先進核燃料後處理流程是2016年全國科學技術名詞審定委員會公布的化學名詞。
基本介紹
- 中文名:先進核燃料後處理流程
- 外文名:advanced nuclear fuel reprocessing process
- 所屬學科:化學
- 公布年度 :2016年
先進核燃料後處理流程是2016年全國科學技術名詞審定委員會公布的化學名詞。
先進核燃料後處理流程是2016年全國科學技術名詞審定委員會公布的化學名詞。定義 為提高后處理的安全性和經濟性,對現有的普雷克斯(Purex)後處理流程進行的工藝改進。包括減少循環數、引進鈽的氧化還原的無鹽試劑、改進鎿的分離等。公布時間 ...
處理步驟 第一步是先用機械法或化學法脫去燃料元件的外殼,將元件芯體(金屬或氧化物)溶於硝酸中,這一步驟稱為首端處理;對不鏽鋼或鋯合金包殼燃料元件則採用切斷-浸取的方法,即將元件切成小段,然後用硝酸將芯體浸取,而外殼不...
處理二氧化鈾- 二氧化鈽混合燃料,可採用全氟化流程,即混合核燃料在高溫下與氟氣反應,生成六氟化鈾-六氟化鈽的混合物,然後經淨化,最後再製成二氧化鈾-二氧化鈽的混合核燃料。熔融精煉流程 使活潑金屬氧化造渣而與鈽、鈾分離的過程。將...
核燃料後處理是核燃料循環中的重要環節,目前,工業規模的核燃料後處理廠都採用PUREX流程,PUREX流程是以磷酸三丁酯(TBP)為萃取劑,以正十二烷、異十二烷、加氫煤油、磺化煤油或無臭煤油等烷烴類碳氫化合物為稀釋劑的液液萃取化工過程。
流程前景 英國Harwell實驗室:“TRPO和DIAMEX是最有套用前景的流程”。先進核燃料再循環 對反應堆乏燃料進行後處理,將回收的鈾、鈽進行再循環,並將後處理形成的高放廢液(HLW)中所有的錒系元素和某些長壽命裂變產物(LLFP)送回核電站...
本研究的目的在於探討利用陰離子交換色譜法系統地分離Th,U,Pa及裂變產物元素的新原理,建立一個適合於釷基乏燃料後處理的先進水法基本流程。本項目重點研究合成吸附選擇性高、耐酸、熱和輻照性能好的新型多孔性二氧化矽負載型無機/有機...
第3章 核燃料元件的類型及後處理工藝的基本過程 3.1 不同類型反應堆乏燃料元件對後處理工藝的影響 3.2 核燃料後處理工藝原理流程 3.3 乏燃料元件的運輸與貯存 複習思考題 第4章 乏燃料元件的首端處理 4.1 乏燃料元件的...
後處理 輕水堆核電廠卸出的乏燃料約含0.8%的U和近1%的工業鈽。分離所得的工業鈽可用作熱中子堆或快中子堆的燃料。核燃料後處理已有約50年歷史。溶劑萃取流程已通用於工業生產, 不僅可處理天然金屬鈾乏燃料和低富集鈾氧化物燃料, ...
二、乏燃料的運輸和貯存 三、工廠的啟動與試運行 四、工藝流程 五、廢物處理 六、檢測與控制 七、維修 八、核保障 九、產品的運輸 十、阿格聯合企業對環境的影響 參考文獻 附錄 b英國熱堆氧化物燃料後處理廠(thorp)概況 一、建設...
二、陰離子交換法純化和濃縮鈽的工藝流程 第二節 鈽的沉澱 一、過氧化氫沉澱鈽 二、草酸沉澱鈽(Ⅲ)三、草酸沉澱鈽(Ⅳ)四、溶解草酸鈽沉澱和含鈽有機相的處理 五、鈽的幾種沉澱方法比較 第三節 草酸鈽(Ⅳ)的焙燒及二氧化...
《離子液體在核燃料乾法後處理中的套用》是依託北京大學,由褚泰偉擔任負責人的重大研究計畫。項目摘要 為了解決能源問題,大力發展核能已經成為我國目前發展的重要任務。而核電可持續發展的必由之路在於閉式循環,即核燃料後處理來實現。目前...
中國原子能科學研究院核燃料後處理放化實驗設施是一個集先進設計理念、先進工藝流程和先進系統設備於一體的國家級大型科研設施,具有操作便捷、安全,維護方便的特點,在嚴格、專業的運行團隊管理下,可承擔如下多種科研任務:1、先進後處理...
也有的主張將卸出的燃料元件暫儲存,待鈾價上漲到一定程度時再後處理回收其中的鈾、鈽,復用於反應堆。制定核燃料循環的方針時,必須根據本國的經濟發展、能源供需情況及長期核能發展規划進行分析,才能做出最佳的決策。循環流程 (1)鈾...
乾法後處理 乾法後處理(dry reprocessing)是2016年公布的化學名詞。定義 在非水溶液條件下進行的核燃料後處理過程。包括鹵化揮發法、高溫冶金和電解精煉法等。出處 《化學名詞》第二版。
《動力堆核燃料後處理工學》是2013年中國原子能出版社出版的圖書,作者是章澤甫、王俊峰、張天祥。內容簡介 本書全面系統地介紹了動力堆核燃料後處理首端處理、化學分離和尾端處理等工藝全過程,並詳細介紹了與之相關的生產設備、儀表、...
《動力堆核燃料後處理廠設計》是1996年原子能出版社出版的圖書,作者是姜聖階。內容簡介 本書描述了動力堆核燃料後處理廠的設計原則、方法和步驟。全書共分九章,內容包括後處理廠設計總的概況,選擇廠址的原則,工藝設計,主要設備的選型...
由於核反應堆運行特性和安全上的要求,核燃料在核反應堆中“燃燒”不允許像化石燃料一樣一次燒盡。為了回收和重新利用就必須進行後處理。核燃料後處理是一個複雜的化學分離純化過程,曾經研究過各種水法過程和乾法過程。普雷克斯流程。核...
《核燃料化學工藝學》是原子能出版社1989年出版的圖書,作者是吳華武。內容介紹 內容簡介 本書較全面地介紹了核燃料提取與分離過程的化學原理和工藝流程。全書共分六章。書中對核燃料提 取和後處理過程作了比較系統的分析,對反應堆...
福島核電站3號機組使用的核燃料是鈾鈽混合氧化物(MOX),核電站發電使用後的燃料叫乏燃料,乏燃料中含有未被用盡的鈾和產生的鈽,MOX燃料就是通過把乏燃料中含有的鈾和鈽經過處理後提取出來做成的,這種做法可以大大提高天然鈾資源的...
共去污是核燃料後處理在普勒克斯流程中的一個分離步驟。指從鈾和鈽中除掉放射性裂變產物的沾污。在這一分離過程中, 採用磷酸三丁酯-煤油將鈾、鈽一起萃入有機相,然後再進行洗滌、反萃,以達到鈾和鈽共同去除放射性裂變產物的沾污...
在核燃料後處理工藝的發展過程中先後有四種溶劑萃取設備:填料柱、脈衝柱、混合澄清槽和離心萃取器。其中結構最簡單的是填料柱,但是它要求廠房有相當高的空間。在脈衝柱和混合澄清槽中採用機械攪拌或空氣脈衝攪拌以增加相界面面積和相間湍...
因此,溶劑萃取在鈾、釷的提取、純化、分離和核燃料的後處理中占有非常重要的地位。工藝過程 Apex過程是以二烷基磷酸酯D2EHPA(我國牌號P204)為萃取劑,由硫酸浸出液中提取鈾的過程。鈾的萃取 在典型的Dapex流程條件( D2EHPA為0.1mlL...
核燃料後處理是實現核能可持續發展的必由之路。離子液體既可以替代傳統水法流程中的揮發性易燃溶劑用於萃取分離,也可以替代乾法流程中使用的腐蝕性的高溫熔融鹽作為電化學介質。研究離子液體中金屬離子的配位和氧化還原行為,對於促進離子液體...
1964至1966年,在工業部門的全面協作下,汪家鼎領導並參加了該項目的“熱”室建設,完成了從元件溶解到取得合格鈽-239產品的全流程“熱”試驗。這項成果為中國第一座核燃料後處理工廠建設提供了可靠的設計基礎和運行依據,使中國核燃料...