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：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：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：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：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。

摘要：^(239)Pu和^(240)Pu含量对分析放射性废液来源、选择后续处理工艺十分关键。本研究应用高分辨电感耦合等离子体质谱法(HR-ICP-MS)直接测定放射性废液中的^(239)Pu、^(240)Pu含量。由于^(238) U与1 H结合产生的铀氢复合离子会对^(239)Pu、^(240)Pu造成同质异位素干扰,本研究通过测定铀氢复合离子产率进行质谱干扰修正,将^(239)Pu、^(240)Pu系列浓度标准扣除铀氢复合离子干扰后,分别绘制^(239)Pu、^(240)Pu质量浓度-计数率标准曲线。测量放射性废液样品时,先利用铀氢复合离子产率修正^(239)Pu和^(240)Pu的同质异位素干扰,再将样品计数率值代入标准曲线方程,计算得到放射性废液样品中^(239)Pu和^(240)Pu的质量浓度,最后计算^(239)Pu和^(240)Pu的活度。将质谱法与液闪法测量结果进行比对,结果表明,两者所测结果偏差小于4%,方法相对扩展不确定度为4.6%(k=2)。该方法制样简单,适用于辐射水平高、铀基体含量大的放射性废液中^(239)Pu和^(240)Pu的快速测量。

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：针对放射性热室去污难点,以聚乙烯醇(PVA)作为成膜基材,添加改性淀粉等成分制备可剥离膜涂料,通过改变成膜环境温度及模拟污染液pH值和初始浓度,研究了可剥离膜的稳定性及其对ASUS304钢板表面污染物的施工适宜性和去污性能。结果表明,聚乙烯醇基可剥离膜涂料具有良好的施工性和可剥性,对金属表面单一铀污染物和混合污染物(含钴、锶、铀)的去污率均大于90%。在工装配合下对热室进行去污,取得了极佳的效果,表明本文所研制可剥离膜涂料可用于热室或核设施金属表面的放射性污染去污。