第7章 反应堆去污技术
核聚变反应堆的维护保养需要哪些专业技能
核聚变反应堆的维护保养需要哪些专业技能核聚变作为一种潜力巨大的能源获取方式，其反应堆的维护保养至关重要。
这不仅关系到反应堆的安全运行，还直接影响着能源的稳定供应和利用效率。
要确保核聚变反应堆的正常运行和长期稳定，需要一系列专业技能的支持。
首先，深厚的物理学知识是必不可少的。
核聚变反应堆的运行原理基于复杂的核物理过程，维护人员需要精通等离子体物理、核反应理论等知识。
只有这样，他们才能理解反应堆内部发生的各种微观和宏观物理现象，比如等离子体的约束和稳定性、能量的产生与传输等。
对于诸如托卡马克等常见的核聚变装置，了解其磁场构型和等离子体的加热方式，对于判断反应堆的运行状态和潜在问题至关重要。
材料科学方面的专业技能也不可或缺。
由于核聚变反应堆内部处于高温、高辐射和强磁场的极端环境，所用的材料必须能够承受这些恶劣条件。
维护人员需要熟悉各种特殊材料的性能，如耐高温的合金、抗辐射的陶瓷和先进的复合材料等。
他们要能够检测材料的老化、损伤和性能退化，及时更换或修复受损部件。
例如，第一壁材料直接面对等离子体，容易受到高能粒子的轰击和侵蚀，维护人员必须能够准确评估其寿命和可靠性。
在工程技术领域，机械工程和电气工程的技能是基础。
机械工程师负责反应堆的结构设计和维护，包括各种部件的安装、拆卸和维修。
他们需要精通高精度的机械加工和装配技术，确保反应堆的各个部件能够紧密配合、稳定运行。
电气工程师则负责反应堆的电力系统和控制系统，保障电流、电压的稳定供应，以及各种传感器、控制器的正常工作。
他们要能够迅速诊断并解决电气故障，防止因电气问题导致反应堆运行异常。
热工水力方面的知识对于核聚变反应堆的维护也非常关键。
反应堆内部的热量产生和传递过程极其复杂，维护人员需要了解冷却剂的流动特性、传热机制和热交换设备的工作原理。
他们要能够监测和控制反应堆内部的温度分布，防止局部过热导致部件损坏。
同时，对于冷却系统的维护和故障排除，也是保障反应堆安全运行的重要环节。
反应堆科学技术
反应堆科学技术核临界安全中心2006年工作概况攸国顺，荣春方，刘宏伟，沈雷生，刘振华，薛小刚，阮可强1 核临界安全管理对404厂进行核临界安全调研，陪同中国核工业集团公司安全环保质量部领导进行了现场检查；完成科工委系统核临界安全技术培训资料的编写；继续负责和参与核临界安全标准修订工作。
3项标准GB 15146.1《反应堆外易裂变材料的核临界安全行政管理规定》、GB 15146.2《反应堆外易裂变材料的核临界安全——易裂变材料操作、加工、处理的基本技术准则与次临界限值》和GB 15146.3《反应堆外易裂变材料的核临界安全——易裂变材料贮存的核临界安全要求》已经完成修订工作，现已开始征求意见。
此外，中心负责的《反应堆外易裂变材料的核临界安全——轻水堆核电站燃料水池中操作和贮存燃料元件时考虑燃耗的临界安全》也已准备完毕。
2 核临界安全审评完成了404厂海军乏燃料贮存核临界安全审评；404厂第二个乏燃料贮存水池初步设计审评；以及504厂核临界安全研究报告的审评。
3 向基层单位提供服务完成了秦山核电厂乏燃料运输和814厂机组漏水核临界安全咨询工作；编写了814厂核临界安全分析程序使用指导、404厂核临界安全培训资料及田湾核电站反应堆中子噪声技术培训教材；与404中试厂负责人商讨合作及MONK程序使用及培训事宜，基本确定了人员培训及合作框架；完成了海军核化安全研究所的核临界安全分析任务，以满足我国军用核动力的需求。
乏燃料临界实验装置堆芯几何布置初步研究刘宏伟，攸国顺，沈雷生，刘振华，薛小刚随着核电的发展，核临界安全问题变得越来越突出。
燃耗信任制技术越来越多地应用到核临界安全分析中，这使乏燃料的贮存、运输和后处理的能力大大提高，燃料循环后段的经济性显著提高。
开展乏燃料的临界实验非常重要，在建造乏燃料临界实验装置前需对其进行大量详细的临界计算。
参考燃耗信任制技术的燃耗分析方法，选取了关键的反应堆运行参数（可溶硼浓度、慢化剂密度、燃料芯块温度和控制棒的操作）。
反应堆概论
镉对中子的吸收
屏蔽材料
屏蔽材料应有以下特性： 1)密度大，能有效地吸收一次和二次γ射线，并能通过 非弹性散射将快中子慢化下来； 2)含有足够多的氢元素，能有效地将非弹性散射阈值以 下的中子慢化为热中子； 3)力学强度、机械稳定性、热稳定和化学稳定性； 4)价格低廉，容易加工和建造。 常用的屏蔽材料有铁、水、混凝土(包括含有结晶水或 硼的重金属骨料混凝土)。也可选用铅、石墨、硼钢、 有机材料或含硼塑料等。
反应堆参数
比功率[kW/kg]：反应堆热功率/可裂变物质初 始总质量 燃料总装量[kg]：堆芯内燃料总质量 燃料浓缩度[％]：易裂变物质质量/易裂变物质 与可转换物质总质量 比燃耗[MWd/t]：堆芯工作期间所产生的总能量 /可裂变物质总质量
反应堆内热量分布
反应堆内裂变产生的能量85%以上是碎片、α、 β粒子的动能，最终在堆内转变成热能 中子、 γ能量，约10%，主要在慢化剂、反射层、 屏蔽体中释放为热能 中微子能量约占5%，几乎全部逃离 因此，必须有冷却系统将热量带出堆芯
燃料包壳材料
铝、铍、镁和锆具有很小的热中了吸收截面(依次等于 0.24b．0.01b．0.069b和0.185b)及较高的熔点。其中高纯 铝和铝合金已广泛用作低温水冷生产堆和研究试验堆的 燃料元件包壳材料．但由于蠕变强度低，耐高温腐蚀性 差，而未能用于动力堆。 镁合金现仅用作石墨气冷堆的燃料元件包壳材料。 纯锆(含铪＜0.01％)具有很小的热中子吸收截面和良好的 力学性能与耐高温水腐蚀性能，几种锆合金(锆-2．锆4．锆-铌)的耐腐蚀性能与力学性能更优于纯锆，加工性 能和焊接性能(在惰性气体保护下)也非常好，已广泛用作 水冷动力堆的燃料棒包壳材料和燃料组件结构材料。
[精选]第七章核反应堆热工--资料
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2.2.2、控制棒对功率分布的影响（2）
2.2.3、水隙及空泡对功率分布的影响
2.3、燃料元件内的功率分布（1）
2.3、燃料元件内的功率分布（2）
2.4、核热管因子（1）
热管和热点的概念
2.4、核热管因子（2）
热管因子：
为了衡量各有关的热工参数的最大值偏离平均值 （或名义值）的程度，引入一个修正因子，这个修正因 子就称为热管因子。热管因子是用各有关的热工（或物 理）参数的最大值与平均值的比值来表示的。
3.1.1.2.3、沸腾放热（4）
过冷沸腾起始点的判据：
9 qONB 1.798 103 p 1.156 t w t s 5 t w t s 和系统压力为p时， 式中qONB 为在壁面过冷度 开始产生沸腾所需的热 流量
2.828 p 0.0234
沸腾临界：
1.1、核燃料（4）
固体核燃料： 陶瓷燃料：氧化物、碳化物、氮化物
氧化铀：特点（5点内容）（自修） 热物性（熔点、密度、热导率、比热）（自修） 钚、铀混合物：UO2+PuO2 UC+PuC UN+PuN
陶瓷型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料的基体中。 基体材料：铝、不锈钢、锆合金、石墨等 缺点：基体材料所占百分比大，必须使用浓缩铀（加浓铀）
缺点：沸点低、存在沸腾临界、在高温下有腐蚀作用。
重水慢化堆采用重水作冷却剂的好处是可以减少核燃料的装载量或降低核燃料的浓 缩度。缺点是价格昂贵。
钠：钠作为冷却剂主要应用于快中子堆。
缺点：钠水剧烈反应、温度梯度质量迁移、金属的扩散结合、存在由反应性正空泡 效应引起的控制和安全问题。
氦气：氦气作为冷却剂主要应用于气冷堆。
《放射性废物处理与处置》9退役
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
退役工作的未来
退役是核事业发展的重要一环，是必需 做好的事情。
退役从电费中预付，是有钱的。退役总 费用大约是电站投资的10～20％，占电 力成本的2～5％。
退役即将成为一种产业，退役技术大有 可为。
第九章完
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
贮槽清污 贮槽底部淤泥的去除 排空贮槽的处置 美国浇注水泥浆的就地处置试验 场址清污 场址清污净化到什么水平，取决于退役总目标 土壤的清污 地下水的清污
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
就地玻璃固化
基本原理：把石墨电极插入地下，通过 电流产生高温（1600～2000℃），熔化 周围土壤，电极附近区域形成熔池（图 9-4），最后形成整体结构的玻璃体，把 放射性核素和重金属元素包容其中。
美国已用于整治被农药和重金属污染的 场地。
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
9.4 退役废物管理 废物来源：废气－切割和去污；废液－去污和
冲洗；固废－拆除和固化。 退役废物管理的主要环节： 废物最小化：有很多措施（p206） 废物分类 废物包装 废物出路 临界事故和燃爆事故 非放危险物质
放射性废物处理与处置
目录一
课程安排：48/36学时－8/6周 第一章 放射性废物管理内容和原则 第二章 放射性废物的分类 第三章 放射性废物的产生和废物最小化 第四章 气载和液体低中放废物的处理 第五章 废物的减容处理——焚烧和压实 第六章 低中放废物固化技术 第七章 高放废液的固化与分离
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
专用拆除技术：高效切割技术（对金属、塑料、 混凝土构筑物局部）；控制爆破技术（构筑物 整体或局部）；高效压缩（减容）技术等；高 效封闭材料和封闭技术。
放射性污染的去污
3
三、去污的作用和意义
（1）降低放射性水平，减少工作人员受照剂量，保护公众和环境； （2）便于维修和拆卸活动，降低屏蔽和远距离操作的要求； （3）降低或消除对探测的干扰影响； （4）使设备、工具、材料、建筑物和场址有可能再利用； （5）减少废物贮存、运输和处置的费用； （6）减少需要处置废物的体积或使废物可以降级处置； （7）有可能回收易裂变材料（如235U、239Pu）； （8）方便事故处理和退役活动。
高压射流利用射流的打击、冲蚀、剥离、切除等作用来除垢、除锈斑、清 焦和清洗，去除污染的放射性核素。高压射流特别适合于难以实现擦洗的 物体或擦洗工作量太大的物体表面的去污。
对水磨石地板、油漆地面、塑料地面的去污效果较差
8
为了提高去污率，在高压水中加入化学试剂，还有用高压喷射蒸汽，或喷射砂、 干砂、氧化铝、锆氧砂、微钢珠、塑料珠、干冰等磨料。
一、去污的定义
去污是用物理、化学或生物的方法去除或降低放射性污染过程。从广义来说，去 污就是把放射性物质从不希望其存在的部位去除或全部去除。 去污实际上只是改变了放射性核素存在形式和位置，可用下式表示：
从上式可以看出，去污并未从根本上消除放射性核素，只是放射性核素存在的 位置或方式发生了改变，去污过程会产生二次废物。 二、去污效果的表示方法
涂膜便达到去污目的。
15
可剥离膜：聚乙烯或聚氯乙烯系列；聚醋酸乙烯及其改性物系列；聚丙烯酸酯系 列。 可剥离膜去污的二次废物量比一般化学法减少2/3，节省工时1/2，节约费用1/3。 可剥离膜去污对表面光滑的物件去污效果好，对多孔性粗糙物件、复杂结构部件 及放射性深部污染情况，去污效果较差。 4、超临界萃取去污法 超临界萃取去污是用超临界流体萃取核素。超临界流体是处于临界温度和临界压 力以上的流体，它兼有气、液双重特性。既有气体的高扩散性、低粘性、可压缩 性和渗透性，又有与液体相近的密度和溶解能力。
放射性污染的去污
电化学去污也可在充满电解液的管道内，用一移动电极进行抛光。电化学去 污方式有：1、浴式浸泡法—适于小件物品；2、电解隔离法—适用于局部区 域（如部分工具或部件）或很大的表面（如乏燃料贮存池覆面）；3、电解 液抽吸法—适用于反应堆主回路部件（如蒸汽发生器管头、管道）或其他与 17 安全有关的部件。
四、废金属熔炼（限于污染金属的去污） 废金属熔炼（限于污染金属的去污）
8
为了提高去污率，在高压水中加入化学试剂，还有用高压喷射蒸汽，或喷射砂、 干砂、氧化铝、锆氧砂、微钢珠、塑料珠、干冰等磨料。 2、超声去污 、 超声去污是利用超声的空化效应、加速度效应、 超声去污是利用超声的空化效应、加速度效应、声流效应对清洗液和污垢的直接 和间接作用，使污垢层分散、乳化、剥离，而达到去污目的。 和间接作用，使污垢层分散、乳化、剥离，而达到去污目的。超声去污的主要作 用是空化效应。超声波空化气泡瞬时破裂，会产生上千个大气压的冲击力， 用是空化效应。超声波空化气泡瞬时破裂，会产生上千个大气压的冲击力，破坏 污染物，并使他们分散在清洗液中，去污效果很好。 污染物，并使他们分散在清洗液中，去污效果很好。 适用于阀芯、阀杆、 适用于阀芯、阀杆、泵、过滤器花板、切割工具等小工件和仪表杆的去污 过滤器花板、 去污效果好、效率高、二次废物少、 去污效果好、效率高、二次废物少、可远距离操作
1、高压射流去污 、 原理：用高压泵射出高压水，通过喷嘴正向和切向冲击去污物件的表面。 原理：用高压泵射出高压水，通过喷嘴正向和切向冲击去污物件的表面。 高压射流若将机械力、化学力、热力结合起来， 高压射流若将机械力、化学力、热力结合起来，则可更有效地除去污染的 表面垢物和氧化膜，甚至可以对混凝土去污。 表面垢物和氧化膜，甚至可以对混凝土去污。 高压射流利用射流的打击、冲蚀、剥离、切除等作用来除垢、除锈斑、 高压射流利用射流的打击、冲蚀、剥离、切除等作用来除垢、除锈斑、清 焦和清洗，去除污染的放射性核素。 焦和清洗，去除污染的放射性核素。高压射流特别适合于难以实现擦洗的 物体或擦洗工作量太大的物体表面的去污。 物体或擦洗工作量太大的物体表面的去污。 对水磨石地板、油漆地面、 对水磨石地板、油漆地面、塑料地面的去污效果较差
核反应堆工程部分习题参考
hg 2754.1kJ / kg ， g 44.357kg / m3 ， f 717.04m3 / kg
通道入口处水的温度为： t0 tsat 15 282.6C 查软件得： p 8.3MPa ， t0 282.7C 时： h0 1249.33kJ / kg 同 6.1 题相类似， 余弦方式加热时， 采用上一题的余弦加热时的公式， 沸腾起始点满足：
2
由工具软件 Matlab 算得 J1 2.405 0.5191，所以：
4 0.5191 max 0.2748 1013 / (cm2 s) 2.748 1012 / (cm2 s) 2.405 d 2
2
堆芯内燃料总体积 Vc n ( ) h 10000 ( 代入数据得：
核反应堆工程部分习题参考
注：来源于曾做过的热工水力部分习题。题目可能有出入，部分经验公式可能有差别，仅供 参考。 第四章 1 假设堆芯内所含燃料是富集度 3%的 UO2 ，慢化剂为重水 D2 O, 慢化剂温度为 260℃，并 且假设中子是全部热能化的，在整个中子能谱范围内都适用 1/v 定律。 试计算中子注量率 为 10 /(cm ∙s)处燃料元件内的体积释热率。 解： 铀 235 的丰度为:
Pc 1.60211010 E f N5 f Vc ，Pt 的单位为 kW Fu
2.405r z cos ， Re Le
E f=200MeV，由上题计算知：N5 =7.05*1020 /cm3 ，σ f=3.524*10-22 / cm2 由（3-17）式，圆柱体热中子注量率分布： 0 J 0 则平均中子注量率为：
1647.1C
故 T0
z Tm z 1647.1C 1927.3C
《药品生产质量管理规范(2010年修订)》附录：放射性药品-2012.12.06
国家食品药品监督管理局公告2012年第72号关于发布《药品生产质量管理规范（2010年修订）》放射性药品附录的公告根据卫生部令第79号《药品生产质量管理规范（2010年修订）》第三百一十条规定，现发布放射性药品附录，作为《药品生产质量管理规范（2010年修订）》配套文件。
特此公告。
国家食品药品监督管理局2012年12月6日附录放射性药品第一章范围和原则第一条本附录适用于含放射性核素的用于临床诊断或者治疗的制剂及其标记药物，包括医用放射性核素发生器及其配套药盒、正电子类放射性药品、放射性体内植入制品、即时标记放射性药品、放射免疫分析药盒、其他反应堆和加速器放射性药品。
第二条放射性药品的生产管理、质量管理、储存、运输、安全、防护等应当符合国家相关规定和药品生产质量管理规范（2010年修订）及附录要求，其中涉及放射性药品特殊要求的，以本附录为准。
第三条产品有效期或所含核素半衰期小于30天的放射性药品，根据国家食品药品监督管理部门制定的相关放射性药品质量控制指导原则，经企业质量管理部门对生产过程和影响质量的关键参数进行风险评估后，可边检验边放行。
第二章机构与人员第四条企业设置的机构应与放射性药品特性和辐射安全相适应，明确各部门职责和人员的岗位职责。
第五条企业应当配备具有放射性药品相应专业知识的生产、质量管理人员和技术人员，其中生产管理负责人、质量管理负责人及质量受权人应符合《药品生产质量管理规范》（2010年修订）相关人员资质要求，并具有核医（药）学或相关专业知识和工作经验，能够在生产、质量管理中履行职责。
第六条企业各岗位人员应当进行与其岗位相适应的专业知识和辐射防护知识培训。
第三章厂房设施与设备第七条厂房设施应根据生产工艺及辐射安全等各方面的要求，综合考虑，合理布局。
第八条厂房应与生产工艺相适应，符合国家辐射防护的有关规定，取得相关行政主管部门核发的辐射安全许可证明文件。
第九条放射性工作区与非放射性工作区应有效隔离。
核设施建筑物表面去污技术
间。喷湿冰块去污时 ，喷冰净化头可在待去污面上移动。去污效率取决于喷冰机移动速
度 、净化头距待去污表面距离、操作压力和物体几何形状。由于该系统使用了冰形态的 水作介质 ，所以没有其他消耗 。产生的废物是被污染的水 ，废水量取决于喷冰速度 。根 据一制造厂数据 ，最大废水量为 ９． ／，这些水必须经处理后排放。 ０ Ｌｈ ７
维普资讯
２０ ０７篮
国
外
核
动
力
第 ３期
核设施建筑物表 面去 污技术
刘 丽
（ 中国核动力研究设计院反应堆运行与应用研究所 ，成都，６￣０ ） １ ５
摘要 ：国际原子能机构（ Ｅ ） Ｉ Ａ在相关标准 中已明确指 出： 在核设施设计阶段 和运行 阶 Ａ “ 段就应该考虑退役” 。随着我 国核 电厂建设步伐的加快 ， 对核设施退役技术 的研究也 日 益受
污处 理 和处置 。
２３２ 技术特性及主要参数 喷丸设备沿着被去污表 面移动 ， ．． 将磨料加到全密封离 机 ｔ Ｌ ， 叶轮中心 ，叶轮迅速旋转将磨料从叶轮片上抛到污染表面上，磨料和去除下来的污染物 质弹回分离设备 ，经分离后 的磨料再循环使用 ，而污染物质进入集尘器。改变机器的速
２２ 喷冰法 ．
２２１ 技术原理 喷冰去污技术是采用低压空气和湿冰去除物体表面污染物 ， Ｉ＿ 通过高速 气流将湿冰直接喷到物体表面达到去污 目的。喷冰法能除掉物体上的覆盖层和某些固定
的表面污染物 ，但不能去除混凝土内较深处的污染物。 ２ ． 技术特性及主要参数 喷冰去污法常用空气量为 ８ ｉ， ．２ ２ ｍ ／ ｎ 表压在 ０ ￣ ．Ｖ ａ ｍ ． １ １Ｐ 之 ４ ７Ｉ
泵
来比较麻烦 。高压水枪去污流程见图 １ 。 ２１ 技术特性及主要参数 高压水枪去污中使用正确的喷嘴是获得理想去污效果的 ．． ２
反应堆一回路系统循环去污配方实验研究
Ａｂｓ ｒ ｔ ｔ ａｃ ：Ｔｈ ｃ ｅ ｎｉ ｇ ｒ ａ ｅ ｎ ｅ ｏ ｔ ｍｉ ａ ｉ ｎ ｏ ｈ ｐ ｉ ａｙ ｏ ｐｓ ｆ ｒ ａ ｔ ｒ ｓ ｅ ｌａ ｎ ｅ ｇ ｎｔ ｏ ｄ ｃ ｎ ａ ｎ ｔｏ ｆ ｔ ｅ ｒｍ ｒ ｌ ｏ ｏ ｅ ｃ ｏ ｓ ｗａ
之 被 主 冷 却 剂 通 过 一 回 路 系 统 带 到 有 关 的 系 统 ，造 成系 统与 设备 的放 射性 污染 。在 反应 堆
究始 于 ２ ０世纪 ７ 代 。 目前 ，广泛 使用 低浓 ０年
度去 污剂 的软化 学去 污 工艺取 代 了最 初 的浓溶 液 （ 量分 数＞ ％）去污工 艺【 ，且 去污 着眼 质 ｌ Ｊ 于去 污 因子 高 、对基 体材 料腐 蚀 率低 、产 生二 次废 物量 少 、温 度低 、速 度 快等 。为 达到 上述
第４ ４卷 增刊 ２１ ０ ０年 ９月
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ ． ４， ｕ １ １ ４ Ｓ ｐｐ ． Ｓｅ ２０１ ｐ． ０
Ａｔ ｍｉ ｅ ｇ ｃｅ ｃ ｎ ｅ ｈ ｏ ｏ ｙ ｏ ｃＥｎ ｒ ｙ Ｓ ｉｎ ｅａ ｄ Ｔ ｃ ｎ ｌ ｇ
反应堆一 回路 系统循环去污配方实验研 究
Ｋｅ ｒ ｓ ｄ ｃ ｍｍｉ ｓｏ ｉ ｇ ｄ ｃ ｎ ａ ｎ ｔ ｎ ｃ ｅａ ｉ ｇ ａ ｅ ｔ ｙ ｗｏ ｄ ： ｅ ｏ ｓ ｉ ｎ ｎ ； ｅ ｏ ｔ ｍｉ ａ ｉ ； ｈ ｌ ｔ ｇ ｎ ｏ ｎ
由于在 反应 堆运行 过 程 中 ，反 应堆 堆 芯 内
必 然会 产 生和积 累放 射性 核素 ，放 射 性核 素随
拆 除前 ，为降低 作业 场所 辐射 场 强度 ，减 少操
作 人员 受照射 剂 量 ，降低 废物 等级 ，减 少 反应 堆 退役 过程 废物 产 生量 ，需对 一 回路 系统进 行
211244475_压水堆核电厂退役放射性物项去污标准探讨
关于人员和环境安全，在《放射性废物管理规定》中 指出，应通过选用合适的去污和拆除技术，采用适当的污 染控制方法、废物分类、废物处理和处置以及行政管理和 内部监查措施，防止放射性污染扩散、减少废物产生量和 降低其放射性水平、减少向环境的排放、减少对工作人员 及公众的危害和减少对环境的影响。
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科技视界
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F 核电之窗 WБайду номын сангаасndow on Nuclear Power
（GB18871）以及《核设施的钢铁和铝再循环再利用的清 洁解控水平》（GB17567）等 。 [3-9]
在国际原子能机构（IAEA）的安全标准丛书系列和报 告中，关于退役去污的内容主要体现在《设施退役》（GSR Part6）及《核动力厂、研究堆和其它核燃料循环设施的退役》 （No.SSG-47）等文件中 。 [1，2]
《设施退役》规定在制定退役计划期间、开展退役活 动 期 间 和 终 止 退 役 许 可 期 间 应 满 足 的 一 般 安 全 要 求， 是 IAEA 在退役方面的顶层文件，从退役安全的角度对去污作 为退役的主要活动、去污的必要性、去污的评估等提出了 一些原则性的要求，未涉及具体的去污工艺和技术。《核 动力厂、研究堆和其它核燃料循环设施的退役》对包括监 管机构在内的国家主管部门和营运单位提供指导，以确保 核动力厂和研究堆的退役过程以安全和环境可接受的方式 进行。其对于去污可减少废物量的作用、去污人员、去污 技术应经过验证、如何对去污技术进行评价、评价的具体 考虑因素、通过去污实现解控和循环再利用等均进行了相 关条款的描述，但不涉及具体的限值和要求。 2.2 国内法规标准现状
高压水射流核电站反应堆水池去污方案
高压清洗机在反应堆水池去污中的的特点
一、经济效益大
反应堆换料水池的单次清洗时间从原来的几天降到现在的六小时以内，大大缩短了检修工 期，提高了核电站的运行效益。
二、减低了工作人员的辐射剂量
采用高压清洗机清洗反应堆的换料水池，可以远距离操作，减少了操作人员的数量，从而减 低了操作人员的辐射剂量。
三、清洗效率高
需要三名清洁人员，一名携带高压水枪系好安全带，站池边对准目标按顺时针方向自上而下 冲洗，另一名清洁人员操作高压水泵并监视清洗去污活动的安全，再有一名清洁人员则监督 保证供气管路通畅。
二、2m 以下池壁和池底的清洁去污
需要多名清洁操作人员，三人穿气衣入池，一人携带高压水枪，一人携带刮水板，一人携带 尼龙刷，在高压水射流冲洗的同时，边刮边刷，然后再冲洗，反复进行清洗作业。两人穿防 护工作服携带清洁工具入池，将池壁、池底的残余水收集到排水沟并排掉，将污垢废物装入
高压清洗机在反应堆水池去污前的准备工作高压清洗机在反应堆水池去污前的准备工作在清洗工作前需要对高压水枪的水管和气管外表面加套塑料保护膜气管供入池人员使用然后连接高压清洗机电源连接供水管当确认高压清洗机工作正常后方可投入使用
高压水射流核电站反应堆水池去污方案
时间：2012-02-07 来源：北京德高洁清洁设备有限公司
在清洗工作前，需要对高压水枪的水管和气管外表面加套塑料保护膜，气管供入池人员使用， 然后连接高压清洗机电源，连接供水管，当确认高压清洗机工作正常后方可投入2m 以上的池壁进行冲洗，再对 2m 以下池壁和池底进行冲洗、刮、 刷等去污，并将废物收集。
一、2m 以上的池壁去污
高压清
350/23EM 洗机
23
350
功率 (kw)
7.5
核燃料后处理工程课后习题
第一章1-1.核燃料的内涵是什么,核燃料循环这一概念是如何形成的?1-2.核燃料后处理的任务及其产品形式是什么?1-3.简述核燃料后处理厂的特点.1-4.核燃料后处理工艺的发展简史给你什么启发?1-5.简述轻水堆铀燃料循环的主要工艺过程.第二章2-1.理解、记忆铀、钚、次锕系元素的重要化学性质。
2-2.理解、记忆裂变碎片元素的重要化学性质。
2-3.理解并会应用描述磷酸三丁酯萃取铀钚效果的三个概念：分配系数、分离系数、净化系数。
2-4.理解、记忆影响磷酸三丁酯萃取铀、钚的因素。
2-5.了解磷酸三丁酯对裂片元素的萃取性能。
2-6.理解磷酸三丁酯及稀释剂化学分解和辐射降解的过程，降解产物的种类及其对Purex工艺的影响。
2-7.理解多级逆流萃取-洗涤过程及其定量描述方法。
第三章3-1.简述不同类型反应堆乏燃料元件对后处理工艺的影响。
3-2.理解并记忆核燃料后处理工艺原理流程框图。
3-3.简述世界各国应用Purex工艺流程概况。
3-4.乏燃料元件运输过程中要考虑哪些问题？3-5.简述快中子增殖堆乏燃料后处理的基本步骤。
3-6.乏燃料组件放置（冷却）贮存的目的是什么？第四章4-1.水法核燃料后处理工艺的首段处理包括哪些步骤？4-2.乏燃料元件的脱壳方法有哪几种？简述各种脱壳方法的优缺点及其实用性。
4-3.理解、掌握乏燃料芯体溶解反应、溶解过程及操作要点。
4-4. 1AF料液制备中要考虑哪些问题？4-5.试比较生产堆、动力堆和其他堆型乏燃料首段处理的特点和工艺要求。
4-6.可以采取哪些措施来降低溶芯过程的酸耗？第五章5-1.为什么说，确保共去污-分离循环的安全稳定运行是后处理厂的关键环节之一？5-2.理解、记忆铀钚共去污-分离工艺过程；5-3.简述几种还原钚（Ⅳ）实现铀钚分离的方法，针对这些方法的优缺点，你能提出什么新创意？5-4.你能对1A槽（柱）和1B槽（柱）的运行提出什么建议吗？5-5.循环经济在铀钚共去污-分离循环流程中有哪些体现？第六章6-1.理解、记忆制定钚的萃取净化循环流程时各参数的依据。
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振幅为数：μm~100 μm，振幅越大去污效果越好。
7.2.1 先进的超声波燃料净化工艺 铁基与镍基腐蚀产物氧化物在一回路中迁移、沉
积，活化，使一回路系统的辐射剂量率升高。 在功率瞬变、启动和停堆期间这些活化腐蚀产物会
重新分布。此外，过多的腐蚀产物沉积在燃料上被视 为是压水堆产生非正常轴向偏移(AOA)的原因。从燃 料经济性考虑，需要燃料循环周期不断延长和较高的 堆芯热负荷。
多步法是使用两种或两种以上去污剂，使去污效率 提高。
首先将一种去污液注入去污对象系统内实施去污， 然后排出去污液，进行冲洗，接着注入第和废液产生量大。
2、两步法去污实例 两步法去污是用碱性高锰酸钾对去污表面进行预
处理，再用草酸、柠按酸及其盐类的混合溶液或络合 剂如乙二胺四乙酸(EDTA)溶解腐蚀产物，从而除去 放射性核素。
4、化学去污方法的强化手段 (1)浸泡搅拌法； (2)喷射法； (3)过热蒸汽载带法； (4)超声波法； (5)电解法。
7.1.3 核电站化学去污实例 1、化学去污法的种类与特征
目前应用的化学去污技术均以有机螯合试剂为基 础，使氧化物层在适宜的条件下溶解于去污溶液中。
一步法使用一种去污液，将去污液注入去污对象 系统内实施去污，去污后排出去污废液，接着进行冲 洗。去污产生的废液可用离子交换树脂处理。一步法 的持点在于操作简单、废液量少。对反应堆一回路冷 却剂系统去污最富经验的CAN-DECON法为一步法。
化膜。
活化反应：
56Nin, p58Co; 59Con, 60Co; 54Fen, p54Mn; 50Crn, 51Cr; 58Fen, 59Fe.
为了电站的安全和经济性，降低压水堆电站人员 受照剂量，采取了许多有效措施，如优化水化学管理、 改进材质、注锌等，但归根结底应努力从根本上杜绝 或减少污染源的产生，必须在综合考虑代价-利益的基 础上对措施进行优化。去污就是降低辐射场和降低人 员受照剂量的措施之一。
去污活动应符合从ALARA原则 (合理可达到的尽可 能低)，即去污应使工作人员在整个电站寿期内接受的 辐射剂量有净减少。这意味着去污过程中，工作人员 接受的辐射剂量(包括准备工作和放射性废物处理)应低 于末去污可能接受辐射的剂量。
7.1 化学去污技术
7.1.1 化学去污的基本概念 1、去污因子与腐蚀速率
最常用的电解液是各种浓度的磷酸，一般浓度为 20％。
7.4 去污经济效益的一般性考虑
在以反应堆一回路为对象的大规模去污过程中，选 定某种去污工艺时，应分析该工艺的去污效果以及为 达到预期的效果所需的费用。一放采用费用-利益分析 估算去污费用和去污效果。对预选方案与方案实施所 需费用与可能达到的去污效果进行对比评价，排定方 案的优先顺序。去污效果应从降低辐射剂量和提高热 交换器传热性能两方面考虑，但以降低辐射剂量为主， 以所需费用和辐射剂量减少量人-Sv进行定量评价。
美国Dominion工程公司开发的增强高功率密度的超 声波传感器，体积非常小，可完全能置放在蒸汽发生 器水室内。
7.3 电化学去污
化学去污是基于化学溶解金属表面上的氧化物层， 电化学去污是以阴极溶解基体金属的表面层为基础， 使溶解的一薄层氧化物从金属表面剥离。该去污作业 的先决条件是电解液必须与基体金属接触。原则上讲， 氧化物层是绝缘的，但其孔隙率相当大，完全能保证 有很高的导电能力。
为了减小AOA，开发出先进的燃料净化系统。
包壳表面轴向腐蚀沉积示意图
7.2.2 利用先进的超声波技术净化蒸汽发生器二次侧 压水堆蒸汽发生器传热管束在管隔板缝隙和管板顶
部发生的晶间腐蚀／晶间应力腐蚀裂缝损伤呈现上升 的趋势，而蒸汽发生器的故障是压水堆电力损失唯一 的最大根源。受蒸汽发生器几何形状的束缚，在过去 不可能利用超声波去污技术清除二次侧的沉积物。
第7章 反应堆去污技术
压水反应堆材料构成及与冷却剂接触面： 燃料包壳管为Zr-4合金：25%； 设备与管道为不锈钢：5%； 蒸汽发生器传热管为Inconel600/690或Incoloy800：
70%。 15kg/a； 界面污物的主要来源是一回路结构材料表面的腐
蚀产物，特别是Incoloy800 /nconel690表面上生成的氧
2．实施条件 速度； 温度。 为了达到良好的去污效果，在去污过程中还需控
制温度，搅动去污溶液或对去污表面有一定的冲刷速 度。
实际操作时，冲刷速度不宜低于0.3m/ s，温度应 接近去污液的沸腾温度。温度过高，将使去污液汽化 热分解失去作用，温度过低，反应速度太慢。
3、去污方法的选择 去污程度去污范围选择； 去污工具选择； 去污计划制定。
4、辐射作用 去污剂在一定程度上受到射线照射，刚停堆时，预
测堆芯燃料附近的剂量率极高，高达104 Gy/h。
7.1.2 化学去污需考虑的因素 1．去污剂的选择
①对去污表面浸润性好； ②对腐蚀产物和放射性物质溶解能力强； ③不引起基体金属材料的显著腐蚀； ④在温度和辐射场作用下，金属溶解物不生成二次 沉淀； ⑤易于用水冲洗干净； ⑧价格便宜。
Cr与Ni在不锈钢或Inconel合金表面的腐蚀氧化膜 中含量仅次于Fe：
3、络合反应 络合剂提供配位体L，至少可提供一对弧对电子，
中心原子或离子M提供空轨道。 稳定常数：
被去污剂溶出的金属离子可用离子交换树脂除去， 同时使去污剂再生。
被离子交换树脂吸附的络合物在树脂作为废物贮 存或处置时若与地下水接触就可能进入地下水中。由 于阴离子比阳离子在土壤中的迁移速度快，会影响对 去污废物的安全评价。
去污因子：去污前后待去污表面的放射性活度(或 照射剂量率)之比。
腐蚀速率：去污前后单位面积上材料质量的增减或 与此相当的均匀穿透厚度表示。
理想的去污方法应该具有最大的去污因子(一般求 去污因子＞10) )和最小的腐蚀率。
2、溶解反应 金属氧化物的溶解，可根据金属离子是否被氧化还
原分为三类：
压水堆一回路氧化膜的主要成分是Fe：
每一步之后都要用清水将击污剂溶液冲洗干净。
3、加拿大重水堆的CAN-DECON去污法； 4、高温化学清洗工艺（德国）； 5、英国中央电力局清洗工艺-LOMI； 6、法国电力公司清洗蒸汽发生器工艺。
7.2 超声波去污技术
超声波去污通常是利用超声波水下振动辐射所发 出的空穴作用产生冲击，使固体表面上附着的腐蚀产 物剥离下来。