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本书全面、系统地介绍了核燃料后处理工程的科学管理、技术细节、尚存问题及研究前沿,核燃料循环概念、各种反应堆乏燃料元件的基本特性、核燃料后处理的任务、核燃料后处理厂的特点、核燃料后处理工艺发展简史,溶剂萃取工艺的化学原理,乏燃料元件的类型、运输、贮存及后处理工艺的基本过程,乏燃料元件的首端处理,铀钚共去污分离循环,钚的净化循环和尾端处理,铀的净化循环和尾端处理,溶剂萃取循环的主要设备,放射性三废的处理与处置,后处理厂的监测手段,辐射防护与核临界安全控制。
核燃料后处理厂便于退役的新建优化设计展望
大型新建核放化工程便于退役总体基本思路这一问题的提出,是基于在我国的核工业走入迅速发展阶段,新建核电、乏燃料后处理工程日新月异的形势下,时代在发展、新形势在逼人。核燃料后处理厂便于退役的标准和设计导则尚未出台,由于没有明确的要求作为设计遵循的依据和指导,具体设计实践及要求的认识也没有统一,以上问题迫在眉睫急待解决。
国外同类型工程新建优化设计经验概述
国外掌握先进核燃料循环技术国家在发展退役事业中有两个重要经验不容忽视,一方面针对现有核设施退役非常重视和发展退役相关技术,做好眼前工作;另一方面针对新建核设施非常重视将“设计特点导致的固有病症”及
时反馈到前端的建造阶段,提出退役预案,改进和优化新建设计,为未来退役做好铺垫和准备。经验表明很多“病
症、顽疾”如果早期预防,其实是可以避免的。我国在核退役技术领域上的发展思路,亦可循此途径追赶优秀的退役理念和技术,通过引进、消化和吸收通过最终实现掌握技术,最终实现我们的目标。
国外在新建设计阶段,都有退役专业、退役专家的参与,由退役人士提出设计要求,这种迭代和优化设计的互动活动,对方便未来退役是非常必要和重要的。国外核燃料后处理厂新建优化设计经验来源于最终退役获得的经验反馈,设计和建造阶段重点从厂址选择、总平面布置、工艺设计、设备设计及辐射分区等方面出发,在确保工厂正常运行状态的前提下,同时兼顾厂房考虑退役的便利性——从控制污染、减少受照剂量、便于源项调查、去污和拆除,以及有利于放射性废物管理等退役内容和要求上,提出具体的物资准备和应预留的厂房条件。
国内后处理厂退役难点及现状分析
我国大型核军工设施退役治理专项工作已进展将近三十年,积累了不少退役方面设计、实施和管理方面的经验,同时也遇到了巨大的困难与挑战。
早期核燃料后处理工程在众多种类的核与辐射设施之中当属退役难度大、且集中,其原因在于:(1)通常厂房布置紧凑,空间环境复杂;(2)工艺设备结构复杂;(3)源项水平高、源分布不均匀且辐射场水平很高。上述因素导致人工难以接近,这些本身的困难加之新建设计又缺少对退役的考虑,这就等于雪上加霜、难上加难。
商用核燃料后处理厂今后退役将面临同样的问题,而且处境会更加恶劣,因为燃耗变深了,早期后处理厂处理的燃料元件辐照时间短,而动力堆的辐照时间长,且处理通过量较之前增大,这就带来了放射性裂变产物的增多,比放射性活度更高,放射性后移给反应堆后段的各项操作都带来了更多、更大的困难,例如屏蔽防护体变厚了,随之而来的是钢筋混凝土更难拆了,工艺设备尺寸加大,设备机械结构复杂,加之接触的放射性水平更高,这将使强放射性区域设备的拆除难度增大,增加了遥控拆除操作的可能性。这些区域和设备应该如何退役,没有相应的退役预案。
核燃料后处理厂新建优化设计展望
(1)新建优化设计的实现途径
针对新建后处理厂便于退役的考虑,该如何纳入现行设计程序。首先,应立足于退役经验,由退役专业向新建各专业介绍退役概念,以及如何做好工程退役。其次,退役专业提出新建设计便于退役的总体内容与要求,使新建后处理设计的科技工作者熟悉如何方便退役的设计思路和要求,在此基础上开展新建设计。之后,在退役专业取得新建设计方案后,制定相应的退役预案,最后向新建设计主工艺及相关专业提出具体的优化设计要求,对建设方案进行优化、改进。如此经过迭代设计的过程,最终实现设计优化。
针对后处理工程建设方案的内容与要求。建设内容应包含有利于方便最终退役的物资或现场条件的提供及准
备。如果工厂在设计与建造阶段不具备该现场条件,将导致最终退役困难,则应当在工程初期提供条件,并包含对此类事项的考虑。为了确保上述现场条件、物资等事项尽可能的考虑周全,因此建议在建设方案中应当包括与放射性子项、系统与设备相对应的退役方案。新建设计中包含的退役方案建议称为退役预案,因为此时尚没有真正的源项作为基准,设施也不是最终的退役状态。为了便于提出明确、且可行的优化设计要求,制定退役预案的内容和深度,建议与退役初步设计阶段编制的实施方案的内容与深度相等同。
针对新建设施便于退役的优化设计在时机选择上应如何考虑。借鉴国外便于退役的优化设计经验,结合我国核燃料后处理建设项目审批程序和设计程序,建议我国核燃料后处理厂新建设计便于退役的优化设计时机应在项目可行性研究阶段,且不应迟于该阶段开展便于退役的优化设计工作,从而确保诸如投资、面积等关键性指标涵盖设计优化的内容。
(2)确定新建优化设计的原则
以上探讨给出了核燃料后处理厂优化设计的一种实现途径,可融入到现行的核放化类工程的新建设计与策划程序中。为了确定便于退役新建设计的总体内容与要求,进而需要确定总体设计的原则与界面。
便于退役的优化设计第一原则:优化设计内容与要求应当确保设施具备良好的工艺运行功能,这是前提,使设施具备便于退役的功能和条件在任何情况下都应当服从于这个先决条件。在迭代设计过程中,要平衡处理好这两种功能相互矛盾的关系,不能作简单的加减法取舍,由于工程需求始终牵引方案的导向,因此,要研究后处理厂设计方法,将优化设计的总体要求看作是更为可取的设计实践。
便于退役的优化设计第二原则:针对那些如果在建造阶段未考虑包含的事项或未提供厂房条件,将会给未来退役造成难以解决的问题或困难,建议应当对此类内容开展便于退役的优化设计。针对那些如果建造阶段未考虑,但不会影响未来退役难以开展工作的事项或厂房条件,建议应当由退役阶段考虑。只有在优化设计原则中给出划分建设与退役二者之间界面的判据,才能理清和解决优化设计涵盖范围容易纠缠不清的关系。
便于退役的优化设计原则还应当遵循ALARA(合理可行且尽量低)原则、废物最小化原则、易于去污和便于
拆除原则等,具体原则落实在设计团队各相关专业的设计之中。
(3)确定新建优化设计的总体内容和要求
针对后处理厂建造和设计阶段便于退役的总体内容与要求,如何确定。对早期遗留后处理厂退役典型的难点区域进行剖析,如:强放设备室,大型废液贮槽,管道与管沟,箱室类设备等,发现上述厂房区域或工艺装备在退役时采用遥控拆除的可能性较大,随之带来拆除技术的复杂程度显著增大。除此以外,厂房的其它区域,在以往退役实践中,也都暴露了一些设计特点引起的困难,为了给日后退役涉及的源项调查、废物回取、系统去污和设备拆除时提供便利条件,结合上述退役活动各环节常采用的技术路线、退役装备及操作工艺,对下述内容提出优化设计要求:
厂区周边环境(厂房外的周边环境;厂房外空地;地下通道和地下结构空间;屋顶和墙面;厂房内部和建筑结构)。
厂房内部(有毒有害物质的使用情况;大型/重型设备的布置;屏蔽墙和防护楼板)。
系统和设备(停闭过渡期的系统状态;切断公用、服务系统与其他设施的联系;管道和管沟;贮槽;沉淀物聚集区;分析实验室;箱室类设备;热室;设备室)。
污染控制(墙、地面和顶棚;地坑和排水;可去污的能力)。
源项调查。
以上给出了优化设计总体思路的内容框架,在设计和策划实践中可结合新建后处理工程内容在此基础上调整增减。2100433B
核燃料后处理是裂变核能可持续利用的关键环节。本书可作为高等院校核工程专业、核化工专业、核燃料工程专业及环境保护专业的主干课教材,也可作为相关专业的选修课教材。
第1章 绪论
1.1 核燃料循环
1.2 反应堆乏燃料元件的基本特性
1.3 核燃料后处理的任务
1.4 核燃料后处理厂的特点
1.5 核燃料后处理工艺发展简史
复习思考题
第2章 溶剂萃取工艺的化学原理
2.1 锕系元素与裂片元素的水溶液化学
2.2 磷酸三丁酯的萃取性能
2.3 有机溶剂的降解及其对萃取工艺的影响
2.4 多级逆流萃取-洗涤过程及其定量描述
复习思考题
第3章 核燃料元件的类型及后处理工艺的基本过程
3.1 不同类型反应堆乏燃料元件对后处理工艺的影响
3.2 核燃料后处理工艺原理流程
3.3 乏燃料元件的运输与贮存
复习思考题
第4章 乏燃料元件的首端处理
4.1 乏燃料元件的脱壳方法
4.2 乏燃料元件的首端处理
4.3 燃料芯体的溶解设备
4.4 铀钚共萃取料液的制备
复习思考题
第5章 铀钚共去污-分离循环
5.1 铀钚共去污-分离工艺过程
5.2 铀钚共萃取共去污1A槽(柱)
5.3 铀钚分离1B槽(柱)
5.4 铀的反萃取1C槽(柱)
复习思考题
第6章 钚的净化循环和尾端处理
6.1 概述
6.2 钚的第二萃取净化循环
6.3 草酸钚(Ⅳ)的沉淀
6.4 几种沉淀钚的方法比较
6.5 草酸钚(Ⅳ)的煅烧
6.6 二氧化钚的性质
6.7 铀钚氧化物混合燃料的制备
6.8 工艺设备中聚积的草酸钚(Ⅳ)沉淀及含钚有机相的处理
复习思考题
第7章 铀的净化循环和尾端处理
7.1 概述
7.2 铀的萃取净化循环
7.3 硅胶吸附法净化铀
7.4 硝酸铀酰的脱硝与还原
7.5 一步法脱硝-还原生产二氧化铀
复习思考题
第8章 溶剂萃取循环的主要设备
8.1 对溶剂萃取设备的要求
8.2 混合澄清槽
8.3 脉冲萃取柱
8.4 离心萃取器
8.5 其他设备
复习思考题
第9章 放射性三废的处理与处置
9.1 概述
9.2 放射性废水的处理技术
9.3 高放废液的综合利用与最终处置
9.4 污溶剂的净化与再生
9.5 放射性废气的处理
9.6 放射性固体废物的处理与处置
复习思考题
附录
参考文献
核燃料后处理放化实验设施工程质量保证工作实践
当今,国内外质量管理的理念和方法已经发生了重大变化,特别是ISO9001-2008质量管理标准的出台,提出了质量管理新要求。在此形势下,我们感到核工程质量保证的内容和做法,不是僵化的、教条的和一成不变的,应该随着时代的发展而有所改进和创新,这样,才能保持质量保证的作用。核燃料后处理放化实验设施(CRARL)工程部注重采用一些方法,对质量工作改进和发展,以更好地满足《国防科技工业军用核设施质量保证规定》与核安全法规的要求。以下介绍CRARL质保部在供方评价、质保监查中进行的有益探索和实际做法,以期共同提高。
补偿收缩重混凝土在核电站乏燃料后处理工程中的应用
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氟化挥发流程 利用铀和钚的六氟化物的高度挥发性和大部分裂变产物的氟化物难挥发的特点,使铀、钚与裂变产物分离的过程。处理动力堆的辐照核燃料(二氧化铀,含有钚),可采用选择氟化,即用五氟化溴在300~350℃与经氧化而生成的八氧化三铀反应,生成挥发的六氟化铀;氧化钚和裂变产物氧化物与五氟化溴反应,生成不挥发的四氟化钚和裂变产物氟化物,随后在高温下与氟气反应,生成挥发的六氟化钚。经过选择氟化和氟化达到了铀、钚和裂变产物之间的初步分离。六氟化铀的进一步净化,有精馏法和氟化钠吸附-解吸法;六氟化钚的进一步净化,有热分解法和选择化学还原法等。处理二氧化铀- 二氧化钚混合燃料,可采用全氟化流程,即混合核燃料在高温下与氟气反应,生成六氟化铀-六氟化钚的混合物,然后经净化,最后再制成二氧化铀-二氧化钚的混合核燃料。
熔融精炼流程 使活泼金属氧化造渣而与钚、铀分离的过程。将辐照过的铀、钚金属核燃料置于二氧化锆坩埚中,在惰性气氛下加热至 1400℃,此时裂变产物中的氙、氪以及气态的碘、铯从核燃料中逸出,活泼性金属如镧系元素以及钡、锶等裂变产物与坩埚中的氧反应,生成氧化物熔渣附着在坩埚内壁;然后将经过净化的熔融状态金属核燃料倾倒出来,与熔渣进行分离。这个过程也称氧化造渣过程。
盐转移流程 利用钚、铀和裂变产物在熔盐和熔融合金中的相对溶解度随组成的改变而变化很大的特性,选择适当组成的盐和合金来进行分离的过程。例如金属钚与裂变产物的分离可用镁铜合金(给体)在高温下与钚燃料接触,钚进入给体;含有钚的给体合金再与氯化镁和其他氯化物组成的熔融状态转移盐进行接触,比钚惰性更大的一些裂变产物留在给体合金中,钚与较活泼的裂变产物被氧化而进入盐相;最后盐相再与镁锌合金(受体)接触,钚被还原而进入受体,而活泼的裂变产物仍留在盐相内,从而达到了分离和净化钚的目的。
此外,还有氯化挥发、熔盐萃取、熔融金属萃取、高温电解等处理方法。
特点 与核燃料水法后处理相比,干法后处理具有以下优点:①水法流程采用的有机溶剂在强射线辐照下易发生辐射分解,因此从反应堆中卸出的核燃料必须经过一定的冷却期,再进行处理;而干法流程不存在这样的问题,它可以处理冷却时间很短的核燃料。核燃料的周转周期短,有利于核燃料的利用。②干法流程处理步骤比较少,厂房面积比水法后处理要小。③水法处理产生大量放射性液体,废液的处理是一个相当复杂的工艺过程,而干法处理通常产生的固体废物体积小,易于处理和贮存。④干法后处理由于不使用水溶液一类的中子慢化材料,临界事故危险不像水法那样严重。
干法后处理也存在一些需要解决的困难问题,如大部分高温过程的净化效果较差,高温反应特别是高温卤化反应设备的腐蚀较严重,设备维修和遥控操作都比较困难等。
核工业中,通常是指从后处理中提取的铀、怀和其他产品中去除裂变产物的程度。去污程度用去污系数表示罐(f'eeci adjuwtment tatty)。进行料液调制工作的设备为调料。月J来调节料液的酸度、金属浓度和价态,以满足}}rrex流程分离工艺的要求。后处理中还包 括对萃取料液的预处理和料液的调节。
高填方路基后处理技术,是一种新型路基处理技术,在已进行全部或部分填方路基施工的标高处,施工无砂混凝土小桩、CFG桩,然后再进行后填路基或垫层施工。《岩土工程新技术及工程应用丛书:高填方路基后处理及工程应用》的研究主要包括三个方面:高填方路基后处理技术作用机理研究、高填方路基变刚度后处理研究、高填方路基后处理在扩宽工程中的应用。
除了理论研究成果,作者还详细讲述了高填方路基后处理技术在黄土地区的应用,变刚度后处理路基技术的工程实例,以及后处理技术在扩宽改造工程、软土地基、膨胀土地基、加固处理既有构筑物地基中的应用。
《岩土工程新技术及工程应用丛书:高填方路基后处理及工程应用》适合从事岩土工程的技术人员、施工人员及管理人员参考学习。