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核燃料后处理厂音叉式废树脂界面开关测量系统设计
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作者 金珊 刘晓莉 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2024年第6期1133-1138,共6页
为适应核燃料后处理厂放射性废树脂界面实时监测需要,设计了音叉式废树脂界面开关测量装置,采用分体式管道叉传感器的废树脂界面信号测量方法,达到了实时监测的目的。现场应用测试表明,音叉式废树脂界面开关可以实现废树脂界面信号的检... 为适应核燃料后处理厂放射性废树脂界面实时监测需要,设计了音叉式废树脂界面开关测量装置,采用分体式管道叉传感器的废树脂界面信号测量方法,达到了实时监测的目的。现场应用测试表明,音叉式废树脂界面开关可以实现废树脂界面信号的检测,并具有测量精度高、耐辐射的特点,可在核燃料后处理厂中推广和应用。 展开更多
关键词 核燃料处理 废树脂 音叉开关 界面信号
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Ti合金在核燃料后处理设备中的应用研究进展 被引量:7
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作者 徐潇潇 邱绍宇 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第11期57-59,72,共4页
主要介绍了 Ti 合金在核燃料后处理设备中的应用研究进展。开发 Ti 合金替代超低碳不锈钢作核燃料后处理设备用材料已成为后处理设备用材料的发展方向。目前 Ti-5Ta 钛合金已在日本东海村后处理厂进行了中试运行,它的综合性能评价较好,... 主要介绍了 Ti 合金在核燃料后处理设备中的应用研究进展。开发 Ti 合金替代超低碳不锈钢作核燃料后处理设备用材料已成为后处理设备用材料的发展方向。目前 Ti-5Ta 钛合金已在日本东海村后处理厂进行了中试运行,它的综合性能评价较好,在后处理环境中应用也最具前景。印度对其开发的 Ti-5%Ta-1.8%Nb 钛合金进行了腐蚀性能研究,结果表明它比普通低碳不锈钢和硝酸级不锈钢具有更好的耐蚀性。 展开更多
关键词 Ti-5Ta合金 Ti-5%Ta-1.8%Nb合金 腐蚀 核燃料处理 硝酸 处理设备 TI合金 应用 超低碳不锈钢 综合性能评价
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核燃料后处理厂钚的水解聚合及应对措施 被引量:1
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作者 张春龙 朱礼洋 +3 位作者 何辉 洪哲 刘新华 赵善桂 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第3期464-469,共6页
核燃料后处理是提取钚的重要途径,钚在后处理PUREX工艺流程中主要以溶液形式存在。钚溶液化学行为非常复杂,工艺运行过程中疏忽或瞬间不稳定的条件都有可能导致钚的水解和聚合。而聚合物一旦形成就很难破坏,会严重干扰萃取分离等工艺指... 核燃料后处理是提取钚的重要途径,钚在后处理PUREX工艺流程中主要以溶液形式存在。钚溶液化学行为非常复杂,工艺运行过程中疏忽或瞬间不稳定的条件都有可能导致钚的水解和聚合。而聚合物一旦形成就很难破坏,会严重干扰萃取分离等工艺指标,同时也会导致潜在的工业安全问题和核临界安全风险。本文介绍了钚水解聚合领域的研究结果,结合核燃料后处理工艺的特点,分析了钚水解聚合的影响因素和安全风险,并提出了应对措施。 展开更多
关键词 核燃料处理 水解 聚合
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核燃料后处理厂选址阶段的环境影响评价与分析 被引量:5
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作者 马敬 麻锦琳 李锐柔 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期333-338,共6页
随着我国核电的高速发展,产生的乏燃料数量日益增多,建设工业规模的核燃料后处理厂是保证我国核能可持续发展的关键途径与步骤。由于我国尚未建立针对工业规模核燃料后处理设施的相关环保设施方案与环境影响评价标准体系,本文首次依据... 随着我国核电的高速发展,产生的乏燃料数量日益增多,建设工业规模的核燃料后处理厂是保证我国核能可持续发展的关键途径与步骤。由于我国尚未建立针对工业规模核燃料后处理设施的相关环保设施方案与环境影响评价标准体系,本文首次依据核燃料后处理厂可行性研究阶段的工程方案对运行状态和事故工况下的放射性流出物进行了估算,并参照我国核电环评相关标准规范对200吨/年核燃料后处理厂投运后可能对环境的影响程度进行了分析预测,可以作为审管当局决策的重要依据。 展开更多
关键词 核燃料处理 正常运行状态 选址假想事故 剂量
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高温气冷堆(HTGR)釷、鈾燃料元件后处理萃取流程实验研究 被引量:2
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作者 焦荣洲 何培炯 +1 位作者 刘秉仁 朱永(贝睿) 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1992年第4期357-363,共7页
针对HTGR钍、铀燃料元件高燃耗、^(232)U含量高的特点提出了酸式进料的单循环溶剂萃取流程,并进行了串级实验。钍、铀收率达到>99.6%,钍、铀产品对Cs,Sr,Zr—Nb,Ru的去污满足远距离操作条件下再制造核燃料元件的要求。
关键词 萃取 核燃料处理 高温气冷型堆
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硝酸羟胺在动力堆乏燃料后处理流程钚线第三循环中的应用 被引量:7
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作者 于恩江 黄怀安 +4 位作者 周兴权 陶成英 张林耀 杨振书 利黎明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第5期451-457,共7页
为动力堆乏燃料后处理流程的设计之用,通过还原实验,研究温度、溶液酸度、硝酸羟胺(HAN)与钚的初始浓度比值对HAN还原Pu(Ⅳ)的还原百分数的影响。结果表明,升温、低酸和合适的HAN用量有利于Pu(Ⅳ)的还原。用模拟料液进行3A槽和3B槽串级... 为动力堆乏燃料后处理流程的设计之用,通过还原实验,研究温度、溶液酸度、硝酸羟胺(HAN)与钚的初始浓度比值对HAN还原Pu(Ⅳ)的还原百分数的影响。结果表明,升温、低酸和合适的HAN用量有利于Pu(Ⅳ)的还原。用模拟料液进行3A槽和3B槽串级实验的结果表明:3A槽的钚回收率达99.9%以上,3B槽的达99.98%;钚中去铀分离系数达50左右。通过单级和串级实验,研究了含钚30%(V/V)TBP-煤油放置时间对钚反萃率的影响。反萃率随放置时间增长而下降。 展开更多
关键词 硝酸羟胺 核燃料处理 反萃取
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辐照后核燃料中镅的放化分析
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作者 陈佩贤 王效英 +1 位作者 张丕禄 高玉兰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1989年第2期68-71,共4页
一、前言在我们另一份工作中已较详细地研究了Am与辐照核燃料溶解液中U,Np,Pu及主要裂片元素的分离条件,建立了HDEHP苹淋树脂色谱法的预分离程序。本文研究了在预分离后进一步纯化镅的条件并实测了一根辐照元件各切片中^(241)Am的含量... 一、前言在我们另一份工作中已较详细地研究了Am与辐照核燃料溶解液中U,Np,Pu及主要裂片元素的分离条件,建立了HDEHP苹淋树脂色谱法的预分离程序。本文研究了在预分离后进一步纯化镅的条件并实测了一根辐照元件各切片中^(241)Am的含量。由于料液中Am的含量很小,所以预分离程序对^(95)Zr-^(95)Nb,^(106)Ru,^(90)Sr的去污仍不够好,而且预分离后的含Am溶液中含有大量的DTPA、乳酸等,对α测量有影响。 展开更多
关键词 PMBP-TBP 萃取 核燃料处理
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工业规模核用离心萃取器的水力学和传质性能
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作者 段五华 孙涛祥 郑强 《化工进展》 北大核心 2025年第7期3709-3717,共9页
离心萃取器是一种依靠离心力实现两相混合液分相的高效溶剂萃取设备,用于核燃料后处理具有许多优点,被公认是核用萃取设备的发展方向。为实现离心萃取器应用于我国将来核燃料后处理大厂,已研制出转筒直径为150mm且当转速为3000r/min时... 离心萃取器是一种依靠离心力实现两相混合液分相的高效溶剂萃取设备,用于核燃料后处理具有许多优点,被公认是核用萃取设备的发展方向。为实现离心萃取器应用于我国将来核燃料后处理大厂,已研制出转筒直径为150mm且当转速为3000r/min时分离因数为755的Φ150mm工业规模核用离心萃取器。采用30%TBP/煤油-硝酸溶液萃取体系系统开展了单级和五级串联Φ150mm工业规模核用离心萃取器的水力学和传质性能的实验研究。结果表明,在一定实验条件下,Φ150mm工业规模核用离心萃取器最大处理能力达到1532L/h,且萃取级效率>96%。因此,Φ150mm工业规模核用离心萃取器具有良好的水力学性能和传质性能。同时,其级存留体积为6.33~6.53L。结果表明,Φ150mm工业规模核用离心萃取器基本满足核燃料后处理厂对萃取设备的要求,有良好的应用前景。 展开更多
关键词 离心萃取器 核燃料处理 水力学性能 传质性能
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核燃料后处理厂基金会现场总线接入装置设计
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作者 丁长富 李晓薇 +1 位作者 张博 杨庆彧 《核电子学与探测技术》 2025年第9期1435-1440,共6页
为实现核燃料后处理厂中电气设备控制和信号的数字化数据传输,设计了一款基金会现场总线(Foundation Fieldbus,FF)接入装置。采用嵌入式微处理器技术与FF现场总线技术,通过配置两个独立的微控制器,分别承担电气设备相关信号处理与FF现... 为实现核燃料后处理厂中电气设备控制和信号的数字化数据传输,设计了一款基金会现场总线(Foundation Fieldbus,FF)接入装置。采用嵌入式微处理器技术与FF现场总线技术,通过配置两个独立的微控制器,分别承担电气设备相关信号处理与FF现场总线信号处理任务,实现了电气设备全数字化的数据传输和控制。测试结果表明,该接入装置数据传输精度高,响应时间短,满足现场总线规范和工程项目应用要求。 展开更多
关键词 核燃料处理 电气设备控制 基金会现场总线 嵌入式微处理 全数字化
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后处理有机相料液中Pu(Ⅳ)和硝酸的同时快速分析 被引量:5
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作者 李定明 张丽华 +5 位作者 龚焱平 范德军 易宝山 陈强 吉永超 吴继宗 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第2期235-241,共7页
Pu(Ⅳ)和硝酸的测定在核燃料后处理厂工艺控制分析中占有重要的地位。采用自行研制的分析装置,利用Pu(Ⅳ)和硝酸的近红外吸收光谱,结合偏最小二乘回归(PLS)法,建立了后处理工艺有机相料液中Pu(Ⅳ)和硝酸含量的同时快速分析方法... Pu(Ⅳ)和硝酸的测定在核燃料后处理厂工艺控制分析中占有重要的地位。采用自行研制的分析装置,利用Pu(Ⅳ)和硝酸的近红外吸收光谱,结合偏最小二乘回归(PLS)法,建立了后处理工艺有机相料液中Pu(Ⅳ)和硝酸含量的同时快速分析方法。Pu(Ⅳ)及硝酸的浓度测量范围分别为0.15~15g/L、0.05~0.80mol/L,测量范围覆盖了后处理流程大部分的工艺点。料液中硝酸测量的相对标准偏差小于5%,Pu(Ⅳ)测量的相对标准偏差小于2%。模拟样品的分析结果通过t检验,Pu(Ⅳ)和硝酸的重加回收率均为95%~103%。 展开更多
关键词 近红外光谱 Pu(Ⅳ) 硝酸 同时快速分析 核燃料处理
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手套箱气氛中氚化水处理的工艺研究 被引量:2
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作者 罗德礼 熊义富 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2002年第3期218-221,共4页
分子筛吸附柱和热金属镁床是手套箱气氛中氚化水 (HTO)搜集和分解处理的一种有效手段。测试了分子筛柱对气氛中水的吸附性能和热金属镁床对HTO的分解性能。结果表明 :分子筛柱对气氛中水的吸附效率 >99 99% ,在空气中水含量为 3 4&#... 分子筛吸附柱和热金属镁床是手套箱气氛中氚化水 (HTO)搜集和分解处理的一种有效手段。测试了分子筛柱对气氛中水的吸附性能和热金属镁床对HTO的分解性能。结果表明 :分子筛柱对气氛中水的吸附效率 >99 99% ,在空气中水含量为 3 4× 1 0 - 3~ 4 2× 1 0 - 3条件下 ,未发现吸附柱水的贯穿现象 ;热金属镁床对HTO的分解率 >99 9% ,当金属镁的消耗量大于 80 %时 ,未见分解率明显降低。 展开更多
关键词 手套箱气氛 氚化水处理 氚废物 5A分子筛 聚变反应堆 热金属镁床 氚核反应堆 核燃料处理 核燃料循环
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α-亚磺酰基-N,N-二正丁基乙酰胺萃取U(Ⅵ)的研究 被引量:3
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作者 赵蓓 陆澄容 +1 位作者 黄庆华 曹正白 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2002年第3期183-186,共4页
合成了α 亚磺酰基 N ,N 二正丁基乙酰胺 (SDBAA) ,研究了溶剂 ,水相酸度 ,盐析剂、萃取剂浓度等对硝酸铀酰的萃取性能的影响 ,并与TBP作了比较。结果表明 ,α 亚磺酰基 N ,N 二正丁基乙酰胺系列化合物都可以有效地从硝酸溶液中萃取UO... 合成了α 亚磺酰基 N ,N 二正丁基乙酰胺 (SDBAA) ,研究了溶剂 ,水相酸度 ,盐析剂、萃取剂浓度等对硝酸铀酰的萃取性能的影响 ,并与TBP作了比较。结果表明 ,α 亚磺酰基 N ,N 二正丁基乙酰胺系列化合物都可以有效地从硝酸溶液中萃取UO2 2 + ,当取代基为正丁基和 2 乙基己基时 ,其萃取性能优于TBP。 展开更多
关键词 α-亚磺酰胺-N N-二正丁基乙酰胺 TBP 萃取 硝酸铀酰 核燃料处理 铀(Ⅵ)
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不同隙径比环形脉冲萃取柱中两相流动特性的研究 被引量:2
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作者 秦炜 戴猷元 汪家鼎 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1994年第3期254-261,共8页
环形脉冲萃取柱在核燃料处理工业中可以提供大的生产能力并保证临界安全。本文在外柱径为100mm的4种不同隙径比的环形脉冲萃取中,以30%TBP(煤油)-水(水相连续)为实验体系,研究了柱内两相流动的特性。研究结果表明,... 环形脉冲萃取柱在核燃料处理工业中可以提供大的生产能力并保证临界安全。本文在外柱径为100mm的4种不同隙径比的环形脉冲萃取中,以30%TBP(煤油)-水(水相连续)为实验体系,研究了柱内两相流动的特性。研究结果表明,用修正的Pratt关联式描述环形脉冲萃取柱内两相流动特性是可行的。特性速度Uk随外界输入能量的增大而减小,随隙径比的增大而增大。文中提出的包括隙径比参数在内的液泛速度关联式,其计算值与实验值比较,相对误差在±20%以内。 展开更多
关键词 核燃料处理 环形脉冲 萃取桩 隙径比 两相流
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铀中微量^(237)Np的分析 被引量:10
14
作者 王孝荣 林灿生 +3 位作者 刘峻岭 朱国辉 王效英 李金英 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2002年第1期16-20,25,共6页
建立了准确测定常量铀中微量镎的方法。方法包括萃取色层法分离和质谱法测量。对影响测定准确度的关键问题进行了讨论。结果表明 ,全程Np的回收率 >80 % ,对U的去污因子DF >1× 10 6。用该法成功地测定了后处理流程台架温实... 建立了准确测定常量铀中微量镎的方法。方法包括萃取色层法分离和质谱法测量。对影响测定准确度的关键问题进行了讨论。结果表明 ,全程Np的回收率 >80 % ,对U的去污因子DF >1× 10 6。用该法成功地测定了后处理流程台架温实验水相铀产品中2 3 7Np的含量。 展开更多
关键词 萃取色层 质谱 铀产品 分析 分离 镎237 核燃料处理
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φ70mm核用离心萃取器Ⅰ.机械性能和水力学特性 被引量:10
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作者 段五华 于文东 +2 位作者 周秀珠 李凤岐 周嘉贞 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2001年第1期51-55,共5页
试验考察了70mm核用离心萃取器的机械性能 ,并以水 煤油为体系 ,试验研究了其水力学特性。该离心萃取器运行时温升不大 ,振动小 ,噪音低 ,停车后拆装方便。在试验操作流比 (A/O比 ) 1/ 18~ 16 / 1范围内 ,处理能力可达 2 90L/h。
关键词 离心萃取器 机械性能 水力学特性 核燃料处理 水-煤油体系 萃取
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Fe^(3+)和肼的衍生物共存时对Np(Ⅵ)还原反应的研究 被引量:6
16
作者 黄子林 张先业 +3 位作者 尹东光 叶国安 肖松涛 胡景炘 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2001年第1期7-12,共6页
研究了肼的衍生物与Fe3+的反应对Np(Ⅵ )还原反应速率的影响。单甲基肼 ,偏二甲基肼和2 羟基乙基肼均以较慢的速率将Fe3+还原为Fe2 +,在温度为 2 93K时 ,其反应速率常数分别为0 0 2 3,0 11和 0 4 5min- 1。生成的Fe2 +能以较快的速... 研究了肼的衍生物与Fe3+的反应对Np(Ⅵ )还原反应速率的影响。单甲基肼 ,偏二甲基肼和2 羟基乙基肼均以较慢的速率将Fe3+还原为Fe2 +,在温度为 2 93K时 ,其反应速率常数分别为0 0 2 3,0 11和 0 4 5min- 1。生成的Fe2 +能以较快的速率将Np(Ⅵ )还原为Np(Ⅴ )。导出了Fe3+影响Np(Ⅵ ) 展开更多
关键词 单甲基肼 偏二甲基肼 2-羟基乙基肼 铁离子 镎(Ⅵ)核燃料处理 还原反应 动力学
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无源γ能谱法测定废包壳中残留铀方法研究 被引量:3
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作者 朱荣保 杨留成 +6 位作者 章泽甫 李河萍 乔盛忠 郏惠忠 刘亨军 陈国安 张先业 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1994年第1期1-7,共7页
叙述了一种用于动力堆乏燃料后处理厂首端,测定浸取过的废包壳中残留铀的方法──无源γ能谱法。设计了一种点阵式源项可变模拟废包壳篮。按燃耗33000MWd/T(U),冷却时间3a,残留铀量为原始乏燃料0.2%的条件,对废... 叙述了一种用于动力堆乏燃料后处理厂首端,测定浸取过的废包壳中残留铀的方法──无源γ能谱法。设计了一种点阵式源项可变模拟废包壳篮。按燃耗33000MWd/T(U),冷却时间3a,残留铀量为原始乏燃料0.2%的条件,对废包壳中存在的实际裂变产物γ放射性活度制作了一套模拟源项。在热室中定量测定了局部源项集中、存在格架碎块,以及基质平均密度变化46.1%的多种情况下的γ射线脉冲高度谱。各种实验方案结果表明,对 ̄(139)Cs661.6keVγ射线测定误差好于25.3%,对 ̄(144)Ge2186keVγ射线测定误差好于-18.6%。由5-100mm铅滤波器的实验结果表明,采用30mm厚度的铅滤波器,可使2186keV与661keVγ射线峰面积之比大于1%。 展开更多
关键词 废包壳 无源γ能谱 核燃料处理
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硝酸溶液中钼和锆溶解度的测定 被引量:3
18
作者 林灿生 王效英 张崇海 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第6期60-65,共6页
一、前言在核裂变过程中,钼和锆是高产额的裂变产物元素,所以在乏燃料中钼和锆的含量较高。核燃料水法后处理工艺的常用介质是硝酸,因此测定硝酸溶液中钼和锆的溶解度是有意义的。对于裂变产物的过程化学的研究工作,溶解度数据也是必要... 一、前言在核裂变过程中,钼和锆是高产额的裂变产物元素,所以在乏燃料中钼和锆的含量较高。核燃料水法后处理工艺的常用介质是硝酸,因此测定硝酸溶液中钼和锆的溶解度是有意义的。对于裂变产物的过程化学的研究工作,溶解度数据也是必要的。关于硝酸溶液中钼和锆的溶解度,前人研究得很少,数据也不全。为此,我们测定了不同浓度的硝酸中不同温度下钼和锆溶解度;还观测了硝酸根和铀浓度对钼和锆的溶解度的影响;获取的数据较全面。 展开更多
关键词 溶解度 硝酸 核燃料处理
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乙异羟肟酸的合成及其与Pu(Ⅳ),Np(Ⅳ)配合物稳定常数的测定 被引量:17
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作者 郑卫芳 常志远 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2001年第1期1-6,共6页
在乙醇 水体系中 ,用乙酸乙酯和盐酸羟胺为主要原料合成了乙异羟肟酸 (AHA) ,并通过元素分析、红外光谱 (IR)、质谱 (MS)等方法对其结构进行了表征。用TTA萃取法测定了 1mol/LHNO3体系中AHA与Pu(Ⅳ ) ,Np(Ⅳ )配合物的一级累积稳定常... 在乙醇 水体系中 ,用乙酸乙酯和盐酸羟胺为主要原料合成了乙异羟肟酸 (AHA) ,并通过元素分析、红外光谱 (IR)、质谱 (MS)等方法对其结构进行了表征。用TTA萃取法测定了 1mol/LHNO3体系中AHA与Pu(Ⅳ ) ,Np(Ⅳ )配合物的一级累积稳定常数 ,分别为 5 3× 10 12 和 6 1× 展开更多
关键词 乙异羟肟酸 合成 稳定常数 Pu(Ⅳ) 镎(Ⅳ)铀 配合物 萃取法 核燃料处理 螯合剂
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N,N,N′,N′-四丁基丙二酰胺萃取Tb(Ⅲ)的研究 被引量:5
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作者 徐荣琪 崔玉 +1 位作者 姜润田 孙国新 《化学研究与应用》 CAS CSCD 北大核心 2002年第4期446-448,共3页
Study on the extraction and separation of rare earth with new extractants is important in the rare earth chemistry and hydrometallurgy.In this work,the extraction behavior of TBMA employing n hexane 20% n octanol,benz... Study on the extraction and separation of rare earth with new extractants is important in the rare earth chemistry and hydrometallurgy.In this work,the extraction behavior of TBMA employing n hexane 20% n octanol,benzene and toluene as diluents toward Tb(Ⅲ) has been investigated.The effect of the concentrations of nitric acid,lithium nitrate and extractant and also the temperature on the extraction distribution ratio has been studied in different diluents.The stoichiometry of the extracted species of Tb(Ⅲ) conforms to be Tb(NO 3) 3·3TBMA.An attempt has been made to determine the structure of the extracted species based on the data of IR and mole 展开更多
关键词 N N N′ N′-四丁基丙二酰胺 萃取 Tb(Ⅲ) 稀释剂 核燃料处理
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