摘要：反应堆退役是需要重点关注的核设施退役工作之一。本文总结了全球反应堆退役情况;提出了广义的退役技术概念,构建了由退役管理及总体技术、退役专用技术和共性支撑技术构成的反应堆退役技术体系;对政策法规和标准、技术路线、工程管理等退役管理及总体技术进行了论述;对安全停闭、特性调查、去污、切割拆除拆毁、废物管理、退役终态管理等退役专项技术进行了分析;对数智化退役、辐射防护与监测等共性支撑技术进行了探讨。经综合分析论证展望了具体退役技术的发展方向和未来反应堆退役技术的发展趋势。

摘要：金刚石绳锯切割是一种新型无损静力切割技术,具有环保、高效、安全等特性,在核设施退役重混凝土结构切割拆除方面表现出了巨大潜力。本文介绍了某核设施重混凝土结构的拆除现状,并以热室的重混凝土结构为研究对象,开展了不同冷却方式和不同切割方式对切割拆除的影响研究。结果表明:采用水冷却金刚石绳锯、下压拉切的方式,切割比重为4.2 t/m^(3)的重混凝土,磨损系数最低为1.4×10^(−5),切割效率最高可达0.66 m^(2)/h。

摘要：为提升核设施退役去污能力,提出高压二氧化碳载送干冰喷射去污方法。基于Fluent软件建立了喷射去污系统中关于喷嘴与去污箱体内部流场的分析模型,通过流场分析获得了干冰颗粒速度分布。以靶距、喉半径、喷嘴长度、干冰粒径、压力为关键参数,以干冰颗粒对污染表面的冲击应力与分布直径的乘积为去污评价指标,分别开展了1.5、3 mm口径喷嘴流场分析的正交试验。通过均值响应分析和主效应分析掌握了各关键参数对去污性能的影响规律,获得最优参数组合。分析结果表明:关键参数优化后,1.5 mm口径喷嘴去污性能提升了5.64%,3 mm口径喷嘴去污性能提升了15.8%,后者去污性能是前者的1.3倍,但前者的二氧化碳利用率是后者的3倍,具有更好的经济性。该分析结果可为喷嘴选型和喷射去污系统参数计算提供支撑。

摘要：放射性污染场地整治及修复工作是保障核工业健康可持续发展的重要支撑。针对某典型区域放射性污染土壤的处理需求,开展源项分析和分拣机理实验,确定放射性污染土壤分拣减容工艺方案及装置设计指标,设计了一种新型放射性污染土壤分拣减容装置。该装置可实现放射性污染土壤的烘干、筛分、在线检测及按处置需求分离等功能。性能验证结果表明,其对放射性污染土壤中^(137)Cs的理论检出限为20.7 Bq/kg,处理能力可达106 kg/h,满足设计指标。该装置有望在后续工程实施中实现某典型区域部分污染土壤从低放射性废物向极低放射性废物或极低放射性废物向免管废物的降级。本研究可为放射性污染土壤处理工作的工艺设计及工程验证提供理论指导和实验基础。

摘要：将电感耦合等离子体质谱法(ICP-MS)与电感耦合等离子体原子发射光谱法(ICP-AES)联合使用,结合2种仪器的优势,建立仪器分析和数据处理方法。采用建立的联合方法实测了辐照后镍金属制备63Niβ放射源工艺监控样品的63Ni活度浓度,并将所测结果与液体闪烁计数器法(LSC)测量结果进行对比。结果表明,2种方法所测结果的最大偏差为5.1%,测量结果的不确定度为4.4%(k=2),证明该联合测量方法准确可行。

摘要：核设施退役与三废治理过程中会产生大量表面被沾污的不锈钢金属部件,作业环境和人员将面临潜在的放射性污染和受照剂量问题。针对不锈钢金属表面的^(60)Co污染问题,设计了手持式电化学试验装置对不锈钢表面污染进行合理有效的原位去污;采用正交实验法优化电解液浓度、电流密度和电极间距等电化学工艺参数,并对不锈钢表面^(60)Co污染进行去污验证。研究结果表明,本文建立的电化学原位去污方法具有去污时间短、效率高等优点;在电解时间为30 s、电解液为10 mol/L硝酸、电流密度为0.3 A/cm^(2)、电极间距为0.4 cm的条件下,此方法对不锈钢表面^(60)Co污染的去污效率可达99.9%以上,腐蚀深度大于10μm,可使污染降低至环境本底辐射水平。

摘要：本文概述了钋-210的主要特性及用途,简要介绍了其制备的意义及难度,重点针对可实现钋-210批量化制备的核反应堆中子辐照技术路线,从高温蒸馏法、氢化提取法、碱提取法、稀土提取法、自电镀法、溶剂萃取法等方面综述了辐照后铅铋靶材中钋-210的分离提取技术研究现状,最后对有望实现批量化制备的钋-210分离提取技术进行了展望。

摘要：强放热室作为反应堆材料辐照检验的配套设施,其辐射水平高、结构复杂、去污难度较大。针对强放热室退役不锈钢壳体去污的特殊性和复杂性,开展了高压水射流去污、可剥离膜去污和机械打磨去污3个单项去污试验和去污工艺试验研究,并创新性的提出了一种强放热室不锈钢壳体高效复合去污工艺。经工程去污实践验证,去污后热室不锈钢覆面表面污染水平均低于40 Bq/cm^(2),去污因子最高达110以上,达到了国内先进水平。热室高效复合去污技术的研发解决了强放热室不锈钢壳体表面去污的技术难题,降低了退役阶段工作人员的受照剂量,保护了工作人员和环境的安全,具有显著的经济、社会效益。

摘要：63Ni是通过在反应堆中子辐照62Ni而产生的,产生的63Ni再经过分离提纯,制成高纯63NiCl2溶液。以在高通量工程试验堆内辐照逾30a的镍靶件为实验对象,采用ZGANR170核级阴离子树脂对辐照后镍靶件溶解液中的63Ni进行提纯,最终得到高纯度的63NiCl2溶液产品。详细介绍了分离提纯原理、热实验分离步骤和最佳分离条件。酸度对分离的影响实验研究表明,当HCl浓度大于等于9 mol/L时才能获得了良好的分离效果。镍纯化过程对γ核素的去污系数为2.33×103,63NiCl2产品核纯度大于99.9%。辐照后镍靶件经溶解、体系转换、分离提纯全流程63Ni的回收率为86.5%。

摘要：燃耗是核燃料元件最重要的性能指标之一,其准确测量对新型燃料元件研制和换料周期确定等具有重要意义。破坏性燃耗测量属于强放射性下的精细化学分析,需建立系统的方法对测量过程进行质量控制,确保测量数据准确可靠。本文从方法适用性分析、数据预估、质谱干扰分析、样品污染分析、多种方法验证等方面介绍了破坏性燃耗测量过程质量控制的方法。剖析了重同位素法、^(148)Nd监测体法、^(145)Nd+^(146)Nd监测体法、^(137)Cs监测体法等的优缺点和适用范围。介绍了由裂变产额比值预估钕同位素丰度比、由铀同位素丰度比预估燃耗值的方法。分析了质谱测量时由Ce和Sm同位素造成的同量异位素干扰及其检测、排除手段。针对天然本底污染和样品间的交叉污染,分别论述了两种污染源的判断和修正技巧。还探讨了对燃耗值、稀释剂浓度、同位素丰度比等关键数据进行对比验证的方法。