存储缺乏专用的容器,临时容器存在多种技术及管理问题。本文设计一套核电站辐射控制区放射性废油收集装置,以解决塑料桶和不锈钢桶等临时贮存容器存在的:存储空间小、稳定性差、易老化破损、易漏油、易沾污及污染扩散、去污难度大、无放射性屏蔽防护功能等一系列问题,样机经实践检验,可满足设计要求,希望为业内同行提供参考。     

核电厂放射性废油核素分离处理技术及工程应用

放射性废油是核电机组运行产生的有机“疑难废物”之一,针对该类废物开发了基于氧化老化法的核素分离净化处理工艺,研制一套放射性废油核素分离净化处理工程装置并实现了工程应用。结果表明：氧化老化工艺去污系数可达两个量级以上;使用工程装置处理后的废油达到清洁解控水平,可作为普通危险废物进行管理;处理后废油焚烧供热过程（包括运输）中可能造成的额外附加剂量远远低于剂量限值,满足再利用过程的剂量准则,符合废物最小化原则。     

高温气冷堆甲烷蒸汽重整制氢系统中蒸汽重整器的数值分析

为了对高温气冷堆甲烷蒸汽重整制氢系统中氦气加热的蒸汽重整器的性能进行定量化的分析,基于一维拟均相模型建立了一个动态的数学模型,开发了相应的计算程序.利用日本原子能研究院的实验结果进行了稳态下的模型验证与计算分析.研究表明:稳态的计算与实验结果吻合较好;化学反应速度不是影响性能的主要因素;相对光滑管,中心管采用肋片管使蒸汽重整器性能有明显的提高.     

高温气冷堆甲烷蒸汽重整制氢系统重整器性能数值分析

甲烷转化率和产氢量是反映重整器性能的重要指标。本文对匹配高温气冷堆HTR-10的蒸汽重整器性能进行数值分析。设定重整器氦气入口流量不变，研究不同氦气入口温度、压力，不同工艺气入口温度、压力、流量，以及不同水碳比对重整器性能的影响。在所研究的范围内，结果表明：氦气的入口温度对重整器性能有明显的影响；氦气的入口压力、工艺气的入口温度和压力对重整器性能影响较小；提高工艺气流量，甲烷转化率降低，但产氢量增加，而提高水碳比则有相反的变化关系。     

DIDO回路放射性迁移研究的先进分析方法

这篇文章叙述的是在模拟压水堆一回路中腐蚀产物的痕量级的确定。这里讨论所有的使用方法、包括一些形式的预浓缩和浓缩方法的评价，通过手动操作在线离子色谱和实验室操作微分脉冲溶出伏安仪，确定模拟的主回路中浓度很低的钴，铁，镍，在这方面获得和相当的多的经验，包括评价仪器行为均使用限制。     

船用堆SGTR事故下舱室放射性活度分析

分析了船用堆蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的进程,采用热工水力计算耦合放射性源项分析方法,建立放射性核素迁移、泄漏的数学模型,计算了该船用核动力装置特定舱室的放射性活度,为SGTR事故放射性后果分析、辐射防护措施制定提供了依据。该模型已应用于船用堆典型运行事故放射性后果分析平台。     

油气工业中放射性废物的处理和处置

油气的开采会产生大量的放射性废物,对放射性废物的处理与处置事关公众和环境的辐射安全问题。本文从油气工业放射性废物的源项和存在形式等特征出发,对放射性废物的临时贮存、污染设备的去污及放射性废物的处理、处置过程中涉及的技术方法和相关管理要求进行了介绍,为实践中选择合理可行的处理、处置方案以及建立油气工业放射性废物监管体系提供借鉴和参考。     

放射性废物焚烧设施烟气净化系统运行经验及改进

国内自主设计建造的第一座放射性废物焚烧设施经过几年运行,其烟气净化系统中部分设备出现严重腐蚀现象、废水处理方面也出现问题。在后续第二、第三座焚烧设施的设计和建设中,通过优化烟气净化工艺和改进设备材质及结构,消除了出现的问题,提高了系统运行的稳定性、延长了设备寿命,也减少了二次废物的产生量。废物管理、运行经验和交流等非技术因素也是造成设施运行中出现的问题的重要原因,需要同样重视。     

解读IAEA新放射性废物分类草案

本文介绍了国际原子能机构（IAEA）发布的新放射性废物分类草案的背景和内容,综述了新废物分类图的特点以及笔者对分类草案的几点考虑。     

应用于等离子体排灰气处理的甲烷水汽重整反应的热力学分析

Tokamak装置中的等离子体反应一段时间后,需对产生的排灰气进行净化处理,以回收其中的氘氚。目前拟采用甲烷水汽重整反应将化合态的氘氚转化为单质并回收。本文运用Gibbs自由能最小化方法,对应用于等离子体排灰气处理的水汽重整反应进行热力学分析,考查反应温度、原料比例、反应压力、O₂、CO₂、H₂、CO等因素对反应平衡的影响,确定了适宜的反应条件,即反应温度范围650～700 ℃,压力1×105 Pa,水碳比1.5～2.0。此外,原料气中O₂或CO₂的存在有利于减少积碳的生成量,并获得较高的氢同位素平衡转化率;H₂的存在对重整反应的热力学平衡无明显影响;CO的存在会使积碳量增加,对反应产生不利影响,在进入重整反应器前应将其去除。     

碘［131I］原料液瓶中放射性废气收集装置的研制和应用

碘［¹³¹I］放射性药品生产过程中放射性原料液瓶开启时,瓶内积存的放射性废气集中释放,易造成放射性废气污染,以至排放超标。为实现放射性废气的半自动收集与暂存,本研究结合实际生产条件,克服热室尺寸受限、耐辐照、可操作性及通用性等难点,研制一套碘［¹³¹I］原料液瓶中放射性废气收集装置,并对收集的放射性废气进行测量和分析。结果表明,装置运行稳定可靠;通过收集并测量22批次的¹³¹I废气放射活度,表明收集量与环境温度存在一定相关性;使用三个收集瓶可充分收集储存。碘［¹³¹I］原料液瓶中放射性废气收集装置可有效收集碘［¹³¹I］原料液瓶开启过程中集中释放的放射性废气,降低对操作人员和环境的辐射影响。以上结果对其他碘［¹³¹I］放射性药品生产机构控制碘［¹³¹I］排放有一定借鉴意义。     

秦山核电厂高放废气系统1G3V型隔膜压缩机的技术改进

压缩机是高放废气系统中的重要设备之一。文章针对通用 1G3V 型隔膜压缩机用于秦山核电厂高放废气系统存在的问题,提出了技术改进的方法,并给出了改进后的试验数据。     

运行核电厂放射性固体废物管理实践与探讨

我国核电事业的快速发展导致中、低水平放射性固体废物的产生迅速增加,本文通过对运行核电厂放射性固体废物管理现状及问题进行分析,提出了持续推进放射性固体废物最小化、加快处置场建设、改善放废运输条件、提升固体废物处理效能,专业运作强化监督等对策建议。     

放射性废物快速非破坏性检测装置算法研究

本工作研究放射性废物快速非破坏性检测装置的数据分析方法和检测装置探测效率的蒙特卡罗法计算。对分析计算方法的合理性进行了实验验证。验证结果表明,²³⁵U计算值与实际值间的相对偏差<10%,由此证实了本方法的合理性。     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。     

基于处置的放射性废物的分类方法应用研究

对放射性废物进行分类管理,能有效减少最终处置的废物量,减轻营运单位的负担,并减少对环境的影响。废物分类方法有很多种,将废物分类与处置联系起来是国际原子能机构建议的优选分类方法。本文以中国原子能科学研究院(原子能院)为例,通过研究国内外的废物分类体系,分析原子能院产生的废物的特点,提出了以处置为中心的废物分类建议,将废物分为豁免废物、极短寿命废物、极低水平废物、低中水平放射性废物和α废物5类;同时研究提出了原子能院全过程废物信息管理要求。