断电事故对核主泵安全特性影响的试验研究 被引量：17

1

作者 刘夏杰 刘军生 +2 位作者 王德忠 杨哲 张继革 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第5期448-451,共4页

介绍了国内外反应堆冷却剂泵在发生各种事故情况下的理论及试验研究情况,针对核主泵断电惰转过程中的瞬态水力特性进行了试验研究,对试验结果进行了讨论。介绍了用于断电试验的试验设备及试验方法,着重分析了惰转过程中流量、转速、振... 介绍了国内外反应堆冷却剂泵在发生各种事故情况下的理论及试验研究情况,针对核主泵断电惰转过程中的瞬态水力特性进行了试验研究,对试验结果进行了讨论。介绍了用于断电试验的试验设备及试验方法,着重分析了惰转过程中流量、转速、振动参数,并用四次多项式拟合的方法模拟惰转过程的流量、转速随时间的变化。试验结果表明:在断电瞬间,泵的流量和转速迅速下降,试验结果符合安全标准规定;轴承座位移振动在断电瞬间突然加强,在断电后一段时间转轴振动才发生变化。试验和分析结果有助于认识核主泵发生全厂断电事故时的水力特性,为核主泵的安全评价提供基础依据。 展开更多

关键词 反应堆冷却剂泵 核安全 全厂断电 安全评价

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形状记忆合金智能结构的研究进展 被引量：7

2

作者 阎绍泽 徐峰 +1 位作者 刘夏杰 王金辉 《精密制造与自动化》 2003年第B09期133-135,共3页

形状记忆合金(SMA)以其形状记忆效应、伪弹性和高阻尼系数在工业界和医学领域得到了广泛的应用。本文分析了SMA材料的特性,综述了SMA器件及其在智能结构领域中的应用概况,分析了SMA驱动器存在的问题。

关键词 形状记忆合金 智能结构 研究进展 形状记忆效应 驱动器

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放射性废物热等离子体处理熔融炉温度分布数值模拟及熔渣玻璃化配方初步研究 被引量：9

3

作者 林鹏 秦余新 +3 位作者 吕永红 向文元 陈明周 刘夏杰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2013年第4期206-211,219,共7页

目前核电厂放射性废物处理工艺具有高增容性的特点,为最终废物处置带来很大的压力。针对高增容的处理现状,介绍了放射性废物减容处理技术的研究重点——热等离子体技术;通过数值模拟分析热等离子体熔融炉内的温度分布,给出固定床熔融炉... 目前核电厂放射性废物处理工艺具有高增容性的特点,为最终废物处置带来很大的压力。针对高增容的处理现状,介绍了放射性废物减容处理技术的研究重点——热等离子体技术;通过数值模拟分析热等离子体熔融炉内的温度分布,给出固定床熔融炉关键部位的最高可能温度约为1 445℃,结合可选耐火材料探讨了炉体建造的可实现性。选取核电站3种典型的放射性技术废物进行模拟玻璃化配方实验,在限定的熔融温度条件下,得到符合我国核行业标准要求的玻璃固化体。 展开更多

关键词 放射性废物处理 热等离子体 数值模拟

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形状记忆合金弹簧驱动的机械手运动分析 被引量：8

4

作者 杨天夫 阎绍泽 刘夏杰 《清华大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第10期1441-1447,共7页

为了在机械手控制中替代电机和齿轮传动系统,设计了一种由形状记忆合金(SMA)差动弹簧驱动的机械手及其比例积分(PI)控制系统。SMA机械手由SMA驱动器驱动6杆机构实现2个手指抓取和释放动作。该6杆机构由原动件和2个II级杆组组成,采用机... 为了在机械手控制中替代电机和齿轮传动系统,设计了一种由形状记忆合金(SMA)差动弹簧驱动的机械手及其比例积分(PI)控制系统。SMA机械手由SMA驱动器驱动6杆机构实现2个手指抓取和释放动作。该6杆机构由原动件和2个II级杆组组成,采用机构学中杆组运动学分析方法构建了机械手运动特性分析模型。结合机械手实验结果和所建立的运动分析模型,分析了机械手的运动特性。结果表明:采用PI控制器控制,能够实现SMA驱动的机械手指的稳定运动。 展开更多

关键词 机械手 形状记忆合金 运动特性 比例积分(PI)控制器

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放射性固体废物玻璃固化技术综述 被引量：8

5

作者 陈明周 张瑞峰 +2 位作者 吕永红 刘夏杰 向文元 《热力发电》 CAS 北大核心 2012年第3期1-6,21,共7页

阐述了放射性固体废物玻璃固化技术的原理与优势,综合分析了国外玻璃固化装置,包括燃料式熔炉、焦耳加热熔炉、感应加热熔炉、等离子体炬和电弧(等离子体弧)熔炉等反应器的结构、工作原理及其优缺点。提出等离子体熔炉较冷坩埚感应熔炉... 阐述了放射性固体废物玻璃固化技术的原理与优势,综合分析了国外玻璃固化装置,包括燃料式熔炉、焦耳加热熔炉、感应加热熔炉、等离子体炬和电弧(等离子体弧)熔炉等反应器的结构、工作原理及其优缺点。提出等离子体熔炉较冷坩埚感应熔炉更适合于核电厂处理低、中放射性固体废物。 展开更多

关键词 核电厂 固体废物 玻璃固化 焚烧 熔炉 低、中放射性

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热处理技术在核电厂放射性废物处理中的应用研究进展 被引量：7

6

作者 林鹏 刘夏杰 +2 位作者 陈明周 吕永红 向文元 《环境工程》 CAS CSCD 北大核心 2013年第S1期537-542,共6页

目前核电厂放射性废物处理工艺具有高增容性的特点,带来了废物处置的压力;针对高增容的处理现状,介绍了放射性废物减容处置技术的研究重点——热处理技术,包括焚烧技术、熔融盐氧化技术、热等离子体技术以及高温熔融固化技术,并分析了... 目前核电厂放射性废物处理工艺具有高增容性的特点,带来了废物处置的压力;针对高增容的处理现状,介绍了放射性废物减容处置技术的研究重点——热处理技术,包括焚烧技术、熔融盐氧化技术、热等离子体技术以及高温熔融固化技术,并分析了各技术的特点、应用难点以及各技术的适用范围,最后对放射性废物热处理技术进行了总结和展望。 展开更多

关键词 放射性废物 减容 热处理

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核电厂典型中低放射性废物等离子体熔融处理试验研究 被引量：8

7

作者 林鹏 陆杰 +2 位作者 刘夏杰 陈明周 吕永红 《中国材料进展》 CAS CSCD 北大核心 2016年第7期504-508,517,共6页

选取国内压水堆核电厂两种典型的中低放射性废物开展等离子体熔融中试试验,在1250℃温度条件下熔融100 min,熔制成完全玻璃态的固化体,两种玻璃固化体的XRD衍射谱均呈现为典型的非晶态谱;并选取了非放射性的Co_2O_3、SrCO_3、CsCl作为... 选取国内压水堆核电厂两种典型的中低放射性废物开展等离子体熔融中试试验,在1250℃温度条件下熔融100 min,熔制成完全玻璃态的固化体,两种玻璃固化体的XRD衍射谱均呈现为典型的非晶态谱;并选取了非放射性的Co_2O_3、SrCO_3、CsCl作为放射性核素示踪剂,模拟放射性核素^(137)Cs、^(90)Sr、^(58)Co、^(60)Co在核电站放射性废物等离子熔融处理过程中的包容情况;经检测,玻璃固化体物理性能、抗浸出性能以及机械性能满足高放玻璃固化体要求,且机械性能优于水泥固化体标准;最后对后续试验进行了展望,并提出了需要进一步解决的问题。 展开更多

关键词 中低放射性废物 热等离子体 玻璃固化体

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核电站低放废物集中减容处理技术探讨 被引量：7

8

作者 郑伟 王朝晖 +4 位作者 林鹏 周东升 乔宝权 邹利平 刘夏杰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2021年第4期295-301,共7页

本文简述了国内核电站放射性废物的管理现状及对废物高效减容的迫切需求。针对放射性废物减容的需求,对国内外高效减容工艺技术开展调研,分析各种工艺的技术特征,对兼顾经济与环保效益的放射性废物集中减容处理技术进行探索,发现等离子... 本文简述了国内核电站放射性废物的管理现状及对废物高效减容的迫切需求。针对放射性废物减容的需求,对国内外高效减容工艺技术开展调研,分析各种工艺的技术特征,对兼顾经济与环保效益的放射性废物集中减容处理技术进行探索,发现等离子体处理技术具备明显优势,提出了一种组合减容技术路线,为国内放射性废物管理工作提供参考。 展开更多

关键词 核电站 低放废物 集中减容

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核电站硼回收系统蒸发塔分离技术研究与应用

9

作者 郑伟 林鹏 +1 位作者 刘夏杰 李利 《热能动力工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期188-194,共7页

为进行核电站硼回收系统蒸发塔自主化设计,基于分离理论建立了蒸发塔塔板分离理论计算模型,分析了蒸发塔塔板硼酸溶液中硼水的分离水平,并在搭建的小型试验台架上进行试验验证分析,同时分析并给出蒸发塔塔底蒸发室雾沫夹带率的计算方法... 为进行核电站硼回收系统蒸发塔自主化设计,基于分离理论建立了蒸发塔塔板分离理论计算模型,分析了蒸发塔塔板硼酸溶液中硼水的分离水平,并在搭建的小型试验台架上进行试验验证分析,同时分析并给出蒸发塔塔底蒸发室雾沫夹带率的计算方法。将所研究的理论计算模型用于硼回收系统开展蒸发装置设计。结果表明:计算分析结果较好吻合试验结果,证明理论分析采用的分离方法及模型建立的正确性。所设计的硼回收系统满足核电站现场运行要求,且有较高的安全裕度。 展开更多

关键词 硼回收系统 核电站 蒸发塔 分离模型

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基于3D打印技术的伽马射线屏蔽复合材料研制及屏蔽性能研究

10

作者 刘夏杰 李玉龙 +2 位作者 陆杰 刘峰 林鹏 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期532-538,共7页

为满足核电厂停堆检修期间复杂构件辐射热点处γ射线的屏蔽需求,研制了一种适用于激光选区烧结3D打印技术的尼龙/钨屏蔽复合材料,重点研究了3D打印复合粉末的两种制备工艺(包括机械混合法和覆膜法)对3D打印屏蔽材料屏蔽性能的影响。实... 为满足核电厂停堆检修期间复杂构件辐射热点处γ射线的屏蔽需求,研制了一种适用于激光选区烧结3D打印技术的尼龙/钨屏蔽复合材料,重点研究了3D打印复合粉末的两种制备工艺(包括机械混合法和覆膜法)对3D打印屏蔽材料屏蔽性能的影响。实验结果表明:3D打印复合粉末制备工艺优选覆膜法,相比机械混合法,制品具有更为优异的屏蔽性能,通过400倍SEM扫描微观断口形貌,钨粉均匀弥散分布在尼龙基体中。通过开展覆膜法3D打印屏蔽材料制品不同配比试样屏蔽性能研究,得到尼龙/钨3D打印屏蔽材料最佳配方,满足电厂屏蔽需求,为3D打印屏蔽材料工程化应用奠定理论基础。 展开更多

关键词 3D打印 屏蔽材料 性能研究

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核电厂放射性可燃废物等离子体玻璃固化配方初步研究 被引量：4

11

作者 陈明周 白冰 +2 位作者 刘夏杰 吕永红 黄文有 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2015年第5期262-266,273,共6页

为了获得放射性可燃废物等离子体玻璃固化的配方,选取核电厂现场的棉制品、吸水纸、塑料、橡胶和环氧树脂为对象,采用高温熔融对其焚烧灰进行玻璃固化。结果表明,当灰分、Si O2、B2O3、Na2O的质量比为0.4∶0.4∶0.1∶0.1时,得到玻璃固... 为了获得放射性可燃废物等离子体玻璃固化的配方,选取核电厂现场的棉制品、吸水纸、塑料、橡胶和环氧树脂为对象,采用高温熔融对其焚烧灰进行玻璃固化。结果表明,当灰分、Si O2、B2O3、Na2O的质量比为0.4∶0.4∶0.1∶0.1时,得到玻璃固化体的密度为2.5 g/cm3,抗压强度为90 MPa,Sr、Cs、Co等示踪元素归一化浸出率均小于0.535 g·m-2·d-1,可用于50 kg/h规模的等离子体熔融系统实验研究。 展开更多

关键词 核电厂 可燃废物 玻璃固化 等离子体

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大亚湾核电厂辅助给水系统RCC-M2级疏水管道的改进 被引量：2

12

作者 陆杰 刘广东 +5 位作者 刘鹏亮 万丽 吕永红 刘青松 林鹏 刘夏杰 《核安全》 2013年第4期6-9,共4页

大亚湾核电厂辅助给水系统的疏水管道属RCC-M2级设备,因该设备在高温和高压差下导致疏水器和隔离阀处经常发生闪蒸和冲刷,致使其密封面损坏而发生疏水故障。为避免对系统产生影响,核电厂借鉴同类型机组的改进经验,通过增加备用隔离阀解... 大亚湾核电厂辅助给水系统的疏水管道属RCC-M2级设备,因该设备在高温和高压差下导致疏水器和隔离阀处经常发生闪蒸和冲刷,致使其密封面损坏而发生疏水故障。为避免对系统产生影响,核电厂借鉴同类型机组的改进经验,通过增加备用隔离阀解决该问题。改进的管道依据RCC-M进行力学分析。 展开更多

关键词 核电厂 辅助给水系统 工程改进 RCC-M SYSPIPE程序

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直流电弧等离子体炬的能量特性实验分析

13

作者 张子炜 周东升 +2 位作者 刘春雨 陆杰 刘夏杰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2023年第3期265-270,共6页

通过实验分别获得空气和氮气作为工作气体下自稳弧长型直流电弧等离子体炬的能量特性数据,得出弧电流、气量与弧电压之间的影响规律和函数关系,进而分析等离子体射流功率与比焓的变化特征。结果表明:弧电流恒定不变的情况下,弧电压及功... 通过实验分别获得空气和氮气作为工作气体下自稳弧长型直流电弧等离子体炬的能量特性数据,得出弧电流、气量与弧电压之间的影响规律和函数关系,进而分析等离子体射流功率与比焓的变化特征。结果表明:弧电流恒定不变的情况下,弧电压及功率随气量的增大而增大,比焓随气量的增大而减小;气量恒定不变的情况下,功率及比焓随弧电流的增大而增大,弧电压随弧电流的增大而减小;拟合伏安特性函数式,空气为U_(air)=480(I^(2)/G)^(-0.08)G^(0.30),氮气为U_(N2)=693(I^(2)/G)^(-0.09)G^(0.25),两者的伏安特性曲线总体趋势相同,且在相同弧电流与气量下,氮气作为工作气的弧电压、功率及比焓均比空气大。 展开更多

关键词 等离子体炬 伏安特性 功率 比焓 能量特性

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模拟高放硼硅酸盐玻璃固化体的浸出行为

14

作者 文焱立 刘春雨 +3 位作者 林鹏 刘夏杰 张蒙 许章炼 《硅酸盐学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第8期1987-1999,共13页

基于R7T7硼硅酸盐玻璃配方,采用挂片静态浸泡法评价了不同包容量的R7T7硼硅酸盐玻璃固化体在不同温度和2种浸泡剂(去离子水和北山模拟地下水)浸蚀长达365 d的浸出行为。同时,用X射线衍射仪,扫描电子显微镜-X射线能谱仪和电感耦合等离子... 基于R7T7硼硅酸盐玻璃配方,采用挂片静态浸泡法评价了不同包容量的R7T7硼硅酸盐玻璃固化体在不同温度和2种浸泡剂(去离子水和北山模拟地下水)浸蚀长达365 d的浸出行为。同时,用X射线衍射仪,扫描电子显微镜-X射线能谱仪和电感耦合等离子体质谱仪等手段分析了蚀变层物相、形貌及成分随浸出时间的变化情况。结果表明:包容率超过20%时玻璃开始出现异相,均匀性变差,其成分主要为富钼物质和贵金属。其后的浸出实验中发现玻璃的质量损失率与浸出温度成正相关。在初始浸出阶段,各个温度下Na,Si和B3种元素在去离子水比模拟北山地下水的浸出率高,而平衡后三者在2种浸出剂中的浸出率相当。玻璃固化体表面在浸泡365 d后有多种结晶相生成,主要呈球状,花状和棱状和蜂窝状形貌,主要由Mg-Si-O和Si-Nd-Gd-O等成分组成。玻璃固化体的浸出过程由离子扩散机制和玻璃固化体网络溶解机制共同控制。这些研究结果可为中国未来高放玻璃固化体在地质处置过程的安全评价提供数据支撑。 展开更多

关键词 硼硅酸盐玻璃 静态浸出 浸出行为 蚀变层 浸出机理

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超临界水氧化处理核电厂去油污溶剂及反应动力学分析 被引量：4

15

作者 袁誉坤 尹宇发宁 +5 位作者 舒睿 林鹏 汪栋 刘夏杰 李坤锋 李丽丽 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2020年第3期192-197,I0005,共7页

采用超临界水氧化技术对核电厂去油污溶剂进行处理,控制不同的过氧系数、停留时间、反应温度和反应压力等实验条件,研究各参数对产水的化学需氧量(COD)及化学需氧量去除率的影响。结果表明:装置的最佳处理条件为过氧系数1.2、停留时间45... 采用超临界水氧化技术对核电厂去油污溶剂进行处理,控制不同的过氧系数、停留时间、反应温度和反应压力等实验条件,研究各参数对产水的化学需氧量(COD)及化学需氧量去除率的影响。结果表明:装置的最佳处理条件为过氧系数1.2、停留时间45s、反应温度450℃、反应压力22.5MPa,有机废液的COD去除率可达到99.8%以上。对核电厂有机废液的超临界水氧化反应动力学规律进行了研究,在22.5MPa下,反应活化能Ea=(24.64±1.25)kJ/mol,频率因子k0=2.38s-1,动力学模型计算值和实验值的误差在±7%以内。 展开更多

关键词 核电厂去油污溶剂 超临界水氧化技术 过氧系数 COD 反应动力学

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研发放射性废物减容减害处理新技术助力核能产业安全高效发展——国家重点研发计划"放射性废物减容与减害技术研究"项目阶段性成果

16

作者 潘跃龙 刘夏杰 喻翠云 《科技成果管理与研究》 2023年第1期51-52,共2页

核能是关乎国防建设、国家安全的高技术战略产业,大力发展核能产业首先要确保核安全和放射性污染防治水平不断提升.《核安全与放射性污染防治"十三五"规划及2025年远景目标》要求"形成与我国核工业发展相适应的放射性废... 核能是关乎国防建设、国家安全的高技术战略产业,大力发展核能产业首先要确保核安全和放射性污染防治水平不断提升.《核安全与放射性污染防治"十三五"规划及2025年远景目标》要求"形成与我国核工业发展相适应的放射性废物处理处置能力". 展开更多

关键词 核能产业 阶段性成果 国家重点研发计划 国防建设 远景目标 核安全 安全高效发展 放射性废物处理处置

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放射性废物玻璃固化专用等离子体炬的数值模拟与实验研究 被引量：3

17

作者 陈明周 黄文有 +2 位作者 吕永红 刘夏杰 白冰 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2016年第3期282-288,共7页

采用了数值模拟与实验结合的方法研究了用于模拟放射性固体废物玻璃固化的非转移弧型等离子体炬的电、热特性。基于包括电弧室和开放空间在内的3D模型得到了电弧等离子体和等离子体射流的温度场。根据计算结果,电弧室内的最高温度位于... 采用了数值模拟与实验结合的方法研究了用于模拟放射性固体废物玻璃固化的非转移弧型等离子体炬的电、热特性。基于包括电弧室和开放空间在内的3D模型得到了电弧等离子体和等离子体射流的温度场。根据计算结果,电弧室内的最高温度位于第一阳极内,达到41.77×10 K;弧电压的计算值高于实测值,二者之间的差异随着电流强度的增大而逐渐减小。采用该等离子体炬熔融模拟废物的实验发现,所确定的等离子体炬到炉底的距离能够满足废物熔融的要求,与计算的结果相符合。上述结果表明,数值模拟的结果可以作为等离子体炉工程设计的依据,并可以用作进一步分析等离子体炉炉膛内工艺过程的输入条件。 展开更多

关键词 等离子体炬 电、热特性 放射性固体废物 玻璃固化 数值模拟

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激光技术在核设施退役中的应用研究进展 被引量：3

18

作者 刘峰 詹杰 +3 位作者 何烨 李家文 刘夏杰 林鹏 《应用激光》 CSCD 北大核心 2021年第5期1113-1118,共6页

去污和拆除是核设施退役的关键环节,需要使用先进的技术及装备,以实现安全、高效和退役废物最小化的目标。本文介绍了包括激光去污、激光剥离及激光切割在内的一系列激光技术在核设施退役中的应用研究情况,分析了各技术的特点和适用范围... 去污和拆除是核设施退役的关键环节,需要使用先进的技术及装备,以实现安全、高效和退役废物最小化的目标。本文介绍了包括激光去污、激光剥离及激光切割在内的一系列激光技术在核设施退役中的应用研究情况,分析了各技术的特点和适用范围,并就未来核设施退役中激光技术的发展趋势和值得深入探讨的问题进行了展望。 展开更多

关键词 退役 激光技术 研究进展

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基于钨/钆三层结构的中子/γ一体化辐射防护服材料的设计 被引量：1

19

作者 何颖 刘峰 +4 位作者 蒋丹枫 周江 刘夏杰 李珂娴 沈先荣 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第13期158-161,共4页

当发生核事故与核应急时,反应堆内的高辐射水平会对应急人员的健康造成极大危害。目前我国的辐射防护产品多为防护单一射线类型,且针对的是低能射线,无法满足核应急作业的需求。本工作基于蒙特卡罗粒子输运程序,设计了一种中子/γ一体... 当发生核事故与核应急时,反应堆内的高辐射水平会对应急人员的健康造成极大危害。目前我国的辐射防护产品多为防护单一射线类型,且针对的是低能射线,无法满足核应急作业的需求。本工作基于蒙特卡罗粒子输运程序,设计了一种中子/γ一体化辐射防护材料,对其厚度与屏蔽性能进行了研究,并将蒙特卡罗模拟的屏蔽性能数据与实验测试结果进行了对比验证。结果表明,5 mm的厚度能满足屏蔽性能要求,中能γ射线与慢中子屏蔽率的模拟值分别为21.52%和78.7%,而实验测试值分别为20.61%和88.2%,模拟结果与实验结果符合较好,说明蒙特卡罗方法对辐射防护材料设计具有很好的指导意义。 展开更多

关键词 屏蔽材料 蒙特卡罗 钨/钆 三层结构 辐射防护服

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放射性废物减容与减害技术研究 被引量：2

20

作者 潘跃龙 刘夏杰 喻翠云 《中国基础科学》 2021年第4期41-51,共11页

针对核电站运行工况下产生的放射性废液、有机废物和固体废物,研究高效减容与减害处理新技术,对新工艺全流程优化技术及系统进行集成,开展相应的性能试验,研制工程样机,实现示范应用。研究结果显示:研发放射性废液膜蒸馏技术,解决高通... 针对核电站运行工况下产生的放射性废液、有机废物和固体废物,研究高效减容与减害处理新技术,对新工艺全流程优化技术及系统进行集成,开展相应的性能试验,研制工程样机,实现示范应用。研究结果显示:研发放射性废液膜蒸馏技术,解决高通量下新型膜材料的稳定性问题,采用新型超疏水性膜组件,实现对放射性废液中非挥发性放射性核素的去除率不低于99.99%(除氚外),废液处理后总放射性活度(除氚外)小于10 Bq/L;研发超临界水氧化处理放射性有机废物技术,解决反应器腐蚀、固体介质输送难题,以超临界水为反应介质,经过均相的氧化反应,将有机物快速转化为水、二氧化碳、氮气和其他无害的小分子产物,放射性废树脂减容比达到10倍以上;研发放射性固体废物等离子体减容处理技术,利用热等离子体将放射性固体废物中的有机成分气化、无机成分熔融固化,解决混杂废物玻璃固化配方、处理过程核素分布问题,使放射性核素稳定包容在固化体中,达到固态放射性废物综合减容比20倍以上。 展开更多

关键词 放射性废物 膜蒸馏 超临界水氧化 等离子体减容技术

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