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高温气冷堆(HTGR)釷、鈾燃料元件后处理萃取流程实验研究
被引量：
2
1
作者
焦荣洲
何培炯
+1 位作者
刘秉仁
朱永(贝睿)
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
1992年第4期357-363,共7页
针对HTGR钍、铀燃料元件高燃耗、^(232)U含量高的特点提出了酸式进料的单循环溶剂萃取流程,并进行了串级实验。钍、铀收率达到>99.6％,钍、铀产品对Cs,Sr,Zr—Nb,Ru的去污满足远距离操作条件下再制造核燃料元件的要求。
关键词
萃取
核燃料后处理
高温气冷型堆
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职称材料
核燃料水法后处理现状和展望
被引量：
8
2
作者
何建玉
《核化学与放射化学》
CAS
CSCD
北大核心
1991年第4期199-207,共9页
本文评论了世界各国乏燃料后处理技术。后处理能力在目前和不久将来不能满足核能的发展需要,它在燃料循环中占有重要的地位。普雷克斯流程不仅对于轻水堆燃料,而且对快中子增殖堆燃料后处理然是一种主要流程。近期后处理研究和发展的重...
本文评论了世界各国乏燃料后处理技术。后处理能力在目前和不久将来不能满足核能的发展需要,它在燃料循环中占有重要的地位。普雷克斯流程不仅对于轻水堆燃料,而且对快中子增殖堆燃料后处理然是一种主要流程。近期后处理研究和发展的重点在于使流程最佳化,并引入新技术,尤其是U(Ⅳ),电解氧化还原,硝酸羟胺还原和亚硝气氧化等无盐过程。当处理高燃耗的乏燃料时,应采取特别措施,以避免造成溶剂的严重辐解和钚的临界问题。氚在流程中必须控制,并限定在一定区域,使其废液体积尽量减小。
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关键词
核燃料
后处理
普雷克斯流程
辐解
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职称材料
Thorex流程钍铀分离工艺单元计算机模拟研究
3
作者
于婷
李瑞芬
+5 位作者
李峥
赵皓贵
张春龙
何辉
李晴暖
张岚
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2016年第2期227-234,共8页
在Th(NO_3)_4-UO_2(NO_3)_2-HNO_3-H_2O/30%TBP-正十二烷分配比模型的基础上,使用串级萃取理论编写了Thorex流程钍铀分离工艺单元(1B)的计算机模拟程序,该程序可对钍、铀、硝酸的萃取行为进行模拟计算。通过文献数据对该程序的可靠性进...
在Th(NO_3)_4-UO_2(NO_3)_2-HNO_3-H_2O/30%TBP-正十二烷分配比模型的基础上,使用串级萃取理论编写了Thorex流程钍铀分离工艺单元(1B)的计算机模拟程序,该程序可对钍、铀、硝酸的萃取行为进行模拟计算。通过文献数据对该程序的可靠性进行了验证,结果表明,该程序的计算值与文献值符合良好。在此基础上利用该模拟程序对钍铀分离单元的工艺参数进行了计算分析,结果表明:工艺运行状况受工艺参数的综合影响,其中反萃液(1BX)硝酸浓度是影响因素之一,铀产品(1BU)中钍含量随酸度的增大而增大,而钍产品(1BT)中铀含量则随酸度的增大而降低,酸度过大或过小均不能实现二者的良好分离;1BX流比对分离效果的影响与酸度相反,随着1BX流比的增大,1BU中钍含量显著降低,而1BT中铀含量增大;补萃剂(1BS)流比对分离效果的影响与1BX流比的影响趋势相反,因此在工艺寻优中可利用本程序选择分离效果最好的条件组合。此外,还可利用本程序进行其他工艺要求的钍铀分离工艺参数寻优计算等。
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关键词
计算机模拟
Thorex流程
萃取
钍铀分离
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职称材料
题名
高温气冷堆(HTGR)釷、鈾燃料元件后处理萃取流程实验研究
被引量：
2
1
作者
焦荣洲
何培炯
刘秉仁
朱永(贝睿)
机构
清华大学核能技术设计研究院
出处
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
1992年第4期357-363,共7页
文摘
针对HTGR钍、铀燃料元件高燃耗、^(232)U含量高的特点提出了酸式进料的单循环溶剂萃取流程,并进行了串级实验。钍、铀收率达到>99.6％,钍、铀产品对Cs,Sr,Zr—Nb,Ru的去污满足远距离操作条件下再制造核燃料元件的要求。
关键词
萃取
核燃料后处理
高温气冷型堆
Keywords
htgr reprocessing thorium uranium extraction process
分类号
TL241.14 [核科学技术—核燃料循环与材料]
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职称材料
题名
核燃料水法后处理现状和展望
被引量：
8
2
作者
何建玉
机构
中国原子能科学研究院
出处
《核化学与放射化学》
CAS
CSCD
北大核心
1991年第4期199-207,共9页
文摘
本文评论了世界各国乏燃料后处理技术。后处理能力在目前和不久将来不能满足核能的发展需要,它在燃料循环中占有重要的地位。普雷克斯流程不仅对于轻水堆燃料,而且对快中子增殖堆燃料后处理然是一种主要流程。近期后处理研究和发展的重点在于使流程最佳化,并引入新技术,尤其是U(Ⅳ),电解氧化还原,硝酸羟胺还原和亚硝气氧化等无盐过程。当处理高燃耗的乏燃料时,应采取特别措施,以避免造成溶剂的严重辐解和钚的临界问题。氚在流程中必须控制,并限定在一定区域,使其废液体积尽量减小。
关键词
核燃料
后处理
普雷克斯流程
辐解
Keywords
reprocessing
, Fuel element, Purex
process
, Degradation, Solvent
extraction
,
uranium
, Neptunium, Plutonium, Tritium.
分类号
TL241 [核科学技术—核燃料循环与材料]
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职称材料
题名
Thorex流程钍铀分离工艺单元计算机模拟研究
3
作者
于婷
李瑞芬
李峥
赵皓贵
张春龙
何辉
李晴暖
张岚
机构
中国科学院上海应用物理研究所放射化学与工程技术部
中国科学院核辐射与核能技术重点实验室
中国科学院钍基熔盐堆核能系统卓越创新中心
环境保护部核与辐射安全中心
中国原子能科学研究院放射化学研究所
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2016年第2期227-234,共8页
基金
中国科学院战略性先导科技专项资助(XDA02030000)
文摘
在Th(NO_3)_4-UO_2(NO_3)_2-HNO_3-H_2O/30%TBP-正十二烷分配比模型的基础上,使用串级萃取理论编写了Thorex流程钍铀分离工艺单元(1B)的计算机模拟程序,该程序可对钍、铀、硝酸的萃取行为进行模拟计算。通过文献数据对该程序的可靠性进行了验证,结果表明,该程序的计算值与文献值符合良好。在此基础上利用该模拟程序对钍铀分离单元的工艺参数进行了计算分析,结果表明:工艺运行状况受工艺参数的综合影响,其中反萃液(1BX)硝酸浓度是影响因素之一,铀产品(1BU)中钍含量随酸度的增大而增大,而钍产品(1BT)中铀含量则随酸度的增大而降低,酸度过大或过小均不能实现二者的良好分离;1BX流比对分离效果的影响与酸度相反,随着1BX流比的增大,1BU中钍含量显著降低,而1BT中铀含量增大;补萃剂(1BS)流比对分离效果的影响与1BX流比的影响趋势相反,因此在工艺寻优中可利用本程序选择分离效果最好的条件组合。此外,还可利用本程序进行其他工艺要求的钍铀分离工艺参数寻优计算等。
关键词
计算机模拟
Thorex流程
萃取
钍铀分离
Keywords
computer simulation
Thorex
process
extraction
thorium
-
uranium
separation
分类号
TL243 [核科学技术—核燃料循环与材料]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
高温气冷堆(HTGR)釷、鈾燃料元件后处理萃取流程实验研究
焦荣洲
何培炯
刘秉仁
朱永(贝睿)
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
1992
2
在线阅读
下载PDF
职称材料
2
核燃料水法后处理现状和展望
何建玉
《核化学与放射化学》
CAS
CSCD
北大核心
1991
8
在线阅读
下载PDF
职称材料
3
Thorex流程钍铀分离工艺单元计算机模拟研究
于婷
李瑞芬
李峥
赵皓贵
张春龙
何辉
李晴暖
张岚
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2016
0
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职称材料
已选择
0
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