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本文归纳总结了我国后处理技术发展现状，结合我国核燃料循环技术发展路线分析了我国核燃料后处理技术发展需求，提出了下一步发展思路和要点。
核燃料循环系统临界事故源项计算程序GETAC-2.0开发
核燃料系统 源项计算 GETAC-2.0
2018/9/30
针对核燃料循环系统中不同物理形态的核燃料,建立相应的中子动力学—热工水力耦合模型,开发了用于固体、溶液、粉末、核燃料系统临界事故源项计算的程序GETAC-2.0.利用国际上公开的基准实验数据对程序进行了验证,程序对功率(裂变率)峰值的计算结果与基准实验数据的相对误差在12%以内,验证了GETAC-2.0程序的准确性.
世界核燃料循环职业照射基本情况分析
核燃料循环 职业照射 效剂量
2014/3/21
准确把握职业照射的水平及其变化趋势,是评价辐射防护管理水平和开展辐射防护最优化的重要参考。本文总结了世界核燃料循环体系工作人员职业照射(数据截至到2004年)的基本情况,所涉及的活动主要包括铀矿开采和冶炼、铀转化和浓缩、核燃料元件生产、核电运行、核燃料后处理及放射性废物管理等方面,数据每5年为一个时间段,主要来源于(OECD/NEA)数据库和IAEA的ISOE消息系统及UNSCEAR。文中在介绍受...
2050年前中国压水堆核燃料循环几种假定情景分析
压水堆 闭式核燃料循环 MOX燃料
2014/4/14
根据中国核电中长期发展战略目标,以中国的两种主流堆型——大亚湾M310和三代AP1000为研究对象,假定2050年前中国压水堆核燃料循环的几种情景并利用DESAE软件计算了假定情景的铀钚需求,由中国拟建快堆的性质分析了假定情景的可行性。计算结果可为中国核能发展策略提供数据参考。计算结果的比较与分析表明,天然铀的节省程度主要取决于装载MOX燃料的在运营压水堆规模。
核燃料后处理是核燃料循环的核心, 对于核环境安全和核能的可持续发展意义重大.离子液体作为“新一代绿色溶剂”在核燃料后处理中具有广阔的潜在应用前景. 离子液体可以替代易挥发的有机溶剂用于水法后处理萃取分离放射性核素, 也可以替代强腐蚀性的高温熔盐用于干法后处理电解回收金属离子. 本文在作者工作基础上总结了近年来离子液体用于核燃料水法和干法后处理的基础研究成果, 归纳和分析了其中的关键科学问题. 此外...
本文主要综述了30年来我国科研工作者在核燃料循环方面对萃取剂的辐射化学研究中所取得的一些研究成果，其中主要介绍了磷酸三正丁酯（TBP）萃取剂的辐射化学研究。此外还介绍了其它新型萃取剂的辐射化学的国内外研究现状。最后对该研究领域所面临的挑战和前景进行了讨论。
溶液堆的应用及其核燃料处理
溶液堆 医用同位素生产 溶液燃料处理
2009/9/23
溶液堆在医用同位素的生产方面具有一些优势，本文对溶液堆的发展过程进行了介绍，对用于医用同位素生产的水溶液均相反应堆的技术特点、核素生产以及相关的核燃料处理问题进行了综述。溶液堆可以提取的同位素主要有99Mo， 131I，89Sr等。在核燃料处理方面，溶剂萃取法是切实可行的方法，针对硫酸和硝酸2种溶液体系，推荐了硝酸体系的φ=30% TBP流程。溶液堆运行1~2年左右，冷却3~5个月进行后处理，放...
我国先进核燃料循环技术发展战略的一些思考
核裂变能 热堆燃料循环 快堆燃料循环 可持续发展
2009/9/23
从核裂变能可持续发展的角度，分析了各种核燃料循环方式的特点，指出了核燃料“一次通过”方式不符合核能可持续发展战略。为了充分利用铀资源并实现核废物的最少化，快堆燃料闭合循环是核裂变能可持续发展的根本出路。本文在介绍了国内外核燃料循环关键技术研究现状和发展趋势的基础上，探讨了我国核燃料循环科技的发展战略，并指出了为实现上述发展战略目标应采取的若干措施。
~(252)Cf中子活化核燃料棒~(235)U富集度均匀性检测装置
燃料棒
2008/10/13
采用252Cf中子活化方法研制燃料棒235U富集度均匀性检测设备,用慢化后的252Cf中子照射燃料棒,使燃料棒UO2芯块中的235U发生裂变,通过测量其裂变产物的γ射线总强度对燃料棒235U富集度及其均匀性进行在线检测。采用1 2mg的252Cf中子源,能检测出燃料棒中235U富集度相对偏差±10%的单个混料芯块,单根燃料棒的检测速度可达7m/min,检测结果的置信概率为97 74%。
CANDU-6型核燃料元件制造钎焊一次焊合率的控制
CANDU-6型核燃料元件 钎焊一次焊合率 控制
2008/10/13
钎焊是CANDU-6型核燃料元件制造过程中的重要工艺环节，其一次焊合率的高低将影响后续坡口尺寸加工的稳定性、芯块装管的难易程度以及端塞密封焊接质量。因此，需对钎焊的一次焊合率进行很好地控制，尽量降低一次未焊合率。本工作对焊接工艺参数、铍涂层厚度及支承垫质量等因素对一次焊合率的影响进行分析，并通过实验确定了对焊接工艺参数、铍涂层厚度及支承垫质量的控制范围，达到了较好控制钎焊一次焊合率的目的。
锕系元素及核燃料循环化学学术讨论会在成都召开
循环化学 核燃料 锕系元素
2008/10/13
由中国核化学与放射化学学会主办,四川大学和中国原子能科学研究院承办的锕系元素及核燃料循环化学学术讨论会5月29日至6月3日在四川大学学术交流中心举行。中国核学会理事长汪德熙教授、核化学与放射化学学会理事长刘元方教授向会议发了贺信和贺电,专业委员会主席何建玉研究员致了开
从动力堆核燃料后处理废水中提取镅(锔)和稀土元素
处理 动力堆核燃料 镅(锔)
2008/10/13
研究了HDEHP从动力堆核燃料后处理IAW废水的脱硝清液中萃取并分离镅(锔)和稀土元素的工艺,其中包括共萃槽、分离槽和反萃槽三个工段,给出了流程的工艺参数。
萃淋树脂色谱法分离辐照核燃料中的镅钕钐
核燃料 萃淋树脂色谱法
2008/10/13
一、前言 为了测定辐照核燃料中~(241)Am,~(148)Nd和~(149)Sm的含量,必须把共存的大量铀和微量钚、镎及其它主要裂片元素锆、铌、钌、锶、铯等除去,还要使镅与希土分离才能消除对测量的干扰和满足辐射防护的要求。利用HDEHP在不同介质溶液中对各种金属离子萃取性能的差异以及DTPA对镅和镧系元素络合能力的差异,我们在两个HDEHP萃淋树脂柱上达到了上述分离的目的。第一个柱子是在有氧...
辐照后核燃料中镅的放化分析
PMBP-TBP 协同萃取
2008/10/13
一、前言 在我们另一份工作中已较详细地研究了Am与辐照核燃料溶解液中U,Np,Pu及主要裂片元素的分离条件,建立了HDEHP苹淋树脂色谱法的预分离程序。本文研究了在预分离后进一步纯化镅的条件并实测了一根辐照元件各切片中~(241)Am的含量。 由于料液中Am的含量很小,所以预分离程序对~(95)Zr-~(95)Nb,~(106)Ru,~(90)Sr的去污仍不够好,而且预分离后的含Am溶液中含有...
核燃料棒~(235)U富集度均匀性扫描装置中的中子慢化系统计算
中子慢化
2008/10/13
于核燃料棒235U富集度均匀性扫描装置,为了合理有效地利用252Cf中子源,提高检测灵敏度,需要合理选择中子慢化材料,优化中子慢化过程。本文利用Monte Carlo方法对中子慢化系统进行了优化计算,在保证慢化中子(En<1MeV)通量密度较高和235U与238U的裂变反应几率比R5/8也较高的前提下,给出了几种慢化材料及其组合的结果。