介紹 動力堆後處理;eproccsaing wf power 後處理是核燃料循環,卜的一個豉要環節: reactor fuel燃料 動力堆燃抖兀件常用錯合金作包殼,低加濃鈾的氧化物作燃料...
動力堆乏燃料後處理技術編輯 鎖定 核電站發電是通過核燃料在核反應堆中發生裂變反應放出能量,和火力發電站要不斷加煤一樣,當核燃料維持不了一定的功率的時候也...
動力堆核燃料後處理工學由章澤甫,王俊峰,張天祥主編,中國原子能出版社於2013年在北京出版,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...
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,主要設備的選型和計算,分析技術,...
核燃料後處理廠是實現核燃料的回收利用,並有利於核廢物的妥善處置的處理廠。是實現核燃料閉式循環的一個重要環節,是解決核電可持續發展的關鍵問題,也是國際上大...
核燃料後處理是對反應堆輻照過(即燃燒過)的核燃料所進行的化學處理。其目的是從中除去裂變產物,回收未用盡的和新生成的核燃料物質。核燃料在反應堆中燃燒,不是...
乏燃料後處理是核燃料循環後段中最關鍵的一個環節,是對目前對核反應堆中卸出的乏燃料的最廣泛的一種處理方式。...
2010年12月21日,中國第一座動力堆乏燃料後處理中間試驗工廠——中核四〇四中試工程熱調試取得成功。熱調試的成功,實現了核燃料閉式循環的目標,有力地推動了核...
卡爾斯魯厄後處理中試工廠(WAK)作為德國國家核能發展計畫的一部分,於1967年開工建設,1971年開始運行。該廠建造調試歷時55個月,建造費用3千萬歐元。1982年以後工廠由...
《核燃料後處理工程》是2009年5月1日哈爾濱工程大學出版社出版的圖書,作者是周賢玉。...
核燃料水法後處理是用沉澱、溶劑萃取、離子交換等在水溶液中進行的化學分離方法處理輻照核燃料的工藝過程,是核燃料後處理中通用的一類方法。...
目前國際上對於乏燃料後處理設施的安全分析主要採用確定論分析方法,我國已熱試成功的第一座動力堆乏燃料後處理中間試驗工廠的事故安全分析也是採用確定論的分析方法。...
1 簡介 2 動力堆/乏燃料/後處理技術 鈾資源簡介 鈾資源既是一個自然概念,又是一個經濟概念;鈾資源不但指已知的,而且包含未發現的;鈾資源既指現在可以開發的,...
動力堆乏燃料後處理廠回收的鈽有三種去向:作輕水堆燃料、作快堆燃料或者直接貯存。其實在前兩種去向中也不可避免的涉及到鈽貯存的問題。...
此外,核二院還承擔了核動力堆元件後處理中試廠的施工設計,以及高溫氣冷堆、低溫供熱堆、快中子堆、新型生產堆等多種新型核反應堆的研究任務。...
它不僅可以用於低燃耗、低比活度的生產堆乏燃料後處理,而且改進後也完全適用於處理高燃耗、高比活度的動力堆和快堆乏燃料。從20世紀60年代以來,所有新建的或改建的...
鎇241是半衰期為432.6年的α輻射體,經α衰變生成237Np。經長期放置的含有241Pu的鈍鈽是提取241Am的重要原料,從動力堆後處理高放廢液只能提取241Am和243Am的混合...
鈾燃料的利用率高於輕水堆,燒過的燃料的235U含量僅為0.13%,乏燃料不必進行後處理。這種堆可以作為生產堆、動力堆和研究堆使用。堆內中子經濟性好,可生產氚和...
(3)核反應堆釋放,包括軍用鈽生產堆、核試驗堆及核動力堆。(4)後處理廠釋放。氪-85監測方法 在核工業排出的放射性物質中,以惰性氣體的放射性最大,特別是85Kr...
鈾燃料的利用率高於輕水堆,燒過的燃料的235U含量僅為0.13%,乏燃料不必進行後處理。這種堆可以作為生產堆、動力堆和研究堆使用。堆內中子經濟性好,可生產氚和...
根據我國核燃料後處理發展的現狀,要離堆貯存核電站乏燃料組件,除核電現場廠址可建設離堆貯存設施外,中試廠(我國第一座動力堆乏燃料後處理中間試驗工廠)乏燃料...