搜索结果: 1-15 共查到“知识库 核燃料后处理技术”相关记录53条 . 查询时间(0.89 秒)
本文以工程实例为背景,基于深度平均的平面二维数值模拟方法,对核电厂液态流出物在受纳水体中的输移扩散问题进行计算分析。计算潮位、流速及流向与实测水文测验资料吻合良好,可真实反映工程区域的水动力特性;在流场验证良好的基础上,分析余流变化对核素稀释过程的影响机制。结果表明,随着余流的增大,浓度场的影响范围逐步向余流方向偏移,对工程区浓度分布的影响显著,应在环境影响评价过程中予以关注。本文以工程实例为背景...
对Zr-Sn-Nb合金在α+β两相区温度下不同工艺热处理后所得样品，在360 ℃/18.6 MPa纯水环境中进行均匀腐蚀试验，并采用扫描电子显微镜（SEM）观察样品微观形貌、聚焦离子束（FIB）和原子力显微镜（AFM）分析腐蚀后样品表面氧化膜。结果表明，Zr-Sn-Nb合金在α+β两相区温度下热处理时，锆合金中会形成条带状β-Zr第二相，再经过α相区温度最终退火后，β-Zr区域会分解为α-Zr和第...
后处理厂普遍采用机械法的剪切机系统进行乏燃料破解，剪切产生的放射性粉尘需进行包容设计，确保乏燃料芯块的充分利用和热室的可维修性，研究乏燃料剪切机内气流形态和颗粒物分布运动规律对于保障剪切机的正常运行具有重要意义。为补充试验研究和理论研究的不足，改善剪切机内粉尘分布、降低粉尘水平和优化剪切机设计，本文以注入模拟颗粒的乏燃料剪切机为研究对象、离散颗粒模型为基础，对剪切机内气固两相流进行了计算流体力学模...
压水堆环形燃料组件研发进展
双面冷却 环形燃料 研发进展
font style='font-size:12px;'>
2021/1/12
与传统棒状燃料相比，环形燃料元件具有两个冷却表面，传热面积-体积比增加，芯块导热路径减小，能大幅降低燃料峰值温度，可在保持充分安全裕度的条件下，有效提升反应堆功率密度。本文简要总结了美国、韩国等国家环形燃料技术发展状态，介绍了我国正在开展的环形燃料设计、设计验证和制造技术等方面的研发进展，展望了环形燃料的应用前景。
随着我国核电稳步增长和早期核设施的退役，将产生大量不同种类的放射性废物。如何安全、有效地处理放射性废物是核能可持续发展的关键问题。本文系统总结了中国原子能科学研究院（CIAE）近几十年来在放射性废物处理技术研发方面所取得的研究成果，简述了CIAE已形成的放射性废物运行处理新工艺，并展望了我国放射性废物今后的发展趋势与发展方向。
CIAE高放废液固化技术研发进展
高放废液 玻璃固化 冷坩埚 电熔炉
font style='font-size:12px;'>
2021/1/12
随着国内后处理相关项目的推进，对高放废液固化的需求也更加紧迫。本文梳理了中国原子能科学研究院（CIAE）过去40多年来在高放废液玻璃固化工艺设备及固化材质两方面的研究进展，并基于国内现有的研究基础，分析提出了今后的研发重点，为开展冷坩埚玻璃固化项目的自主研发和高放废液电熔炉玻璃固化技术的国产化提出建议。
乏燃料干法分离是一种适应性更强、处理对象更广的后处理技术路线，是乏燃料分离领域的研究热点之一。美俄等基于熔盐电化学分离技术，分别建立了经工程规模热验证的干法后处理流程。我国早期开展了氟化挥发法研究，近年来针对氧化物乏燃料和熔盐堆燃料循环分别开展了较广泛的基础理论和工艺研究。本文总结了我国在氯化物和氟化物熔盐体系中稀土、铀、钚电解分离与铀氟化挥发等研究进展，并结合我国先进核燃料循环体系建设，提出了下...
本文归纳总结了我国后处理技术发展现状，结合我国核燃料循环技术发展路线分析了我国核燃料后处理技术发展需求，提出了下一步发展思路和要点。
本文采用双向压制的方法制备MOX燃料芯块生坯，通过一系列实验，对压制压力、保压时间和成型剂添加量对燃料芯块生坯和烧结芯块性能的影响进行了研究，得到一套快堆燃料芯块压制成型的工艺技术参数：压制压力400 MPa、保压时间2 s、硬脂酸锌添加量0.4%（质量分数）。验证实验结果表明，采用上述工艺参数制出的生坯质量良好，烧结得到的芯块微观组织均匀、无宏观及微观缺陷，可用于快堆燃料芯块的制造，同时对其他类...
船用堆控制棒吸收体的燃耗特性研究
控制棒价值 燃耗模型 价值亏损 局部功率分布
font style='font-size:12px;'>
2015/10/30
控制棒价值是反应堆设计和安全分析中的一个重要参量，针对控制棒在船用堆运行过程中的重要作用，基于DRAGON程序建立了控制棒吸收体燃耗分析模型；为剔除燃料燃耗对控制棒价值的影响，模型中控制棒吸收体的核子密度在实际燃耗情况下获得，控制棒价值则利用各燃耗点下实际的核子密度在初始燃料环境下计算得到；计算结果表明：在60 GWd/tU内，以铪为吸收体的控制棒价值随燃耗呈线性递减趋势，燃耗每加深1 GWd/t...
核燃料后处理是核燃料循环的核心, 对于核环境安全和核能的可持续发展意义重大.离子液体作为“新一代绿色溶剂”在核燃料后处理中具有广阔的潜在应用前景. 离子液体可以替代易挥发的有机溶剂用于水法后处理萃取分离放射性核素, 也可以替代强腐蚀性的高温熔盐用于干法后处理电解回收金属离子. 本文在作者工作基础上总结了近年来离子液体用于核燃料水法和干法后处理的基础研究成果, 归纳和分析了其中的关键科学问题. 此外...
通过热调试, 打通了动力堆乏燃料后处理中间试验厂(简称中试厂)的流程, 获得了剪切、溶解、料液澄清、共去污循环、铀钚纯化循环、铀钚尾端的操作参数和工艺参数. 此外, 萃取等工艺设备和机电仪设备及辅助系统得到验证, 具备安全性和适应性. 调试结果表明, 各系统收率和净化系数均满足设计指标要求, 最终制备出合格的三氧化铀产品和二氧化钚产品; 辐射防护系统各监测点监测值在控制范围内; 废水、废气的排放符...
研究采用图像分析技术测量包覆颗粒的疏松碳涂层密度，包括图像采集硬件和分析软件。通过对颗粒的实际测量和扫描电镜观察，对测量方法的可靠性进行了评价。在分析测量过程中不确定度主要来源的基础上，对不确定度分量及合成不确定度进行了计算。结果表明，本方法具有灵活方便、速度快、维护简单等特点，可直接用于包覆颗粒涂层性能评价。
对充氚和未充氚的抗氢-2(HR-2)不锈钢样品进行退火处理，利用正电子湮没寿命谱(PAL)以及透射电镜(TEM)等技术探讨不锈钢中氦和微缺陷的相互作用。未充氚样品中，退火温度对缺陷态的影响主要表现为偏聚物在晶界的析出。充氚样品实验中，退火温度小于300℃时，充氚不锈钢中的He原子主要通过自捕获机制在晶内缺陷处聚集成泡；热处理温度为300～600℃时，充氚不锈钢中的He原子主要通过热迁移的方式迁移至...