核设施周围大气中多形态氚的测量

大气中氚主要以氚化水(HTO)、氚化氢(HT)以及氚化甲烷(CH_3T)的形态存在,其危害与其化学形态相关。为了准确评价核设施周围大气中不同化学形态的氚水平,基于高温催化氧化和低温冷阱捕集的原理,建立了一套适用于核设施周围大气中多形态氚的取样及测量方法,并对秦山核电站周围大气中不同形态氚进行了初步测量。该方法中催化剂在大气环境下对HT和CH_3T的催化氧化效率≥99%,冷阱对水样的收集效率≥95%,具备了同时采集和测量HTO、HT和CH_3T的功能。基于秦山核电站周围大气中氚的初步测量结果发现:秦山核电站周围大气中存在HTO、CH_3T和HT三种形态的氚,且HTOCH_3THT,CH_3T和HT浓度与环境本底水平相当,由此表明,建立的取样和测量方法有较高的灵敏度,可以用于核设施周边大气中环境水平氚的采样测量。     

固体聚合物氚电解浓缩系统的性能研究

固体聚合物氚电解浓缩法是目前浓缩环境低氚水的主流方法,其性能评价的关键是能否获得较高的氚回收率。在电解体积浓缩倍数为常数时,氚分离系数决定了氚回收率的高低。为了提高氚电解浓缩系统的回收率,研究以分离系数为评价指标,从阴阳极材料、电解电流、电解水温度上优化固体聚合物氚电解浓缩系统。结果表明:在电解初始体积≥400 m L、电解装置电流15 A、电解水温度5°C、电解剩余体积≤25 m L的优化条件下,成功研制氚分离系数6.5以上、回收率≥65%的固体聚合物氚电解浓缩系统。     

基于氢研究核石墨中氚的去除

世界现阶段有大量的退役核石墨需要处理,~3H和~(14)C为其中含量最多、需重点去污核素。对于~(14)C来说,低温(不高于700°C)低氧环境下的热处理能比较有选择性地去除核石墨中的~(14)C。基于氚是氢的同位素、与氢具有相同的物理化学特性,本研究通过对三种不同产地的核石墨中氢在350oC的吸附以及400~700oC的解吸行为,探究核石墨中氚的去污工艺。实验发现:三种核石墨的氢吸附量不同,解吸规律大致相同,解吸量随时间的变化上有差异。国产核石墨NG-CT-10、日本核石墨IG-110以及德国核石墨NBG-18的氢总吸附量分别为6.7×10-3 mL·g-1、9.30×10~(-3) mL·g~(-1)以及9.12×10~(-30 mL·g~(-1),其中化学吸附量分别为3.2×10~(-3) mL·g~(-1)、3.0×10~(-3) mL·g~(-1)和0.92×10~(-3) mL·g~(-1)。石墨对氢吸附量上的差异可能来源于三种核石墨的不同制备工艺和物理性质上的一些差异,这些差异主要来自于平均孔径、比表面积、成型工艺以及焦粒粒径上的区别;NG-CT-10有效吸附量所占比最高,表明NG-CT-10有较大量的氚吸附量。400~700oC的核石墨氢解吸实验表明:三种石墨中的氢主要是从700oC开始有效解吸,但各自相对于总吸附量的解吸量有明显区别,NG-CT-10、IG-110和NBG-18在700°C时的解吸量分别为7%、13.5%和70%。由此可得,NBG-18中的氚最易被解吸出来。根据氢在石墨中的吸附模型,700oC解吸出来的氢应该位于石墨晶粒边缘。为了解吸剩余氚,同时不影响~(14)C的有效去除,不提高热处理温度,可能需要改变解吸时的载气组分。     

退役核石墨中氚的去污

核石墨在反应堆的运行过程中,产生大量的放射性核素。其中,氚由于其较高的含量以及极易与环境中的水发生同位素交换而进入环境的特性,被视作核石墨退役中需要特殊处理的对象。根据国际上该领域的相关研究,对核石墨的热处理被认为是现阶段最佳的去氚方法,但是,最终氚的去除效率还受到热处理工艺中各种参数的影响。核石墨中氚去除的热处理温度为至少600°C,载气流速越高,氚的去除效率也就越高,并且,向载气中加入少量的水蒸气能够有效地提高氚的去除效率,而核石墨由于其本身性质的差异以及工作环境的区别,不同核石墨之间的热处理除氚效果也有很大区别。现阶段该领域都是一些定性的研究,还需要通过更多更细致的研究来优化各参数以达到最佳的氚去除效率。国内对于退役核石墨中氚的去除工艺研究还非常少,本文对国际上核石墨去氚的研究进行了综述,希望能为国内相关研究的开展提供参考。     

深大竖井施工围岩稳定性分析

文章结合某隧道2#通风竖井施工项目,采用数值模拟的方法,分析了竖井开挖对围岩支护的稳定性影响.结果表明:随着竖井的开挖衬砌压应力和位移量都随着竖井的开挖逐渐增大,最大压应力为3.97 kPa、最大位移量为1.8 mm.但是当开挖深度增加到一定深度后,即开挖到第120步(开挖深度为360 m)时竖井衬砌的最大压应力和最大...