熔盐体系中UF4的氟化挥发工艺技术

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-ZrF₄（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UF₆。氟化反应后熔盐中的铀质量分数降至2.5×10-3%以下，UF4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。     

熔盐电解法乏燃料干法后处理技术研究进展

熔盐电解法是目前最有前途的干法后处理技术,适合于处理氧化物和金属等不同类型乏燃料。熔盐电解法主要包括四个核心流程,即首端处理、电解还原、电解精炼和提取以及废物处理。本文以国际上最新的研究进展为蓝本,综述熔盐电解法乏燃料后处理技术的基本流程以及待解决的关键问题。     

国外仪表在线校正监测技术发展概要

仪表在线校正监测技术作为一种新的核电厂监督诊断技术,具有实时监测过程仪表通道的功能,及时发现错误的仪表信号,减少过程仪表校正次数,降低仪表误校正概率和校正引起的仪表故障,从而提高核电厂的安全性和经济性。介绍了国外仪表在线校正监测技术的发展和应用概况以及该技术给核电厂带来的收益;描述了美国核管会对仪表在线校正监测技术的安全评价。我国目前尚未见到关于这种技术的研究报道,希望本文能够引起国内相关单位机构的注意,从而促进在线校正监测技术在国内的应用研究。     

绝缘在线监测技术应用于核电站的思考

首先介绍了电气设备状态维修在核电站设备管理中的重要作用和状态检修特点。针对目前国内核电站还没有全面开展以绝缘在线监测技术为基础的电气设备状态维修,而定期维修的局限性逐渐突显出来,并对核电站的可靠运行造成了一定程度影响的现状,着重阐述了电容性设备的介损因数在线监测的原理,分析了其在电网和常规电厂的应用情况,指出在核电厂开展应用绝缘在线监测技术能提高核电站电气设备运行的可靠性,对核电站的安全运行具有重要意义。     

核电厂安全级仪表在线监测系统技术研究

目前国内核电厂主要采取定期校准的方式对安全级仪表漂移进行管理,但该方法过于保守且经济性差。基于此,本文对安全级仪表在线监测系统技术进行了研究,首先对安全级仪表实际漂移数据进行了分析,明确了核电厂安全级仪表漂移的主要类型,证明了对安全级仪表开展在线监测的可行性。其次,通过对相关法规及标准的分析和研究,明确了核电厂安全级仪表在线监测技术的基本要求。最后,开展了在线监测系统技术的数据分析研究,对冗余仪表提出了等价平均算法,对非冗余仪表算法进行了分析并对多元状态估计模型（MSET）方法开展了基于电厂实际数据的建模验证,证明了该方法在核电厂应用的可行性。      

浓缩硼同位素的化学提纯与质谱分析

一、引言 在核燃料循环中,准确地测定硼同位素丰度及确定核燃料产品中硼含量具有重要意义。 关于硼的化学提纯方法有蒸馏法、萃取法,离子交换法,汞阴极电解法等,其中蒸馏法能使硼与其他杂质元素分离比较完全,而且,操作简便、重复性好、适应范围广。本工作用蒸馏法提纯浓缩硼元素获得了比较满意的结果。     

干法后处理中含氯放射性废熔盐固化方法研究进展

熔盐电解法处理乏燃料产生的废熔盐属于高放废物，该类废熔盐具有水溶性较高、元素复杂、放射性高、腐蚀性强及高挥发性等特点，需要将其封装在结构稳定、耐辐照的固化基材中，形成稳定的耐浸出固体废物，使其与人类生存环境隔绝。由于常规硅酸盐玻璃与氯化物相容性较低，无法直接用于固化废熔盐，因此，需要进行大量研究来寻找合适的固化材料。含氯废盐的处理有两种途径：一是选择合适的基体进行包容处理，常见基体有方钠石、磷灰石或磷酸盐玻璃；二是先把氯化物转化为其他形式化合物，如磷酸盐、氧化物等化合物，再进行固化处理。鉴于我国在该方面的研究起步较晚，本文综述了国内外已经开发的氯化物熔盐废物处理处置方法，介绍了每种方法的原理、路线和性能特点等。     

TMSR熔盐回路的漏热功率在线监测软件

简述了钍基熔盐堆核能系统(TMSR)熔盐回路漏热功率在线监测软件功能和开发过程。基于EPICS构架,通过采用分段式的实时温度数据采集与在线处理的方法,首次实现了TMSR信号实时处理与监测功能,完成了用于实现TMSR熔盐回路漏热功率在线监测软件的开发,为TMSR监控系统的后续功能开发和TMSR正常运行提供了可靠的技术支持和保障。     

LiCl-KCl、NaCl-KCl和KCl熔盐体系中Ce(Ⅲ)的电化学行为

对比了Ce(Ⅲ)在LiCl-KCl、NaCl-KCl和KCl熔盐体系中Mo电极上的电化学行为。结果表明：高温NaCl-KCl、KCl熔盐体系中由于Ce(Ⅲ)与Na(Ⅰ)和K(Ⅰ)的还原电位相近,会发生大量基体盐元素的还原,而低温LiCl-KCl熔盐体系中Ce(Ⅲ)未发生上述现象;LiCl-KCl熔盐体系中Ce(Ⅲ)的还原反应为一步三电子转移的可逆过程,采用循环伏安法和计时电位法计算得到扩散系数与温度的关系式分别为ln D=-4 341.5/T-7.97和ln D=-4 346.6/T-7.39;表观还原电位与温度的关系式为E,*(Ce(Ⅲ)/Ce)=0.000 72T-3.650。     

基于MCNP和ORIGEN的熔盐快堆燃耗分析计算

熔盐堆是6种第4代先进核能系统中唯一使用液态燃料设计的反应堆型,其堆芯一回路中循环流动的熔盐既是燃料,也是冷却剂。这一特征在省去燃料元件加工制造步骤的同时,也使得熔盐堆能进行在线处理和在线添料的操作。因此,传统固态反应堆燃耗分析程序不再适用于熔盐堆。本文以熔盐快堆(MSFR)为分析对象,基于物理分析程序MCORE(MCNP+ORIGEN),将上述熔盐堆特点考虑进去,开发出能进行熔盐堆燃耗分析的MCORE-MS。初步分析表明,233 U-started模式下,熔盐在线处理可有效降低堆芯熔盐中裂变产物的含量,提高中子经济性。MSFR运行过程中能够一直保持负的温度反应性系数。     

稀土氧化物Gd2O3、Nd2O3、Sm2O3和Dy2O3在KCl-LiCl-Li2O熔盐中的电解

采用循环伏安法和计时电位法研究了Li₂O在KCl-LiCl熔盐中的电化学行为,并利用卷积伏安法计算了923 K下O₂^-在KCl-LiCl熔盐中的扩散系数（D),得到D=0.5×10^-5 cm²/s。以Gd₂O₃、Nd₂O₃、Sm₂O₃和Dy₂O₃为阴极,在KCl-LiCl-Li₂O(w=1%)熔盐中进行电解（恒电压3.40 V、电解温度923 K、电解时间25 h）。通过X射线衍射分析(XRD),证实稀土氧化物被部分还原为金属,并分析了电解过程中可能发生的反应。同时利用PRS模型（该模型可将固态阴极内离子的极限扩散速率与固态氧化物孔隙P、金属/氧化物摩尔体积R、阴极还原后的体积收缩率S等参数关联）分析了这些稀土氧化物的电解还原模型,得到Gd₂O₃、Nd₂O₃、Sm₂O₃和Dy₂O₃的最优孔隙率分别为18.7%、24.2%、30.6%、16.7%,最短电解时间分别为133、157、143、119 h,将这些结果与电解实验结果进行对比,发现阴极的孔隙率和电解时间均不满足金属氧化物完全被还原的要求,并给出了相应的解释。     

钍基熔盐堆核能系统中熔盐的蒸馏纯化与分离

氟盐具有化学与辐射稳定性高、热容量大、传热性能好、运行温度高和蒸汽压低等优点,被用作熔盐堆的燃料载体和冷却剂。随着熔盐堆技术的发展,开发熔盐的净化、回收工艺非常必要。熔盐减压蒸馏技术基于物质挥发性差异进行组分分离,由于过程操作简单、不引入新的物质等特点,在燃料处理过程中有广泛应用。利用减压蒸馏技术对钍基熔盐堆核能系统的载体盐回收、电解产物纯化、模拟燃料球去除浸渗熔盐等方面进行了研究。研究结果表明,含CsF、SrF_2、LaF_3和ThF_4的FLiNaK盐经减压蒸馏处理,可从FLiNaK中除去SrF_2和LaF_3,去污因子分别为4.4×10~3和1.9×10~3,Th的去污因子为94;通过蒸馏可去除电解产物表面夹带的氟盐,纯化电解产物;燃料球中浸渗熔盐在1 085℃下处理37h可去除石墨球中94%的浸渗熔盐。     

氯化锂熔盐中八氧化三铀电解还原基础研究

将氧化物乏燃料直接电解还原为粗金属的过程是目前以电解还原-电解精炼为特征的主流干法后处理流程的重要步骤。二氧化铀（UO₂）是乏燃料的最主要成分,将致密的UO₂芯块转化为八氧化三铀（U₃O₈）粉末后,再进行电化学还原能有效提高还原速率。因此,以U₃O₈为研究对象,开展其在氯化锂（LiCl）熔盐中的电解还原机理研究,对后处理干法流程的开发具有重要的现实意义。本文在650 ℃的LiCl熔盐中,采用循环伏安法和恒电位电解法,研究U₃O₈的电解还原行为;对电解后的样品,运用XRD、SEM等手段分析其组成和形貌,并推测相应的还原机理。     

Development of Electrochemical Separation Methods in Molten LiF-NaF-KF for the Molten Salt Reactor Fuel Cycle

Electrochemical methods for the separation of fission products from fission material in molten fluoride salt media have been studied in the context of their application within the framework of the developed Molten Salt Reactor fuel cycle. The separation possibilities of selected actinides (U, Th) and lanthanides (Nd, Eu, Gd) in molten eutectic LiF-NaF-KF at 530°C were evaluated by means of cyclic voltammetry. The applicability of different electrochemical techniques is discussed with reference to the new results from this study, and a basic flow sheet for the Molten Salt Reactor fuel cycle is outlined.     

镧系及锕系元素在离子液体中的电化学行为

乏燃料回收是核燃料循环的核心,对核安全和核能可持续发展具有重要的意义,其分为使用水溶液的湿法和不使用水溶液的干法处理。熔盐电解技术是乏燃料干法回收的重要方法之一,但其工艺温度往往在数百摄氏度,对设备和能耗要求都很高。离子液体具有电化学窗口宽、低熔点、低蒸汽压、热稳定性好等优点,有望替代高温熔盐用于乏燃料干法回收。本文概述了镧系元素和锕系元素在离子液体中电化学方面的研究状况,表明离子液体用于乏燃料干法回收是可行的,但需要更多的基础性研究。     

影响CaCl2-NaCl熔盐电脱氧法制备金属Zr的工艺条件

将氧化物转化为金属是熔盐电解精炼干法后处理氧化物乏燃料流程的关键步骤之一。在等摩尔CaCl₂-NaCl混合熔盐体系中,以石墨棒为阳极,采用高温烧结后的ZrO₂模拟UO₂开展了电脱氧制备金属Zr的FFC剑桥工艺条件优化。研究了工艺条件（槽电压、电解时间、烧结温度和电解温度等）对电脱氧制备Zr的影响。采用场发射扫描电子显微镜(SEM)和X射线衍射(XRD)分别分析了电解前后ZrO₂阴极的微观结构和物相组成。优化后的工艺条件为：电压3.4 V、电解时间12 h、烧结温度900 ℃和电解温度722 ℃。同时,研究结果表明, ZrO₂电脱氧还原为Zr时,存在中间产物CaZrO₃和ZrO。     

Chemistry and technology of Molten Salt Reactors - history and perspectives

Molten Salt Reactors represent one of promising future nuclear reactor concept included also in the Generation IV reactors family. This reactor type is distinguished by an extraordinarily close connection between the reactor physics and chemical technology, which is given by the specific features of the chemical form of fuel, representing by molten fluoride salt and circulating through the reactor core and also by the requirements of continuous ‘on-line’ reprocessing of the spent fuel. The history of Molten Salt Reactors reaches the period of fifties and sixties, when the first experimental Molten Salt Reactors were constructed and tested in ORNL (US). Several molten salt techniques dedicated to fresh molten salt fuel processing and spent fuel reprocessing were studied and developed in those days. Today, after nearly thirty years of discontinuance, a renewed interest in the Molten Salt Reactor technology is observed. Current experimental R&D activities in the area of Molten Salt Reactor technology are realized by a relatively small number of research institutions mainly in the EU, Russia and USA. The main effort is directed primarily to the development of separation processes suitable for the molten salt fuel processing and reprocessing technology. The techniques under development are molten salt/liquid metal extraction processes, electrochemical separation processes from the molten salt media, fused salt volatilization techniques and gas extraction from the molten salt medium.     

LiCl-KCl共晶熔盐的纯化

氯化锂-氯化钾共晶熔盐是电解精炼干法后处理中最常用的电解质,其含有的杂质直接影响电流效率和产物纯度。本研究分别采用高温处理、HCl气体鼓泡和恒电位电解等方法依次去除了熔盐中的易挥发物质、氧离子和金属离子等杂质,获得了较高纯度的熔盐。采用热重分析(TGA)、电化学和电感耦合等离子体原子发射光谱(ICP-AES)等方法对比了纯化前后熔盐中各杂质的含量。研究结果表明:去除易挥发杂质的最佳处理温度范围为450～650℃;去除杂质金属离子时最佳电解电位为-2.3Vvs.Ag/AgCl(摩尔分数2%),恒电位电解800s后杂质金属离子总量低于1.5×10-6 g/g(盐)。以上研究结果表明,采用高温处理、HCl气体鼓入和恒电位电解可获得纯度较高的LiCl-KCl共晶熔盐。     

LiF对LiCl-KCl熔盐中电解精炼钆的影响

研究了LiF加入LiCl-KCl熔盐对钆电化学及络合行为的影响,发现LiF加入LiCl-KCl熔盐后,钆、铽的还原电位差由原来的6mV变为67mV。利用电化学方法和光谱方法研究了熔盐中钆离子和铽离子的配位结构,发现LiCl-KCl-GdCl_3(5mol%)/TbCl_3(5mol%)熔盐中存在[GdCl_6]~(3-)、[TbCl_6]~(3-)的正八面体结构;考察了LiF加入LiCl-KCl熔盐对钆、铽离子结构的影响,在LiCl-KCl-GdCl_3/TbCl_3中加入LiF后,钆离子和铽离子配位结构均为络合了3个F~-和3个Cl~-的八面体结构[GdF_3Cl_3]~(3-)和[TbF_3Cl_3]~(3-),计算得到两种八面体结构的相对累积稳定常数分别为10.98和6.38。以此为理论基础,进行了LiF对LiCl-KCl熔盐中钆电解精炼的影响研究,发现将LiF加入LiCl-KCl熔盐后进行钆电解精炼时,能以更高的去污系数分离钆。