搜索结果: 1-15 共查到“核科学技术 动力堆”相关记录18条 . 查询时间(0.106 秒)
中国首座动力堆燃料后处理研发设施启用
动力堆燃料 中国
2015/9/2
透过7层厚的铅玻璃窥视窗，工作人员隔着1.1米厚的墙体，通过巨大的机械臂遥控密闭热室内的机械手，将真实的动力堆乏燃料元件剪成2—5公分长的小段，使被裹在密闭包壳里的燃料露出“真容”。
通过热调试, 打通了动力堆乏燃料后处理中间试验厂(简称中试厂)的流程, 获得了剪切、溶解、料液澄清、共去污循环、铀钚纯化循环、铀钚尾端的操作参数和工艺参数. 此外, 萃取等工艺设备和机电仪设备及辅助系统得到验证, 具备安全性和适应性. 调试结果表明, 各系统收率和净化系数均满足设计指标要求, 最终制备出合格的三氧化铀产品和二氧化钚产品; 辐射防护系统各监测点监测值在控制范围内; 废水、废气的排放符...
动力堆辐照元件中铕、钐、钷、钕的高效液相色谱法同时分离
高效液相色谱 钕 α-羟基异丁酸
2009/1/6
文章叙述了吸附柱和分离柱的长度和直径、淋洗液的流速、样品的负载量及α-羟基异丁酸淋洗溶液的pH值等对高效液相色谱法同时分离Eu,Sm,Pm,Nd的影响,确定了分离条件,推荐了分离程序。用推荐的程序分析的全过程(包括样品溶解及预分离)的Nd空白本底为(2.5±0.5)×10~(-8)g。实际辐照元件样品的分析证明推荐程序是可行的。
动力堆燃耗测定的样品溶解
动力堆燃料元件 溶解 ＵＯ＿２
2009/1/6
文章介绍动力堆燃料燃耗测定中样品的溶解方法。试验不同浓度ＨＮＯ３－ＨＣｌ混合液在沸腾温度下溶解ＵＯ２冷样品的效果，以萤光光度计测定溶解液的透明度予以判别。用７．５ｍｏｌ．ｌ（－１）ＨＮＯ３－ＨＣｌ混合液（Ｃ（ＨＮＯ３）：ｃ（ＨＣｌ）＝４：１），溶解热样品，溶解液涂片在超显微镜下检查未见不溶颗粒存在。
针对非能动余热排出系统，研究并建立了数学模型。采用吉尔方法，用结构化程序设计语言ＦＯＲＴＲＡＮ７７编制了程序ＭＩＳＡＰ０２，分析计算了起伏、倾斜、摇摆等海洋条件对船用核动力堆余热排出系统的自然循环流量和除热能力的影响。结果表明：在海洋条件下，自然循环流量和除热能力受到了影响。
核动力堆热功率跟踪系统的多步模型算法控制仿真研究
核反应堆 多步模型算法控制 系统仿真
2008/12/31
动力堆控制系统是一带不确定参数及干扰的复杂非线性系统 ,采用常规的古典控制很难保证其热功率精确跟踪负荷的变化。本工作利用系统开环脉冲响应序列建立了一非参数模型 ,并应用多步模型算法控制原理提出了一种动力堆热功率跟踪数字控制方法。该方法跟踪调节性能好、鲁棒性强、能消除不可测干扰。通过仿真检验和调试证明了该方法的正确性和有效性 ,并实现了热功率 负荷的高精度匹配。
核动力堆热功率跟踪系统的自校正模型算法控制
核反应堆 自校正模型算法控制 系统仿真
2008/12/31
针对核动力堆控制系统这一带不确定参数及干扰的复杂非线性系统 ,本工作用自校正模型算法控制原理提出了一种动力堆热功率跟踪控制的方法。该方法克服了一般多步模型算法控制律所存在的由于模型估计不准或模型参数大幅度变化引起系统动态特性和控制质量变坏的缺点。通过仿真 ,将本方法与一般多步模型算法控制相比较 ,结果证明了该方法可使系统具有更强的鲁棒性和更好的动态品质。
“钌、碘、氚在动力堆元件溶解和钌在废液蒸发过程中逸出行为的研究”通过部级鉴定。
对钌、碘、氚在元件溶解和废液蒸发过程中的逸出行为进行了模拟研究。结果表明：在试验条件下，钌的逸出量为０．００６％，９９％以上的碘逸出进入溶解尾气，９９．９％的氚留在溶解液中。强放和中放废液蒸发时，钌的逸出量分别为０．００３８％—０．００４８％和０．３４％—０．６８％。
FRAPCON-2动力堆燃料棒稳态性能程序移植
动力堆燃料 计算机程序
2008/12/16
一、程序移植目的 1.模拟动力堆燃料元件单棒稳态运行性能供燃料元件单棒的设计和运行参考 我国反应堆燃料性能程序研究起步较晚,移植美国NRC经过多年发展和校验的标准程序有利于我国动力堆燃料元件的设计、制造和运行方面的研究,对发展我国轻水堆燃料元件稳态性能程序有一定参考价值。
动力堆乏燃料中~(146)Pm与~(147)Pm比值的测定
动力堆乏燃料 钷-146
2008/12/15
一、序言 ~(147)Pm是一种具有2.62 a半衰期,发射粒子最大能量为224.5 keV的软β幅射源(γ发射很弱),有广泛的用途。 ~(147)Pm虽有~(146)Nd(n,γ)~(147)Nd→Pm的生产方法,但其产量有限,成本高。而核裂变产物~(147)Pm——核动力堆的副产物,来源是非常丰富的。 但是,在裂变产物~(147)Pm中除存在~(148)Pm(T_(1/2)=5.4 d)和...
动力堆乏燃料组件燃耗的非破坏性分析
乏燃料
2008/12/15
概要综述了用无源和有源非破坏性分析技术测量动力堆乏燃料组件燃耗的基本原理、方法和实验装置。由电离室和裂变室组成的标准叉型探测器具有性能稳定可靠、分析速度快、操作简单、携带方便等优点。当前，它对ＬＷＲ组件的燃耗测量值和申报值的偏差在±１％以内。用高分辨γ谱方法（ＨＲＧＳ）测量组件的燃耗，也能达到同样的精度。根据测量得到的中子计数或γ放射性，可以确定组件中可裂变物质的含量。
核动力堆辐照燃料燃耗的辐照史校正方法
核动力堆
2008/12/15
燃耗值的计算可由裂变产物监测体１３７Ｃｓ、１４８Ｎｄ浓度实测值推算得出。在计算中需要裂变产物的平均裂变产额、（ｎ，γ）反应的修正量、放射性裂变产物堆内衰变修正量和可裂变核素的平均裂变能量等。以上参数均与燃料的辐照历史紧密关联。本工作概述了这些参数的１种计算方法、计算机程序，并给出了计算结果。
动力堆乏燃料后处理厂钚产品与 MOX 元件制造的接口问题
乏燃料后处理厂 核燃料循环
2008/12/15
从ＭＯＸ元件的制造要求出发，提出了后处理厂钚产品生产与混合氧化物燃料（ＭＯＸ）制造的接口问题，并针对ＭＯＸ元件的溶解度要求及制造工艺的发展趋势，认为后处理厂以铀、钚硝酸溶液制备混合氧化物较为合理。
硝酸羟胺在动力堆乏燃料后处理流程钚线第三循环中的应用
硝酸羟胺
2008/12/15
为动力堆乏燃料后处理流程的设计之用,通过还原实验,研究温度、溶液酸度、硝酸羟胺(HAN)与钚的初始浓度比值对 HAN还原 Pu(Ⅳ)的还原百分数的影响。结果表明,升温、低酸和合适的 HAN用量有利于 Pu(Ⅳ)的还原。用模拟料液进行3A槽和3B槽串级实验的结果表明:3A槽的钚回收率达99.9％以上,3B槽的达99.98％;钚中去铀分离系数达50左右。通过单级和串级实验,研究了含钚30％(V/V)T...