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【《日本原子》1994年10月号第12页报道】1994年10月1日,日本原子能研究所(JAERI)成立了一个突击工作组,进行关于石化钚燃料的研究与开发工作。该小组将研究如何从拆卸的核武器中取出钚,并把它作为轻水堆的燃料。该燃料将由核弹头的钚与各种氧化物(锆、铝、镁和钍)混合制成。由于这种燃料的成分在化学上是稳定的,因而要通过后处理反萃取钚是十分困难的。这种钚燃料可在现有的MOX燃料生产厂生产,并可直接装入现有的轻水堆,因此没有必要为燃烧核弹头钚建造新的设施。 相似文献
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【《日本原子》 1 997年 1 2月号第 1 2页报道】 日本动·燃事业团 (PNC)宣布说 ,该公司将于 1 999年开始制造微量锕系元素(MA)燃料。日本曾希望用先进的核燃料再循环以减轻地质处置的压力 ,即通过从乏燃料中分离诸如镎、镅和锔 (称为 MA)长寿命核素用作 MA燃料燃烧。作为再循环研究与发展的一个课题 ,日本打算将 α- γ设施 (AGF)用于含 MA(主要是镅 )的 MOX燃料的制造和试验设备。目前正在对 AGF进行改造 ,使 MA燃料能在上阳实验快堆中进行辐照。1 996年已完成了箱式热室的去污和仪器拆卸。1 997年 5月安装了 MA燃料制造设施 ,… 相似文献
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【日本《原子能产业新闻》2001年2月8日报道】 日本核燃料循环开发机构2月2日与哈萨克斯坦国家原子能中心签署了有关大型快堆安全性试验的合作研究计划协定。这是日本核燃料循环开发机构与哈萨克斯坦的第一个合作项目。 该项研究被称作“EAGLE”项目,主要是利用位于哈萨克斯坦库尔恰托夫市原子能中心的试验堆IGR,实施防止快中子增殖堆(FBR)再临界实验。IGR为石墨慢化脉冲输出反应堆,它可在几秒的短时间内输出强大的脉冲,并使试验用燃料熔化。所以,利用该项研究可以监测轻水堆燃料与快堆燃料的破损情况。 该项实验的另一个目的是评价和… 相似文献
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【日本《日刊工业新闻》1985年5月8日报道】动力堆核燃料开发事业团为进行新型转换堆(ATR)负载跟踪试验,完成了“普贤”原型堆装料的弓形燃料棒的设计,最近已向科技厅提出了安全审查的要求。该研究工作是这样的:先将新研制的燃料棒装入“普贤”堆,燃烧一定时间后,再装入日本原子能研究所的材料试验堆“JMTR”, 相似文献
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【美国《核新闻》2005年3月刊报道】日本福井县(Fukui)知事以及敦贺市(Tsuruga)市长已批准对日本文殊快堆进行改造。文殊液态金属冷却快中子增殖堆在1995年发生钠泄露并引起火灾事故后一直处于关闭状态。运行该设施的日本核燃料循环开发机构(JNC)准备从2005年3月起为该堆的改造做准备。据日本原子力产业会议(JAIF)称,福井县知事是在与日本科技部部长Nariaki Nakayama会晤时宣布上述决定的。Nakayama在会晤中强调指出,科技部支持快堆开发。作为快堆研究的核心设施,文殊堆将在促进燃料循环方面发挥重要作用。福井县知事则要求政府“积极… 相似文献
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【《欧洲核综览》 1998年 5— 6月刊报道】 荷兰能源研究基金会 (ECN)正在运作关于锕系元素和裂变产物再循环 (RAS)的一项大型计划。在此计划范围内 ,将在不同的堆型上研究锕系元素的嬗变情况。对于任何一个用铀、钚作燃料的反应堆来说 ,锕系元素的质量平衡式为 :耗铀 +耗 TRU≈ 375 kg/ GW热 ·年 ,并且此平衡源自这样的事实 :任一锕系元素同位素的裂变产生约 2 0 0 Me V的能量。显然 ,当反应堆在无铀燃料下运行时 ,TRU的消耗最大。然而 ,除了高 TRU-消耗率之外 ,还希望有一个低 TRU-卸料率 ,以便在直接贮存情况下减少待处置的 … 相似文献
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[英国《核能》1996年8月号第253页报道] 自1963年首次利用铀-钚混合氧化物(MOX)燃料以来,法国、德国、瑞士和比利时的电力公司在其轻水堆(LWR)内再循环环已取得成功。此外,日本已确定了钚利用的战略,并正计划本世纪以前在其压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)系统中利用MOX燃料。英国、法国、德国和日本的快中于增殖堆(FBR)也一直在使用MOX燃料。尽管 相似文献
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【日本《原子能产业新闻》1983年7月7日报道】日本动力堆核燃料开发事业团于6月27日发表了1983年度计划,其概要如下:一、动力堆的研究1.快堆在实验堆(热功率10万千瓦)的辐照基本特性的试验之后,投入负载运行并进行以原型堆的燃料材料等为重点的辐照试验。2.新型转换堆 相似文献
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【日本《原子能视野》2000年12月刊报道】 日本核燃料循环开发机构的研究小组成功开发出用于制造混合氧化物燃料(MOX)的多功能炉,将于2001年并入目前运行的快中子增殖反应堆(FBR)燃料生产线。该多功能炉用于烧结MOX燃料芯块,能够在同一炉中完成制造MOX燃料的脱脂、烧结、脱气处理三道工序。这样就可缩短处理时间、节省能源,从而大大降低制造成本。 核燃料循环开发机构的MOX燃料制造厂为快中子增殖堆“文殊”及快中子实验堆“常阳”制造燃料,这次开发多功能炉的目的是为分批式需要燃料的常阳堆制造燃料。 到目前为止,制造MOX燃料的… 相似文献
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【《日本原子》 1999年 5月号第 18页报道】 日本核循环开发研究所 (JNC)和电力工业中央研究所 (CRIEPI)于 1999年 3月12日签订了核研究与开发合作协议。这 2家机构虽已随着形势发展在联合研究和服务项目上进行合作 ,但此次是双方在这方面的第一份正式协议。协议带来的预期收益包括 CRIEPI能够在 JNC的设施进行以前在海外同外国机构进行的研究工作 ,JNC也将能够利用CRIEPI在铀试验和其它领域内的经验。根据此项协议 ,双方将在快增殖堆(FBR)及其燃料、FBR燃料的后处理和高放废物的处理与处置等领域进行联合研究和人员与信息的… 相似文献
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【《日本原子》 1 999年 9月号第 1 0页报道】 7月 6日 ,日本核循环开发研究所(JNC)宣布它利用计算机化断层 X射线照相法 (CT)已成功地拍摄到常阳 (Joyo)快中子试验堆乏燃料组件的 X射线图。这在世界上是首次。该摄影图片是在其大洗工程中心燃料监测装置 (FMF)上得到的。在研究开发快中子增殖堆 (FBR)实际应用材料的过程中 ,日本核循环开发研究所(JNC)计划验证乏燃料组件的完整性并评估其辐照性能。因此 ,JNC 6月 2 2日将乏燃料组件从 Joyo移至燃料监测装置上开始作后辐照试验 (PIE)。日本核循环开发研究所成功地在常阳堆上应用… 相似文献
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《国外核新闻》1998,(1)
【《日本原子》1 997年 1 1月号第 1 3页报道】 1 997年 9月 1 9日 ,记者第一次看到日本原子能研究所JAERI在其建大洗研究设施内的高温工程试验堆 (HTTR)。 HTTR是利用氦气作为冷却剂的一种高温堆 ,它设计目标是产生1 0 0 0℃高度。1 96 9年以来 ,一直在研究 HTTR的AERI目前正在制备燃料组件 ,并进行一系列功能试验 ,以便在 1 997年底前达到首次临界。这些试验包括测试各部件的温度变化以及当冷却剂受热时设备与管道热膨胀和变形。全部燃料组件将于 1 997年 1 2月初准备就绪。目前已经交付了 1 / 3的燃料组件。预计 ,HTTR将于 1… 相似文献
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【《日本原子能学会专刊》2000年第10期报道】日本原子能研究所成功开发出高效分离回收反应堆乏燃料中含有的锕系元素的新萃取剂。此种萃取剂不仅可应用于原子能领域,而且可应用于其他工业领域。乏燃料中作为燃料可回收利用的除了铀、钚之外,还含有裂变产物和锕系元素。通常可采用溶剂萃取法从其硝酸溶液中分离回收锕系元素、并对其进行处理处置、以减少放射性废物量,而用这次开发出的萃取剂可回收近100%的锕系元素。(如图所示,用传统的萃取法只能回收80%。)开发新萃取剂采用了分子设计法,有效运用理论和计算科学开发出了TODGA(四辛—3—… 相似文献
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【《欧洲核能综览》2000年3～4月号报道】分离与嬗变(P&T)可能是未来的对高燃耗的UO2和混合氧化物燃料(MOX)的乏燃料组件采取的一种辅助的废物管理方案。除了对铀和钚采取常规或先进的后处理外,这个方案还要求开发专门的次锕系元素(MA)分离技术。在第一阶段,把MA从高放废物(HLW)溶液中分离出来就能得到独立于已玻化的HLW之外的锕系元素。 尽管对燃料循环工业来说,达到工业化要求的规模生产,无论在技术上还是经济性上都是一个挑战,但仍在高温实验室环境下开发和测试了几种MA分离方法。 在20世纪70年代,为快中子堆(FNR)开发出了钚富… 相似文献