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重水研究堆退役废物再利用研究

原子能科学技术 2013年第8期47卷 1398-1404页

作者：岳维宏逄锦鑫中国原子能科学研究院北京102413

实现废物再利用是废物最小化的重要措施之一,从废物流中将有潜在利用价值的物料分离出来实现再利用可大幅减少对环境的影响。本文以中国原子能科学研究院重水研究堆退役为实例研究了放射性废物再利用问题。通过全面分析和计算重水研究... 详细信息

实现废物再利用是废物最小化的重要措施之一,从废物流中将有潜在利用价值的物料分离出来实现再利用可大幅减少对环境的影响。本文以中国原子能科学研究院重水研究堆退役为实例研究了放射性废物再利用问题。通过全面分析和计算重水研究堆在退役期间产生的各类废物,得出具有一定数量的物料有潜在的利用价值,可直接或经适当处理后再利用在其他行业领域中。研究表明,通过采取废物最小化控制措施(如废物分类和废物流分离等),采用适当的去污技术和执行清洁解控要求,至少可使重水研究堆退役过程中产生的几十吨钢铁、10t铝材和5t重水实现再利用。

关键词：重水研究堆退役废物再利用

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某天然铀重水研究堆改造设计方案研究

原子能科学技术 2015年第B5期49卷 396-401页

作者：乔雅馨骆贝贝李建龙丁丽花晓王玉林中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所北京102413

某重水研究堆设计采用天然铀作燃料,具有生产武器级钚的能力。为去除武器级钚的产出能力,本文对该堆的改造设计方案进行了研究。采用CITATION+WIMSD-4程序、MCNP程序和RELAP5/MOD3.2程序进行物理、热工计算,验证了将该堆的燃料由天然铀... 详细信息

某重水研究堆设计采用天然铀作燃料,具有生产武器级钚的能力。为去除武器级钚的产出能力,本文对该堆的改造设计方案进行了研究。采用CITATION+WIMSD-4程序、MCNP程序和RELAP5/MOD3.2程序进行物理、热工计算,验证了将该堆的燃料由天然铀改为稍加浓缩铀的可行性。利用ORIGEN2程序计算分析表明,改造后的重水堆已不具备武器级钚生产堆的特性,同时民用放射性同位素辐照生产能力和科学研究技术指标亦有所提高。

关键词：天然铀重水研究堆 CITATION+WIMSD-4 MCNP RELAP5/MOD3.2 ORIGEN2 改造设计方案钚生产

重水研究堆光激中子强度--停闭时间特性研究

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核电子学与探测技术 2018年第3期38卷 410-412页

作者：花晓 S.Djaroum 中国原子能科学研究院北京102413 阿尔及利亚比林研究中心阿尔及利亚

本文利用ORIGEN-ARP程序计算得到重水堆停堆后堆内γ源强,通过D(γ,n) H反应率与γ源强关系计算出重水堆停堆后光激中子源强水平变化。研究结果表明,重水堆停闭1 900 d后光激中子源强水平约为7.2×106n/s,比首次临界外加的Am-Be源强度高... 详细信息

本文利用ORIGEN-ARP程序计算得到重水堆停堆后堆内γ源强,通过D(γ,n) H反应率与γ源强关系计算出重水堆停堆后光激中子源强水平变化。研究结果表明,重水堆停闭1 900 d后光激中子源强水平约为7.2×106n/s,比首次临界外加的Am-Be源强度高,物理启动无需添加外加中子源。

关键词：重水研究堆光激中子物理启动

援15MW多用途重水研究堆(MHWRR)的设计建造

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中国新技术新产品 1997年第1期 34-34页

阿尔及利亚多用途重水研究堆是我国第一个大型核设施出口项目。由于对堆芯物理布局、内壳结构、工艺管、热工和流体系统及重要部件的设计采取一系列技术创新,使反应堆额定功率达到15MW,最大热中子注量率达2.4×1014中子/厘米2·秒。为... 详细信息

阿尔及利亚多用途重水研究堆是我国第一个大型核设施出口项目。由于对堆芯物理布局、内壳结构、工艺管、热工和流体系统及重要部件的设计采取一系列技术创新,使反应堆额定功率达到15MW,最大热中子注量率达2.4×1014中子/厘米2·秒。为满足当代国际上对研究堆安全水准日超严格的要求,制定了完整的、自洽的、适合我国国情的重水堆设计标准体系;在完善和加强纵深防御体系方面,严格采用多重性、多样性、独立性等可靠设计技术;贯彻辐射防护的ALARA原则。

关键词：重水研究堆设计建造多用途中子注量率技术创新辐射防护物理布局标准体系阿尔及利亚反应堆

重水研究堆堆本体外壳装载排样与切割路径优化研究

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重水研究堆堆本体外壳装载排样与切割路径优化研究

作者：杨媛媛湖南大学

学位级别：硕士

在清洁能源大力发展的当下,核技术作为国家综合国力的标志具有重要的战略地位,攻克核设施拆卸分解技术是国家重要的研究课题和方向,随着核设备不断的建造以及核设施的运行时长的缩短,核设施排样以及切割分解技术的研究迫在眉睫。重水研... 详细信息

在清洁能源大力发展的当下,核技术作为国家综合国力的标志具有重要的战略地位,攻克核设施拆卸分解技术是国家重要的研究课题和方向,随着核设备不断的建造以及核设施的运行时长的缩短,核设施排样以及切割分解技术的研究迫在眉睫。重水研究堆作为我国首个运行时长最长且体量最大的核退役设施,对其堆本体外壳开展装载排样以及切割分解的研究对后续退役具有重要借鉴意义。重水研究堆堆本体外壳的装载排样和切割路径优化问题由不规则件排样和切割路径优化构成,不规则件排样指的是将不规则件全部放置到待排空间内,且不规则件不发生重叠,而遍历边的切割路径优化要求遍历图中所有边并使路径最短。这两个问题通常单独存在于加工制造生产中,但对于两者结合的优化问题研究和应用不足,尤其是对于核设施退役拆卸技术研究方面,拆卸和装载排样技术缺乏。本文研究弥补了核退役中外壳装载排样和切割路径优化的不足,对后续退役技术研究开展具有重要意义。本文提出不规则排样和切割路径优化结合的技术,将其应用到重水研究堆堆本体外壳的排样和拆卸方面。主要研究内容如下:(1)分析了重水研究堆堆本体外壳基本结构特点和拆卸要求,通过了解核退役流程,研究了带曲线的碳钢件的几何表达方式,将含有曲线的不规则图形转化为规则矩形,提出了退役环境下矩形件和原形件的拆卸过程优化模型,对比可知原形件的优化效率比矩形件优化的效率提高了18.82%。(2)分析了重水研究堆堆本体外壳退役切割的特点,通过对外壳切割遍历边问题研究,提出了重水研究堆堆本体外壳切割路径的优化方法,同时结合前文研究得出的排样方案可得到最优切割路径和最短切割时间,通过对切割方法进行优化改进,提高了20.83%的切割效率。(3)分析了重水研究堆堆本体外壳的装载排样问题,将该问题从三维装载排样问题转化为二维不规则排样问题,选取了矩形包络法对本文的研究对象进行处理,对简化的矩形进行排样优化得到排样方案。(4)利用三维建模软件对外壳、废料桶和切割装置磁吸装置进行建模,对退役拆卸方案进行仿真,同时利用三维建模软件对拆卸过程优化模型的结果进行仿真,将仿真结果与模型优化结果对比,得到仿真结果与研究相符。最后,根据研究结果和后续问题,提出了进一步的建议。

关键词：核退役重水研究堆拆卸排样问题切割

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重水研究堆堆本体外壳拆除技术方案设计

科技创新导报 2018年第7期15卷 124-128,130页

作者：孔彦荣李睿之陈艳刘刈中国原子能科学研究院北京102413

本文以重水研究堆堆本体外壳为研究对象,根据堆本体外壳的结构特点和放射性水平,从操作周期、废物量、人员受照剂量等方面对比了堆内就地切块和堆内环形拆除方案的可操作性,通过对比选择堆内就地环向切割;确定了堆本体外壳切割总体方案... 详细信息

本文以重水研究堆堆本体外壳为研究对象,根据堆本体外壳的结构特点和放射性水平,从操作周期、废物量、人员受照剂量等方面对比了堆内就地切块和堆内环形拆除方案的可操作性,通过对比选择堆内就地环向切割;确定了堆本体外壳切割总体方案,在总体方案确定的前提下,根据外壳的结构特点、放射性水平等条件设计了外壳冷切割工具以及相应的工作形式,外壳切割采用机器人和机械手远程遥控切割;在调研和初步计算的基础上,选择相应的起吊工具和尺寸;根据切割线划分原则,确定了外壳切割线。

关键词：重水研究堆退役外壳拆除

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HWRR屏蔽层活化源项研究

原子能科学技术 2021年第7期55卷 1316-1322页

作者：李睿之孙世乔周一东张立军张生栋中国原子能科学研究院北京102413

反应堆屏蔽层通常由钢筋混凝土浇筑而成,体积及重量巨大,是反应堆退役源项的重要来源之一。通过建立反应堆3D计算模型,利用MCNP和ORIGEN活化计算程序计算了重水研究堆(HWRR)屏蔽层不同位置的中子注量率和活化源项。为验证计算模型和计... 详细信息

反应堆屏蔽层通常由钢筋混凝土浇筑而成,体积及重量巨大,是反应堆退役源项的重要来源之一。通过建立反应堆3D计算模型,利用MCNP和ORIGEN活化计算程序计算了重水研究堆(HWRR)屏蔽层不同位置的中子注量率和活化源项。为验证计算模型和计算结果的准确性,在HWRR屏蔽层活性区中央位置沿水平方向进行钻孔取样,对获得的混凝土样品中的60Co和152Eu的活度进行了测量,分析结果与计算结果较吻合,证明了理论计算模型的准确性。最后对HWRR屏蔽层的活化深度进行了计算,得出反应堆屏蔽层活化深度最大值为600 mm。计算结果证明保留外层屏蔽层的退役方案从理论上是可行的。

关键词：重水研究堆屏蔽层源项

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中子散射及相关技术的发展与应用

原子能科学技术 2020年第S1期54卷 35-46页

作者：孙凯李天富陈东风中国原子能科学研究院核物理研究所北京102413

中子的独特性质使其在揭示物质从微观、介观至宏观尺度的结构和动力学行为方面都具有不可替代性,从而使得依托于高强度中子源的中子散射技术广泛应用于物理、化学、材料、地质、生物和医学等领域,逐渐发展为一种国家大型科学平台。中国... 详细信息

中子的独特性质使其在揭示物质从微观、介观至宏观尺度的结构和动力学行为方面都具有不可替代性,从而使得依托于高强度中子源的中子散射技术广泛应用于物理、化学、材料、地质、生物和医学等领域,逐渐发展为一种国家大型科学平台。中国原子能科学研究院在国内最早开展中子散射研究,先后依托重水研究堆和中国先进研究堆构建了中子科学研究平台,并坚持面向国内外开放合作,开展了许多富有特色的研究工作,为我国中子散射及相关技术的开创、发展和应用推广做出了重要贡献。当前,中子应用技术迎来新发展机遇,相关研究愈加广泛而深入,将继续为探索基础科学前沿和解决能源、健康、环境、信息等领域重大问题提供重要技术支撑。

关键词：中子散射中国先进研究堆重水研究堆中子束技术

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瞬发γ射线中子活化分析的现状与发展

原子能科学技术 2005年第3期39卷 282-288页

作者：张兰芝倪邦发田伟之黄东辉张桂英刘存兄王平生刘立坤李德红中国原子能科学研究院核物理研究所北京102413

概述了瞬发γ射线中子活化分析(PGNAA)的现状与发展,重点介绍了PGNAA的基本原理,国际上已建的PGNAA装置概况、PGNAA方法学中的单比较器k0法和高能γ射线的效率刻度技术,以及PGNAA在新材料、环境样品、生物和药物以及矿物中H、B、N、Cl... 详细信息

概述了瞬发γ射线中子活化分析(PGNAA)的现状与发展,重点介绍了PGNAA的基本原理,国际上已建的PGNAA装置概况、PGNAA方法学中的单比较器k0法和高能γ射线的效率刻度技术,以及PGNAA在新材料、环境样品、生物和药物以及矿物中H、B、N、Cl等轻元素分析测定方面的日益发展的应用状况。此外,还介绍了在中国原子能科学研究院重水研究堆上建立的热中子束PGNAA实验装置。

关键词：中子活化分析现状与发展瞬发γ射线中国原子能科学研究院 PGNAA 高能γ射线重水研究堆基本原理效率刻度环境样品分析测定实验装置比较器方法学新材料轻元素中子束