摘要：利用等离子体高温熔融工程样机对不同种类的废物样品进行高温热解熔融处理,主要包括模拟核电厂技术废物、树脂类废物、废油吸附剂等,验证该技术对不同废物处理效果。本实验研究主要介绍了不同处理工况结果与实验过程中各系统的运行状态,研究了不同工况下系统整体运行表现与相应优化方案。等离子体高温熔融处理实验结果表明,该系统对不同种类的模拟核电厂低放废物处理能力不同,在工程应用中,均能满足设计需求,建议加强等离子体高温熔融主工艺系统前后的设计衔接,减少相互制约因素,以提高系统处理能力与处理效果。

摘要：针对现有运行压水堆核电厂核岛疏水排气系统设备众多、系统复杂的现状,本文给出了核岛疏水排气系统的设计经验与量化设计建议,对于提高核岛疏水排气系统的设计效率及正确率,减轻设计人员的编校审压力,具有重要意义,其他机型/堆型,如模块化小型堆或快中子反应堆也可参考。

摘要：核电厂废液处理产生的废树脂为颗粒状物质,经暂存衰变需输送到处理装置处理。废树脂和水的混合物属于液固两相流,在贮存和运输过程中容易沉积在管道中造成堵塞,而且废树脂放射性水平较高,一旦在贮存和运输中发生堵塞难以维修和疏通。文章对各种不同的废树脂搅拌(水力喷射、压缩空气、搅拌桨等)和输送工艺(容积泵、水力置换、喷射器、水力冲排等)进行试验研究,试验得到了不同搅拌和输送工艺的效果,确定了各种工艺的核心设备参数,给出了工程中应对不同工况时的推荐工艺组合,对核电厂废树脂处理设备的设计具有指导意义。

摘要：为了避免放射性废液在地面滞留而给运行人员带来危害,核电厂通过地漏收集地面滞留的放射性废液;同时现有的地坑尚未考虑泄露监测工艺的相关设计,针对过去设计中的缺陷,本文提供适用于核电厂的放射性废液地漏收集系统的设计原则,通过合理的地漏布置规划,为后续新建核电厂的放射性废液地漏收集系统设计提供思路;同时,通过在地坑内增加泄露监测的功能,提高核电厂的安全设计水平。

摘要：在对比不同除硼工艺的优缺点的基础上,选用连读电除盐技术作为除硼工艺,选用改进型膜堆应用于核电厂放射性含硼废液处理工艺设计上,采用“絮凝+离子交换”的方式去除废液中的放射性元素,采用连续电除盐技术作为精处理单元去除硼,浓缩液采用蒸发器进一步蒸发浓缩,蒸残液经过桶内干燥处理。在总量上对硼进行控制,减少硼对环境的危害。

摘要：实现液态流出物在核电厂的复用,进而减少液态流出物向环境的排放,不仅对于保护水资源环境具有重要意义,而且对于满足能源发展规划和厂址选址的主要安全要求、但受环境水体条件限制液态流出物排放的内陆核电厂址,可能将是一种必须的选择。本文基于压水堆核电厂设计及运行经验,研究液态流出物复用的可行性。结果表明,液态流出物中的洗衣废水在热洗衣房循环利用,地面排水作为乏燃料水池补水复用于反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统具备可行性;结合压水堆核电厂实际运行经验,复用后双机组每年可减少液态流出物向环境排放达8400 m^3,占液态流出物总量的51.8%;除氚、C-14外核素排放减少量4.8×10^5 Bq,占液态流出物除氚、C-14外核素总量的36.9%。

摘要：L型等离子体熔融炉因其具有热解气化效率高、抑制核素挥发等特点,在低中放射性废物处理方面具有独特优势。由于炉内等离子体炬的高温特性,在预热阶段采用等离子体炬升温存在温度不可控的问题,从而可能造成炉内温度分布均匀性差,严重时甚至会造成炉内局部耐火材料的损伤甚至失效。文章针对L型等离子体熔融炉搭建了有限元数值模拟模型,探究了热风进口分布位置及等离子体炬安装位置对预热效果的影响。结果表明,对称式送风布置形成热风对冲区导致炉内热量传递受阻,而采用单侧热风进口布置可避免上部竖炉和下部炉膛的交界拐角处的低温区,使炉内温度梯度较小。通过试验对比,开启3个单侧送风口,进风总流量为200 m^(3)/h、热风温度为200℃、等离子体炬(76 kW)相对位置布置夹角为40°时,炉内整体温度分布均匀性较优。文章结论可为L型等离子体高温熔融炉的设计及运行提供实际指导,提升设备可靠性及安全性。

摘要：在油气开发与探测中,井下温度是评价井下地层信息的重要参数。本文设计了基于单片机PIC24FJ128GA010的井下温度实时探测系统,详述了井下温度探测系统硬件的总体结构,着重阐述了井下温度采集系统的软件和硬件设计及实现方法。在系统中,温度探测探头选用高精度铂电阻,这种铂电阻具有高精度、高灵敏性、高稳定性等特点。本系统应用于井下温度测量,由于电阻率与温度关系密切,这样获取的温度数据就为评价地层电阻率提供另一重要依据。通过实验,该系统的可靠性与准确性以及高速数据采集和数据处理的功能已得到验证,完全可以满足现场对井下温度探测的需求。