用于固体放射性废物无损定量测量的TGS图象重构技术 被引量：14

1

作者 肖雪夫 夏益华 +1 位作者 吕峰 李泽 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2001年第1期1-10,27,共11页

本文介绍了用于固体放射性废物无损测量的 TGS图象重构技术的原理和方法 ,对 TGS装置的准直器材料、屏蔽层厚度、准直孔的形状及其长 /宽比的设计 。

关键词 层析伽玛扫描 图象重构 固体放射性废物 无损测量 TGS扫描器

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基于深度强化学习的固体放射性废物抓取方法研究 被引量：3

2

作者 周祺杰 刘满禄 +1 位作者 李新茂 张华 《计算机应用研究》 CSCD 北大核心 2020年第11期3363-3367,共5页

针对固体放射性废物分拣作业中,放射性废物杂乱无序、远程遥操作抓取效率低、人工分拣危险性大等典型问题,提出一种基于深度强化学习的放射性固体废物抓取方法。该方法使用改进深度Q网络算法,通过获取的图像信息,使机器人与环境不断进... 针对固体放射性废物分拣作业中,放射性废物杂乱无序、远程遥操作抓取效率低、人工分拣危险性大等典型问题,提出一种基于深度强化学习的放射性固体废物抓取方法。该方法使用改进深度Q网络算法,通过获取的图像信息,使机器人与环境不断进行交互并获得回报奖励,回报奖励由机械臂动作执行结果和放射性区域内放射性活度的高低构成,根据Q值的大小得到机械臂的最佳抓取位置。用V-REP软件对UR5机械臂建立仿真模型,在仿真环境中完成不同类型固体放射性废物抓取的训练与测试。仿真结果表明,固体废物在松散放置时该方法可使机械臂抓取成功率大于90%,在紧密放置时抓取成功率大于65%,机械臂不会受到废物堆叠的影响,并且会优先抓取放射性区域内具有高放射性活度的物体。 展开更多

关键词 固体放射性废物 深度强化学习 机械臂抓取 回报奖励

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中低放固体放射性废物处置中的α废物在线检测及位置判定方法初探 被引量：2

3

作者 宁靖 陈峰 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2001年第5期408-412,共5页

根据在核废料回取分类、压缩减容的处置工艺及部分专用设备开发等方面的研究和初步实践 ,提出了利用现代测试技术和自动控制原理对α型废物进行在线探测、位置判定、目标成像、定性分析。

关键词 核设施退役 废物处置 a废物 在线探测 辐射定性分析 固体放射性废物

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基于ANSYS的玄武岩复合材料低水平放射性固体废物箱力学分析

4

作者 丁健 龚伟 +3 位作者 李连顺 王健 汪萍 马兴均 《包装工程》 北大核心 2025年第3期272-279,共8页

目的以玄武岩复合材料低水平放射性固体废物箱新产品为研究对象,对其力学性能进行研究。方法基于玄武岩复合材料性能,参照《低、中水平放射性固体废物容器钢箱》(EJ1076—2014)的相关标准要求,利用ANSYS有限元软件完成了玄武岩复合材料... 目的以玄武岩复合材料低水平放射性固体废物箱新产品为研究对象,对其力学性能进行研究。方法基于玄武岩复合材料性能,参照《低、中水平放射性固体废物容器钢箱》(EJ1076—2014)的相关标准要求,利用ANSYS有限元软件完成了玄武岩复合材料低水平放射性固体废物箱的结构设计,并根据EJ 1076—2014等标准规则,对其进行了力学计算校核。结果以FB-Ⅲ型固体废物箱为例,其由Q235B的钢结构框架和厚度4.5 mm的玄武岩复合材料箱面组成,利用ANSYS有限元软件中的静力学和显示动力学模块,对此结构的玄武岩复合材料废物箱进行了堆码、顶部起吊、叉举、跌落等力学仿真分析,所得到的力学结果均小于EJ 1076—2014要求的限值。结论玄武岩复合材料低水平放射性固体废物箱新产品的结构设计满足设计要求,其力学评定符合EJ 1076—2014。 展开更多

关键词 放射性固体废物 玄武岩复合材料 力学分析

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伴生放射性固体废物填埋设施核素阻滞体系架构探索研究

5

作者 李利 杜娟 +2 位作者 高扬 张贺飞 王占龙 《中国矿业》 北大核心 2025年第S1期160-164,共5页

通过分析放射性核素的溶出及迁移机理,提出了伴生放射性固体废物填埋设施的核素阻滞体系架构,分别从废物预处理、工程屏障、天然屏障三个方面介绍了伴生放射性固体废物填埋设施建设中核素阻滞体系的架构思路,对伴生放射性固体废物填埋... 通过分析放射性核素的溶出及迁移机理,提出了伴生放射性固体废物填埋设施的核素阻滞体系架构,分别从废物预处理、工程屏障、天然屏障三个方面介绍了伴生放射性固体废物填埋设施建设中核素阻滞体系的架构思路,对伴生放射性固体废物填埋设施的咨询、设计工作有一定的借鉴意义。 展开更多

关键词 伴生放射性固体废物 填埋设施 迁移机理 核素阻滞体系

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大亚湾核电站放射性固体废物管理 被引量：30

6

作者 黄来喜 何文新 陈德淦 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2004年第3期211-226,共16页

本文系统地介绍了大亚湾核电站 (GNPS)放射性固体废物的管理体系和处理方法以及近 1 0年来的持续改进。由于重视并在实践中努力实施废物最少化原则 ,从废物的源头控制、处理工艺、测量估算技术和监督管理等方面不断改进 ,大亚湾核电站自... 本文系统地介绍了大亚湾核电站 (GNPS)放射性固体废物的管理体系和处理方法以及近 1 0年来的持续改进。由于重视并在实践中努力实施废物最少化原则 ,从废物的源头控制、处理工艺、测量估算技术和监督管理等方面不断改进 ,大亚湾核电站自 1 994年投产以来 ,放射性固体废物产生量连年下降 ,2 0 0 2年每台机组减少到 63 .5m3,约为 1 995年 1 2 7m3的 5 0 % ,达到法国同类核电机组的先进水平 ;从1 994至 2 0 0 2年的 9年间两台机组累计的放射性固体废物产生量为 1 5 63 .5 1m3,仅为设计值的 1 8% ,废物货包符合安全处置的标准和要求。另外 ,本文还就进一步减少废物产生量的一些新工艺进行了分析 。 展开更多

关键词 大亚湾核电站 放射性固体废物 管理体系 废物处理

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放射性固体废物压缩减容技术研究 被引量：4

7

作者 杜洪铭 靳松 +2 位作者 刘天险 刘金宝 刘宁 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1515-1520,共6页

本工作对以压缩作为处理放射性固体废物的方法进行了实验研究,分析了压缩过程中影响各类物料压缩减容倍数的因素。实验结果表明,高压压缩处理物料的范围广,对物料的分类要求不严格;在压力为600kN压缩下,依据物料的性质和装填密度不同,... 本工作对以压缩作为处理放射性固体废物的方法进行了实验研究,分析了压缩过程中影响各类物料压缩减容倍数的因素。实验结果表明,高压压缩处理物料的范围广,对物料的分类要求不严格;在压力为600kN压缩下,依据物料的性质和装填密度不同,各种物料的减容倍数在2.3～11之间,压缩后各类物料压缩的平均物料密度在1 200～3 900kg/m3之间;对于某些软物料、有孔硬物料和弹性物料,压缩后物料的平均密度大于物料的物理密度;不同装填密度的废物,高压压缩后物料的平均密度基本相同,物料的压缩减容倍数与物料本身的性质、装填密度等有关。弹性物料压缩后反弹明显,甚至破坏压饼,其他物料反弹在20%以内。 展开更多

关键词 废物管理 压缩 减容 放射性固体废物

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秦山核电基地放射性固体废物最小化探讨 被引量：4

8

作者 崔安熙 余小东 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2010年第4期248-253,共6页

介绍了秦山核电基地放射性废物管理的现状,讨论了秦山一期、二期、三期各电站几种主要的废物流处理技术和面临的问题,根据废物处理技术实际情况和发展趋势,从地区内统一管理的角度,对废物最小化的管理问题进行了探讨。

关键词 秦山地区 核电站 废物最小化 放射性固体废物管理

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放射性固体废物旋风焚烧处理的可行性研究

9

作者 周连泉 王培义 +8 位作者 马明燮 杨利国 李晓海 路晓武 张晓斌 李串连 邱明才 董京玲 杨保民 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2002年第4期231-235,共5页

本文介绍了放射性固体废物旋风焚烧处理的可行性研究。根据试验 ,确定了旋风焚烧炉的结构形式。试验结果表明 ,在给定的工艺操作条件下 ,如进口风速≥ 30 m/ s、总风量≥ 2 10 Nm3 / h,废物经过适当破碎与混合的情况下 ,塑料、橡胶含量... 本文介绍了放射性固体废物旋风焚烧处理的可行性研究。根据试验 ,确定了旋风焚烧炉的结构形式。试验结果表明 ,在给定的工艺操作条件下 ,如进口风速≥ 30 m/ s、总风量≥ 2 10 Nm3 / h,废物经过适当破碎与混合的情况下 ,塑料、橡胶含量高达 4 0 %的混合固体废物可实现完全燃烧 ;这种焚烧炉具有炉体结构简单、容积热强度高、无需外加燃料预热和助燃、料层中不会出现架桥和熔漏现象、废物前处理相对简单。 展开更多

关键词 焚烧处理 放射性固体废物 旋风焚烧 可行性研究

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普通硅酸盐水泥砂浆固定放射性固体废物的配方 被引量：2

10

作者 赵大鹏 郑佐西 +2 位作者 朱欣研 张怡 马梅花 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2020年第3期198-204,I0005,共8页

研究了中、低放固体废物超级压缩饼在2m3废物包装箱内的水泥砂浆固定配方。目前82.5#高强硫铝酸盐水泥砂浆固定配方已经实现工业应用,由于82.5#高强硫铝酸盐水泥存在价格高、生产厂家少、早强且集中释热等不足,本研究将胶结原料由82.5#... 研究了中、低放固体废物超级压缩饼在2m3废物包装箱内的水泥砂浆固定配方。目前82.5#高强硫铝酸盐水泥砂浆固定配方已经实现工业应用,由于82.5#高强硫铝酸盐水泥存在价格高、生产厂家少、早强且集中释热等不足,本研究将胶结原料由82.5#高强硫铝酸盐水泥替换为42.5#普通硅酸盐水泥。通过实验验证水灰比、灰砂比、砂子级配、添加剂加入量等参数对水泥固定体的流动度、抗压强度(28d)、抗Cl-渗透性(28d)的影响规律,结果表明:在合理配方区间的水泥固定体样品流动度为310~335mm,抗压强度(28d)为82.1~86.0MPa,抗Cl-渗透性(28d)为756~1192C,均满足水泥固定体核行业标准(EJ1186-2005)中对固定体性能的要求。 展开更多

关键词 放射性固体废物 超级压缩 普通硅酸盐水泥 水泥砂浆

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放射性固体废物一维应力压缩的应用研究 被引量：2

11

作者 吕海雷 初丽丽 张存平 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期1137-1142,共6页

通过对放射性固体废物桶内压缩过程的研究，建立了废物桶内一维应力压缩模型，并根据模型设计最优压缩策略对放射性固体废物装填进行指导。结果表明，不同的压缩策略废物的装填总量以及压缩后的桶内装填效率差别较大，装填总量相差1倍... 通过对放射性固体废物桶内压缩过程的研究，建立了废物桶内一维应力压缩模型，并根据模型设计最优压缩策略对放射性固体废物装填进行指导。结果表明，不同的压缩策略废物的装填总量以及压缩后的桶内装填效率差别较大，装填总量相差1倍左右，装填效率相差20％～30％。采用压缩策略的装填方式较无序装填方式在废物减容方面提高10％左右，且废物装填次数也显著降低，符合工程应用与废物最小化要求。 展开更多

关键词 放射性固体废物 预压缩 一维应力压缩 压缩策略 废物最小化

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国家标准《铀矿冶放射性废物辐射环境管理技术规定》正式发布

12

《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第4期373-373,共1页

近日,经核工业北京化工冶金研究院主持修订的国家标准《铀矿冶放射性废物辐射环境管理技术规定》(GB 14585-2024)已由生态环境部与国家市场监督管理总局联合发布(中华人民共和国生态环境部公告2024年第18号),自2024年10月1日起实施。该... 近日,经核工业北京化工冶金研究院主持修订的国家标准《铀矿冶放射性废物辐射环境管理技术规定》(GB 14585-2024)已由生态环境部与国家市场监督管理总局联合发布(中华人民共和国生态环境部公告2024年第18号),自2024年10月1日起实施。该标准规定了铀矿冶涉及的放射性废气、放射性废水、放射性固体废物管理的技术要求,适用于铀矿冶设施的选址、设计、建设、运行、关停、退役与关闭全过程放射性废物的管理。 展开更多

关键词 市场监督管理 放射性废物 放射性固体废物 放射性废水 铀矿冶 生态环境 冶金研究院 国家标准

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广东大亚湾核电站放射性固体废物处理及暂存措施 被引量：5

13

作者 吕殿全 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1996年第4期304-308,共5页

核电站产生的放射性废物的处理与处置是核电发展中必须解决的重要问题之一。广东大亚湾核电站对运行中产生的放射性废物有一套较为完善的处理与暂存系统，本文介绍该系统的功能、设备、工艺流程及参数等。

关键词 核电站 放射性固体废物 处理 暂存

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应用焚烧技术处理核电厂放射性固体废物的技术经济分析 被引量：5

14

作者 刘佩 刘昱 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2011年第2期109-114,共6页

介绍了中国改进型三环路压水堆(CPR1000)放射性固体废物的来源和当前放射性固体废物处理系统,并以含4台CPR1000机组的厂址为例,对当前废物处理工艺和使用焚烧技术的处理工艺进行了比较分析。结果表明,焚烧技术在核电厂低、中水平放射性... 介绍了中国改进型三环路压水堆(CPR1000)放射性固体废物的来源和当前放射性固体废物处理系统,并以含4台CPR1000机组的厂址为例,对当前废物处理工艺和使用焚烧技术的处理工艺进行了比较分析。结果表明,焚烧技术在核电厂低、中水平放射性固体废物减容和废物处理经济性方面具有明显的优势。 展开更多

关键词 焚烧技术 CPR1000 放射性固体废物

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核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发 被引量：2

15

作者 李超 潘跃龙 +3 位作者 邓先宽 张发源 严勇 罗倩 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2014年第B12期103-110,共8页

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统，缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求，研制了一套适合于各核电... 目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统，缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求，研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统，对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪，使放射性废物管理安全、可控；研发了废物管理跟踪单和数据库，分析了废物管理工艺流程的逻辑关系，根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型，可推算指定时刻的放射性水平，实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用，有助于提高核电厂的放射性废物管理水平，具有较大的安全和社会意义。同时，该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。 展开更多

关键词 放射性固体废物管理系统 放射性废物源项 放射性废物整备 暂存 运输 处置

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三门核电站放射性固体废物跟踪管理系统

16

作者 马鹏勋 刘慧春 +1 位作者 靳海睿 刘志远 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2014年第2期124-128,共5页

放射性废物管理是核电站重要的管理活动之一。从废物的产生到处理、整备和暂存,三门核电站对放射性固体废物实施全过程跟踪管理。为此,三门核电站开发的放废管理系统不仅可按照废物种类、统计周期、电站机组等进行废物统计、跟踪,还可... 放射性废物管理是核电站重要的管理活动之一。从废物的产生到处理、整备和暂存,三门核电站对放射性固体废物实施全过程跟踪管理。为此,三门核电站开发的放废管理系统不仅可按照废物种类、统计周期、电站机组等进行废物统计、跟踪,还可按废物具体来源(如具体工作或工艺系统)进行统计、跟踪,最终为放射性固体废物管理及有针对性地制定废物最小化措施提供基础信息。 展开更多

关键词 三门核电站 放射性固体废物 跟踪管理

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伴生放射性废水的处理与排放

17

作者 李洋 廉冰 +2 位作者 王彦 杨洁 罗恺 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第S01期108-110,125,共4页

水途径是当前伴生放射性矿开发利用企业放射性核素环境释放的主要途径之一。为保护公众健康,国家近年逐步强化了伴生放射性矿开发利用辐射安全监管。但是,目前的环保标准中对伴生放射性废水如何处理及排放的规范不足。本文在分析我国伴... 水途径是当前伴生放射性矿开发利用企业放射性核素环境释放的主要途径之一。为保护公众健康,国家近年逐步强化了伴生放射性矿开发利用辐射安全监管。但是,目前的环保标准中对伴生放射性废水如何处理及排放的规范不足。本文在分析我国伴生放射性废水的产生及排放状况的基础上,对如何规范伴生放射性废水的处理与排放提出了建议。 展开更多

关键词 伴生放射性废水 伴生放射性矿 伴生放射性物料 伴生放射性固体废物

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放射性废物处理与整备关键技术研究进展 被引量：10

18

作者 韩一丹 张生栋 +2 位作者 鄢枭 高志刚 张振涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第S01期137-142,共6页

随着我国核电稳步增长和早期核设施的退役,将产生大量不同种类的放射性废物。如何安全、有效地处理放射性废物是核能可持续发展的关键问题。本文系统总结了中国原子能科学研究院(CIAE)近几十年来在放射性废物处理技术研发方面所取得的... 随着我国核电稳步增长和早期核设施的退役,将产生大量不同种类的放射性废物。如何安全、有效地处理放射性废物是核能可持续发展的关键问题。本文系统总结了中国原子能科学研究院(CIAE)近几十年来在放射性废物处理技术研发方面所取得的研究成果,简述了CIAE已形成的放射性废物运行处理新工艺,并展望了我国放射性废物今后的发展趋势与发展方向。 展开更多

关键词 放射性固体废物 含氚废水 热泵技术 人工核素 超临界水氧化 玻璃固化

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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

19

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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模拟结构用混凝土核废物高温熔融处理研究 被引量：1

20

作者 刘春雨 袁誉坤 +2 位作者 李丽丽 方广 徐凯 《硅酸盐通报》 CAS 北大核心 2023年第8期2781-2786,共6页

核设施退役过程中会产生大量污染或活化的低放射性混凝土核废物,相比于传统的水泥固化,玻璃材料因对放射性元素包容广、化学稳定性优良而被广泛应用于固化处理放射性废物。本文通过高温熔融的方法玻璃固化处理模拟结构用混凝土核废物,... 核设施退役过程中会产生大量污染或活化的低放射性混凝土核废物,相比于传统的水泥固化,玻璃材料因对放射性元素包容广、化学稳定性优良而被广泛应用于固化处理放射性废物。本文通过高温熔融的方法玻璃固化处理模拟结构用混凝土核废物,在混凝土中添加一定量玻璃添加剂(包括SiO_(2)、B_(2)O_(3)及Na_(2)O,其在玻璃固化体中质量分数分别为~26%、~13%及~6%),于1300℃下将混凝土核废物转化为熔融态玻璃,获得的玻璃固化体化学稳定性满足国际低放废物固化体处置抗浸出标准,同时分析了模拟核素在高温熔融过程中的挥发行为及在固化体中的赋存状况。本研究可为混凝土核废物熔融固化提供基础数据支持。 展开更多

关键词 核设施退役 放射性固体废物 混凝土 玻璃固化 化学稳定性 挥发

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