后处理厂

摘要： 工艺排气系统是乏燃料后处理厂的重要组成部分,根据目前后处理工艺排气系统的设计,结合运行状况,总结出关于工艺排气系统的设计问题,主要为负压调节问题和液滴夹带问题。通过对问题的分析,提出了关于工艺排气系统的设计改进。对今后后处理厂工艺排气系统的设计有一定的参考作用。

摘要： 早期核燃料后处理厂中箱体设备包括手套箱、工作箱、取样柜等,由于当时认识的局限性以及科学水平的不足,早期后处理厂停产后未开展必要的去污,导致部分箱体设备放射性污染严重。对某早期核燃料后处理厂内的箱体设备进行梳理,根据箱体设备的结构类型及污染特征,分析了箱体设备可选用的去污和拆除方法,论述了箱体设备去污拆除的初步方案。

摘要： 为了获取压水堆乏燃料后处理厂固体废物整备系统的工艺设计参数,开展乏燃料废包壳特性参数的研究。通过对压水堆燃料组件和包壳管段参数的调查,确定了包壳模拟件的长度、直径、壁厚、堆积体积、开口率等规格。并以模拟件为对象,开展了漂洗、沥干和称重试验,得到了模拟件的含水量数据,为工程设计提供了输入条件。同时,通过计算确定了废包壳的干燥目标值。

摘要： 随着计算机技术和控制技术的飞速发展,后处理厂工业控制系统大多采用数字化技术。为了加强后处理厂工控系统信息安全,防范外部非法目的的攻击对后处理厂工控系统的攻击及侵害,通过对后处理厂工控信息安全防护策略研究,防止后处理厂工控系统瘫痪和失控,和由此导致的后处理厂工控系统事故和其他事故。本文从后处理厂工控信息安全设计原则,后处理厂控制系统网络安全等级划分及架构,后处理厂控制系统安全防护方案几个方面进行描述,确定主要仪控资产的信息安全等级、区域,以及相互间的边界和接口,制定适应后处理厂工控系统特点和要求的信息安全管理体系和安全防护方案。

摘要： 本文调研分析了国内外核设施液态流出物的排放方式,总结出适用于我国内陆厂址后处理厂的排放方式——天然蒸发池排放。调研分析了国内外核设施液态流出物的复用技术及复用指标,根据我国内陆厂址后处理厂产生的低放废液的特点,给出可复用的方案,以及复用废水可达到的净化水平。同时比较分析了国内外的废液处理技术和各组合处理工艺路线,给出处理工艺的选择原则,并初步确定内陆厂址后处理厂低放废液的处理工艺路线:“热泵蒸发+反渗透+连续电除盐”组合处理工艺,其中非工艺废液需要提前进行过滤处理,去除废水中的胶体和颗粒性物质。

摘要： 后处理厂化学分离系统具有化工厂的职业病危害特征,同时由于其处理放射性料液,存在放射性危害,比通常的化工厂存在的职业病危害更为复杂。后处理厂化学分离系统运行过程中存在的职业病危害包括放射性职业病危害和非放射性职业病危害。非放射性职业病危害因素包括:化学毒物危害、噪声危害、高温危害等。本文分析后处理厂化学分离系统运行过程中可能存在的职业病危害,再从设计、管理等方面提出这些危害的防护措施。采取这些措施,可以有有效减低工作人员职业病危害的发生。

摘要： 本文对后处理厂批式溶解过程下的溶解排气系统进行了研究,对于不同净化单元的设计进行了分析,结合管道压力计算分析确定了系统负压调控手段,得出了能够有效净化含有放射性蒸汽、液滴、气溶胶、氮氧化物和^(129)I等溶解工艺废气的工艺流程,进一步提高了溶解排气系统的有效性以及工艺运行的稳定性。

摘要： 为了切实提高后处理厂精细化生产管理和降低运行成本,提高成品质量以及后处理厂的整体效益。通过开展MES系统功能构件设计、MES系统架构搭建的研究,为后处理厂构建一套以生产为核心,以数据平台和核心数据库为支撑,集实时数据集成、生产管控、供应链管理、能源管控、设备管理、安全管控和环保管控等业务领域为一体的具备高度信息化、集成化、模块化、可视化、自动化、智能化的后处理厂生产执行系统。本文从后处理厂生产执行系统(MES)概述、MES系统功能构件设计、MES系统架构搭建几个方面进行描述。

摘要： 【英国政府网站2022年7月19日报道】2022年7月17日,英国镁诺克斯(Magnox)后处理厂在完成最后一批乏燃料的处理后,正式结束运行。这座工厂位于塞拉菲尔德(Sellafield)场区,1964年投运,额定产能为每年1500吨重金属,主要负责对英国26台镁诺克斯型核电机组产生的乏燃料进行后处理,累计处理了近5.5万吨乏燃料。这些机组在1956-2015年运营,使用石墨慢化剂和二氧化碳气体冷却剂。

摘要： 普雷克斯(Purex)流程是目前使用最普遍的乏燃料后处理工艺流程。混合澄清槽作为Purex流程中关键的萃取设备,其性能直接影响着最终的产品质量。通过对普雷克斯(Purex)流程中的铀纯化工艺里的2D槽进行了单体试验,通过对其泵轮转速、两相流量、两相流比对存留分数的影响,验证了混合澄清槽在不同工况下的性能,并获得最佳的操作区间。

摘要： 日本六个所后处理厂是日本与法国合作建设的商用后处理厂,最初计划在1995年投运.由于在建设和调试过程中不断出现问题,2016年1月日本核燃料有限公司(JNFL)宣布,该厂的投运日期延至2018年9月,这是六个所后处理厂第23次延期.该厂因其多次延期和预算的大幅度增加,而受到了日本国内和世界有核国家的广泛关注.本文将对六个所后处理厂的建设历程进行梳理,研究其建设过程中的经验教训.

摘要： 以埃克松后处理厂为例,从工艺流程特点、安全重要物项、废物管理量、辐射防护要求及职业照射剂量、临界安全控制、设备性能、保护系统设计、事故特点等方面,简单地比较了后处理厂与核电厂、其它核工厂及普通化工厂在安全方面的异同,初步归纳了后处理厂的安全特点.

摘要： 依据国家对放射性流出物的排放标准,在核设施的运行过程中,需要对排至环境的工艺尾气进行放射性气溶胶浓度的连续监测,以保证放射性气溶胶瞬时浓度及年总排放总量满足设计要求.由于乏燃料后处理厂属于放化性厂房,在运行阶段尾气中含有较高浓度的水蒸气、氮氧化物及有机相蒸汽,会对测量装置的探头造成腐蚀,以至难以实现稳定连续监测.本文根据后处理厂尾气连续监测中存在的问题进行了多项改进,通过对比测量证明了改进措施是准确和有效的.本系统在实际的运行过程中多次准确监测到了工艺异常排放事件,及时纠正了工艺问题,避免了超标排放事件的发生,保障了正常的工艺运行和厂房安全.为了对厂房年总α、β排放量进行统计,本文还确定了尾气放射性总排放量的计算方法,实现了外排放射性气溶胶总量的准确测量.

摘要： 随着国家对核电发展的战略由"适度发展"向"积极发展"转变,未来我国的核电规模及由此产生的乏燃料等核废物总量都将非常巨大,迫切需要建设核废物的处置大厂来满足我国核能可持续发展的要求.其中,核电厂乏燃料后处理是实现核燃料闭式循环,解决核电可持续发展的重要环节,也是国际上大多数核电国家的选择.由于核电厂乏燃料后处理设施投入大,建设周期长,放射性物质排放量大,环境敏感度高,因此,后处理设施的选址问题比核电厂的选址要更复杂,更敏感,不仅要考虑场址的环境特征,还要考虑乏燃料、高放废物固化体的运输条件,更要考虑社会环境特征等关键因素.针对乏燃料后处理厂的上述特性,从技术可行性、安全可靠性、环境相容性和经济合理性4个方面进行汇总分析,为科学选择后处理设施场址提供了一定的理论探讨.

摘要： 根据大型后处理厂高放废液的处理要求,本文简要地介绍了玻璃固化技术的发展情况,提出了高放废液的玻璃固化工艺方案,并分析了影响玻璃固化技术应用的各种影响因素,提供了一些基础数据.经过分析,认为废物包容率是首要影响因素,相应的研究工作应积极展开.

摘要： 本文介绍了后处理厂几种含氚废水处理与处置的方法,具体介绍了将废液汽化通过烟囱排放、将氚限制在第一萃取循环、氧化挥发法以及高温化学流程等处理技术和处置效果。

摘要： 本文研究了应用注入凝固剂封堵技术与封焊法相结合的方法对后处理厂放射性管道进行封堵的技术,实验结果表明:该技术可以有效防止管道中放射性物质的泄漏和扩散.

摘要： 在核燃料后处理厂中,要求放射性料液的输送设备可实现远距离操作、维修和更换,目前研究比较广泛的为RFD流体输送系统.喷射器为整体台架试验的气体动力源,其工作效率直接影响RFD性能,因此,需要设计其结构参数和运行参数的配套关系.因此本文首先对真空喷射器和压空喷射器进行了数值仿真计算,然后根据仿真计算的结果选择了部分结构参数和操作参数对进行配套优化试验和性能试验,以找到结构参数和操作参数的最佳配套,来满足试验样机的动力需求.

摘要： 本文针对后处理厂主工艺设备拟采用FL去污剂去污后,所产生的去污废液,在碱性蒸发浓缩时是否对后处理厂蒸发设备产生腐蚀进行了试验评估.在105°C、体面比为20ml/cm2时,用FL-AP去污废液浓缩液及其蒸汽对1Cr18Ni9Ti和00Cr18Ni10不锈钢试片进行腐蚀试验.试验结果表明FL-AP去污废液及其蒸汽对1Cr18Ni9Ti和00Crl8Ni10不锈钢的腐蚀速率均小于0.01g/m2.h,说明1Cr18Ni9Ti和00Cr18Ni10不锈钢对FL-AP去污废液的耐蚀性能良好.经电镜检测分析表明,FL-AP去污废液对00Cr18Ni10不锈钢的腐蚀属于均匀腐蚀,未见明显的晶间腐蚀与点蚀.因而,可以认为FL-AP去污废液在蒸发器内碱性蒸发浓缩时不会对蒸发设备造成腐蚀损伤.

摘要： 磨损腐蚀是批式溶解器溜槽材料腐蚀的重要因素,其磨损规律对批式溶解器寿期内的总腐蚀裕量的评估有很重要的理论意义和参考价值.采用管链输送装置,以Ti35合金为试验对象,模拟溶解器在高浓度硝酸下的短段滑落的实际工况,通过试验研究装置不同位置Ti35合金试验片的磨蚀外貌、磨蚀失重量和磨蚀失重率.通过对试验结果定性和定量分析,得到Ti35合金在相应环境中的耐磨蚀情况,为大型核燃料处理厂连续溶解器的材料选择和腐蚀防治提供依据.

摘要： 本发明涉及一种后处理厂应急行动水平的制定方法，所述方法包括以下步骤：步骤(1)，确定场区边界、气象数据以及其他场址特定的基本数据；步骤(2)，确定后处理厂事故的持续时间、事故源项、释放途径，进行后处理厂事故情景分析，估算环境辐射后果；步骤(3)将步骤(2)估算的环境辐射后果与每个应急状态等级判据进行比较，确定后处理厂事故的应急状态等级，得出每种后处理厂事故对应的每个应急状态等级的不同核素类别的浓度，即为后处理厂的应急行动水平。本发明提供的后处理厂应急行动水平的制定方法,可以为后处理厂运行人员及应急指挥人员对应急状态的正确判断和应急响应决策提供有效的辅助手段。

摘要： 本发明涉及一种基于特征参数分析的后处理厂应急状态分级确定方法，所述方法包括如下步骤：步骤1、描述后处理厂的主要设施；步骤2、分析后处理厂主要设施的典型事故；步骤3、确定后处理厂主要设施的典型事故涉及的特征参数，对特征参数进行分析；步骤4、确定后处理厂应急状态分级。本发明提供的后处理厂应急状态分级确定方法将后处理厂内潜在的事故类型、严重程度与事故过程中的各种特征参数及其指示相联系，从而制定出与实际相符的应急行动水平。

摘要： 本发明涉及一种基于层次分析处理法的后处理厂应急状态判据确定方法，所述方法包括以下步骤：步骤1、确定后处理厂应急状态判据涉及的层次结构；步骤2、确定层次结构中每个具体元素的数值；步骤3、通过构造判断矩阵由上至下确定每层元素的权重值；步骤4、确定定量化的分级判据。本发明提供的基于层次分析处理法的后处理厂应急状态判据确定方法，能够全面考虑后处理厂应急涉及的所有利益相关方，并给出定量化判据。

摘要： 本发明公开一种酸性低放废液的处理方法，包括：将酸性低放废液进行多级酸分离处理，分离出浓液硝酸，得到淡废液；再将所述淡废液进行多级精处理，分离出核素，得到净化液。本发明还公开一种酸性低放废液的处理系统，包括酸处理装置、精处理装置，酸处理装置用于对酸性低放废液进行多级酸分离处理，分离出浓液硝酸，得到淡废液；精处理装置与酸处理装置相连，用于分离所述淡废液中的核素，得到净化液。本发明还公开一种核燃料后处理厂系统。本发明能够有效去除酸性低放废液中的放射性核素和分离出硝酸，得到含盐量低的净化液，可满足排放要求，避免对环境造成污染，还可以减少适合核燃料后处理厂对新鲜硝酸的使用量，降低成本。

摘要： 本发明公开了一种乏燃料后处理厂的分析装备及分析系统，包括：样品收发屏蔽箱室；预处理屏蔽箱室，通过第一通道与样品收发屏蔽箱室连接，第一通道分别连接的预处理屏蔽箱室的侧壁与样品收发屏蔽箱室的侧壁密封连接，第一通道内设置有用于开合的第一盖门；分析屏蔽箱室，通过第二通道与预处理屏蔽箱室连接，第二通道分别连接的预处理屏蔽箱室的侧壁与分析屏蔽箱室的侧壁密封连接，第二通道内设置有用于开合的第二盖门。该装备既满足人员安全操作的需求，减少不必要的样品流转，简化人员操作，提高分析效率，避免仪器电子元器件受到辐射损害，且便于检修和维护设备。

摘要： 本发明公开一种分相方法及装置，该分相方法包括将乏燃料后处理厂萃取分离工艺中萃取后得到的有机相与水相的混合相抽出，并对混合相进行倾析操作，分离得到有机相和水相；该分相装置包括倾析单元和输送机构，倾析单元通过输送机构与乏燃料后处理厂中的萃取分离设备相连，输送机构用于将萃取分离设备中的有机相和水相的混合相抽出到倾析单元中，倾析单元用于对混合相进行倾析操作，分离得到有机相和水相。本发明还公开一种乏燃料后处理厂萃取分离方法及系统。本发明可避免在萃取分离设备中的分相界面处生成界面污物，确保萃取分离设备的运行稳定性和安全性。

摘要： 本发明公开一种核燃料后处理厂的控火方法，包括：向核燃料后处理厂中发生火灾的设备室内通入不燃烧不助燃气体，使设备室内的气体中的氧气浓度降低，直至火灾熄灭；并将设备室内的气体排出，以防止设备室内超压。本发明还公开一种核燃料后处理厂的控火系统。本发明可实现迅速灭火，并且可避免超压风险。

摘要： 本发明涉及一种适用于后处理厂排放特征的关键参数取值设计方法，该方法利用厂址的大气扩散示踪实验，估算了用于后处理厂址的垂向、水平扩散参数，通过采用拉格朗日粒子模型、CFD计算方法，推算了后处理厂址近区以及稳定层结下的水平、垂向扩散参数，使得对于厂址在近区以及稳定条件下的扩散评价更为合理，并给出了后处理厂典型核素的干、湿沉积的取值。本发明为促进核燃料后处理厂的辐射防护工作、提高其辐射防护水平、保护周边公众的健康及环境安全，进而为工程的安全运行提供了技术支持。

摘要： 本发明公开了一种基于随机森林算法的后处理厂退役辐射场估算方法及系统，通过获取源项数据的位置及分布；根据所述源项数据的位置及分布，基于随机森林算法生成多个不同的辐射场数据，得到样本数据；将所述样本数据划分为训练集和测试集；利用所述训练集对随机森林算法进行训练，得到多个决策树；利用所述测试集和所述多个决策树生成多个分类结果，将所述多个分类结果的平均值作为最终分类结果；将所述最终分类结果进行可视化还原，得到后处理厂退役辐射场的估算结果。本发明可减小模拟辐射场数据与退役核设施现场测量水平之间偏差，从而解决模拟辐射场数据与退役核设施现场测量水平之间偏差较大而制约虚拟仿真技术实际应用的关键问题。

摘要： 一种用于后处理厂料液计量系统的验证台架，包括料液体积标定输送管,料液体积标定输送管上有手动截止阀A、手动截止阀D，手动截止阀A与手动截止阀D之间，连接供料槽出料管，供料槽出料管上端连接供料槽，供料槽上端与料液输入管连接。在料液体积标定输送管上的手动截止阀A左侧有电动调节阀A，电动调节阀A左侧有手动截止阀B；料液体积标定输送管上的手动截止阀D右侧有电动调节阀C，电动调节阀C左侧有手动截止阀E。