核设施退役

摘要： 我国西南某核工业基地的许多大型放射性废液贮罐已经处于超设计寿期服役阶段,必须尽快对这些贮罐进行退役。但罐内底部残留的放射性泥浆能否有效地回取和妥善地处理极大制约了贮罐的退役拆除进程。中放废液贮罐内泥浆超铀核素放射性水平较高,达到了中放水平。目前,我国尚无处理处置α泥浆的方法。本文通过调研国内外关于α泥浆的处理技术现状和研究现状,分析并探讨了适合于西南某核工业基地中放废液贮罐内泥浆的处理技术方案。

摘要： 加拿大核实验室(CNL)和韩国水电公司(KHNP)计划根据双方间的谅解备忘录,利用几十年贮存Candu堆乏燃料的经验收集的数据,加强合作研究活动。双方将开展知识共享和其他联合活动,推进乏燃料的贮存、运输和处置,探讨核设施退役和废物管理方面的合作机会。加拿大核实验室在Chalriver、Douglas Point、Gentilly和Whiteshell运营了多个Candu堆原型和试验反应堆,管理乏燃料,并为这些反应堆和其他商业反应堆进行了几十年的支持研究。它的Chalk River实验室园区也是屏蔽设施和先进材料研究能力的所在地,这些设施具有独特的设备,可以对Candu堆乏燃料进行辐照后检查。

摘要： 【世界核新闻网站2022年3月10日报道】挪威核退役组织(NND)近日授予ICCircle联盟一份价值1.23亿挪威克朗(1370万美元)、为期12年的合同,目的是为支持核设施退役和放射性废物管理设计、开发和维护一个定制的集成软件系统。挪威分别于2018年6月和2019年4月宣布永久关闭位于哈尔登(Halden)的核燃料和材料试验堆以及位于凯勒(Kjeller)的JEEP-Ⅱ中子散射设施。

摘要： 【俄罗斯国家原子能集团公司网站2022年4月7日报道】俄罗斯博奇瓦尔无机材料研究所(VNIINM)近日成功研发放射性金属废物去污新方法。核设施退役会产生大量被超铀核素污染的金属废物,而此类废物的贮存和最终处置费用十分高昂。为解决这种废物的去污问题,博奇瓦尔研究人员研发了能将金属放射性活度降至最初值1/350至1/5300的方法:先使用含有络合剂的酸性溶液对金属进行初步去污,然后利用感应坩埚在助熔剂的帮助下对金属进行熔融处理。

摘要： 【美国霍尔台克国际公司网站2022年3月29日报道】美国霍尔台克国际公司(Holtec International)和韩国现代工程建设公司(HDEC)近日签署协议,将双方的合作拓展到核设施退役领域。两家企业2021年11月曾签署模块化小堆合作协议。根据最新签署的协议,现代工程建设将参加霍尔台克在美国实施的核设施退役项目,以加强自身能力建设,并积累相关经验,为未来韩国核设施退役工作做准备。

摘要： 核设施退役是一项复杂的工程,其重要工作之一是对核设施内辐射场情况的掌握,以便根据设施内辐射场特点设计不同的退役处置方案和指导现场人员进入实施。本文围绕数字化核退役仿真技术,基于蒙特卡罗和神经差值法提出一种辐射场估算方法,并利用Unity引擎构建辐射场可视化热力图,实现对退役核设施内部辐射场的仿真。从实践效果看,该项研究中提出的辐射场仿真具有一定实用性。该项研究也对后续数字化核退役的探索提供了数据支持。

摘要： 去污是核设施退役工程中的重要工作之一,是实现放射性废物最小化的有效手段。国内外研发了多种多样的核设施退役去污技术,传统的物理、化学、电化学等去污技术被更好地利用和研发,实践证明,采用多种技术联合去污,往往能够取得较单一技术更好的去污效果。随着当今社会对环保要求的提高,越来越多新型去污技术被开发。概述了传统的核设施退役去污技术,并对退役去污方法进行了分类。简述了几种新型核设施退役去污技术的研究现状,为核设施退役去污技术的发展和应用提供新的研究方向。

摘要： 【英国原子能管理局网站2021年1月21日报道】英国和日本相关机构近日签署协议,将开展一个名为“LongOps”的项目,目标是推进用于核设施退役和聚变能研究的机器人和自动化技术研发。该项目为期四年,总投资1200万英镑,英国研究与创新署(UKRI)、英国核退役管理局(NDA)和日本东京电力公司(TEPCO)均为该项目提供400万英镑。

摘要： 【英国《国际核工程》网站2021年2月8日报道】2021年2月3日,立陶宛政府批准2021—2030年核设施退役和放射性废物管理计划,目的是确保伊格纳林纳核电厂退役产生的放射性废物得到安全处置,并设定了未来十年的工作目标、应对举措、成果指标及预期资金需求。伊格纳林纳拥有两座RBMK-1500反应堆。

摘要： 【法国法马通公司网站2021年5月18日报道】法国法马通公司(Framatome)2021年5月18日宣布,虚拟远程机器人(VIRERO)项目已取得里程碑式进展。该项目旨在研发用于支持核设施退役和废物管理工作的机器人辅助处理系统。

摘要： 核设施退役是复杂的系统工程,退役方案的制定和评价需要考虑多种定量和定性因素,难度很大.核设施退役的量化评价为多指标和多目标决策值的复杂评价系统.本文采用层次分析法,构建了核设施退役量化评价模型.该模型包含6项准则及20项指标,实现了对退役方案的整体,以及对安全因素、废物量、退役经费、退役周期、技术因素、公众认可度等方面的系统性量化评价.通过对某核设施退役工程的量化评价实践,验证了该评价方法的有效性,并为后续退役工程提供了一些建议.

摘要： 本文以国营二二一厂610工号终态检测数据为研究对象,采用MARSSIM方法来评估核设施退役终态辐射监测的有效性.设计检测方案,鉴别检测单元,计算检测单元所需的样本量.统计检验方法对得出的检测数据进行分析.结果表明,该工号污染区和影响区均满足终态验收准则.

摘要： 5S管理等先进质量管理方法,已证实在提高产品质量和可靠性、增强顾客满意程度、降低成本、节能降耗、改进经营绩效及建立先进质量文化等方面具有良好的成效.如果将5S管理的精髓在核设施退役中充分的运用,就可以使核设施退役在工作品质、业务品质、服务品质、环境品质以及提高效率等诸多方面得到有序管理,有助于核设施退役事业的发展,对增加竞争力方面有很好的促进与提升作用.本文主要描述5S管理在核设施退役中的意义以及在核设施退役工程中深入推进现场5S管理的基本步骤和关键要素.

摘要： 介绍了国内外核设施退役市场的前景,阐明了智能工程机器人在核设施退役中的重要作用.同时介绍了核领域智能机器人国内外的发展现状,分析了国内智能工程机器人技术在核设施退役中的问题,最后探讨了国内工程机器人发展的关键技术和研究方向.

摘要： Ce(Ⅳ)/HN03去污技术是一种高效的金属去污工艺,由于Ce(Ⅳ)具有强氧化性,能够有效的腐蚀金属表面,达到去污的目的.因此,某公司的核设施退役金属去污生产线,设计应用了Ce(Ⅳ)/HNO3这种高效去污技术,在去污试验过程中,硝酸铈铵去污剂去污率高达92.99％.Ce(Ⅳ)/HNO3去污技术虽是一种高效的放射性污染金属去污工艺,但其产生的废液中残留的Ce(Ⅳ)存在腐蚀设备的安全隐患,废液中的NH4+在后处理过程中产生大量的氨气,可能夹带出放射性物质,影响环境和人体健康.研究结果表明,通过使用H2O2还原可以有效的除去废液中残留的Ce(Ⅳ)、还原后的废液在高温或常温情况下对不锈钢、碳钢等金属腐蚀处于可以接受范围,对铜腐蚀较为严重,将阀芯改为不锈钢材质可以满足要求、废液中的NH4+在蒸发过程中会产生大量氨气,并产生夹带,通过增加除铵装置可以最终实现去除废液中90％的NH4+离子.

摘要： 在核设施退役实践中,为减少工作人员劳动强度,提高工作效率,减少强辐射场情况下工作人员受照剂量,引入了先进的设备工装实施作业.本文主要是对退役过程使用的气溶胶快速取样装置、高空表面污染测量装置、干冰去污装置和遥控机器人的实际应用情况进行了阐述,实践表明这些设备取得了很好的应用效果,从而证明在退役实施中使用合适的设备工装是必要的.

摘要： 根据核设施退役需求设计了高空表面污染测量装置,本文主要对装置结构与性能参数进行了介绍,并与传统梯子登高方式测量进行了比较.实际应用表明采取装置测量不但节省人力,提高工作效率,而且消除了人员高空作业跌落风险,取得了很好的应用效果.

摘要： 核设施退役过程中,需要计算其三维辐射场的分布,并对核退役场景进行快速、精确的剂量计算和评估.目前,对于结构复杂及大尺度厚屏蔽的辐射场计算,使用单一的确定论方法和随机性方法计算辐射场存在各自的不足,因此本文利用蒙卡-点核耦合计算的方法,使用多点源辐射场模型验证了蒙卡-点核耦合计算方法的可行性,结果表明,耦合计算比单一的点核积分计算精度提高,相对于单一的蒙特卡罗计算可节约大量时间;同时使用蒙卡-点核方法对体源模型进行计算,结果表明,耦合计算比蒙卡计算速度快,相对误差小,计算精度高.

摘要： 本文根据乏燃料后处理厂房工艺要求和设备污染情况,对国内外常用去污技术的特性进行分析.筛选出成熟的适用于后处理厂房退役去污的技术,并对筛选的去污技术进行试验验证.根据验证结果对去污后达到清洁解控要求的技术进行评价,研究出一套适用于后处理厂房退役去污的清洁解控技术.

摘要： 本文根据乏燃料后处理厂房工艺要求和设备污染情况,对国内外常用去污技术的特性进行分析.筛选出成熟的适用于后处理厂房退役去污的技术,并对筛选的去污技术进行试验验证.根据验证结果对去污后达到清洁解控要求的技术进行评价,研究出一套适用于后处理厂房退役去污的清洁解控技术.

摘要： 本实用新型公开了一种退役核设施管件拆除装置，其包括可移动的工具车、设置在工具车的一端并用于对退役核设施管件的竖直管段进行切割的切割机、设置在工具车的相对另一端并向外延伸的操作杆、设置在工具车上并用于支撑定位退役核设施管件的水平管段的管托架。退役核设施管件的竖直管段被切割机切割，其水平管段支撑定位在管托架上，移动工具车可将切割后的退役核设施管件回收。本实用新型的退役核设施管件拆除过程简单可靠，且操作人员无需近距离接触退役核设施管件，有效减少人员吸收辐射的剂量。

摘要： 本发明的目的在于提供一种核设施退役模型程式化仿真方法，用3dsMax软件根据确定的核设施参数构建模型文件，并将模型文件保存为3DS格式；导入3DS格式的模型文件，获得模型参数；构建模型包围盒；根据实体对象包围盒构建程式化模型；根据实体对象顶点在程式化模型内的个数确定实体对象外部程式化模型；根据实体对象的模型参数构建实体对象内部程式化模型；使用组合几何方法构建实体对象的程式化模型并写为标准输入文件；将标准输入文件输入到辐射剂量计算程序内获得辐射场剂量分布。本发明实现了高效的将复杂核设施3dsMax模型简化为可计算辐射剂量分布的程式化模型，实现了对内部为空的壳状核设施模型的辐射场剂量分布计算。

摘要： 本发明公开一种核设施退役人体受照剂量评估方法，具体涉及一种基于点核积分方法，将核退役工作人员简化为程式化模型并动态的计算人体受照剂量的仿真方法。本发明包括：采用程式化模型构建虚拟人模型；将程式化模型的关键组织转换为一系列探测点；采用点核积分方法计算关键组织探测点的当量剂量；计算退役活动终止时虚拟人的有效剂量，实现退役过程工人受照剂量评估。本发明包括退役环境建模、程式化人体模型建模、人体受照剂量计算三个模块，实现了核设施退役过程中对穿着核辐射防护服工人的受照剂量的动态计算。

摘要： 本发明提供了一种核设施退役废物虚拟整备与统计系统以及方法，该系统包括：场景初始化模块，用于根据用户需求导入预先创建的核设施三维模型，并完成所述核设施三维模型的辐射源绑定；虚拟操作模块，用于模拟实际退役操作将所述核设施三维模型进行切割和/或拆除产生目标形状的废物模型；废物统计模块，用于建立废物库存储废物模型，并统计废物模型的废物信息；废物整备模块，用于进入所述废物库选取目标废物模型进行封装模拟，并判断目标废物模型封装后是否符合临时贮存要求。本发明提供的核设施退役废物虚拟整备与统计系统以及方法不仅能够精确记录多维度的废物信息，还可用于对比不同的退役操作方式的优劣，从而制定出更加合理的执行方案。

摘要： 本发明涉及一种核设施退役人体受照剂量评估方法，该方法利用了剂量评估系统，其中，剂量评估系统被用于根据其所调用的三维场景模型和辐射场模型评估人体在核设施退役作业过程中的受照射剂量。其特征在于，剂量评估方法包括以下步骤：扫描当前设备的位置信息以获取当前被作业设备和作业人员的坐标数据；基于被作业设备的坐标数据调用三维场景模型和辐射场模型；获取核退役作业过程中的核设施拆装信息修正三维场景模型和辐射场模型；基于修正后的辐射场模型计算作业人员受到的实时剂量和累计剂量。

摘要： 本发明公开一种核设施退役仿真过程与成本估算方法及系统，基于核设施退役仿真设计系统实现；首先获取工程数据和会计数据，将工程数据和会计数据输入核设施退役仿真设计系统，核设施退役仿真设计系统对工程数据和会计数据进行耦合得到匹配数据；将匹配数据按顺序进行可视化展示；通过核设施退役仿真设计系统对工程数据和会计数据进行耦合，打通部门之间的信息壁垒，跨部门设计演绎核退役仿真过程，更高效并透明的展示整个核设施退役过程中会计数据和工程数据；工作人员可以直观的观测到各项工程数据，同时也可以直接观测到各项工程数据所对应需要的会计数据，无需重新单独翻查核退役设计方案和会计估算，有效提高工作效率。

摘要： 本发明公开了一种核设施退役费用标准化估算方法及系统，通过接收用户输入的系统参数；根据用户输入的系统参数对核设施退役成本进行分类分项管理和单项费用管理，得到核设施退役成本的分类标准；根据所述分类标准对核设施退役成本进行分部分项金额设置；编辑与所述分部分项金额相匹配的退役方案基本信息，生成退役初设文档；根据所述退役初设文档进行成本耦合，得到核设施退役成本的耦合结果。本发明填补我国核设施退役费用估算数字化的空白，相比于过去手工统计的费用报表，利用当前数字化系统中的数据库核心基础数据能更高效，更透明的展示整个核设施退役费用估算的组成。

摘要： 核设施退役双臂机器人及控制系统，属于核设施退役技术领域。机器人的液压系统执行端与移动平台后端固定连接，回转平台转动安装在移动平台前端中部，液压系统执行端与工具库连接，工具库设置在液压系统与回转平台之间，工具库的每个工具后端均与一个工具端快换接头固定连接，两个机械臂均固定安装在回转平台上，两个机械臂末端均固定有机械臂快换接头；当机械臂快换接头与工具端快换接头快速对接时，实现机械臂取工具操作。远程控制系统通过网络交换机分别与两个机械臂系统信号连接，远程控制系统与网络交换机双向信号连接，网络交换机与两个机械臂系统双向信号连接。本发明用于核燃料后处理厂房设备管道拆除。

摘要： 本发明公开了一种核设施退役用机器人工具，包括机械臂和工具头，机械臂的末端为旋转机构，在旋转机构的输出端面上安装快换接头公头，在工具头的输入端面上安装快换接头母头，所述的快换接头公头包括锁紧柱、导向柱、两路液压口公头和一组六芯电口公头，所述的快换接头母头包括锁紧槽、导向槽、两路液压口母头和一组六芯电口母头，并沿锁紧槽的圆周面设置若干钢珠槽，快换接头公头的锁紧柱、导向柱、两路液压口公头和一组六芯电口公头能分别插入相应的母头内，从而接通机械臂至工具头的液压油路和电路。本发明所公开的核设施退役用机器人工具，运用机器人代替人力进行作业，最大限度降低工作人员和公众的辐射风险，提高拆除效率。

摘要： 本发明涉及一种用于核设施退役的液压控制系统。本发明设置了第一调节阀组件、第二调节阀组件、第三调节阀组件和逻辑控制阀组件，通过对其状态的控制(即开关量的控制)实现不同核设施退役作业的末端工具的驱动的需求，无需根据不同核设施退役作业的末端工具的驱动的需求进行开度大小或液压值(模拟量)的调节，提高了用于核设施退役的液压控制系统的耐辐照能力。