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先进核能发展情景研究
1
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
2
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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LiF-NaF-KF熔盐体系中Nd^(3+)的氧化还原行为和电解分离
3
作者 雷敏 郑博文 +2 位作者 徐彤彤 郭少强 邱杰 《辐射研究与辐射工艺学报》 2025年第6期16-28,共13页
钍基熔盐堆裂变产物钕的电解分离对于熔盐堆的长期稳定运行、提高燃料利用率、减少放射性废物等具有重要意义。针对熔盐环境中钕的电解分离特性,本研究分析了793~853 K温度范围内NdF_(3)在FLiNaK(物质的量比46.5∶11.5∶42)熔盐体系中... 钍基熔盐堆裂变产物钕的电解分离对于熔盐堆的长期稳定运行、提高燃料利用率、减少放射性废物等具有重要意义。针对熔盐环境中钕的电解分离特性,本研究分析了793~853 K温度范围内NdF_(3)在FLiNaK(物质的量比46.5∶11.5∶42)熔盐体系中的电化学行为和热力学特性。实验结果表明,Nd(Ⅲ)在惰性钨电极上还原为钕金属是一步还原,即Nd(Ⅲ)+3e^(-)→Nd(0)。利用循环伏安法测定熔盐中Nd(Ⅲ)离子的扩散系数(D),显示D随温度升高而增大,获得Nd(Ⅲ)的扩散活化能为115.23 kJ/mol。基于开路计时电位曲线测定了Nd(Ⅲ)/Nd(0)体系在793~853 K温度范围的平衡电位(E^(eq))和标准电极电位(E^(*0))。同时,在793 K温度下开展Nd的脉冲电解沉积实验。X射线衍射分析证实了沉积产物为金属Nd。电感耦合等离子体发射光谱仪对电解前后的熔体分析结果显示,熔盐中钕离子含量的明显降低进一步确认了Nd(Ⅲ)电沉积的发生。 展开更多
关键词 电化学 FLiNaK盐 Nd(Ⅲ)/Nd(0) 扩散系数 电沉积
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U-Mo合金燃料中铀回收工艺研究
4
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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我国乏燃料离堆贮存需求分析 被引量：28
5
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
6
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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中国快堆及先进核燃料循环体系发展战略思考 被引量：21
7
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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后处理工艺Purex流程计算机模拟研究现状及展望 被引量：10
8
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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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
9
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
10
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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钍基先进CANDU堆燃料循环方式研究 被引量：6
11
作者 申世飞 王永刚 +2 位作者 王侃 胡永明 刘勇进 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第2期194-198,共5页
在钍基先进CANDU堆的概念设计中,钍燃料的循环利用方式是一重要问题。文章采用中心两圈为钍燃料、外面两圈为稍加浓缩铀燃料的CANFLEX燃料棒束,通过对燃料棒束栅元物理特性的研究,提出了一套切实可行的直接自身再循环的燃料棒束循环方案。
关键词 钍燃料 CANFLEX燃料 燃料循环
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压水堆中使用分立型铀、钍燃料组件的堆芯物理特性研究 被引量：5
12
作者 张家骅 包伯荣 +2 位作者 陈志成 司胜义 朱鑫官 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2000年第2期175-183,192,共10页
通过对分立型铀、钍燃料组件 ,使用在秦山 30 0MW电功率压水堆核电厂中堆芯物理特性的探讨 ,寻找2 3 2 Th在PWR中可能利用的途径。为此 ,特采用铀、钍燃料组件分立的双进料系统的装卸料方法 ,其堆芯寿期分别为铀组件 3个循环 ;钍组件 1 ... 通过对分立型铀、钍燃料组件 ,使用在秦山 30 0MW电功率压水堆核电厂中堆芯物理特性的探讨 ,寻找2 3 2 Th在PWR中可能利用的途径。为此 ,特采用铀、钍燃料组件分立的双进料系统的装卸料方法 ,其堆芯寿期分别为铀组件 3个循环 ;钍组件 1 0个循环。并以秦山核电厂为参考电厂 ,进行了 1 0个循环的燃耗计算 ,每一循环装料时均有 4个钍组件进堆。计算结果表明 :到第 1 0循环寿期末 ,堆芯中 40个钍组件所含的2 3 3 U总量已达到 2 1 2 6kg ,可直接参与堆芯的链式反应 ,从而达到利用2 3 2 Th的目的。并可同全铀组件堆芯比较中看出 ,分立型铀、钍组件混装堆芯每一循环 (第 1 0循环后 )可少装 2 0 0多kg2 3 5U ,这样就为钍 铀燃料循环展示了光明的前景。当然如果要达到实际应用 。 展开更多
关键词 压水 钍-铀循环 双进料系统 堆芯 EFPD
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熔盐堆不同堆芯边界下的物理研究 被引量：8
13
作者 刘亚芬 梅龙伟 蔡翔舟 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第3期64-68,共5页
熔盐堆的进出口通道与堆芯相互连通,流动的液态燃料可以在通道和堆芯间自由穿行,有别于具有固定边界条件传统固体燃料反应堆。本文基于蒙特卡罗程序MCNP,以MSRE为参考反应堆,系统研究了熔盐堆不同燃料区域对反应堆物理的影响,其内容包... 熔盐堆的进出口通道与堆芯相互连通,流动的液态燃料可以在通道和堆芯间自由穿行,有别于具有固定边界条件传统固体燃料反应堆。本文基于蒙特卡罗程序MCNP,以MSRE为参考反应堆,系统研究了熔盐堆不同燃料区域对反应堆物理的影响,其内容包括堆罐顶部和底部燃料,流通管道内燃料。分析了不同边界条件下的堆芯物理,给出了有效堆芯区域。结果表明,堆罐顶部和底部燃料对有效增殖因子(keff)和能谱影响较大,出口管道半径小于25 cm对有效增殖因子影响不大,管道长度超过20 cm后对有效增殖因子的扰动可以忽略,从而为熔盐堆的设计和计算程序的开发提供了理论基础。 展开更多
关键词 熔盐堆 有效堆芯 MSRE 边界条件
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钚处理设备物料滞留量监测仪 被引量：4
14
作者 朱荣保 金惠民 +6 位作者 谭亚军 王瑞宏 郏惠忠 刘建刚 贾向军 章泽甫 杨留成 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1994年第4期316-323,共8页
文章叙述钚处理设备物料滞留量监测仪的研制及其有关设备中和管道内钚的总α放射性的测量方法。监测仪硬件主要包括：可携式平面型ＨＰＧｅ探测器；φ５０ｍｍ×６０ｍｍＮａＩ（Ｔ１）探测器，可调γ射线束准直系统；ＯＲＴＥＣ９... 文章叙述钚处理设备物料滞留量监测仪的研制及其有关设备中和管道内钚的总α放射性的测量方法。监测仪硬件主要包括：可携式平面型ＨＰＧｅ探测器；φ５０ｍｍ×６０ｍｍＮａＩ（Ｔ１）探测器，可调γ射线束准直系统；ＯＲＴＥＣ９２Ｘ－Ｗ＿２能谱控制系统和ＡＳＴ－２８６计算机。软件主要包括Ｍａｅ－ｓｔｒｏ￣（ＴＭ）ｆｏｒＷｉｎｄｏｗ３和ＰＨＯＵＰ１滞留量用户软件。采用ＭＣＮＰ软件对复杂设备内钚源项γ射线到达设备外测量点的几率进行蒙特卡罗计算。采用多位置测量数据平均的方法来减小源项分布不均匀性的影响。在长寿命裂变产物γ剂量场为０．８×１０￣（－１０）Ｃ／ｋｇ·ｓ的环境下，监测仪对附着在３－８ｍｍ厚钢板上的模拟钚源的α放射性探测灵敏度好于３．７×１０￣６Ｂｑ／ｋｇ（钢板）。 展开更多
关键词 滞留量 监测器 钚 Γ谱
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压水堆内钍-铀增殖循环研究——乏燃料特性分析 被引量：6
15
作者 毕光文 司胜义 张海俊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第8期961-967,共7页
利用ORIGEN-S程序对压水堆钍基乏燃料的特性进行分析,揭示了钍基乏燃料在放射性毒性、衰变热、γ射线等方面的特性,相关结果可为钍基乏燃料的贮存、后处理和地质处置提供必要的参考。研究的乏燃料是压水堆内钍-铀增殖循环堆芯设计方案中... 利用ORIGEN-S程序对压水堆钍基乏燃料的特性进行分析,揭示了钍基乏燃料在放射性毒性、衰变热、γ射线等方面的特性,相关结果可为钍基乏燃料的贮存、后处理和地质处置提供必要的参考。研究的乏燃料是压水堆内钍-铀增殖循环堆芯设计方案中的4种,包括UOX(铀氧化物)、MOX(钚铀混合氧化物)、PuThOX(钚钍混合氧化物)和U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)。研究结果表明:1)由于超铀核素的含量极低,在卸料后1 000年内,U3ThOX的放射性毒性显著低于超铀核素含量高的乏燃料;2)由于232 U衰变链中208 Tl的贡献,钍基乏燃料中2.6MeV能量附近的γ射线强度明显高于铀基乏燃料,而这一能量附近的γ射线强度在卸料后约10年达到局部峰值,所以,钍基乏燃料的后处理最好避开此时间。 展开更多
关键词 钍-铀燃料循环 乏燃料 放射性毒性 衰变热 Γ射线
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2050年前我国压水堆核燃料循环模式研究 被引量：7
16
作者 吴英 吴军 +3 位作者 穆强 马续波 曹博 欧阳晓平 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第4期371-378,共8页
根据中国工程物理研究院的《中国能源中长期(2030、2050)发展战略研究》报告,以我国的两种主流堆型—大亚湾M310和三代AP1000为研究对象,由我国核燃料循环现状和未来发展目标,假定了2050年前我国压水堆核燃料循环的几种可能模式,并利用D... 根据中国工程物理研究院的《中国能源中长期(2030、2050)发展战略研究》报告,以我国的两种主流堆型—大亚湾M310和三代AP1000为研究对象,由我国核燃料循环现状和未来发展目标,假定了2050年前我国压水堆核燃料循环的几种可能模式,并利用DESAE-2(核能情景分析软件)计算了假定模式下的铀钚资源需求与高放废物的提取量。计算结果可为我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,扩大装有MOX燃料的在运营压水堆规模能更有效地节省铀资源,而决定装有MOX燃料的在运营压水堆规模大小的关键在于所具有压水堆乏燃料后处理能力的大小。 展开更多
关键词 压水堆 闭式核燃料循环 MOX燃料
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γ能谱法测定高浓铀样品年龄 被引量：8
17
作者 吕学升 金惠民 +2 位作者 刘大鸣 刘国荣 赵永刚 《核化学与放射化学》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第4期243-247,共5页
建立了用γ能谱法测定铀年龄的方法,用低本底高分辨γ谱仪通过测定214Bi/234U活度比得到高浓铀样品的年龄。由于采用了内部效率自刻度,因此,该方法不受样品物理形态和几何形状的限制,也不需要用标准样品对系统进行效率刻度。对硝酸铀酰... 建立了用γ能谱法测定铀年龄的方法,用低本底高分辨γ谱仪通过测定214Bi/234U活度比得到高浓铀样品的年龄。由于采用了内部效率自刻度,因此,该方法不受样品物理形态和几何形状的限制,也不需要用标准样品对系统进行效率刻度。对硝酸铀酰样品的铀年龄测量结果为18.00(4.1%)年,与样品实际年龄的相对偏差为-4.8%,误差主要来源于234U/235U比值的测量误差。 展开更多
关键词 铀年龄 低本底γ谱仪
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核燃料循环中萃取剂的辐射化学研究进展 被引量：3
18
作者 彭静 袁立永 +2 位作者 翟茂林 李久强 魏根栓 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2009年第B07期86-93,共8页
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... 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。 展开更多
关键词 核燃料循环 萃取剂 TBP 辐射化学 进展
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长寿命放射性废料的嬗变处理 被引量：12
19
作者 梁彤祥 唐春和 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2003年第12期935-939,共5页
核废料的分离和嬗变具有重要的经济和政治意义,是环境保护的需要。有效分离和嬗变核废料,可以减少废料贮存量,防止核扩散,提高核燃料的利用率,消除发展核能的障碍。介绍了目前国际上先进的核燃料循环方式和长寿命核废料的嬗变处理方法,... 核废料的分离和嬗变具有重要的经济和政治意义,是环境保护的需要。有效分离和嬗变核废料,可以减少废料贮存量,防止核扩散,提高核燃料的利用率,消除发展核能的障碍。介绍了目前国际上先进的核燃料循环方式和长寿命核废料的嬗变处理方法,对我国核能发展提出建议。 展开更多
关键词 核燃料循环 嬗变 裂变中子源 核废料
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我国核电发展与核燃料循环情景研究 被引量：9
20
作者 刘学刚 徐景明 朱永 《科技导报》 CAS CSCD 2006年第6期22-25,共4页
我国确定了“积极推进核电建设”的方针,到2020年核电装机将达到40GWe。之后,为了满足持续增长的国家能源需求,核电规模还将扩大。为了保障我国核电的可持续发展,必须建设配套的核燃料循环设施。对2035年前压水堆核电站天然铀资源、铀... 我国确定了“积极推进核电建设”的方针,到2020年核电装机将达到40GWe。之后,为了满足持续增长的国家能源需求,核电规模还将扩大。为了保障我国核电的可持续发展,必须建设配套的核燃料循环设施。对2035年前压水堆核电站天然铀资源、铀浓缩和燃料制造能力的需求情况、核电站产生的乏燃料量,以及乏燃料中含钚量进行了预测,探讨了乏燃料后处理和分离钚再循环方式对减少我国未来核电的天然铀需求和核废物积累的影响。 展开更多
关键词 核电 核燃料循环 后处理 铀资源 乏燃料
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