基本介紹
- 中文名:釷-鈾循環
- 釋義:在熱中子堆中把釷232轉化為另外一種核燃料鈾233,通過後處理把鈾233分離出來返回堆中循環使用
釷-鈾循環是指在熱中子堆中把釷232轉化為另外一種核燃料鈾233,通過後處理把鈾233分離出來返回堆中循環使用。適於採用這種核燃料循環的堆型是高溫氣冷堆,其科研開發工作現已接近商業化階段。在重水堆甚至輕水堆中,也可採用這...
釷鈾燃料循環 釷鈾燃料循環(英文名稱,thorium-uraniumfuelcycle,別名,釷基核燃料循環)是由核純ThO2製成燃料組件置於反應堆內,232?Th。
鈾-235是核電站的主要燃料,鈾的再循環及使用對提高核電站的產能率具有重要意義。鈾的再循環包括鈾-鈽循環和釷-鈾循環。基本概念 反應堆燃料不是一次耗盡的,必須定期地將它從堆內卸出、處理(稱為後處理)、再富集、再製成燃料元(...
鈾-鈽循環是當前已在工業規模上實現了的燃料循環體系,而釷-鈾循環則還處在研究和試驗之中,距工業規模生產尚有很大距離,但由於釷的蘊藏量比較豐富,239U又是具有良好核性能的裂變燃料, 所以釷-鈾循環也將會得到發展。在後處理過程...
經過釷-鈾循環可獲得233U:用233U作核燃料,經一次裂變所產生的有效中子數η=2.28,大於235U和239Pu,有可能實現增殖。在反應堆運行過程中,因中間產物233Pa吸收中子過多,實際上只能實現高轉化比(CR≈0.9)而不能增殖。釷循環的...
釷/鈾循環至今尚未用於工業體系,釷基燃料的後處理是其中的難點和瓶頸問題之一,高效地分離回收釷基乏燃料中的可裂變物質U-233、剩餘的Th 是乏燃料後處理的關鍵問題。本研究目的是探討利用陰離子交換色譜法系統地分離Th,U及其他裂變產物...
釷燃料,指能製造可以能取代鈾235的核燃料鈾233的釷-232。釷資源中產量最多的礦物為獨居石(monazite),一般釷含量為1~15%。首先將獨居石以硫酸或氫氧化鈉溶解,加以過濾、沉澱,再以硝酸溶解,最後以有機溶劑萃取出來成硝酸釷,但因...
《D-D/D-T中子能區釷-232的中子核數據測量研究》是依託蘭州大學,由蘭長林擔任項目負責人的青年科學基金項目。項目摘要 釷-232中子反應截面和裂變產額數據是釷鈾循環核燃料增值與嬗變研究的重要基礎。目前基於熔鹽堆的釷鈾循環還沒有...
7.7放射性廢物的處置 8先進核燃料循環研究進展 8.1先進核燃料循環體系的概念 8.2先進後處理技術的必要性 8.3先進水法後處理技術 8.4乾法後處理先進技術 8.5乾法/濕法相結合的後處理流程 8.6釷鈾循環體系 8.7嬗變技術概述 ...
釷鈾比 釷鈾比(Th/U ratio)是1993年公布的地質學名詞。公布時間 1993年,經全國科學技術名詞審定委員會審定發布。出處 《地質學名詞》第一版。
釷-鈾循環 另一類轉換過程是在反應堆中裝入可轉換同位素釷-232,經過中子輻照後轉換為鈾-233,其轉換過程是:如果把新產生的鈾-233提取出來再用於反應堆中作為燃料,這種循環便稱為釷-鈾循環。釷在自然界中的藏量相當豐富。關於釷-鈾...
由於傳熱性能好,沒有固體燃料元件的輻射損傷問題,以及中子損失少(元件無包殼、裂變產物可及時除去)等原因,與非均勻反應堆相比,均勻反應堆可達到較高的功率密度、較低的燃料裝載量、較深的燃耗和較高的轉換比;在釷232-鈾233循環...
沒有固體燃料元件的輻射損傷問題,以及中子損失少(元件無包殼、裂變產物可及時除去)等原因,與非均勻反應堆相比,重水懸浮液反應堆可達到較高的功率密度、較低的燃料裝載量、較深的燃耗和較高的轉換比;在釷232-鈾233循環的情況下...
沒有固體燃料元件的輻射損傷問題,以及中子損失少(元件無包殼、裂變產物可及時除去)等原因,與非均勻反應堆相比,重水懸浮液反應堆可達到較高的功率密度、較低的燃料裝載量、較深的燃耗和較高的轉換比;在釷232-鈾233循環的情況下...