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先进核能发展情景研究
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作者 杨勇 周培德 +3 位作者 叶国安 杨红义 胡赟 宋英韵 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期27-33,共7页
核能是安全、经济、高效的清洁低碳能源。核能大规模、可持续发展面临着铀资源供应及放射性废物处理处置两大挑战。为最大化利用天然铀资源,减少长寿命废物总量,实现核裂变能长期可持续发展,快堆及其先进闭式核燃料循环是首选技术路线... 核能是安全、经济、高效的清洁低碳能源。核能大规模、可持续发展面临着铀资源供应及放射性废物处理处置两大挑战。为最大化利用天然铀资源,减少长寿命废物总量,实现核裂变能长期可持续发展,快堆及其先进闭式核燃料循环是首选技术路线。本文基于目前我国核电发展格局及未来发展展望,绘制了压水堆和快堆匹配发展的先进核能发展情景图。 展开更多
关键词 双碳目标 燃料循环 一体化快堆 核能发展情景
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ThO_(2)在HNO_(3)中的回流溶解
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作者 卢宗慧 于婷 +2 位作者 李斌 何辉 张烨 《核化学与放射化学》 北大核心 2025年第3期235-241,共7页
为了寻求一种替代目前依赖氟离子的溶解方法,从而避免对不锈钢溶解器造成腐蚀并影响后续处理的问题,探索研究了ThO_(2)在HNO_(3)中的回流溶解过程。通过使用回流溶解装置并采用HNO_(3)作为溶解剂,研究了HNO_(3)浓度、温度和初始Th^(4+)... 为了寻求一种替代目前依赖氟离子的溶解方法,从而避免对不锈钢溶解器造成腐蚀并影响后续处理的问题,探索研究了ThO_(2)在HNO_(3)中的回流溶解过程。通过使用回流溶解装置并采用HNO_(3)作为溶解剂,研究了HNO_(3)浓度、温度和初始Th^(4+)浓度对ThO_(2)溶解效果的影响。结果表明:ThO_(2)在HNO_(3)中的溶解过程的表观活化能为41.47 kJ/mol;在HNO_(3)初始浓度为9~12 mol/L时,随着HNO_(3)初始浓度的增加,ThO_(2)的溶解速率也随之增加,表现出约为3的表观级数;然而,当HNO_(3)初始浓度超过12 mol/L后,ThO_(2)溶解速率开始下降。此外,实验还发现初始Th^(4+)浓度对溶解速率的影响较小。进一步的动力学研究采用缩芯模型,揭示了ThO_(2)的溶解过程可能主要受到界面化学反应的控制。通过数据拟合,得到了表观反应速率常数k=(0.132±0.007)min^(−1)。这一发现为优化钍基燃料循环的溶解过程和改进后续处理工艺提供了重要的理论依据。通过系统地研究不同因素对ThO_(2)溶解的影响,为钍基燃料循环的溶解过程提供了新的视角和解决方案。通过优化HNO_(3)浓度和控制溶解温度,可以在不使用氟离子的情况下实现ThO_(2)的有效溶解,这对于钍基核燃料的后续处理和利用具有重要意义。 展开更多
关键词 ThO_(2) 回流溶解 动力学
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U-Mo合金燃料中铀回收工艺研究
3
作者 张凡 郭波龙 《山西化工》 2025年第8期35-37,共3页
铀钼合金燃料研究成为近年来研究的一个热点,其后处理和加工产生的含铀物料均需高效回收,而铀钼分离技术研究比较成熟,研究针对U-Mo合金燃料芯体制备过程产生的车屑开展硝酸沉淀工艺实验验证,通过实验验证,确定硝酸溶液起始浓度为12 mol... 铀钼合金燃料研究成为近年来研究的一个热点,其后处理和加工产生的含铀物料均需高效回收,而铀钼分离技术研究比较成熟,研究针对U-Mo合金燃料芯体制备过程产生的车屑开展硝酸沉淀工艺实验验证,通过实验验证,确定硝酸溶液起始浓度为12 mol/L,硝酸过量系数为28,通过工艺验证,回收制备的U3O8回收率达到98%以上,之后进行全流程回收验证,将铀钼分离回收的铀制备成金属铀,其总回收率达到95.91%。 展开更多
关键词 铀钼合金 溶解 铀回收
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Research on application of salt-free reductants in uranium/ neptunium/plutonium separation
4
作者 Qi Chen Tianchi Li +4 位作者 Ziqian Zhao Yifu Hu Baole Li Taihong Yan Guoan Ye 《Chinese Journal of Chemical Engineering》 2025年第3期30-44,共15页
In current spent nuclear fuel reprocessing,the predominant method involves chemical extraction,leveraging the differing distribution ratios of elements to achieve separation and purification.Effective separation of ur... In current spent nuclear fuel reprocessing,the predominant method involves chemical extraction,leveraging the differing distribution ratios of elements to achieve separation and purification.Effective separation of uranium(U),plutonium(Pu),and neptunium(Np) typically relies on redox processes that alter their oxidation states during extraction.Therefore,reductants play a critical role in reprocessing processes.An important shift in the advanced reprocessing process is the use of salt-free reagents in the actinide separation process.In addition,the salt content in the reprocessing stream is often indicative of the overall technological sophistication of the process,and it is critical to reform the reductants used in the main process stream.Salt-free reductants have attracted much attention in recent years for basic and applied research in reprocessing processes because of their advantages such as being easily destroyed,not introducing salts,reacting quickly,simplifying the process,and reducing the amount of waste.This study summarizes emerging salt-free reagents with potential applications in reprocessing,and outlines their kinetic and chemical reaction mechanism properties in reducing Pu(Ⅳ) and Np(Ⅵ).The conclusion discusses the future potential of salt-free reagents in reprocessing.This study summarizes the currently well-studied salt-free reductants and offers recommendations and future research directions in salt-free alternatives. 展开更多
关键词 Spent fuel Salt-free reagent PUREX process Redox Reprocessing process
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放射性环境下自动分料装置技术的研究与探索
5
作者 赵凤静 张果 +2 位作者 李广宇 阚琛 杨宏悦 《广东化工》 2025年第2期107-109,145,共4页
放射性环境下自动分料装置技术对提高乏燃料后处理厂的处理能力有重要意义,其关键难点在于运行安全、腔体密封和维修维护等。为解决上述问题,通过采取措施保证轴系的稳定性、到位准确性并预防故障以实现自动分料装置长期稳定运行;提出... 放射性环境下自动分料装置技术对提高乏燃料后处理厂的处理能力有重要意义,其关键难点在于运行安全、腔体密封和维修维护等。为解决上述问题,通过采取措施保证轴系的稳定性、到位准确性并预防故障以实现自动分料装置长期稳定运行;提出多道长短水封配合的方案以实现多腔体的可靠密封;细化免维修设计、远距离拆装与直接维修相结合的维修维护方案。通过自动分料装置科研样机试验验证了上述方案的可行性,并实现了自动分料装置长期连续运行。通过研究,为放射性环境下自动分料装置的工程设计及应用奠定了基础,对放射性废物处理领域具有重要意义。 展开更多
关键词 乏燃料后处理 批式反应器 自动分料装置 水封结构
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后处理厂气载流出物源项研究与环境影响评价
6
作者 杨浩 冯敏 +2 位作者 刘郢 郑平辉 马敬 《四川环境》 2025年第1期56-62,共7页
合理地确定后处理厂气载流出物源项是后处理厂环境影响评价的基础,后处理厂气载流出物环境影响评价是后处理厂取得建造许可证和运行许可证的重要工作。在核燃料后处理厂物料与放射性衡算基础上,研究了采用PUREX流程处理动力堆乏燃料的... 合理地确定后处理厂气载流出物源项是后处理厂环境影响评价的基础,后处理厂气载流出物环境影响评价是后处理厂取得建造许可证和运行许可证的重要工作。在核燃料后处理厂物料与放射性衡算基础上,研究了采用PUREX流程处理动力堆乏燃料的后处理厂运行工况下各类排气系统初始放射性源项和尾气量,对各系统夹带系数、净化系数进行合理评估,得到处理通量为5tUbi/d的核燃料后处理厂正常运行状态下放射性气载流出物源项,最终对核燃料后处理厂气载流出物的环境影响进行了评价,评价结果表明源项计算过程中所选取的参数基本合理,核燃料后处理厂放射性气载流出物与国外后处理厂批复值对比基本相当,同时满足标准(GB13695)中关于总量控制的要求,气载流出物对周围公众造成的最大个人有效剂量为1.15E-05 Sv/a,远小于厂址剂量约束值0.25mSv/a,厂址附近各类生物所受的剂量率最大值为1.60μGy/h,小于ERICA推荐的筛选值(10μGy/h),对公众和周围生物的辐射环境影响可以接受。 展开更多
关键词 后处理 气载流出物 源项 评价
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某核燃料循环火灾事故研究装置及初步研究成果介绍 被引量:2
7
作者 孙洪超 连一仁 +5 位作者 李国强 陈磊 孟东原 孙树堂 庄大杰 张建岗 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第4期430-436,共7页
火灾事故作为核燃料循环设施典型事故,是国际核燃料循环安全领域研究的焦点。中国辐射防护研究院目前建有小、中、大三个尺度的核燃料循环火灾事故放射性源项研究装置。小尺度装置为200 L圆柱体燃烧舱室,主要用于可燃物基础参数测试;中... 火灾事故作为核燃料循环设施典型事故,是国际核燃料循环安全领域研究的焦点。中国辐射防护研究院目前建有小、中、大三个尺度的核燃料循环火灾事故放射性源项研究装置。小尺度装置为200 L圆柱体燃烧舱室,主要用于可燃物基础参数测试;中尺度装置和大尺度装置分别为20 m^(3)、120 m^(3)长方体燃烧舱室,主要用于开展可燃物燃烧速率、温度分布、放射性气体与气溶胶释放份额、核素释放份额和过滤效率等科学研究。重点对三套装置各自的特征和研究能力进行总结,结合国际研究热点提出了进一步研究计划。 展开更多
关键词 核燃料循环 火灾事故 实验装置 放射性源项
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核燃料循环设施六氟化铀泄漏事故通风系统安全研究
8
作者 刘运陶 《化工安全与环境》 2025年第12期90-94,共5页
六氟化铀(UF_6)泄漏是核燃料循环设施中最严重的事故之一。为了提升核燃料循环设施应对UF泄漏事故通风的本质安全水平,采用案例统计、系统设计评估与定量风险评价相结合的研究方法,对我国铀纯化转化、铀浓缩及燃料元件制造设施中事故通... 六氟化铀(UF_6)泄漏是核燃料循环设施中最严重的事故之一。为了提升核燃料循环设施应对UF泄漏事故通风的本质安全水平,采用案例统计、系统设计评估与定量风险评价相结合的研究方法,对我国铀纯化转化、铀浓缩及燃料元件制造设施中事故通风系统的设计原则和实际配置情况进行了梳理。通过研究不同设施内UF_(6)泄漏的物理特性以及净化工艺,对系统失效概率以及可能引发的事故后果展开评估,同时针对核临界安全等核心关键问题进行了探讨。研究结果表明,事故通风系统应在设计中贯彻底线思维与冗余原则;对于湿法净化工艺,须采用核临界几何安全设备并开展临界安全分析。此外,还提出推动可移动应急通风设备标准化等建议,为提升核燃料循环设施事故通风系统的本质安全水平提供技术参考。 展开更多
关键词 核燃料循环设施 UF6泄漏 事故通风
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一体化快堆全锕系核素循环的物理可行性分析 被引量:4
9
作者 周培德 胡赟 +4 位作者 霍兴凯 张强 王振忠 宋英韵 陆佩漪槟 《中国核电》 2024年第4期448-453,共6页
一体化快堆是一体化闭式循环快堆核能系统的简称,由钠冷快堆、金属燃料制造设施、乏燃料处理设施和废物整备设施组成,是快堆及其燃料循环系统的高级发展阶段,能够实现铀资源的高效利用和废物最小化,显著提升闭式核燃料循环的质量和效率... 一体化快堆是一体化闭式循环快堆核能系统的简称,由钠冷快堆、金属燃料制造设施、乏燃料处理设施和废物整备设施组成,是快堆及其燃料循环系统的高级发展阶段,能够实现铀资源的高效利用和废物最小化,显著提升闭式核燃料循环的质量和效率。一体化快堆的最主要特征是核燃料的快速循环和多次循环,且核燃料的组成包括铀、钚和次锕系核素,可以称为全锕系核素循环。本文从反应堆核设计、燃料制造燃料成分控制方法、乏燃料处理回收率要求、燃料循环过程中物料辐射特性等方面,分析评估了一体化快堆全锕系核素循环的物理可行性。 展开更多
关键词 一体化快堆 全锕系核素循环 物理可行性
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国外乏燃料干法后处理设施进展 被引量:1
10
作者 钟振亚 林如山 +5 位作者 陈志华 张金宇 陈永利 张磊 唐洪彬 叶国安 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期206-223,共18页
干法后处理技术具有介质耐辐照、临界风险低、工艺流程短、废物量小等特点,是核燃料后处理领域中适应性更高、处理对象更广的一种分离技术。干法后处理设施是实现干法后处理技术开发、验证和应用的关键场所。本文调研总结了国外干法后... 干法后处理技术具有介质耐辐照、临界风险低、工艺流程短、废物量小等特点,是核燃料后处理领域中适应性更高、处理对象更广的一种分离技术。干法后处理设施是实现干法后处理技术开发、验证和应用的关键场所。本文调研总结了国外干法后处理技术研发和示范设施进展,从设施建设背景、工艺基准流程、主要技术参数、设施布局设计和应用情况等多方面进行了分析和比较,并结合我国干法后处理技术发展现状和设想,提出了我国干法后处理设施发展建议。 展开更多
关键词 乏燃料 干法后处理 高温化学 设施
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多设备源项区域监测反演算法初步研究
11
作者 于淼 张毅诚 杨海峰 《现代应用物理》 2024年第1期54-58,共5页
在一些设备室和实验室中,可能存在同一区域布置多个带源项设备的情况。为了对同一区域内多个设备中的源项同时进行监测,提出了一种多设备源项的区域监测方法。该方法通过蒙特卡罗程序,确定各设备材料成分、几何尺寸及探测系统相关的响... 在一些设备室和实验室中,可能存在同一区域布置多个带源项设备的情况。为了对同一区域内多个设备中的源项同时进行监测,提出了一种多设备源项的区域监测方法。该方法通过蒙特卡罗程序,确定各设备材料成分、几何尺寸及探测系统相关的响应矩阵,利用数值模拟或实验测量得到某工况下各探测器的探测响应计数,利用反演算法求解各设备的源项,实现对同一区域内多个源项的监测。数值模拟实验表明,该方法是可行的,能够实现对于区域内重点关注源项设备的监测,可缓解探测器中干扰的问题。 展开更多
关键词 区域监测 多设备源项 反演算法 蒙特卡罗程序
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燃耗信任制技术在后处理厂中的应用
12
作者 葛吉德 赵学延 +1 位作者 韦萌 任丽丽 《化工管理》 2024年第16期105-108,共4页
大通量后处理厂是动力堆乏燃料后处理经济性发展的必由之路,所处理乏燃料具有235U初始富集度高、燃耗深的特点,且单台设备处理量也很大,给工厂的临界安全设计和经济性带来了巨大挑战。文章借鉴国际先进后处理厂设计理念,结合连续溶解器... 大通量后处理厂是动力堆乏燃料后处理经济性发展的必由之路,所处理乏燃料具有235U初始富集度高、燃耗深的特点,且单台设备处理量也很大,给工厂的临界安全设计和经济性带来了巨大挑战。文章借鉴国际先进后处理厂设计理念,结合连续溶解器和处理目标乏燃料的特点,提出了采用10个核素的锕系置信燃耗信任制等级的应用,并通过计算给出了溶解器处理燃料的燃耗限值、临界安全分析的接受准则等关键数据。成果表明,燃耗信任制技术在后处理厂的应用不但能从根本上解决工厂的重要核安全问题,还可以为工厂的经济运行带来诸多益处。 展开更多
关键词 后处理厂 连续溶解器 燃耗信任制 临界安全
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核燃料后处理厂维修技术研究
13
作者 钱立波 《设备管理与维修》 2024年第22期34-37,共4页
随着核能的持续发展,核燃料后处理厂的运行和维护成为保障核能产业链安全、高效运行的关键环节。探讨核燃料后处理厂维修技术的研究现状、面临的挑战及未来的发展趋势,为相关领域的研究和实践提供参考。
关键词 核燃料 后处理 维修技术
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商用乏燃料后处理大厂设计燃耗浅析
14
作者 葛吉德 赵学延 +1 位作者 韦萌 任丽丽 《化工管理》 2024年第19期149-151,共3页
燃耗参数是后处理厂设计的重要基础,涉及工厂处理乏燃料的类型、燃耗深度,影响工厂工艺、临界和辐射防护等专业设计,特别是工厂建设的经济性。中国核电堆型多样化发展,新燃料初始富集度略有不同,出堆乏燃料燃耗差异明显,商用后处理大厂... 燃耗参数是后处理厂设计的重要基础,涉及工厂处理乏燃料的类型、燃耗深度,影响工厂工艺、临界和辐射防护等专业设计,特别是工厂建设的经济性。中国核电堆型多样化发展,新燃料初始富集度略有不同,出堆乏燃料燃耗差异明显,商用后处理大厂的设计需考虑处理乏燃料的包络性、工厂的经济性和产品可应用性等问题,因此设计燃耗成为行业关注和讨论的重点。文章对中国商用后处理大厂拟处理机组的堆芯燃料管理方案进行研究,对出堆乏燃料的燃耗进行计算分析,就设计燃耗对中国商用后处理大厂的影响实施评价,给出商用后处理大厂设计燃耗建议。 展开更多
关键词 商用后处理大厂 经济性 设计燃耗
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我国乏燃料离堆贮存需求分析 被引量:28
15
作者 洪哲 赵善桂 +3 位作者 张春龙 曹芳芳 刘新华 叶国安 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第3期411-418,共8页
随着我国核电的大力发展,产生了大量的乏燃料。若不能妥善进行处理,会给核电发展带来不利影响。我国后处理技术的发展现状暂时无法有效缓解乏燃料大量累积造成的困境。本文按照我国的核电发展规划,结合现有的乏燃料贮存能力,计算得出了... 随着我国核电的大力发展,产生了大量的乏燃料。若不能妥善进行处理,会给核电发展带来不利影响。我国后处理技术的发展现状暂时无法有效缓解乏燃料大量累积造成的困境。本文按照我国的核电发展规划,结合现有的乏燃料贮存能力,计算得出了乏燃料的年产生量、累积量,以及离堆贮存需求。建议我国尽快开展压水堆乏燃料离堆贮存设施的研究工作,确保核电的安全发展。 展开更多
关键词 核电 乏燃料 离堆贮存
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大型高分辨分段γ扫描装置的研制 被引量:13
16
作者 朱荣保 谭亚军 +6 位作者 袁晓鑫 吕钊 曹斌 吴昕 程炳皓 许晓东 江金才 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1994年第1期16-25,共10页
文章描述了一台大型高分辨分段γ扫描装置。由近立体角三维自吸收校正模型计算自吸收校正系数CF(AT)与透射率T的函数关系。本装置设计了四位透射源轮和可调立体角的13cm ̄3HPGe探测器系统。采用 ̄(75)Se, ̄(1... 文章描述了一台大型高分辨分段γ扫描装置。由近立体角三维自吸收校正模型计算自吸收校正系数CF(AT)与透射率T的函数关系。本装置设计了四位透射源轮和可调立体角的13cm ̄3HPGe探测器系统。采用 ̄(75)Se, ̄(169)Yb作为透射源。扫描台架可容纳1─801已包装废物样品。借助于传感器、步进马达和马达驱动器以及计算机控制实现换源、档束器开闭、全自动分段旋转扫描和全自动数据获取与处理,并进行γ射线自吸收校正计算。对11 ̄(235)U硝酸铀酰系列样品和 ̄(192)Ir硝酸溶液的系列样品进行了K值刻度。获得的K值平均标准偏差分别为±0.62%和±0.42%。该装置对测定中、低密度非均匀核返料、核废物中核材料含量或裂变产物含量有重要的应用价值。 展开更多
关键词 γ扫描 燃料循环 放射性废物
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后处理工艺Purex流程计算机模拟研究现状及展望 被引量:10
17
作者 陈延鑫 何辉 +2 位作者 唐洪彬 张春龙 于婷 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2012年第4期193-200,共8页
利用与Purex流程相关的基础数据,开展Purex流程计算机模拟研究并形成模拟程序,能够开展工艺条件分析和工艺优化工作,具有重要的应用价值。国外对于此类研究开展的较早,在分配比模型研究上形成了以Richardson模型为代表的半理论模型;混... 利用与Purex流程相关的基础数据,开展Purex流程计算机模拟研究并形成模拟程序,能够开展工艺条件分析和工艺优化工作,具有重要的应用价值。国外对于此类研究开展的较早,在分配比模型研究上形成了以Richardson模型为代表的半理论模型;混合澄清槽和脉冲萃取柱的计算机模拟也分别在全混模型和扩散模型的基础上开展了大量的研究工作,形成了较多的模拟程序。我国开展此类研究稍晚,仅在分配比模型和混合澄清槽模拟方面开展了部分研究工作,与国外存在较大的差距。 展开更多
关键词 PUREX流程 计算机模拟 数学模型
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中国快堆及先进核燃料循环体系发展战略思考 被引量:20
18
作者 张东辉 乔鹏瑞 +1 位作者 杨勇 杜静玲 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1816-1820,共5页
中国是世界上最大的发展中国家,能源消耗位列世界第一。为实现社会、经济的可持续发展,确保能源供应安全和降低环境压力,大力发展包括核能在内的清洁能源是能源发展战略的必然选择。目前,中国的核能经过近30年的发展取得了长足进步,但... 中国是世界上最大的发展中国家,能源消耗位列世界第一。为实现社会、经济的可持续发展,确保能源供应安全和降低环境压力,大力发展包括核能在内的清洁能源是能源发展战略的必然选择。目前,中国的核能经过近30年的发展取得了长足进步,但在能源体系中依然占比很小。鉴于中国的铀资源总体储量有限,仅靠热中子反应堆支撑核能作为主力能源发展难以实现。快堆具有资源利用率高、固有安全性好等优点,配以先进核燃料循环系统,可实现核能的大规模、可持续、环境友好的发展。其中,快堆的发展应遵从先增殖、后嬗变的路线,燃料方面在经过氧化物陶瓷燃料后应尽快过渡到金属燃料;后处理方面初期主要通过水法处理压水堆乏燃料,为快堆提供初装料,后续要尽快实现干法后处理,以缩短增殖燃料的倍增时间和提高整个体系的经济性;同时,还需要同步发展高放废物的处理处置技术。在快堆和先进核燃料循环体系的支撑下,我国的核能能实现在千年量级上作为主力能源发展。 展开更多
关键词 能源 快堆 先进核燃料循环
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分段γ扫描装置数据获取与处理软件系统的研制 被引量:8
19
作者 谭亚军 朱荣保 +3 位作者 吴昕 程炳皓 袁晓鑫 江金才 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1994年第1期26-31,共6页
报道了分段γ扫描装置(SGS)的数据获取与处理软件系统的研制成果,该系统用于测量特种核材料的中低密度物质的铀和钚含量。分析了系统的组成结构,重点讨论数据获取及数据处理中的自动控制、数据获取、γ能谱分析、样品γ射线自吸... 报道了分段γ扫描装置(SGS)的数据获取与处理软件系统的研制成果,该系统用于测量特种核材料的中低密度物质的铀和钚含量。分析了系统的组成结构,重点讨论数据获取及数据处理中的自动控制、数据获取、γ能谱分析、样品γ射线自吸收校正、铀钚含量计算软件以及用户界面软件的实现方法和程序设计。 展开更多
关键词 γ扫描 数据采集 数据处理 SGS
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压水堆平衡堆芯钍铀燃料循环初步研究 被引量:6
20
作者 石秀安 胡永明 +3 位作者 刘志宏 周志伟 张家骅 包伯荣 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2007年第1期68-76,共9页
建立WIMSD5-SN2-CYCLE3D和CASMO3-CYCLE3D物理分析系统作为钍铀燃料循环研究工具。以大亚湾第1机组压水堆为参考堆型,不改变反应堆栅元、组件和堆芯的结构与几何尺寸,设计出含36根钍棒、4.2%235U富集度的新型含钍组件,并对含钍组件和3.2... 建立WIMSD5-SN2-CYCLE3D和CASMO3-CYCLE3D物理分析系统作为钍铀燃料循环研究工具。以大亚湾第1机组压水堆为参考堆型,不改变反应堆栅元、组件和堆芯的结构与几何尺寸,设计出含36根钍棒、4.2%235U富集度的新型含钍组件,并对含钍组件和3.2%富集度的铀组件进行中子学计算和分析。模拟并分析了大亚湾压水堆12个月换料从初始循环到铀钚平衡循环的换料过程。再从平衡铀堆芯出发,逐步加入含钍组件代替铀组件,对铀钚平衡循环到钍铀平衡循环的换料过程进行了模拟与分析。计算结果表明:钍铀平衡循环比铀钚平衡循环每天节省裂变核素质量约18.4%,并减少了长寿命放射性核废料的产生。不利因素是使得循环长度减少90EFPD,缩短了换料周期,增加运行费用,并给燃料管理、安全控制以及乏燃料的处理带来困难。建议提高组件的235U富集度,在压水堆上进行钍利用研究。 展开更多
关键词 钍铀循环 压水堆 平衡堆芯 WIMSD5-SN2-CYCLE3D CASMO3-CYCLE3D
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