日本建成新溶解槽

动力堆核燃料开发事业团计划在后处理设施分离精制工段设置一个新溶解槽,最近,这一设备基本建成。新溶解槽的结构与以前的相同,由圆筒状的溶解部分、平板状的贮液部分和连接各部分的管道构成,容量约850升。根据以往溶解槽发生泄漏故障的经验,这次新溶解槽尽量减少了焊缝,特别是在加热蒸汽罩上已找不到焊缝。     

日本东海村后处理厂后处理能力居世界第二位

[日本《原子能快报》1986年12月15日报道]日本“动·燃”事业团东海村后处理厂,自1977年9月使用原子能研究所JPDR(动力试验堆)辐射燃料开始进行热试验以来,已过9年多了,这期间,溶解槽、氧回收蒸发罐曾相继发生过穿孔等事故,但与国际上比较,其轻水堆乏燃料后处理实绩仅次于法国,超过美国,居世界第二位。这一情况是科技厅汇总的截至1985年底的调查结果。根据该调查,在同时期,法国后     

东海后处理厂将重新投入运行

【日本《原子能快报》1985年2月18日号第4页报道】动力堆核燃料开发事业团于15日宣布,自1983年12月以来一直处于停产的东海后处理厂从18日起重新投入运行。新溶解槽 R-12的安装工作最近已完成,在3月底之前进行检查运行,处理九州电力公司玄海核电站的约5吨辐照燃料,如     

法国开始在UP3后处理厂安装新溶解器

【《瑞士原子能协会通报》1990年第6期第8页报道】1990年3月初,核材料总公司阿格新后处理厂 UP3在称为 T1的首端装置开始安装两个溶解器中的一个。原先安装的溶解器,由于在锆制溶解器的槽上出现     

日本第二大反应堆被下令停运

【日本《朝日新闻》2006年4月12日报道】2006年4月12日,日本核燃料公司发布消息,青森县六所村乏燃料后处理厂洗涤槽发生泄漏,泄漏了约40L含钚和铀的洗涤水。这是六所村后处理厂2006年3月底使用乏燃料开始放射性试验以来发生的首次事故。据日本核燃料公司称,2006年4月11日3点40分左右,在后处理厂首端处理厂房溶解槽屏蔽室内,为了将废包壳清洗槽内的洗涤水输送到下一个流程,操作员必须给连接设备安装一个软管,为此操作员使用机械手进行了远距离操作。但在取下软管连接处的关闭管塞时,操作员误将连接关闭管塞与管道的连接部件取下,造成了洗涤…     

法国UP3处理日本燃料

[美国《核燃料》1989年12月11日刊第14页报道]法国科杰马公司的新的UP3后处理工厂已经开始运行,其处理的首批乏燃料约为5吨,来自日本美滨核电厂。UP3是由外国的后处理用户提供资金建造的,作为交换,该厂将为这些用户提供相当于10年后处理能力的后处理服务。UP3在技术上目前尚处于运行前阶段,它正等待更换漏泄的锆首端溶解槽。这批乏燃料的溶液正在从附近的UP2泵送过来。     

动力堆乏燃料后处理溶解液澄清技术研究

用于乏燃料后处理溶解料液澄清的主要设备是沉降离心机。离心机研究过程中出现下轴承温升过高、酸置换效果不理想、降速和冲渣过程中有含渣料液进入清液等问题,从而影响离心机的料液分离效果。针对存在的问题,对离心机轴承降温;取消酸置换;在清液管道上增加缓冲罐和返回料液槽的空气提升器,防止渣水进入清液槽;改善冲渣效果等技术改进后,满足工艺要求,实现了工程应用。     

日本东海村后处理厂因溶解器渗漏而停产的情况

【日本《原子》1983年3月号第26页报道】日本“动·燃”事业团所属东海村后处理工厂,在2月18至19日因溶解器出现针孔,释出放射性比正常值约高10倍,被迫暂停试运行。据报道,这次事故未造成伤亡和污染环境。该厂两个溶解器中的一个,即 R-11在1982年4月份出现同样的针孔渗漏问题,至     

日本第二次公布钚存量清单

【日本《钚》1995年第11期报道】日本的钚存量每年在原子能委员会发表的《原子能白皮书》中公布一次。1995年白皮书是在1995年10月24日发表的,它列出了截至1994年12月底的钚存量。 一、已分离的钚(截至1994年12月底): 动燃事业团的后处理厂: 硝酸钚等:710kg (从溶解后分离出钚起直到通过     

日本东海后处理厂溶解器焊补成功

[英国《国际核工程》1986年2月号第15页报道]1982年4月,日本东海后处理厂的两个溶解器之一发生放射性泄漏。在补救问题上,“动·燃”公司(PNC)和日立公司曾决定研制六种检修用的遥控装置。检查该溶解器时发现了三处缺陷。泄漏     

独特的污染零部件清洗机

【日本《原子力工业》1983年第9期第56页报道】最近,日本三菱化工机械公司出售一种新式清洗机,适于清洗被污染的原子能设备的零部件,也可用来清除机油及污垢。以往用搅拌槽清洗原子能设备零部件时,由于清洗液只从一个方向冲洗,并且清     

3 S-119有机污物的溶解实验研究

在振荡器上进行S-119有机污物的溶解实验研究。首先用不同溶剂对S-119有机污物进行溶解，实验观察该溶剂对污物的溶解性能，并实验筛选出溶解性能较好的溶剂。溶解实验结果表明，常用的有机试剂，诸如醇、TBP、煤油等和无机酸碱等，对S-119有机污物的溶解极差，而在溶解剂A1中，S-119的溶解效果甚佳。     

未来的核电站将利用从海水回收的铀

近几年来,由于日本专家们的努力,从海水中回收铀的技术已取得了显著的进展。有人预计,在不久的将来,利用从海水中回收的铀作核能发电,在日本将变成经济的现实。 由于日本原子能研究所(JAERI)所属高崎辐射化学研究中心和东京大学长期合作研制的结果,目前日本专家开发出一种利用辐射诱发的接枝聚合制备的偕胺肟吸附剂来从海水中回收铀的技术。 海水中铀溶解的主要形式是稳定的三碳酸铀酰络离子UO_2(CO_3)_3~(-4)。利用     

英国为后处理开发液体脉冲技术

[英国《国际核工程》1989年12月号第36页报道]燃料后处理的第一步总是暴露燃料,以便溶解。热氧化物燃料的常用方法是剪切大块,使燃料组件切成约50毫米的长度,继之以成批溶解。切下的包壳和格架等并不溶解,在每批溶解以后用溶解器篮筐加以去除。     

日本六所村高放废物设施准备接受从国外运回的固化废物

【美国《核子周刊》1995年2月2日报道】1月18日,日本核燃料有限公司(JN-FL)六所村高放废物(HLW)设施获得了原子能委员会(AEC)签发的许可证,即将接受从法国运回的高放废物。 该设施座落在后处理厂北面,由两个部分组成,一个用于接受和一个用于贮存运回的玻璃固化物。玻璃固化贮存设施有两个钢筋混凝土槽,每个槽可装720个容器,总共可储存1440件玻璃固化物。每个槽将容纳80根不锈钢套管,每根套管可装9个容器。该设施年最大接收能力为500个玻璃固化包,这些固化物贮存30—50年后,再最终作     

催化电解法溶解钚的氧化物

概要综述了催化电解法溶解钚氧化物（CEPOD）的基本原理、方法和装置。在少量催化剂（如Ag^ )存在下，用CEPOD法将PuO2氧化成PuO2^2 而使PuO2溶解。该法具有溶解速度快、溶解完全、可批量溶解、室温下无氟（HF）、低酸（NHO3）操作等优点，适用于高温（950－1700℃）制备或煅烧过的PuO2与MOX乏燃料元件的溶解、含钚废料与钚污染废物的浸取和受污染或有害废物的电解破坏等。     

用Rn和CO_2进行地球化学探测的适用性及其主要问题

日本环境地质部杉山雄一等人,使用Rn法调查活动断层的位置和活度。Rn法测量同槽探、地震测量、钻探相比,有着经济、简单等优点。杉山等人从Rn法测量的现状出发,对京都府奥丹后的乡村断层和仲禅寺断层进行了测量,同时采用CO_2法和O_2法进行了对比和解释,并以测量结果为依据,讨论了Rn的来源和决定Rn浓度的主要因素,指出了Rn法测量的适用性及主要问题。     

DHDECMP从强放废液中分离和回收锕系—镧系元素的研究

文章在单级萃取实验的基础上,以串级萃取的实验方法,用30%DHDECMP-DEB从模拟动力堆核燃料后处理1AW强放废液中,进行了分离和回收锕系-镧系元素的工艺研究。串级实验是在共萃取槽R-A;分离槽R-B;反萃取槽R-C三个槽进行的。经过共萃取槽后,从强放废液中提取了全部α-放射性核素;经过分离槽后,使Pu,Am,Gd等三价锕系-镧系元素与U,Np分离;经过反萃取槽后,回收了Np和U。     

日本人形(山上下)事业所的铀精制和转换

【《日本矿业会志》1981年第8期第860页报道】一、堆浸、精制和转换中间厂的概要 1.综合处理系统和主要装置目前,日本的方针是保存人形(?)大部分铀矿,只开采少量矿石供堆浸和试验用(每年约5,000—10,000吨,品位万分之八)。转换工厂所需的大部分铀(每年约100—200吨)由国外进口的黄饼提供,溶解后在流程的中间并入。     

几种特殊栅元群截面库的近似处理

本文以后处理厂溶解槽、含拉西环溶液为例，通过分析其栅元特性，采取一系列合理近似，在现有的ＡＭＰＸ群截面库计算系统的基础上，寻找较为理想的栅元共振自屏及截面权重平均的近似处理法，为最终迁移计算（或蒙特－卡洛模拟计算）提供较为满意的群截面库。从而为这类非常规栅元系统的临界安全分析开辟一条可靠途径。