生產堆後處理是一個化學化工術語。
生產堆後處理是一個化學化工術語。
生產堆後處理是一個化學化工術語。生產堆後處理為 了從輻照過的生產堆燃料中回收、純化懷,用於生產緲P。純 度要求高的產品。通常在生產堆後處理廠中進行生產。生產 堆常用大然鈾作燃料,用鋁、鎂合金作包殼。燃料元件在堆內 輻照時...
後處理技術首先是通過處理生產堆輻照過的燃料以提取軍用鈽而發展起來的。20世紀40年代中期,美國研製了磷酸鈽沉澱流程,並在漢福特(Hanford)工廠投入運行。接著又開發了溶劑萃取流程,先是採用甲基異丁酮為萃取劑的雷道克斯(Redox)流程...
這項技術的專業名稱叫“動力堆乏燃料後處理技術”,專家介紹稱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需要更換,這些被換下來的核燃料組件就叫做乏...
第一代後處理技術: 主要對象是低燃耗生產堆元件,以回收分離鈽和鈾為目標。從沉澱法過渡到萃取法,在萃取法中,以磷酸三丁酯(TBP) 為萃取劑( 氫化煤油為稀釋劑) 的 LD\HS 流程經過多年發展和運行,成為較為成熟的後處理流程。第...
回收的鈾和鈽可在核電廠混合氧化物燃料中再循環使用,以生產更多能量,從而使鈾資源得到更充分利用並減少濃縮需求。後處理也通過減少高放廢物的體積和去除鈽有助於廢物的最終處置。乏燃料後處理技術,是高放射性條件下的高技術,世界上核...
三、我國核燃料後處理的展望 參考文獻 第二章 乏燃料元件的組成及其去殼和溶解 第一節 乏燃料元件的組成與冷卻 一、燃料元件的構成與種類 二、乏燃料元件的組成 三、輻照元件的冷卻 第二節 化學法去殼 一、概況 二、溶解生產堆...
生產鈽-239裝料的二線包括:生產鈽-239的核反應堆工廠、熱鈾後處理工廠(從反應堆照射過的元件內提取鈽-239)和鈽化學冶金和鈽核部件加工製造工廠。坐落在萬里長城終點嘉峪關外一片荒無人煙的大戈壁灘上的酒泉原子能聯合企業(404廠),...
《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...
卡爾斯魯厄後處理廠的設計生產能力為175kg/d,設計年最大運行天數為200d, 設計特徵如表1所示。WAK 可分為3個主要部分:工藝過程廠房(包括所有乏燃料後處理裝置)、高放廢液貯存廠房(LAVA 和 HWL),以及卡爾斯魯厄玻璃固化設施(VEK...
據估算,到2030年,我國乏燃料產生量、累積量與離堆貯存量將分別達到2000噸、23500噸、15000噸。在2030年之後,乏燃料的離隊累積量與後處理能力加乏燃料離堆貯存,滿載負荷仍有一定缺口,年後處理量(1000噸)也遠低於乏燃料年生產量(...
般核燃料循環相同。核燃料在反應堆內的過程主要用於生 產易裂變材料或其他材料,或用來進行工業規模的輻照,如生 產懷、氖及同位素等。生產堆通常指產釘反應堆。生產堆核燃 料循環必須包括乏燃料元件的後處理以提取有用核素。
燃料後處理的工藝,裂變材料再循環的實現,以及核能的發展等有關資 料;研究了核電站乏燃料的運輸和貯存問題,放化生產工藝流程的主要部 件和設備,工藝過程的控制問題,以及與再生的鈾和鈽在熱堆和快中子堆 中重複利用的有關問題;...
小日本出於能源需求囤積的反應堆級鈽有幾百噸,但是僅能用於增值堆裝料,或者混合入濃縮鈾中作為普通反應堆的裝料,用來造核武器它必須另開工廠,或者將鈾濃縮工廠的級聯設備重新級聯來進行濃縮鈾。後處理 後處理 生產堆建設運行之後,...
此外U的衰變產物Np是一種需要在後處理過程中加以回收的重要超鈾核素,所以為了保證Np的收率,也需要讓U絕大部分衰變為Np。三、冷卻時間 一般生產堆燃料典型的冷卻時間為90-120d;動力堆乏燃料的冷卻時間為150-180d;快堆乏燃料放射性...
(7)堆內使用(燃耗)。以下稱為燃料循環後段:(8)乏燃料中間貯存;(9)乏燃料運輸;(10)乏燃料後處理;(11)放射性廢物的處理和最終處置。鈾-鈽循環已實現工業規模的生產,釷-鈾循環處於研究試驗階段。現行壓水堆、沸水重水...
但是它的毒性大,生產成本高,要建造複雜的生產堆和後處理廠,才能實現工業化生產。它是通過反應堆中產生的慢中子轟擊鈾-238人工生產的。中子來源於用於天然鈾作成的元件中的鈾-235。鈾-235裂變中子產額為2-3個,這些中子經慢化後會...
閉式燃料循環所包括的重要環節是:(1)核燃料加工廠;(2)核電站;(3)乏燃料後處理廠;(4)運輸、保全、安全、環境影響、廢物處理和處置及退役。鈾、鈽在熱堆再循環只稍稍提高對鈾資源的利用率。由於用鈽作為熱中子堆燃料時會...
1970年12月,完成了生產堆元件後處理三循環改為二循環的熱試驗及其分析測量方法研究的任務;完成了生產氚的提取、濃縮等全部工藝流程及其測試方法的研究任務。1971年3月12日,為第一顆人造衛星地面測試裝置提供了1100居里的Po-210同位素...
根據用途,核反應堆可以分為以下幾種類型 ①將中子束用於實驗或利用中子束的核反應,包括研究堆、材料實驗等。②生產放射性同位素的核反應堆。③生產核裂變物質的核反應堆,稱為生產堆。④提供取暖、海水淡化、化工等用的熱量的核反應堆...