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熔盐体系中UF4的氟化挥发工艺技术

Fluorination Process of UF4 in Molten Salt
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摘要 高温氟化挥发技术是分离回收乏燃料中铀的干法分离技术之一。在KF-ZrF 4(摩尔分数为42%-58%,FKZr)熔盐体系中进行铀氟化挥发实验,并将傅里叶红外光谱技术用于氟化过程的在线监测,通过低温多级冷凝方式收集挥发产物UF 6。氟化反应后熔盐中的铀质量分数降至2.5×10^-3%以下,UF 4的转化率高于99.9%,产物冷凝回收率达到90%以上。结果表明:红外光谱在线监测技术可用于熔盐体系铀氟化反应过程的监测,氟化挥发过程对模拟裂片元素,尤其是碱金属和稀土元素去污效果较好,去污因子为103~105。 Fluoride volatility method is regarded as a promising advanced pyrochemical reprocessing technology,which can be used for separation and recovery of uranium from spent fuel.The fluorination of UF 4 by F 2 to produce UF 6 in KF-ZrF 4(x=42%-58%,FKZr)has been investigated.In this study,the Fourier transform infrared spectroscopy(FTIR)was used for in-situ monitoring of fluorination process.The product of fluorination,UF 6,was collected by the multi-stage condensation.After the fluorination,the uranium mass fraction in the molten salt is below 2.5×10^-3%,the UF 4 conversion rate is higher than 99.9%and the product recovery is above 90%.The results show that the fluorination process,and the in-situ monitoring of process by FTIR are feasible.In addition,the study also show that the fluorination has high decontamination efficiency for UF 6 product,and the decontamination factors for alkali metals and rare earth elements are 103 to 105.
作者 孙理鑫 程治强 胡聪伟 牛永生 窦强 李晴暖 SUN Li-xin;CHENG Zhi-qiang;HU Cong-wei;NIU Yong-sheng;DOU Qiang;LI Qing-nuan(Shanghai Institute of Applied Physics,Chinese Academy of Sciences,Shanghai 201800,China;Center of Excellence Thorium-Based Molten Salt Reactor Energy System,Chinese Academy of Sciences,Shanghai 201800,China)
出处 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2020年第2期78-84,共7页 Journal of Nuclear and Radiochemistry
基金 中国科学院战略性先导科技专项资助项目(XDA02030000) 国家自然科学基金青年科学基金资助项目(21501190) 国家自然科学基金青年科学基金资助项目(21601201) 中国科学院青年创新促进会资助项目(2016241)。
关键词 熔盐 UF4 氟化挥发 KF-ZrF4 molten salt UF4 fluorination KF-ZrF4
作者简介 共同第一作者:孙理鑫(1984-),女,浙江慈溪人,博士,副研究员,从事钍铀燃料干法分离技术研究,E-mail:sunlixin@sinap.ac.cn;共同第一作者:程治强(1985-),男,湖南株洲人,硕士,从事钍铀燃料干法分离技术研究,E-mail:chengzhiqiang@sinap.ac.cn;通信联系人:李晴暖(1973-),女,浙江余姚人,博士,研究员,从事核燃料后处理研究,E-mail:liqingnuan@sinap.ac.cn;通信联系人:窦强(1982-),男,新疆伊宁人,博士,研究员,从事核燃料后处理研究,E-mail:douqiang@sinap.ac.cn。
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二级参考文献65

  • 1周长玉.付立叶变换红外光谱仪的定量分析方法[J].内蒙古石油化工,2004,30(5):81-82. 被引量:11
  • 2徐光宪.白云鄂博矿钍资源开发利用迫在眉睫[J].稀土信息,2005,11(5):4-5. 被引量:32
  • 3贺国珠,易艳玲,孔祥忠.铀-钍混合燃料反应堆的可行性分析[J].原子核物理评论,2006,23(2):101-104. 被引量:3
  • 4顾忠茂.钍资源的核能利用问题探讨[J].核科学与工程,2007,27(2):97-105. 被引量:27
  • 5Uozumi K,Iizuka M,Kato T,et al.Electrocemical Behaviors of U and Pu at Simultaneous Recoveries Into Liquid Cd Cathodes[J].J Nucl Mater,2004,325:34-43.
  • 6Koyama T,Hijikata T,Usami T,et al.Integrated Experiments to Demonstrate Lectrometallurgical Pyroprocessing of Oxide Fuels and Metal Fuels,Oct.9-13,2005[C].Global 2005,CD-ROM,Tsukuba,Ibaraki,Japan,2005.
  • 7Koyama T,Hijikata T,Yokoo T,et al.Development of Engineering Technology Basis for Indisutrialization of Pyroprometallurgical Reprocessing,Sep.9-13,2007[C/CD].Proc Global 2007,Boise,Idaho,2007.
  • 8Shirai O,Kato T,Iwai T,et al.Electrochemical Behaviors of PuN and (U,Pu) N in LiCl-KCl Eutectic Melts[J].J Phys Ceram Solid,2005,66:456.
  • 9Kani Y,Sasahira A,Hoshino K,et al.New Reprocessing System for Spent Nuclear Reactor Fuel Using Fluoride Volatility Method[J].J Fluorine Chem,In Press.
  • 10Lacquement J,Bourg S,Boussier H,et al.Pyrochemistry Assessment at CEA-Last Experimental Results,Sep.9-13,2007[C/CD].Proc Global 2007,Boise,Idaho,2007.

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