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核电厂放射性废物安全处置技术研究
1
作者
董舵
管婧宇
+1 位作者
王子祺
肖逸
《材料导报》
北大核心
2025年第11期142-158,共17页
核能是解决能源危机的重要途径,但核能利用产生的放射性废物安全处置至关重要。对于放射性废物,选取特定固化基质禁锢后进行深地质处置是实现其永久屏蔽的有效途径。本文重点介绍了放射性废物处置的最新研发进展,系统阐述了不同放射性...
核能是解决能源危机的重要途径,但核能利用产生的放射性废物安全处置至关重要。对于放射性废物,选取特定固化基质禁锢后进行深地质处置是实现其永久屏蔽的有效途径。本文重点介绍了放射性废物处置的最新研发进展,系统阐述了不同放射性废物固化处置技术(水泥固化、沥青固化、聚合物固化、人造岩石固化、玻璃固化)及其熔制工艺(一步罐式工艺、煅烧+感应加热金属熔炉、焦耳加热陶瓷熔炉、冷坩埚),深入探讨了玻璃固化放射性废物技术的设计原则、禁锢机理及应用现状,分析了典型硼硅酸盐/磷酸盐玻璃类基质用于包络放射性核素的特点,指出了未来放射性废物经固化处置的发展路线,以期为推动核工业放射性废物的安全高效处置提供参考。
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关键词
核能
放射性废物
固化技术
熔融炉
硼硅酸盐玻璃
磷酸盐玻璃
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职称材料
气冷微堆碳化硅材料初级离位原子及损伤剂量研究
2
作者
王子祺
管婧宇
+4 位作者
董舵
张成龙
朱思阳
贺楷
刘国明
《原子能科学技术》
北大核心
2025年第1期160-167,共8页
气冷微堆是一种固有安全性非常高的可作为移动式微型核电装置的先进堆型,其燃料系统采用以碳化硅材料为基体的新型包覆颗粒弥散燃料。燃料在服役过程中将受到堆内中子辐照,产生离位损伤、辐照肿胀、元素嬗变等一系列辐照损伤,导致微结...
气冷微堆是一种固有安全性非常高的可作为移动式微型核电装置的先进堆型,其燃料系统采用以碳化硅材料为基体的新型包覆颗粒弥散燃料。燃料在服役过程中将受到堆内中子辐照,产生离位损伤、辐照肿胀、元素嬗变等一系列辐照损伤,导致微结构发生变化进而影响材料各项性能。为研究堆芯碳化硅材料在服役期间受到的中子损伤程度,利用蒙特卡罗程序建立堆芯模型计算中子能谱,采用SPECTRAPKA程序计算堆芯典型位置处碳化硅材料的原子平均离位。研究结果表明:堆芯中子辐照剂量最高处碳化硅的年辐照损伤低于1 dpa,损伤水平较低;弹性散射在中子辐照损伤产生中占主导地位,主要是由于低能中子能谱下其反应截面较大,此外非弹性散射与Si元素嬗变反应也有微量贡献。
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关键词
气冷微堆
碳化硅
原子平均离位
中子辐照
辐照损伤
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职称材料
题名
核电厂放射性废物安全处置技术研究
1
作者
董舵
管婧宇
王子祺
肖逸
机构
中国核电工程有限公司
华北电力大学能源动力与机械工程学院
出处
《材料导报》
北大核心
2025年第11期142-158,共17页
文摘
核能是解决能源危机的重要途径,但核能利用产生的放射性废物安全处置至关重要。对于放射性废物,选取特定固化基质禁锢后进行深地质处置是实现其永久屏蔽的有效途径。本文重点介绍了放射性废物处置的最新研发进展,系统阐述了不同放射性废物固化处置技术(水泥固化、沥青固化、聚合物固化、人造岩石固化、玻璃固化)及其熔制工艺(一步罐式工艺、煅烧+感应加热金属熔炉、焦耳加热陶瓷熔炉、冷坩埚),深入探讨了玻璃固化放射性废物技术的设计原则、禁锢机理及应用现状,分析了典型硼硅酸盐/磷酸盐玻璃类基质用于包络放射性核素的特点,指出了未来放射性废物经固化处置的发展路线,以期为推动核工业放射性废物的安全高效处置提供参考。
关键词
核能
放射性废物
固化技术
熔融炉
硼硅酸盐玻璃
磷酸盐玻璃
Keywords
nuclear energy
radioactive waste
immobilization technology
melting furnace
borosilicate glass
phosphate glass
分类号
TL94 [核科学技术—辐射防护及环境保护]
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职称材料
题名
气冷微堆碳化硅材料初级离位原子及损伤剂量研究
2
作者
王子祺
管婧宇
董舵
张成龙
朱思阳
贺楷
刘国明
机构
中国核电工程有限公司
出处
《原子能科学技术》
北大核心
2025年第1期160-167,共8页
基金
中核集团集中研发项目。
文摘
气冷微堆是一种固有安全性非常高的可作为移动式微型核电装置的先进堆型,其燃料系统采用以碳化硅材料为基体的新型包覆颗粒弥散燃料。燃料在服役过程中将受到堆内中子辐照,产生离位损伤、辐照肿胀、元素嬗变等一系列辐照损伤,导致微结构发生变化进而影响材料各项性能。为研究堆芯碳化硅材料在服役期间受到的中子损伤程度,利用蒙特卡罗程序建立堆芯模型计算中子能谱,采用SPECTRAPKA程序计算堆芯典型位置处碳化硅材料的原子平均离位。研究结果表明:堆芯中子辐照剂量最高处碳化硅的年辐照损伤低于1 dpa,损伤水平较低;弹性散射在中子辐照损伤产生中占主导地位,主要是由于低能中子能谱下其反应截面较大,此外非弹性散射与Si元素嬗变反应也有微量贡献。
关键词
气冷微堆
碳化硅
原子平均离位
中子辐照
辐照损伤
Keywords
micro gas-cooled reactor
SiC
displacement per atom
neutron irradiation
radiation damage
分类号
TL424 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
核电厂放射性废物安全处置技术研究
董舵
管婧宇
王子祺
肖逸
《材料导报》
北大核心
2025
0
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职称材料
2
气冷微堆碳化硅材料初级离位原子及损伤剂量研究
王子祺
管婧宇
董舵
张成龙
朱思阳
贺楷
刘国明
《原子能科学技术》
北大核心
2025
0
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