搜索结果: 121-135 共查到“核燃料后处理技术”相关记录148条 . 查询时间(0.459 秒)
综合提取锕系和镧系元素工艺流程中Am(Cm)的测定
镧系 锕系 镅
2008/12/16
本文研究了从强放废液中综合提取锕系和镧系元素过程中 Am(Cm)的测定。采用 0.05 MPMBP-0.025MTOP/环己烷溶液协同萃取Am(Cm),以三倍于有机相体积的二甲苯稀释荷载有机相,再用0.05M DTPA-1.0M乳酸(pH=3,下同)溶液定量反萃Am(Cm)。在0.2MHDEHP/煤油和0.05MDTPA-1.0M乳酸萃取体系中将Am(Cm)与剩余镧系元素分离。最后制源,测定Am...
FIA法测定后处理工艺溶液中的Np
Np 后处理工艺
2008/12/15
应用流动注射分析（ＦＩＡ）法快速测定后处理工艺溶液中的Ｎｐ。用自行研制的“ＦＩＡ－铀、钚、镎测定仪”中的阴离子交换柱进行Ｎｐ的富集与分离，以５．０×１０－６ｍｏｌ／１Ｈ３ＰＯ４＋０．０５％偶氮胂（Ⅲ）作复合掩蔽显色剂，消除残留Ｚｒ的干扰，并完成显色剂反应。在流通池内于６６７ｎｍ处测定吸光度，记录Ｎｐ的吸收峰高。Ｎｐ的定量探测限约为１μｇ／ｍｌ；当ρ（Ｎｐ）＝５μｇ／ｍｌ时，测定值的相对标准偏差好...
氚在轻水堆燃料后处理流程中的行为和控制
行为 后处理流程
2008/12/15
近十年来核动力工业发展迅速,预计到本世纪末,全世界核电容量可达十亿kW。随着核工业发展,核反应产生大量的氚,如不加以控制将严重污染环境。已经召开过多次国际会议来讨论氚的处理问题。各国在氚的控制和处理方面进行了大量的研究工作。本文主要讨论轻水堆燃料后处理流程中氚的行为和控制。
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。
乏燃料后处理萃取过程中的界面污物
乏燃料 后处理
2008/12/15
在乏燃料后处理萃取工艺工程中 ,萃取剂和溶剂的辐解以及料液中不溶性固体微粒的存在导致产生界面污物。界面污物严重影响萃取柱的正常操作。文章就有关界面污物的研究状况进行概要评述。目前 ,普遍认为 ,在Purex流程萃取过程中 ,尤其是在一循环中 ,界面污物的产生与Zr和TBP降解产物HDBP、H2 MBP、H3 PO4 形成的沉淀以及料液中存在的不溶性RuO2 、Pd等微粒的表面化学现象有关。沉淀是...
乏燃料后处理模拟工艺料液中锆的分析
乏燃料 后处理
2008/12/15
研究给出了分光光度法和X射线荧光法分析乏燃料后处理模拟工艺料液中锆的适用条件和分析步骤。对经TBP萃取过或从TBP中反萃制备的样品 ,用二甲酚橙或偶氮砷Ⅲ做显色剂的分光光度法分析是不可行的 ,建议采用X射线荧光法分析样品中的锆。
乏燃料后处理洗涤槽中锝的走向控制研究
乏燃料后处理 锝
2008/12/15
研究了乏燃料后处理工艺流程中锝的去除方法。实验结果表明 :在TcSF∶TcSS1∶TcSS2 =( 8～ 10 )∶1∶1的流比下 ,采用双酸 (高酸 ,7mol/LHNO3;低酸 ,2mol/LHNO3)洗涤 ,锝的去污系数可达到 10以上。
高加浓铀乏燃料后处理1A槽性能研究
混合澄清槽
2008/12/15
对高加浓铀乏燃料后处理工艺铀酸体系下的 16级临界安全全逆流混合澄清槽进行工艺设备试验研究。试验确定了满足工艺运行条件的混合澄清槽的几何尺寸、搅拌桨桨型、搅拌转速及搅拌桨高度。在高加浓铀乏燃料后处理工艺条件下 ,所设计的全逆流混合澄清槽可实现有机相连续或水相连续运行 ,运行过程中的各级液面高度均低于 60mm的设计临界安全值 ,级效率高于90 % ,铀回收率大于 99 9%。
高温气冷堆乏燃料后处理首端技术研究进展
高温气冷堆 乏燃料后处理 首端
2008/12/15
高温气冷堆乏燃料采用后处理路线能充分利用核资源并减少需要最终地质处置的核废物量，有利于核能的可持续发展。传统的LWR乏燃料后处理首端过程不能用于处理高温气冷堆的乏燃料。高温气冷堆乏燃料元件及包覆层颗粒的破碎是首端处理技术的难点。破碎乏燃料元件及去除石墨的方法主要有机械碾碎法、燃烧法、脉冲电流法等；破碎及去除碳化硅的方法有传统机械碾碎法，以及正在发展中的熔融法、气流喷射粉碎法等，其中，气流喷射粉碎...
后处理工艺中叠氮酸测定的离子色谱法
肼及其衍生物 叠氮酸 单柱离子色谱
2008/12/15
本工作研究肼及其衍生物与偏钒酸铵反应所生成的叠氮酸的单柱离子色谱测定法。首先用氢氧化钠中和样品中多余的酸，再采用VydacIC302柱、以1mmol/L邻苯二甲酸作淋洗液进行色谱分离，然后由电导检测器进行测定。该方法对N-3的检测下限为5μg/mL，N-3线性范围为5~201μg/mL，线性相关系数为0.9994。待测实际样品需稀释10倍，叠氮酸的检测下限随之升至51μg/mL。
流动注射分析(FIA)法快速测定后处理工艺溶液中的 U
后处理 流动注射分析
2008/12/15
应用自行研制的ＦＩＡ－铀、钚、镎分析仪，以偶氮胂Ⅲ作显色剂，ＤＣＴＡ作掩蔽剂，氯乙酸－氯乙酸钠作缓冲液，建立了微量铀的测定方法。铀的检测限为１ｍｇ／Ｌ。精密度好于３％。一次测定耗时４０ｓ。本方法已用于中国原子能科学研究院高放废液及含钚废水中铀的测定并能直接测定后处理工艺过程中某些分析点的铀含量。
钍水法后处理工艺流程的基础研究
后处理 ~(232)Th
2008/12/15
我们研究了在酸式Thorex流程的A槽中~(232)Th、~(233)U、~(233)Pa和裂片(主要是~(95)Zr-~(95)Nb、~(106)Ru、~(144)Ce)的萃取行为,并研究了提高裂片及~(233)Pa去污的若干措施。我们发现在保证铀钍收率的前提下,降低A槽内的酸度,对提高~(233)Pa和~(95)Zr-~(95)Nb的去污是十分有效的;另外料液加肼加热预处理可以有效地提高~(...
高加浓铀燃料后处理辐照溶剂串级萃取研究
后处理 铀燃料
2008/12/15
本文是一篇有机萃取溶剂经模拟辐照后进行萃取工艺研究的报告。以~(60)Co为辐照源,5％TBP-煤油为模拟辐照溶剂,在1×10~5～1×10~6拉德剂量范围内进行辐照,按给定的工艺条件,用试管进行串级研究。实验说明,有机溶剂TBP的降解产物DBP是导致有机溶剂中~(95)Zr—~(95)Nb和铀保留的主要因素。随着剂量的增大,1A槽中~(95)Zr-~(95)Nb的分配系数明显上升,即对~(95...
国外快堆燃料后处理概况
后处理 国外快堆燃料
2008/12/15
本文综述了国外快堆燃料后处理的概况。讨论了快堆燃料后处理中的技术问题。提出了我国开展这方面研究与发展工作的建议。
无源γ能谱法测定废包壳中残留铀方法研究
无源γ能谱法 后处理
2008/12/11
叙述了一种用于动力堆乏燃料后处理厂首端，测定浸取过的废包壳中残留铀的方法──无源γ能谱法。设计了一种点阵式源项可变模拟废包壳篮。按燃耗３３０００ＭＷｄ／Ｔ（Ｕ），冷却时间３ａ，残留铀量为原始乏燃料０．２％的条件，对废包壳中存在的实际裂变产物γ放射性活度制作了一套模拟源项。在热室中定量测定了局部源项集中、存在格架碎块，以及基质平均密度变化４６．１％的多种情况下的γ射线脉冲高度谱。各种实验方案结果表...