车载中放废液运输贮罐装置的验证与仿真分析

为了验证并分析车载中放废液(ILW)运输贮罐装置在机械性能、辐射防护等方面的安全性,本文通过理论计算和软件仿真分析等方法,对该装置机械性能方面的主要技术参数和辐射防护方面的屏蔽效果进行验证和分析,结果表明:该装置的壁厚、盖厚和焊缝应力满足钢制压力容器国家标准(GB 150.3—2011)的要求,其屏蔽效果能满足该装置技术规格书的要求,主筒体及封头的应力分布是均匀的,且壳体变形位移在允许范围内,该装置在机械性能和辐射防护方面是安全可靠的。     

放射性固体废物回取与整备处理示范设施

本项目的工程目标为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,为我院现有固体废物的回取与整备处理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。     

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。     

放射性排风中心治理工程

本项目于2007年8月8曰正式开工建设,在2007年完成主体结构施工的基础上,2008年完成了土建二次结构砌注、初步装修、主体设备的就位安装以及室外工程的风管支柱、采暖管道、给排水管道和道路的建设工作。     

坑式废物库高水平放射性固体废物回取整备

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。     

SGS技术在放射性固体废物整备检测中的应用

介绍了利用分段γ扫描(SGS)技术在放射性固体废物整备无损检测中的应用,根据某核科研基地废物特点建立了放射性固体废物整备处理技术路线。该技术路线利用桶装废物放射性无损检测装置,获取废物γ放射性信息,指导废物分拣及分类整备,从而将极低放废物和豁免废物从中、低放废物中分拣出来,使放射性废物达到最少化。实验结果表明桶装γ放射性废物无损检测装置具有测量性能稳、测量误差小等优点,能满足放射性固体废物检测要求。     

2 放射性固体废物回取与整备处理示范设施

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。