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Cextrant 230与Cyanex 923二元体系萃取钍的传质动力学研究
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作者 王慧 高迪 +3 位作者 黄亚斌 况王强 邝圣庭 廖伍平 《铀矿冶》 2025年第3期41-49,共9页
采用层流型恒界面池法研究了(2-乙基己基)胺基甲基膦酸二(2-乙基己基)酯(代号Cextrant 230)与三烷基氧化膦(代号Cyanex 923)二元混合体系从盐酸介质中萃取钍的动力学。作为对比,同时研究了Cextrant 230单一体系萃取钍的动力学。系统地... 采用层流型恒界面池法研究了(2-乙基己基)胺基甲基膦酸二(2-乙基己基)酯(代号Cextrant 230)与三烷基氧化膦(代号Cyanex 923)二元混合体系从盐酸介质中萃取钍的动力学。作为对比,同时研究了Cextrant 230单一体系萃取钍的动力学。系统地考察了搅拌速度、反应温度、比界面积,以及萃取剂浓度、酸度、氯离子浓度等因素对萃取速率的影响。结果表明,Cextrant 230单一体系和Cextrant 230-Cyanex 923混合体系对Th 4+的萃取分别受化学反应控制和扩散控制,萃取反应速控步骤均发生在水相或有机相本体中;温度对Cextrant 230单一体系的萃取速率无显著影响,而对Cextrant 230-Cyanex 923协萃体系的萃取速率具有促进作用;氯离子浓度和萃取剂浓度与萃取速率呈线性关系,在Cextrant 230单一体系和Cextrant 230-Cyanex 923混合体系中Th^(4+)的萃取过程均为假一级可逆反应。 展开更多
关键词 Cextrant 230 Cyanex 923 二元体系 萃取动力学 氯化介质
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国外钍资源核能开发利用策略研究及对我国的启示 被引量:7
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作者 张锐平 汪永平 张雪 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第4期365-371,共7页
研究、分析了国外核能发达国家钍资源核能开发利用策略,结合我国实际情况,为我国钍资源核能开发利用提供若干建议。
关键词 核能 策略
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钍在轻水堆中利用的研究 被引量:4
3
作者 邬国伟 楼运豪 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1995年第4期330-336,共7页
对钍-232在轻水堆中利用进行了研究。考虑到现行轻水堆改型的方便,以秦山核电厂反应堆参数为基础,只改变堆芯燃料组分,在可裂变材料总量不变的条件下,对不同钍-232装量进行了多方案研究。结果表明,由于钍-232吸收中子... 对钍-232在轻水堆中利用进行了研究。考虑到现行轻水堆改型的方便,以秦山核电厂反应堆参数为基础,只改变堆芯燃料组分,在可裂变材料总量不变的条件下,对不同钍-232装量进行了多方案研究。结果表明,由于钍-232吸收中子后的主要转换产物是铀-233,它在热堆中的η值比铀-235和钚-239的高,因此在同样初始过剩反应性情况下,随着钍-232装量的增大,燃耗的加深,堆内易裂变材料总生成量也随之增大,转换比提高,从而使堆芯寿期延长,节省了核燃料。可见钍是一种有前途的能源资源。此外必须指出,在所研究的参数条件下以钍-铀重量比0.25为佳。 展开更多
关键词 转换比 堆芯寿期 轻水堆
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U-Pu混合氧化物燃料发展状况 被引量:1
4
作者 张先业 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第5期475-479,共5页
文章综述了U-Pu混合氧化物(MOX)燃料的生产和应用情况,评述了MOX燃料制造和后处理工艺过程等有关问题。就我国研制MOX燃料问题提出几点看法。
关键词 MOX燃料 压水堆 后处理 乏燃料
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包头白云鄂博矿钍资源的回收及用于核电燃料的研究现状 被引量:14
5
作者 苏文清 贺海钧 +1 位作者 宋洪芳 李振宏 《稀有金属》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第6期914-918,共5页
包头白云鄂博矿中钍资源非常丰富,近年来随着铁矿石的开采,钍被分配到一些产品或废渣中,这不仅造成钍资源的严重浪费,同时分散了的放射性钍给周边环境造成了严重污染。针对目前世界能源紧张的状况,开发新的能源势在必行,钍作为核能发电... 包头白云鄂博矿中钍资源非常丰富,近年来随着铁矿石的开采,钍被分配到一些产品或废渣中,这不仅造成钍资源的严重浪费,同时分散了的放射性钍给周边环境造成了严重污染。针对目前世界能源紧张的状况,开发新的能源势在必行,钍作为核能发电燃料的研究近年来已有突破,研究开发钍用于核电燃料研究是一项重大和长远的任务。全面分析了包头白云鄂博钍的资源现状及流向,介绍了在生产稀土的同时提取钍化合物、金属钍的工艺研究状况及钍用于核电燃料的研究进展,探讨了钍在核电燃料中的应用可行性及应用前景。 展开更多
关键词 回收 核电燃料
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用于轻水堆的钍燃料——核动力燃料循环扩散的前景下降
6
作者 张铁岭 仉宝聚 《国外铀金地质》 1999年第1期30-35,共6页
用钍作为核燃料的增生成分可以大幅度降低轻水堆燃料循环的扩散的可能性。钍应用带来的主要挑战在于设计出一种必须能够防止扩散、经济上又可行的堆芯和燃料循环。本文介绍了拉德考斯基钍反应堆(RTR)设计对此一挑战的回答。迄今为止,这... 用钍作为核燃料的增生成分可以大幅度降低轻水堆燃料循环的扩散的可能性。钍应用带来的主要挑战在于设计出一种必须能够防止扩散、经济上又可行的堆芯和燃料循环。本文介绍了拉德考斯基钍反应堆(RTR)设计对此一挑战的回答。迄今为止,这种设计已用于俄罗斯1000MW压水堆,名为VVER-1000的设计。初步参考设计的主要成果如下: (1)与现有的VVER设计相比,RTR乏燃料中的钚含量减少了80%; (2)RTR一钚的同位素成分极大地提高了预知核爆炸并使之降低能级的概率; (3)极高含量的23sPu可导致相当多的热辐射,使得以RTR~Pu为基础的(钚基)爆炸装置设计上更为复杂; (4)再处理和再利用RTR乏燃料中的可裂变成分,其经济上的刺激减少了。对于RTR堆芯和循环来说,一次性循环在经济上最为合理; (6)综合上述各项因素来看,以RTR燃料替代当代核反应堆用的标准(铀基)燃料可以造成防止核武器扩散的强大屏障。这一屏障连同现有的防护措施和手段,足以将民用核动力与军用核动力截然分开; (6)RTR设计适用于现有核电厂,可保证其经济可行性; (7)与标准的VVER燃料相比,这种循环在废物处置要求、天然铀需求及其制造费用方面都有所降低,其燃料循环成本大约降低20%。 展开更多
关键词 轻水堆 钍燃料 核动力燃料 乏燃料 循环扩散
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我国钍燃料循环发展研究 被引量:8
7
作者 石秀安 胡永明 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第3期281-288,共8页
调研分析了钍燃料循环的优缺点和国内外研究现状。通过详细分析研究各种堆型的钍资源利用潜力,从核能可持续发展的角度出发,提出了我国钍燃料循环发展的有关结论和建议:(1)当前的核电堆型除高温堆外都不适合进行钍利用;(2)建议采用快堆... 调研分析了钍燃料循环的优缺点和国内外研究现状。通过详细分析研究各种堆型的钍资源利用潜力,从核能可持续发展的角度出发,提出了我国钍燃料循环发展的有关结论和建议:(1)当前的核电堆型除高温堆外都不适合进行钍利用;(2)建议采用快堆/热中子堆联合钍燃料循环的方式进行钍资源利用;(3)先进反应堆研究应集中于其堆型本身的研发;(4)当前应该加强钍资源核能利用的基础研究工作。 展开更多
关键词 钍燃料循环 发展建议
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钍的核能利用研究 被引量:5
8
《中国科学院院刊》 2007年第4期303-305,302,共4页
一 钍的核能利用特点及存在的问题 1 钍的核能利用前提条件 铀-235、钚-239和铀-233都是易裂变核材料,但其中只有铀-235是天然存在的(天然铀中铀-235的含量也只有0.712%).钚-239和铀-233在自然界中并不存在,它们需分别由天然... 一 钍的核能利用特点及存在的问题 1 钍的核能利用前提条件 铀-235、钚-239和铀-233都是易裂变核材料,但其中只有铀-235是天然存在的(天然铀中铀-235的含量也只有0.712%).钚-239和铀-233在自然界中并不存在,它们需分别由天然存在的铀-238和钍-232通过核反应转换而来。 展开更多
关键词 利用
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有机荧光探针在铀酰离子检测方面的研究进展 被引量:8
9
作者 胡家宁 林娜 +2 位作者 高博 付军 罗文华 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2018年第6期337-348,共12页
荧光分析法是检测铀酰离子最主要的方法之一,它具有设备简单、高灵敏度和高选择性等优点。本文主要阐述了近几年来有机荧光分子在铀酰离子检测领域的研究进展,主要包括有机荧光染料、含氧酸等天然荧光/药物分子,以及利用席夫碱、卟啉、... 荧光分析法是检测铀酰离子最主要的方法之一,它具有设备简单、高灵敏度和高选择性等优点。本文主要阐述了近几年来有机荧光分子在铀酰离子检测领域的研究进展,主要包括有机荧光染料、含氧酸等天然荧光/药物分子,以及利用席夫碱、卟啉、偕氨肟等官能团构筑的有机荧光分子和AIE型荧光分子等。这为后续性能优异的有机荧光探针的分子设计和铀酰离子检测等研究工作提供了借鉴。 展开更多
关键词 有机荧光探针 铀酰离子 离子检测 聚集诱导发光
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球形燃料元件温度分布对包覆燃料颗粒失效概率的影响 被引量:3
10
作者 张永栋 林俊 +2 位作者 朱天宝 张海青 朱智勇 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期65-70,共6页
固态熔盐堆采用TRISO(Tristructural isotropic)包覆颗粒球形燃料元件。在运行工况下,燃料元件内部存在一定的温度分布,填充在燃料元件内部不同位置的TRISO颗粒的失效概率会因此受到影响。利用体积微元的方法分析了温度分布对包覆颗粒... 固态熔盐堆采用TRISO(Tristructural isotropic)包覆颗粒球形燃料元件。在运行工况下,燃料元件内部存在一定的温度分布,填充在燃料元件内部不同位置的TRISO颗粒的失效概率会因此受到影响。利用体积微元的方法分析了温度分布对包覆颗粒失效概率的影响,并进一步研究了球形燃料元件尺寸对TRISO颗粒平均失效概率的影响。结果表明,在一定的功率密度下,如果利用球心温度或者平均温度计算燃料元件内部TRISO颗粒的平均失效概率,结果相比实际值会有至少一个数量级的差别;在相同功率密度和相同燃耗条件下,燃料元件直径每减小1 cm,其包覆颗粒平均失效概率降低两个数量级左右。 展开更多
关键词 燃料元件 TRISO颗粒 温度分布 失效概率
原文传递
我国钍资源利用及其放射的防护 被引量:4
11
作者 曾天元 《稀土信息》 2001年第7期6-8,11,共4页
由于钍、铀、锕和稀土元素的许多性质相似,所以它们往往伴生于各种稀土矿物中。铀的放射性强度虽比钍高6倍,但铀在矿物中含量仅为钍的1/500~1/600,锕的丰度更低;而稀土元素中镧、铈、钕、钐、镥虽有天然放射性同位素,但它们的比活度都... 由于钍、铀、锕和稀土元素的许多性质相似,所以它们往往伴生于各种稀土矿物中。铀的放射性强度虽比钍高6倍,但铀在矿物中含量仅为钍的1/500~1/600,锕的丰度更低;而稀土元素中镧、铈、钕、钐、镥虽有天然放射性同位素,但它们的比活度都很低,与钍、铀相比,其放射性活度可以忽略不计。 展开更多
关键词 稀土 放射防护 资源利用
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湖山铀矿离子交换工艺的改进优化研究 被引量:5
12
作者 高君丽 韩雪涛 +1 位作者 张剑勇 陈森才 《有色设备》 2023年第2期65-69,共5页
本文针对纳米比亚湖山铀矿离子交换区域吸附尾液铀浓度高、贫树脂铀浓度高的问题,采用强碱性阴离子树脂LXA800,开展室内离子交换吸附条件试验,研究了吸附原液pH值对树脂吸附的影响、吸附进料线速度的影响、吸附原液共存Fe^(3+)、Cl^(-)... 本文针对纳米比亚湖山铀矿离子交换区域吸附尾液铀浓度高、贫树脂铀浓度高的问题,采用强碱性阴离子树脂LXA800,开展室内离子交换吸附条件试验,研究了吸附原液pH值对树脂吸附的影响、吸附进料线速度的影响、吸附原液共存Fe^(3+)、Cl^(-)的影响,随后进行了扩大试验,研究了树脂流化膨胀,并通过多轮次的吸附循环扩大试验,验证了当前树脂的可用性。 展开更多
关键词 LXA800型树脂 离子交换 吸附
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钍在核能中的长期潜力
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《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2023年第3期208-208,共1页
2021年8月,中国宣布建成第一座实验性钍基核反应堆。该反应堆建在中国北方的戈壁沙漠中,未来几年将对其进行测试。如果实验证明成功,北京将计划建造另一座能够为10多万个家庭供电的反应堆。中国并非唯一打算利用钍的国家。过去,印度、... 2021年8月,中国宣布建成第一座实验性钍基核反应堆。该反应堆建在中国北方的戈壁沙漠中,未来几年将对其进行测试。如果实验证明成功,北京将计划建造另一座能够为10多万个家庭供电的反应堆。中国并非唯一打算利用钍的国家。过去,印度、日本、俄罗斯、英国、美国和其他国家都曾对研究钍在核能中的可能应用表现出热情。这种金属的吸引力在于它更加丰富和高效,可能成为主要核燃料铀的替代品。什么是钍? 展开更多
关键词 戈壁沙漠 实验证明 替代品 核能 俄罗斯 反应堆 核燃料
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双-丁二酰胺萃取剂对硝酸体系中Th(Ⅳ)的萃取
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作者 张芳 黄清钢 +2 位作者 吴强 付轩 严则义 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期386-390,I0003,共6页
研究了双-丁二酰胺萃取剂的合成及其对硝酸介质中Th(Ⅳ)离子的萃取行为。从简单的原料出发,合成了新型的多官能团的双-丁二酰胺萃取剂,并以其为萃取剂、二甲苯为稀释剂,考察了水相中硝酸浓度、萃取剂浓度、盐析剂浓度等因素对Th(Ⅳ)离... 研究了双-丁二酰胺萃取剂的合成及其对硝酸介质中Th(Ⅳ)离子的萃取行为。从简单的原料出发,合成了新型的多官能团的双-丁二酰胺萃取剂,并以其为萃取剂、二甲苯为稀释剂,考察了水相中硝酸浓度、萃取剂浓度、盐析剂浓度等因素对Th(Ⅳ)离子分配比的影响。利用斜率分析方法提出了双-丁二酰胺萃取剂萃取Th(Ⅳ)的萃取机理。利用该萃取剂对比萃取了钍及铕离子,得到了高达166.6的分离因子。 展开更多
关键词 双-丁二酰胺 萃取 Th(Ⅳ) Eu(Ⅲ) 硝酸
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SEPARATION AND PURIFICATION OF ^ (234)Th FROM AGED URANIUM SALT
15
作者 叶玉星 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 1994年第3期181-183,共3页
This paper summarizes the results of separation and purification of 234Th from aged uranium salt with two processes (see flowsheet A or B). The flowsheet A: TBP extraction, anion exchange and TTA extraction; the flows... This paper summarizes the results of separation and purification of 234Th from aged uranium salt with two processes (see flowsheet A or B). The flowsheet A: TBP extraction, anion exchange and TTA extraction; the flowsheet B: Canon and anionexchange, TTA extraction. The total recovery efficiency of 234Th is about 90 %. The γ-spectrum of the end-product contains only two typic peaks of 234Th (63 and 92 keV). Pure 234Th is prepared. 展开更多
关键词 ^(234)Th TBP extraction TTA extraction Canon exchange Anion Exchange
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Extraction of Th(IV) from nitric acid with 4-benzoyl-2,4-dihydro-5-methyl-2-phenyl-3H-pyrazol-3-thione
16
作者 Yu Shao-Ning Yang Yan-Zhao +1 位作者 Bao Bo-Rong (Shanghai Institute of Nuclear Research, the Chinese Academy of Sciences, Shanghai 201800)Wang Teng-Jia Ma Li and He Ying (Naval Medical Research Institute, Shanghai 200433) 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 1998年第2期118-120,共3页
The BMPPT (4-benzoyl-2,4-dihydro-5-methyl-2-phenyl-3H-pyrazol-3-thione)was synthesized from BMPP. Its m.p. is 106-108℃. The results of the element analysis are as follows: C, 68.51%, H, 4.51%, N, 9.26%, S, 11.47%, wh... The BMPPT (4-benzoyl-2,4-dihydro-5-methyl-2-phenyl-3H-pyrazol-3-thione)was synthesized from BMPP. Its m.p. is 106-108℃. The results of the element analysis are as follows: C, 68.51%, H, 4.51%, N, 9.26%, S, 11.47%, which are in conformity with the theoretical value (C, 69.15%, H, 4.76%, N, 9.52%, S, 10.90%). The solvent extraction of Th4+ from nitric acid solution by BMPPT in benzene was studied. The extraction ability of BMPPT is not so high as that of its parent (BMPP). The Th4+ distribution ratio (DTh) increases with the increasing pH of the aqueous phase, and pH1/2 for Th4+ was 3.2 ([BMPPT]=0.10 mol/L). When the pH increases, the distribution ratio of Th4+ increases linearly with the slope of 1 .59. When the concentration of BMPPT increases, the distribution ratio of Th4+ increases rapidly. The lgDTh-lg[BMPPT] is linear with the slope of 1.42 and the extraction mechanism is the cation ion-exchange. 展开更多
关键词 溶剂提取 提取比例分布
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挪威启动钍燃料的第三轮辐照试验
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作者 伍浩松 戴定 《国外核新闻》 2018年第2期17-17,共1页
【世界核新闻网站2018年1月31日报道】钍能源公司(Thor Energy)近日宣布,两根含有钍-钚氧化物芯块的燃料细棒已在哈尔登(Halden)研究堆中接受辐照,这意味着第三轮钍燃料辐照试验工作的启动。预计整个辐照试验将持续5年时间。
关键词 辐照试验 钍燃料 三轮 挪威 能源公司 新闻网站 试验工作 研究堆
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挪威开展钍燃料试验研究
18
作者 伍浩松 《国外核新闻》 2013年第7期27-27,共1页
在于2013年4月的最后一周将钍燃料装入哈尔登(Halden)研究堆之后,挪威已正式启动了在该堆中对钍燃料进行辐照的试验计划。这项试验计划由挪威钍能源公司(ThorEnergy)牵头,将为验证这种新型核燃料在现有反应堆中进行商业应用的适... 在于2013年4月的最后一周将钍燃料装入哈尔登(Halden)研究堆之后,挪威已正式启动了在该堆中对钍燃料进行辐照的试验计划。这项试验计划由挪威钍能源公司(ThorEnergy)牵头,将为验证这种新型核燃料在现有反应堆中进行商业应用的适用性提供必要的独特信息。 展开更多
关键词 钍燃料 燃料试验 挪威 试验计划 能源公司 商业应用 研究堆 适用性
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美俄企业签署关于钍燃料辐照试验的协议
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作者 伍浩松 《国外核新闻》 2008年第1期29-29,共1页
美国钍动力公司(Thorium Power)与俄罗斯库尔恰托夫研究所(Kurchmov Institute)达成了一项有关2002年以来一直在进行的钍燃料辐照试验计划的新协议。根据这份协议,钍动力公司将有权获得过去2年中在库尔恰托夫研究堆中对点火区燃料... 美国钍动力公司(Thorium Power)与俄罗斯库尔恰托夫研究所(Kurchmov Institute)达成了一项有关2002年以来一直在进行的钍燃料辐照试验计划的新协议。根据这份协议,钍动力公司将有权获得过去2年中在库尔恰托夫研究堆中对点火区燃料样本和转换区燃料样本进行安瓿辐照试验得到的所有技术数据。 展开更多
关键词 辐照试验 钍燃料 协议 企业 试验计划 技术数据 研究所 俄罗斯
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世界各国钍燃料的研究动向(二)
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作者 李韡 《国外核新闻》 1999年第10期20-23,共4页
关键词 钍燃料 研究动向 俄罗斯 土耳其 英国 乌克兰
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